高温气冷堆核动力厂在役检查规范总结

1. 规范概述

《高温气冷堆核动力厂在役检查规范》(T/CNEA 0912023)是由中国核能行业协会提出并归口的团体标准，首次发布于2023年。该规范规定了高温气冷堆核动力厂核安全1、2、3级承压设备、支承件和安全壳的在役检查要求，包括一般要求、设计考虑、检查实施、结果评价等内容。

2. 适用范围

本规范适用于高温气冷堆核动力厂中：

• 核安全1、2、3级承压设备
• 支承件
• 安全壳的在役检查工作

3. 主要技术内容

3.1 检查周期安排

采用"均匀分布"检查间隔制度：

• 每个检查间隔为10年
• 划分为3个检查期(0-3年、3-7年、7-10年)
• 各检查期需完成不同比例的检查项目(16%-50%、50%-75%、100%)

3.2 检验类别与部件对照

规范详细列出了不同核安全级别部件的检验类别对照表：

包括B-A、B-B(容器承压焊缝)、B-D(全焊透接管)、B-F(异种金属焊缝)、B-J(管道焊缝)等11种类别。

包括C-C(焊接连接件)、C-D(大直径螺栓)、C-F-1/2(管道焊缝)等5种类别。

主要为D-B(所有承压部件)。

包括F-A(管道支承件)和L-A(安全壳)。

3.3 检验方法与技术

规范规定了多种检验方法及其适用场景：

• ​​超声检验(UT)​​：用于平面型缺陷检测
• ​​射线检验(RT)​​：用于体积型缺陷检测
• ​​液体渗透检验(PT)​​：用于表面开口缺陷
• ​​磁粉检验(MT)​​：用于铁磁性材料表面缺陷
• ​​目视检验(VT)​​：分为VT-1(表面缺陷)、VT-2(泄漏检查)、VT-3(结构状态)
• ​​泄漏检验(LT)​​：用于蒸汽发生器传热管

3.4 缺陷评价与验收标准

规范详细规定了缺陷分类和处理流程：

• 缺陷分为表面平面缺陷、深埋平面缺陷、非平面型缺陷等7种类型
• 采用"显示处理流程图"进行缺陷评价
• 验收标准依据ASME-XI(2004)相应章节执行

3.5 特殊要求

• ​​高温部件​​：碳钢/低合金钢>371℃，不锈钢/800H合金>427℃时需特殊考虑
• ​​不可达项目​​：需编制不可达清单并论证可接受性
• ​​能力验证​​：在役检查前需通过无损检测能力验证

4. 管理要求

4.1 各方职责

• ​​营运单位​​：负责制定和执行在役检查大纲，组织检查实施和结果评价
• ​​设计单位​​：需考虑在役检查的可达性和实施条件
• ​​检验单位​​：需具备相应资质，检验人员需经培训授权

4.2 记录与报告

规范详细规定了各类报告要求，包括：

• 检验报告(含原始记录、显示评价等)
• 综合检验报告
• 役前/在役检查结果报告
• 所有记录需保存至部件寿期结束

5. 附录内容

规范附录A详细规定了缺陷规范化处理方法，包括：

• 缺陷类型划分标准
• 复合缺陷处理方法
• 缺陷相关性判定准则
• 典型部件检查表示例(如反应堆压力容器、热气导管壳体等)

本规范为高温气冷堆核动力厂在役检查工作提供了全面的技术指导和管理要求，确保核设施安全运行。