HAD103_07-2024《核动力厂在役检查》.docx

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1、核安全导则HAD103/07-2024核动力厂在役检查国家核安全局2024年8月12日批准发布）国家核安全局核动力厂在役检查（2024年8月12日国家核安全局批准发布）本导则自2024年8月12日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则规定的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。1引言11.1 目的11.2 范围12总体要求13核动力厂营运单位职责24设计考虑35在役检查55.1 范围55.2 检查进度653检验验收标准75.4 补充检验75.5 重复检查85.6 役前检查96检验结果的评价W7压力试验要求W8修理

2、和更换119方法和技术、装备及能力验证129.1 方法和技术129.2 装备139.3 无损检验技术能力验证1310管理1410.1 检验单位和检验人员1410.2 结果验证1410.3 文件141引言1.1目的本导则是对核动力厂调试和运行安全规定（HAFIO3）有关条款的说明和细化，其目的是给核动力厂在役检查有美活动提供指导，如设计考虑、在役检查、压力试验、修理和更换等。12范围本导则适用于陆上固定式核动力厂，规定了核动力厂安全级构筑物、系统和设备的在役检查，以及安全级系统和设备压力试验的相关要求。其他类型或采用革新技术的反应堆可参照本导则执行相关活动，但应根据反应堆类型及特殊的安全要求评价

3、导则适用性。2总体要求2.1 核动力厂运行寿期内，设备可能受到应力、温度、辐照、腐蚀、振动和磨损等多种因素影响，这些影响会引起材料性能劣化，甚至导致缺陷形成和/或扩展。核动力厂在役检杳是确保设备结构和承压完整性的重要措施之%核动力厂营运单位开展在役检查应充分考虑核动力厂设计特点和设计要求，采用合适的在役检查和压力试验规范或标准及经验证的工程实践，符合核安全法规和相关的监管要求。2.2 核动力厂营运单位应通过编制和执行在役检查大纲对核动力厂在役检查相关活动进行管理。在役检查大纲应包括核动力厂役前和运行寿期内需进行的检查和压力试验要求，体现定期安全审查、修改活动、运行许可证延续及其他监管活动对核动

4、力厂在役检查提出的监管要求。2.3 核动力厂在役检查的范围和要求应与被检验和被试验的系统或设备的安全重要性相关联，核动力厂设计中所规定物项的安全等级可作为筛选和确定检查范围的依据。在此基础上，可以采用风险指引型综合决策技术方法优化在役检杳范围和要求。基于安全重要性和失效后果严重性，应重点检查反应堆冷却剂系统。3核动力厂营运单位职责3.1核动力厂营运单位对在役检查和压力试验相关活动负全面责任。这些职责至少包括：（1）确认核动力厂与在役检查及压力试验相关的设计和系统及设备的布置，向设计单位反馈不可达情况：（2）建立在役检查活动的组织机构；（3）编制在役检查大纲及组织实施在役检查，并根据运行经验、核

5、动力厂老化和核安全管理要求，以及安全评估和评价所采用的确定论和/或概率论方法，对大纲有效性和在役检查活动进行定期评估，必要时进行修订；（4）制定在役检查策略，确保安全级的构筑物、系统和设备的结构和承压完整性在核动力厂运行寿期内始终符合设计假设和目标;（5）保证在役检查单位资质、检验人员资质及检验能力满足相关管理要求，审查检验和试验程序；（6）监督和保证在役检查活动的有效实施，对在役检查活动（包括承包商活动）计划、技术和实施质量进行有效管理，充分研究制订在役检查方案及相关辅助管理程序，避免在役检查活动对核动力厂正常运行带来不利影响，并以书面形式明确各方职责；（7）对各项检验和试验结果进行分析和评

6、价；（8）根据在役检查或压力试验结果，编制和实施部件修理、更换或修改的详细计划；（9）记录所有的检验和试验结果，提供评价依据，便于与以后的检验结果比较：（10）保管检验、试验、分析和评价的完整记录，如射线底片、图表、图纸、报告、数据和人员资格证书等。3.2核动力厂营运单位应建立核动力厂在役检查经验反馈机制，收集、筛选、分析和评价国内外核动力厂在役检查经验信息，根据分析结果提出相应要求，并将相关信息在本单位各有关部门之间共享。4设计考虑4.1 核动力厂营运单位应要求设计单位根据设备的安全重要性、设计分析结果和潜在失效机理，结合适用的规范或标准及在役检查实践经验反馈，提出在役检查应关注的部位、方法

