ASME第XI卷
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ASME第Ⅺ卷核电厂设备在役检查规则-2001版（上册）上海核工程研究设计院2003年10月编制说明美国国家标准学会（ANSI）在1968年主持并成立了由美国NRC代表和核工业界代表组成的《核电厂在役检查规则起草委员会》，6个月后起草了《核电厂设备在役检查规则（草案）》。
该工作后转由美国机械工程师学会（ASME）主管。
为此在1970年相继成立了ASME锅炉与压力容器委员会（BPVC）管辖下的《核电厂设备在役检查分委员会（SCXI）》，同年正式出版了ASME规范第XI卷《核电厂设备在役检查规则》，该规则成为ASME规范一个重要的部分，并作为规定性要求，由核电厂所在的州来执行，同时被美国核管理委员会（NRC）采用，并强制性实施。
在以后三十年中，规范以每隔3年讨论、修改和出版一次。
第XI卷《核电厂设备在役检查规则》包括核电厂设备检验、检查、试验、评定、修理及更换等方面一套完整内容的规定性规则。
该规范制订了一整套对核电厂设备（包括安全1、2、3级设备及支承件、MC、CC级金属内衬与混凝土设施等）材料和焊缝进行无损检验的方法、周期、验收标准等。
在规定性附录Ⅰ～Ⅸ中详细描述了超声和涡流这两种检验方法、在役检验人员的资格与取证考核要求。
主要目的是确保在役检验时能探测到设备内存在缺陷的确切尺寸、位置和走向，通过规定的验收标准判断缺陷是否合格。
如果检验结果表明缺陷超出规定的验收标准，规范允许采用两种途径来给予解决：一种是采用“维修/更换”活动，其全过程必须满足IWA-4000《“维修/更换”活动》规定的全部要求和验收准则。
另一种方法还允许采用分析评定或工程评价的方法作进一步的评定与验收，在非规定性附录A～L中，应用断裂力学理论，对承压容器和管道的缺陷如何进行分析与评定提出的较完整方法是可以适用的。
第Ⅺ卷中所规定的缺陷验收标准（缺陷尺寸、位置和走向等）也是根据该方法及经验综合后制订出来的。
总之，《核电厂设备在役检查分委员会》的宗旨是“确保核电厂设备安全可靠运行，并保持原有设计、建造时的结构完整性”。
它是通过核电厂运行阶段设备的安全系数仍保持与核电厂建造阶段（第Ⅲ卷《核电厂设备》）的设计安全系数相同来实现，也就是说在役运行中，对设备存在缺陷评定所采用的安全系数与建造阶段中设备假定无缺陷状态评定的安全系数相等，这是制订Ⅺ卷规范时一个极为重要出发点。
在役检查分委员会下属目前已发展到共21个工作组，其规模与ASME第Ⅲ卷的《核动力分委员会》的规模相当。
其中《风险检验实施工作组》（Working Group on Implementation of Risk-Based Examination）和《核电厂延寿专门工作组》（Special Working Group on Plant Life Extension）是近期成立的，其目的是充分挖掘潜力，确保安全前提下使核电厂延寿。
为了适应我国核电厂设计、建造和运行，以及对运行核电厂定期安全审查（PSR）的需要，上海核工程研究设计院秦山核电厂定期安全审查管理组与院质量管理处联合组织翻译、编辑了美国机械工程师学会出版的1998版ASME第XI卷的第1册《轻水冷却核电厂设备的检查和试验规则》。
在此基础上又组织翻译、编辑2001版的ASME第Ⅺ卷第1册及附录，供有关部门和技术人员在工作中内部参考。
