1、J淮E蝴行核国和共民人华中EJ/T 1041-1996 压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则Code on the in-service inspections of mechanical c。，mp。，nents。rpressurized water reactor nuclear islands 1”6-10田24发布0601124000010 1997-02-01实施中国核工业总公司发布EJ/T 1041-1” 目次前言”1 范围”2 引用标准”3 通用规则”4 一级部件“”“145 二级部件”.”566 三级部件”.”.”79酣录A标准的附录缺陷的规范化处理”85附录B标准的附录一级部
2、件的验收标准.”.”.95 附录C（标准的附录系统支承件的检验.”100附录D（标准的附录二级部件的瞌收标准.”.”.”101附录E（提示的附录反应堆压力容器封头螺栓和螺母的检验”.”.“103附录民提示的附录蒸汽发生器非铁磁性传热管的涡流检验“.”105附录G（提示的附录反应堆压力容器超声检验.”.”“.109 附录H（提示的附录检验报告格式. . 123 附录J(提示的附录蒸汽发生器传热管胀管区涡流检验显示处理“.142 附录K（提示的附录水压试验期间的声发射监测. 145 EJ/T 1041-1996 前富本标准主要参考法国RSEM压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则以90版，吸收了美国
3、ASEM第范卷核动力装置设备在役检查规则（89版的部分内容，也兼顾到秦山核电厂和大亚湾核电厂役前和在役检查的实际情况和经验编写而成本标准是为压水堆核电厂核岛机械设备在役检查制定的标准，因此，对RSEM中的A6000“运行中的监视”、A7000“其他在役监督工作、A8000“设备的修理和更换及其相关的附录，没有编入本标准范围（除修理件和更换件的检验对系统水压试验，本标准也只限于规定水压试验中的泄漏检验包括目视检验和声发射监测对于附录AC标准的附录，“缺陷规范化处理来源于RSEM，缺陷分类及其他附图来源于ASME，但在表述方式上，本标准用“规范化处理原则和“复合规则”，概括了除平行于表面的非体积缺
4、陆以外的各种缺陷的规范化处理方法可达性是ASME要求的，也是在役检查的前提条件，由于我国核安全导则HAF0302 己作了明确详尽的规定，本标准仅是引用提示的附录来摞于RSEM，由于RSEM规定的过于详尽，是针对法国具体检查设备的检验方法，这不仅和我国的国情有差异，而且也限制了在役检查技术和设备发展因此编写组作了修改。仅突出原则要求，不限定具体设备I 本标准中的附录A，附录B，附录C都是标准的附录本标准中的附录D、附录E、附录F、附录G、附录H、附录J和附录K，都是提示的附录本标准由全国核能标准化技术委员会提出本标准由核工业标准化研究所归口本标准起草单位z核动力运行研究所、核工业无损检测中心本标
5、准主要起草人z周汇东、王振江、李松柏、梅德松、王勇铭中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂核岛机械设备在役撞查规则EJ/T 1041-1996 Code on the In-service Inspection，。rmechanical components 。rpre11urlr.ed water reactor nuclear Islands 1 范围本标准规定了压水堆核电厂核岛机械设备在役检查的规则和要求，并对其修理与更换件的检查作了规定。本标准适用于压水堆核电厂一、二、三级承压设备（部件及其支承件和附件2 引用标准下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。在标准出版时