7、及验收标准等。4.2 为尽可能保证所有要求的在役检查和压力试验都能顺利进行，设计阶段应充分考虑构筑物、系统和设备的可达性和可检性，具体包括但不限于以下方面：（1）为使用要求的方法和技术进行检验，以及相关的人员和装备进出留有足够空间（还应考虑必要时可能采用的其他检验方法所需空间）；（2）采用适宜的儿何形状和焊缝结构，以适应所需检验方法和技术的要求；（3）考虑把人员受到的辐射照射量减少到合理可行尽量低水平：（4）为进行必要的检验和试验，考虑如何拆除、存放和恢复结构件、屏蔽部件、保温层及其他设备和部件；（5）考虑在必要处安装和支撑装卸机械（如起重机或其他装卸设备），以便于设备、部件和其他材料的拆除、

8、解体、复装和存放：（6）考虑反应堆冷却剂系统各个设备和其他接触放射性冷却剂的设备及对其在役检查所用装备和工作场所的去污设施，以及相关在役检查所用装备在现场的存放:（7）考虑其他可能存在的问题，包括设备表面的光洁度、杂质或腐蚀产物的积累，以及材料的选择、环境温度等。4.3 核动力厂营运单位应参与4.2节内容的设计审查，对经过设计调整仍无法消除的在役检查不可达或不可检部位，应要求设计单位进行评估论证。4.4 核动力厂营运单位应要求设计单位提供本章建议的资料，以便于编制在役检查大纲。5在役检查5.1 范围5.1.1 应结合构筑物、系统和设备的安全等级、设计对部件在役检查的要求、运行经验反馈及监管要求

9、等，确定在役检查范围。构筑物的在役检查范围是指安全壳金属压力边界部分及其整体连接件，系统和设备的在役检查范围根据物项安全重要性重点考虑下列部件：（1）反应堆冷却剂系统中的承压部件；（2）在运行状态和设计基准事故工况下，保证反应堆停堆、冷却核燃料的反应堆冷却剂系统部件及与该系统相连接的系统和设备：（3）其移位或故障可能危及上述系统的其他部件。5.1.2 对于按照5.1.1节规定应进行在役检查的部件，通常需对其进行目视检验、表面检验和体积检验等。此外，必要时应通过压力试验检验承压部件是否存在泄漏。5.1.3 按照部件安全重要性，有些部件可免除表面和体积检验。可免除上述检验的判定主要基于部件及其连接

10、件的尺寸，或部件与核燃料或外界大气之间的屏障数目。但是，应通过压力试验检验这些部件是否存在泄漏。5.1.4 为合理安排相似系统和设备在役检查的数量、频度和范围，可根据设计、制造、相似部件或相似系统的数量和运行要求等情况，制定取样检查计划。取样比例应与部件的安全重要性和劣化的速率相适应，样本选择应具有代表性。5.1.5 根据风险指引型综合决策技术方法优化在役检查范围和要求时，风险评价应满足相关管理要求和技术要求。5.2 检查进度5.2.1 核动力厂在役检查应在一定的间隔期内完成，在役检查间隔期的确定应基于保守的假设，以确保影响部件的任何劣化能在导致部件故障前被检出。在役检查进度应确保在核动力厂运

11、行寿期内能够进行重复检查，应参考适用规范并结合失效机理和运行经验确定在役检查间隔，使之与部件的失效概率和特性相适应。可采用均匀或非均匀分布的在役检查间隔，均匀分布的在役检查间隔期可为几年到十年左右；非均匀分布的在役检查间隔期在核动力厂运行早期可以稍短，后续随着所取得的经验适当延长，但最长一般不超过10年。不管采用何种在役检查进度，在接近核动力厂运行寿期末时，缩短在役检查间隔期是必要的。5.2.2 在役检查间隔期可划分为若干检查期。在各检查期内，应根据部件、检验类型以及核动力厂正常运行或计划停堆所允许的可达性完成所要求数量的在役检查。这些在役检查可认为是整个在役检查间隔期内所要求全部检验的一部分

