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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ASM
E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学百科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-Bad 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
章节 | 题目 | 翻译 | 校核 |
IWA 1000
2000
3000
5000
6000 | 通用要求 | 徐受律 | 林绍萱
杨仁安
贺寅彪 |
IWA 4000 | 修理/更换 | 杨仁安 | 谢永诚 |
IWA 9000如何消灭跳蚤 | 术语汇编 | 杨仁安 | 谢永诚 |
IWB分卷 | 轻水冷却核电厂一级设备的要求 | 徐受律 | 林绍萱
杨仁安
贺寅彪 |
IWC分卷 | 轻水冷却核电厂二级设备的要求 | 徐受律 |
IWD分卷 | 轻水冷却核电厂三级设备的要求 | 徐受律 |
IWE分卷 | 轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备的要求 | 徐受律 |
IWF分卷 | 轻水冷却核电厂一、二、三和MC级设备支承件的要求 | 徐受律 |
IWL分卷 | 轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求 | 徐受律 |
附录Ⅰ | 超声检验 | 钟志民 | 刘继文 |
附录Ⅱ | 业主的在役检查报告 | 钟志民 | 刘继文 |
附录Ⅲ | 壁厚不大于2˝（我是一碗红烧肉51mm）容器的超声检验 | 钟志民 | 刘继文 |
附录Ⅳ | 涡流检验 | 曹刚 | 叶琛 |
附录Ⅴ | 向锅炉和压力容器委员会提交技术询问 | 沈培洁 | 姚伟达 |
附录Ⅵ | 目视检验人员的资格 | 钟志民 | 刘继文 |
附录Ⅶ | 超声无损检验人员的资格 | 钟志民 | 刘继文 |
附录Ⅷ | 超声检验的性能验证 | 钟志民 | 刘继文 |
附录Ⅸ | 2、3级管道压力边界的机械夹具 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录A | 缺陷分析 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录B | 格式 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录C | 奥氏体管道缺陷评定 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录D | 要求检验的1、2级管道焊缝的整修 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录F | 未曾预计的运行事件评估 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录G | 防止失效的断裂韧性准则 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录H | 体素体管道的缺陷评定 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录J | 电厂维护和Ⅺ卷修理/更换的导则 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录K | 具有低上平台夏比冲击能的反应堆容器评价 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
湿虫附录L | 以房抵债协议 运行电厂的疲劳评定 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
附录M | 数学模型应用于承压部件超声检验 | 贺寅彪 | 曲家棣 |
其它章节 | 01版与98版比较与修改 | 杨仁安 | 姚伟达 |
2001版上、下册编译本编辑 | 邓晶晶
张明 | 杨仁安 |
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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 件蹲姿
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。