为了使读者更全面了解ASME规范XI卷近30年发展的历史、进展及制订原则，特将现任ASME锅炉与压力容器委员会名誉委员、核设备在役检查分委员会名誉委员L.J.Chockie先生著的《ASME规范第XI卷核电厂设备在役检查规则概述》论文转录在本编制说明后的附件中，该论文还叙述了不少鲜为人知的经历和内容，读者一定可以从中得到有益的启发。
另外为使读者了解该规则内容上的进展，特将1998版与1983版的对照、2001版与1998版的对照，列出主要相同与相异处附在整个译文最后，以备查考。
本卷由徐受律、姚伟达主编，翻译与校核人员列于附表，姚伟达、杨仁安审核，沈培洁质保审核，蔡剑平审定。
本《汇编》由杨仁安、邓晶晶、张明、贺湘炼、龚碧颖按统一格式编辑和排版，史康平、张敏印刷、装订。
为此特向这些曾经付出辛勤劳动的人员表示衷心感谢。
在翻译和编辑中如有不妥之处，敬请读者们及时指正。
上海核工程研究设计院秦山一期PSR管理组质量管理处2003年10月附表2001版ASME Ⅺ卷编译人员名单附件ASME锅炉与压力容器规范第Ⅺ卷《电厂设备在役检查规则》的论述附件ASME 锅炉与压力容器规范第XI卷《电厂设备在役检查规则》的论述L.J.Chockie*1. 前言第XI卷是规范中最新的一卷。
制订这一卷与美国最早使用的四座商用核电厂的运行有关。
在早期的核电厂规范中，采用的许多准则都吸取用矿物燃料电厂设备的运行经验。
由于从核电厂运行中积累了经验，从而使第XI卷更加适合于核设备。
由于ASME规范在美国是强制性实施的，因此规范起草委员会认识到在起草过程中必须要避免不切实际的和过高的要求，但又要注意所制订的规定必须确保设备的可靠性，这样经检查后的设备在运行时才不致危及人们的健康和安全。
2. 初期情况当美国还只有四座商用核电厂运行时，原子能委员会(AEC，后改称为核管理委员会，NRC)就已清楚地认识到应该制订一些设备投运后继续对其进行检验和检查的规程，其目的是用以发现设备建造时漏检的任何缺陷，并使设备在整个使用寿命期限内都保持安全运行状态。
为此，AEC的工作人员和美国国家标准学会(ANSI)的代表要求制造厂与使用厂协作，共同制定一个对运行中的核电厂进行在役检查的导则。
1968年，在ANSI的主持下成立了在役检查规程起草委员会，而实际上是两个委员会：一个由工业界的代表组成；另一个由管理机构的代表组成。
成立两个委员会的目的是为了更全面的考虑问题：一方面从设备的设计和使用观点提出准则与规程建议；另一方面是从管理机构的观点提出一份指导性草案。
在6个月以后，这两个委员会再联合起来，共同提出一份核电厂在役检查规程的草案。
当草案完成并达到出版要求时，整个工作就转由美国机械工程师学会主管。
这时，该规程也就成了ASME规范的一部分，并作为规定性要求，由核电厂所在的州执行；同时也被美国联邦原子能委员会采用，并强制性实施。
第一稿于1969年出版，经过一年的试用与公开征求意见后，1970年出版了规定性规范的第一版。
*编者注：L.J.Chockie原为ASME委员会委员，核设备在役检查分委员会主席，现为ASME委员会名誉委员，核设备在役检查分委员会名誉委员。
该文汇编在英国锅炉与压力容器委员会名誉主席R.W.Nichols主编的《压力容器技术进展第5卷(规范和标准)》论文集中。
2.1 综合政府和工业界的看法为了拟订规程草案，一开始成立了两个工作组，一组代表政府有关管理部门的意见；另一组则在ANSI主持下，代表用户和制造厂的意见。
先由两个工作组各自起草一份规程，6个月以后，又共同将两份规程合并成一份。
结果发现，尽管是分头起草的，然而这两份草案的基本点却惊人地相似。
首先，他们都强调了电厂中重要部件的检查和系统的检查，并从安全的角度出发，强调了检查的重要性及失效时可能产生的后果。