12、。5.3 检验验收标准5.3.1 实施在役检查前，应确定适用于在役检查所用检验方法的记录阈值和验收标准。532在没有验收标准，或虽有标准但不适用的情况下，应研究制定验收标准，并需要分析论证可接受性。5.4 补充检验5.4.1 当取样检查发现缺陷超过验收标准时，应另选若干相同或类似部件（或区域）进行补充检验，所选部件（或区域）的数量不少于初次取样中部件（或区域）的数量。5.4.2 如5.4.1节补充检验查明仍有超过验收标准的缺陷，所有相同或其余类似部件（或区域）都应按初次取样中的部件或物项所规定的检验范围进行检验。543对于只对基本对称布置的管系中的一条环路或一个分支管路取样检查的情况，当在役检

13、查发现缺陷超过验收标准时，应补充检验第二条环路或分支管路，应按初次取样中的部件或物项所规定的检验范围进行检验。如第二条环路或分支管路的补充检验表明仍有超过验收标准的缺陷，则应对具有相似功能的其余各环路或分支管路进行补充检验。5.4.4 对于热交换器（如蒸汽发生器）传热管取样检查发现缺陷超过验收标准的情况，应制定专用的补充检验要求。5.4.5 对于在役检查发现相似系统或设备存在共因缺陷的情况，应在原在役检查计划的基础上调整在役检查要求，如扩大在役检查范围、缩短在役检查期等。55重复检查5.5.1 在个在役检查间隔期内对部件的检验顺序，应尽可能在以后的在役检查间隔期内予以保持。5.5.2 当在役检

14、查发现部件存在超标缺陷但经评价确认该部件可以继续使用时，则从超标缺陷发现时间起，一个在役检查间隔时长内开展三次检验，并将其作为在役检查大纲检查进度中的项附加要求。5.5.3 如果按552节开展的检验表明缺陷基本保持不变，则该部件的在役检查进度可恢复到最初的检查进度。554对于已将缺陷修复的部位，如果不能确认缺陷产生条件已消除，也可参考上述要求开展重复检查。5.6役前检查5.6.1 核动力厂开始首次装料前应进行役前检查，役前检查属于在役检查活动，其提供部件初始状态信息，为后续在役检查结果比较提供基准数据。役前检查所用的检验方法、技术和装备应与计划用于在役检查的相一致，当出现不一致时应进行分析论证

15、。5.6.2 役前检查至少应包括需进行在役检查的所有检查项目和检查对象。563役前或在役检查范闱内，修理过的、更换过的或新增的部件，在其投入运行之前应进行役前检查。5.6.4 在最终安装后无法进行役前检验的项目，如符合下述条件，可用建造过程中的制造厂检验和现场检验作为役前检查的一部分：（I）这类检验和以后在役检查所处条件类似，且计划使用的装备和技术相同：（2）在水压（或气压）试验之前进行了检验，接着在试验后又在检查区域的一组样品上作验证性检验，证明没有发生明显变化：（3）只属于压力容器类的部件，在水压（或气压）试验后进行了检验；（4）制造厂和现场的检验记录应满足役前检查结果报告格式与内容的要求，并作了标识。6检验结果的评价6.1 核动力厂营运单位应对在役检查的检验结果作出评价，以确定是否满足验收标准。6.2 如果某检验方法发现的缺陷超过验收标准，可补充采用其他无损检验方法和检验技术，以确定缺陷的特征，即缺陷位置、大小、形状和方向，从而确定该部件是否能够继续运行。在选择这些补充方法和技术时，应充分考虑对部件影响的各种情况。6.3 如果采用力学分析法评价含缺陷部件是否能够继续运行，应分析缺陷区域在各种运行工况下的应力，包括运行状态和事故工况。在此基础上，应选出最恶劣的应力状况进行分析.分析计算方法