6、，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。HAF 0201 (86) 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0302(88) 核电厂在役检查HAF 0400(91) 核电厂质量保证安全规定3通用规则3. 1 概述3. 1. 1 适用范围本章规定了压水堆核电厂核岛机械设备在役检查的通用规则和一般要求。对一、二、三级部件，除应遵守本章的通用规则要求外，还应分别遵从第4章、第5章、第6章中各自的特殊规定。3. 1. 2 受检验的部件和分级3. 1. 2. 1 受检验的部件在核电厂蕾运单位制定的在役检查大纲中，接受检验的部件应包
7、括本标准规定的各级应受检验的部件，如容器、管道系统、泵、阀、堆芯支承构件、控制棒驱动机构、贮罐和热交换器，以及它们的支承件和附件。3.1. 2. 2 分级中国核工业总公司1996-10-24批准1997-02-01实施I EJ/T 1041-1996 受检验部件的分级应符合HAF0201的规定受检验部件分为一级部件、二级部件和三级部件3. 1.3营运单位的职责核电厂营运单位的在役检查职责包括z一一根据HAF0201的规定，确定蕾运单位主管的核电厂核岛中各部件的级别确定各级受检验部件的系统边界及免受检撞的部件4一一审查核电厂设计和系统部件的布置，确保要求的全部检验都能顺利进行，并保证检验人员受到
8、的辐射剂量合理、可行、尽量低z一一编制在役检查大纲，包括指明受检验的部件、说明部件受检验的区域和范围、检验方法以及描述部件受检区域示意图F一一编制书面检验程序z一一保证由合格的人员进行撞撞z一一按照批准的书面程序对部件实施检验z一一记录所有的检验结果，并与后续的检验结果进行比较z一一对每一项检验结果进行分析和评定；一一保管好部件和系统在役期间所进行的检验、分析和评定的完整记录如射线底片、磁带、纸带、磁盘、图表、固纸、检验数据和报告、分析评定结果、检验程序以及人员资格证书等。一一保存和定期维护部件检验时使用的所有校准标准，如超声检验的参考试块、涡流检验的标定管等，保存期应至少与受检部件同寿期；一
9、一提供符合HAF0400和HAF0302要求的质量保证大纲文件所有涉及在役检查活动的实施，包括在役检查大纲等文件的编制，均可委托其它具有相应资格的单位进行。3. 1. 4 可达性为保证在役检查的顺利进行，受检部位、人员及检验设备的工作空间和通道应满足HAF 0302中2.1的要求。3. 2 在役检查在役检查是在核电厂运行寿期内，检查一、二、三级部件的完整性，判断它们对核电厂继续安全运行是否可接受，或是否有必要采取补救措施而按本标准进行的一系列检验活动。本标准所述在役检查，包括完整在役检查和部分在役检查。3. 2.1 在役检查范围本标准规定的在役检查范围，包括z一一部件和系统的检验z一一系统世漏
10、试验期间或以后的检验3.2.2 完整在役检查完整在役检查是按本标准规定的检查计划对上述一、二、三级部件进行全部000%）的检验2 EJ/T 1041-1996 完辈在役检查与系统水压试验同期进行，可安排在核电厂停役期间，如换料停堆或维修停堆期间进行。役前检查是核电厂运行开始前进行的完整在役检查，以获取初始状态下的数据（或称零点），作为以后检验结果的参考点这种检查所使用的方法、技术和装备类型尽可能与以后在役检查使用的相同。役前检查必须包括要进行在役检查的所有部件，不管它们是否属于在役抽样检查。当这种抽样检查是焊缝时，必须检验焊缝和邻近母材的全长度。3.2.3 部分在役检查部分在役检查是在两次完整
11、在役检查之间所进行的在役检查3.2.4 检查计划在役检查大纲的内容必须在一定的问隔期内完成。间隔期的长短必须按保守的假定来选择以确保受影响最严重的部件即使有极少损伤也能在导致失效前被检测出来。接近电厂寿期末时，随着设备的劣化和缺陷的扩展，检查间隔期可作相应的调整表1、表2分别列出了均匀分布和非均匀分布的在役检查计划。表1“均匀分布”在役检查计划日期水压试验完整部分在役检查在役检查第一次役前检查水压试验第一次换料第一次再第一次完整水压试验在役检查间隔川每次换料停役期间、进行部分在役检查Zl第十次换料第二次再第二次完整水压试验在役检查问硝2每次换料停役期间、进行部分在役检查2第N个十次换料第N次再