其次，每组都选定了10年为一个检查周期，在这一周期中要完成所有项目的检验，而且以后每隔10年重复检查一遍。
第3，他们所采用的设计准则相同，即失效是因随机的原因，在随机的部位、随机的时间发生的。
这种随机失效准则是在总结矿物燃料发电厂的失效情况后得出的。
由于反应堆压力容器的安全性非常重要，以致每隔一段时间就要进行一次全面检查，因此，随机失效准则对上述两组提出的反应堆核压力容器检查计划没什么意义。
但对其它采用抽样检查的核设备和系统，该准则就具有深刻的影响。
为了有效地进行随机失效的检验和检查，应尽可能在任意的时间，对任意挑选的部位进行检查。
在联合工作组最初出版的草案中，就提出了这种随机方法。
第4，双方都承认目前尚无一种检验设备或技术可以满足他们所规定的容器检验要求，但允许用一段时间来开发包括遥控设备在内的检验技术。
此外，双方都同意在使用前要对容器进行检验，以取得其在开始使用时的有关资料，并在使用过程中继续对容器进行检验。
最后，这两个工作组(现在已联合成一个委员会)还考虑了这样一种情况：万一检验结果表明：设备在运行前测得的原始数据发生了变化，这时怎么处理？是否需要制定一个专门规定？经过讨论，他们决定不提供指导性文件和规定，而由用户和NRC的工作人员来处理。
但后来，在碰到实际问题时，委员会才认识到这种处理方式反而给用户和管理机构的工作人员带来了麻烦。
2.2 初次遇到的问题在执行规范过程中最先遇到的问题是在对一台即将安装于在建电厂中的核反应堆压力容器进行使用前检验时发生的。
按照规范要求，对这台核压力容器的焊缝进行了射线照相检验，检验结果为合格。
运到现场后，又采用超声技术进行使用前检验，结果发现缺陷的尺寸有问题，而且会影响容器的安全与寿命。
为此，把用户、规范管理委员会的工作人员、制造厂的代表和许多顾问召集到一起，商讨解决办法。
但是，他们对此都毫无办法，因为他们对超声波显示所表示的缺陷实际尺寸、所在部位以及缺陷对容器使用寿命的影响几乎一无所知。
因此，唯一的解决办法就只能是拆下容器进行返修。
通过这件事，设备的业主、规范委员会和管理工作人员都认识到：应该制定一项在役检查规程。
这样，如果以后再次出现类似情况时(几乎可以肯定，这种情况还会发生)，就可以采用规程要求的超声检验技术对容器中的缺陷进行分析，并提出竣工容器的返修规则。
为此，规范委员会同意制订了下述规定：(1)超声检验规程。
它可以更精确地确定缺陷的尺寸，以及缺陷沿壁厚方向的尺寸、位置等。
(2)考虑到缺陷扩展是时间、应力和介质的函数，商定制订一套以断裂力学应用为基础的验收标准。
(3)根据对假定设计工况以及必须考虑的设备运行工况的了解，制订一项用断裂力学进行分析的验收方法。
(4)经鉴定容器的缺陷超过规范规定时，要制订一项修理和更换的规程。
1973年第XI卷修订版包括上述四方面的内容：超声检验规程、验收标准、断裂力学分析以及修理或更换规则。
应该指出，第XI卷新补充的这些内容都只是针对反应堆压力容器的，因为规范第XI卷就是为了保证核反应堆压力容器的完整性才制订的。
3. 确保核反应堆压力容器的完整性为了与1946年制订的原子能法(这是美国国会制定的法律，它为原子能的发展与应用打开了大门)在概念和规定上保持一致，在规范中把核反应堆压力容器规定为核电站中的唯一重要设备。
由定义可知，核反应堆压力容器一旦失效，将会导致灾难性事件。
换句话说，这种事故是不允许发生的。
因此，就要求核反应堆压力容器在所有各方面都应是最完好的：即采用分析设计，使用最好的材料，最佳的制造、检验、检查技术以及试验技术。
