在役检查的目的 核电厂运行期间，设备部件可能受到温度、应力、辐照、氢吸附、腐蚀、振动和磨损等多种因素的影响，引起部件材料性能变化，例如老化、脆化、疲劳以及缺陷的形成和发展。检查核电厂系统和部件，特别是反应堆冷却剂系统的关键部件，找出结构可能产生的损伤，以便判断这些设备的安全状态，确认是否应采取补救措施，是保证核电厂安全运行所必须采取的措施。

对设计的要求 在役检查要求在核电厂设计时就考虑受检部位的可检性和可达性，以及如何将检验人员所受辐照剂量减至合理可行尽量低的水平。

⑴为了保证受检部位的可检性，要求：①焊缝凸起部位要加工成平滑过渡状；②焊缝表面应进行清洁处理；③对内表面的焊缝根部必须加工处理；④焊缝外侧的平直区域应大于超声探头的扫查长度。

⑵为了保证受检部位的可达性，要求：①受检部位至少应有300mm的空间；②接管和支撑物必须避开检查区域；③受检部位的保温部件应可拆卸；④应预留检查人员和设备的通道和工作空间；⑤在强放区、常检区和检测点集中区应设置永久性的脚手架。

⑶对受检部位要编号并做永久性标记，以便检查记录和对比检验结果。

在役检查大纲 核电厂营运单位必须按照国家核安全法规的要求，根据制造商提供的相关文件编制出在役检查大纲。它必须详细说明运行开始前要完成的役前检查和核电厂机组运行寿期内要进行的全部检验和试验，以及说明如何和何时进行这些检验和试验。其主要内容包括受检部件和受检区的选择、检验类型的确定和检验周期以及检验的方法和技术。在役检查大纲及其执行文件和检验结果报告均需报交国家核安全主管部门。

核电厂营运单位必须根据经验反馈和现场条件的变更，对在役检查大纲进行审查，必要时作修订。

在役检查范围 在制定在役检查范围时，根据安全重要性考虑下列系统和部件：

反应堆冷却剂系统中的承压设备和部件；

为确保在正常运行工况和假想事故工况下反应堆停堆和核燃料冷却所必需的设备和部件；

其移位或故障可能危及上述系统的其他部件。

在役检查周期 在役检查大纲内容必须在一定的间隔时间内完成，即制订整个运行寿期内的检查计划，提出检查时间表。检查时间表可以采用均匀分布的检查间隔，也可以采用非均匀分布的检查间隔。在均匀分布的检查时间表中，检查间隔为10年左右；在非均匀分布的检查时间表中，检查间隔在核电厂运行早期可以短一些，然后随着经验积累可以延长。然而，不管采取何种检查时间表，在接近核电厂运行寿期末，都可能需要根据缺陷变化的情况，相应地缩短检查间隔。

检查间隔可以划分为若干“检查期”，规定在每个检查期内必须完成的检验数量。这些检验可以是整个检查间隔所要求完成的全部检验内容的一部分。

在役检查的设备、方法和技术 由于核电厂在役检查的主要受检部件具有较高的放射性水平，因此要求某些检查设备具有一定的耐辐照性能和自动化程度。

用于在役检查的各项设备及其附件，其质量、范围或量程和精度都必须符合主管部门认可的标准。

在检验时使用的校准试件一般应与被检部件的材料、制造加工条件、表面粗糙度等完全一样。制造期间和役前检查以及以后的在役检查期间，都应尽可能使用相同的校准试件。

在役检查的无损检验人员资格鉴定 所有在役检查人员必须经过相应培训，具有与其职责等级相称的资格。凡从事与在役检查有关的无损检验人员均需按《核工业无损检测人员资格鉴定管理办法》(1998版)进行资格鉴定考核，取得相应的技术等级资格证书后才能进行与所持证书等级及方法相符的检验工作。

无损检验人员的技术资格分为三个等级，III级为高级，II级为中级，I级为初级，技术资格证书有效期为五年。

在役检查计划的制订 核电厂应根据编制的在役检查大纲，制订机组每次换料大修的在役检查计划。在役检查计划必须根据受检部件、检验方式以及机组计划停堆所允许的可达性安排所要求的检验。在一检查间隔期内进行的部件检验顺序，必须尽可能在以后的检查间隔期内予以保持。对于结构设计、制造方法和制造厂家相同的部件，可以通过取样计划减少检验次数、频度和范围。在役检查计划应根据前次检验结果和正常运行监督中所发现的异常进行调整或增补。机组每次换料在修的大役检查计划必须形成文件报国家核安全主管部门审核。

在役检查记录 检验和试验结果的记录格式应能表明该检验和试验已正确地完成。应在核电厂寿期内妥善保存这些记录。

每项检验记录必须包括以下内容：

一切相关资料，如设备标识、检查区域的位置与尺寸、检验技术、检验装备型号、探头型号、校准用的仪器及其灵敏度标准等，以保证此项在役检查的重复性和再现性；

超过最低记录标准的全部显示，以及与这些显示有关的全部资料(例如部位、大小、长度等)；

所有记录载体，包括射线检验底片、磁带、软盘片、纸带、照片和图表等；

与前次的检验结果和评价的比较；

检查评价和总结报告；

检验人员所受的辐照剂量。2100433B

本标准规定了核电厂蒸汽发生器传热管在役氦泄漏检测的要求和方法。 本标准适用于核电厂蒸汽发生器传热管全管及管板密封焊缝在役氦泄漏检测。

核电厂服役期间，需进行定期检查，以确保压水堆压力容器是在具有完整性和可靠性的情况下工作的。检查的间隔从初始起动3年后为第一次，以后隔7年和再隔13年各检查一次。也有每隔10年进行一次检查的。检查主要着重于焊缝、堆焊层、密封面和螺栓等重要部位。采用专用设备进行检查。查出的缺陷按规定标准进行评定，若缺陷超过允许值可以进行修理。

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