规范编制论文之二:
ASME 锅炉与压力容器规范
第XI卷《核电厂部件在役检查规则》的论述
L.J.Chockie*
1. 前言
ang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部件的运行经验。由于从核电厂运行中积累了经验,从而使第XI卷更加适合于核部件。
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部件的可靠性,这样经检查后的部件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部件投运后继续对其进行检测和检查的规程,其目的是用以发现部件建造时漏检的任何缺陷,并使部件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)的代表要求生产商与使用厂协作,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:一方面从部件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。
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
*编者注:L.J.Chockie原为ASME委员会委员,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。
apec是什么一组则在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测,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部件和系统,该准则就具有深刻的影响。为了有效地进行随机失效的检测和检查,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测部件或技术可以满足他们所规定的容器检测要求,但允许用一段时间来开发包括遥控装置在内的检测技术。此外,双方都同意在使用前要对容器进行检测,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测。
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:万一检测结果表明:部件在
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abbreviate
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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测时发生的。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测,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测,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、生产商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,部件的业主、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测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。
bath为此,规范委员会同意制订了下述规定:
(1) 超声检测规程。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。
英语文章网站(3) 根据对假定设计工况以及必须考虑的部件运行工况的了解,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:超声检测规程、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部件。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,最佳的制作、检测、检查技术以及试验技术。而且,在反应堆压力容器的整个使用寿命期间还要继续进行最完善的检测、检查和试验。从那时起,对核反应堆压力容器的完整性及如何继续保持其完整性,一直在进行大量的研究工作。但即使如此,从真正的科学态度出发,还应当认识到:在全世界即将投入运行的上千台反应堆压力容器中,难免会在其某些部分发生概率极小的失效。但可以预计,这种失效不会是灾难性或破坏性的,而且其概率也会低到可以接受的程度。
3.1 核反应堆压力容器的检测
在组织在役检查委员会制订核电厂在役检查规程的同时,研究部门也制订了一些研究计划,以便确定无损检测规范在材料、制造和最终产品——核反应堆压力容器上应用的有效程度,以及材料本身的均匀性、断裂力学的应用等。这些计划的执行结果对在役检查委员会的工作有着重要的影响。因为这是由压力容器研究委员会(PVRC)共同协作的计划,在他们公布的结果中综合了所测定的材料性能、断裂力学分析和缺陷尺寸及位置间的关系,这样就可按照在役检查规程来确定缺陷的危害性,即可以确定在容器使用寿命期内任何缺陷在任意时间对容器寿命的影响。
显然,当公布这项研究计划的成果时,这项包括确定缺陷尺寸、缺陷沿壁厚方向的尺寸、
位置及取向等的容器检测技术也同时受到了人们的极大关注。鉴于用超声技术对有人工缺陷的反应堆压力容器试件进行检测时,结果有差异,为解决这个问题,又增加了一项补充研究计划。根据在役检查委员会的要求,在容器的使用寿命期间内,把所有可能的检测方法都用于压力容器,如整体检测(特别强调超声检测)、表面检测和定期水压试验。然后,由各方面的超声检验人员和顾问们提出检验报告;由于检测结果差别很大,从而使随后根据检测结果所作的分析报告的差别也很大。委员会认识到:为了保证检测结果的精确性与一致性,必须对检测结果进行验证。为此,又制定了一些补充研究计划。参加这些补充研究计划的有由经济合作与发展组织(OECD)和欧洲共同体委员会(CEC)联合组织的、很多国家参加的钢板检查指导委员会(PISI)。
3.2 压力容器研究委员会
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焊接研究协会的压力容器研究委员会进行对反应堆压力容器完整性的评定研究,该委员会是这项研究课题的主要组织者之一。该课题包括对计划的直接管理或检查与协调,目的是要用该项研究成果来评定线弹性断裂力学(LEFM)在反应堆压力容器上应用的可能性,无损检测技术在核压力容器用材及竣工部件上应用的可能性以及在使用寿命期内对反应堆压力容器继续进行无损检测的可行方法。
由于PVRC已经公布了这些研究结果,从而使管理机构、核电厂业主及在役检查委员会确信超声检测技术在反应堆压力容器上的应用是可行的。这样,如果再遇到前面所述的情况,即对运到现场的压力
容器,若检测结果有显著的差别,就可以根据超声检测所得的结果用断裂力学方法进行方法,以确定反应堆压力容器的安全性和可使用性。
3.3 线弹性断裂力学和超声检测
如果同时采用线弹性断裂力学和超声检测,就可确定压力容器是否安全或能否使用。线弹性断裂力学根据材料性能、应力、温度、应力循环次数以及缺陷沿壁方向的尺寸、缺陷的长度及其在结构中的位置和取向等资料即可计算出容器是否安全,及其在承受多少次应力循环后仍然是安全的。
然而,采用无损检测方法或规范,除了要求可靠地检测出缺陷之外,还对超声检测结果的报告提出了新的要求,即在报告中还需说明缺陷长度、高度及其沿厚度方向的尺寸与取向。
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进行首次分析时,必须用超声检测技术来测得容器中缺陷的全部特性资料,这里强调的是容器,而且是壁厚超过4 in.(102mm)的铁素体钢制容器。
3.4 强制性附录I
1973年超声检测要求作为规范XI卷的附录出版。这是PVRC为确定超声技术用于检测厚截面反应堆压力容器用钢而进行的大规模研究取得的成果。规范增加的附录中有很多限制
条件,要求从多方面校准仪器,而且对探头频率及角度也都作了规定。在第一稿中,由于对超声探伤仪的要求非常高,市场上几乎没有符合要求的超声探伤仪,甚至在工厂开工运行后,还买不到这类仪器。后来,由于大大放宽了对这些仪器的技术要求,在工厂开工运行后,才有1/5的超声探伤仪能够准许使用。
在该附录的所有要求中,最重要的是记录有关缺陷长度、沿壁厚方向的高度、位置及取向等数据资料。
3.5 PISC—I和PISC—II
为了对第XI卷附录I中规定性超声检测规范的可能性进行一些测定,以补充在美国进行的这项PVRC计划,研究者将PVRC的反应堆压力容器的两块焊缝试样送往欧洲进行试验。在欧洲共同体委员会支持下,组织了一个钢板检查指导委员会(PISC)来指导这项研究计划。根据这项计划的安排,首先用第XI卷的超声检测规范对试样进行检测,同时又采用一些经过改进的超声检测方法进行检测。然后再解剖试样,验证每个缺陷的真实尺寸及其沿厚度方向的尺寸,并对检测所得的数据进行计算机分析。结果表明,按照规范中提出的超声检测方法进行检测,在检测的可行性和确定尺寸的准确性方面都不能达到预期的效果。
由于所公布的PISC计划的执行结果只反映了超声检测方法的不足之处,并没有充分地说明应该怎样做
才能克服这些缺点,因此又决定组织PISC第二阶段的研究工作。第一阶段的工作称为PISC-I,第二阶段的工作称为PISC-II。欧洲共同体与美国PVRC和日本JPVRC(压力容器研究委员会)共同参加了PISC-II的研究工作。这次日本和欧洲也都精心设计制造了试样,并与美国PVRC的试样一起,把试样从一地送往另一地进行巡回检测。在试样所到之处,由一些超声检验小组用改进的方法和装置对试样进行检测。检验结果由三个主要参加单位用计算机再次进行分析,然后,再对第XI卷中的规定性要求提出修改意见。
修改后的规范主要是提高了检测的灵敏度,使检测缺陷的可靠性更能满足人们所希望的要求。此外,还要求对检测人员进行强制性的培训和资格评定。这是因为在试样的巡回检验中发现,凡是检测结果较差时,都与检测人员既无使用超声检测规范或装置的经验,又没有经过这方面的培训有关。
4. 标准及评定
ASME规范第III卷“核设施部件建造规则”规定了一整套对部件材料和焊缝进行无损检测的验收标准。这些标准是在制造与使用经验的基础上制订的,而且在实际使用中是切实可行的。总之,它是建立在合理要求的基础上,而且在第一流的制造车间里是能达到这些要求的。ASME规范第II卷规定的主要检测焊缝中,对体积型缺陷的检测方法以射线照相技术goolo>后置定语