12、第N次完整水压试撞在役检查1) 相邻两次再水压试撞网隔不应超过十次换料间隔2) 部分在役检查阅隔或部分在役检查与完整在役检查间隔不应超过二年。3 EJ/T 1041-1996 表2“非均匀分布在役检查计划日期水压试撞完整部分在役检查在役检查第一次程前检查水压试撞第三次换料第一次再第一次完整水压试碰在役检查第7次换料停役期间进行部分在役检查第十次换料第一次再第二次完整水压试验在役检查第13、17、20每次换料停役期间进行部分在役检查第二十三第三次完整第二十三次换料次再水压试撞在役检查第27、30、33、37每次换料停役期间进行部分在役检查满寿期第四次完整在役检查3.2.S 在役检查大纲在役检查大
13、纲是营运单位对其核电厂进行在役检查活动实施管理的综合性文件，该大纲应包括两部分内容，一部分是在役检查的具体检查计划，一部分是在役检查的技术规定。在役检查大纲应列出典型的受检部件和可能使用的检验方法的清单。该清单必须随核电厂和部件的服役状况而调整在役检查大纲分为完整在役检查大纲和部分在役检查大纲。在役检查大纲的编写应遵循如下原则za) 犬纲的编写必须从设备设计阶段开始，结构的设计与安排要允许或便于在役检查的实施。b) 受检区域的选择应考虑剖由设计分析和验证实验所确定的各种损伤模型的裕度，特别是下述因素z4 1)服役时的应力水平、疲劳强度因子及假想缺陷到脆性断裂所规定的裕度等2）可能导致应力集中的
14、几何不连续性3）冶金不连续性如焊接接头的设备制造过程中的难点5）地震、腐蚀或侵蚀等危害EJ/T 1041-1996 c) 焊缝往往具有几何和冶金的双重不连续性，因此对缺陆更敏感。cD 受检区域的选择必须考虑到由于缺陷扩展而导致部件失效的情悦。c) 对同一厂商采用相同工艺生产的数个相同部件，部分在役检查时可以抽样检验。f) 大纲的调整要结合以前的在役检查结果，以及运行监测、在役监督和任何易于影响部件的行为。g) 部分在役检查是完整在役检查的一部分，以不影响停堆时间为原则由核电厂营运单位选择安排。h) 部分在役检查应优先安排那些由设计、制造和运行数据、资料分析确认的项目，这些项目的检查间隔必须符合
15、表1或表2规定。核电厂营运单位应根据上述规定，编制在役检查总大纲和机组专用在役检查大纲。在役检查总大纲在整个电站寿期内只有一个，而机组专用在役检查太绢则针对具休机组而定，官们可依据在役检查活动的经验和技术发展进行不定期修改。3,3 检验本条介绍了在役检查中常用的方法和相应的记录标准。3.3. 1 目视检验目视检验按内容可分为般目视检验和详细目视检验。一般目视检验主要鉴别受检零、部件可见表面划痕、磨损、腐蚀、浸蚀、剥落等损伤状况；确定fl役或水压试验期间系统或承压设备的泄漏状况F确定受检设备及其支承件有无变形、严重损伤、零件松动、碎片或表面沉积物等。详细目视检验是正确判别和评定间隙（窄缝表面、焊
16、缝、浸蚀或腐蚀区以及受冲击或可能受其他形式损伤的区域有无缺陷并判定缺陷性质，给出缺陷的大小和位置。3, 3. 1. 1 目视检验方法目视检验方法可分为直接目视检验和间接目视检验。直接目视检验是在满足可达性、照明条件（自然光源或人工光源应足以在约18%反射率的中性灰色纸板上分辨出0.8mm宽的黑线）、观察距离（在600mm以内、观察角度观察方向与检验表面的夹角大于30。）的情况下，可用肉眼或放大镜（放大倍数小于6倍）进行直接观察和测量。间接目视检验是在无法直接观察的区域，可使用光学辅助设备（如望远镜、潜望镜、内窥镜、电视或水下电视和复膜等间接方法，或其它合适的方法或仪器进行检验。这些器械必须至少
17、具有与直接目视检验相当的分辨能力3.3. 1.2 记录标准目视检验应记录世漏痕迹、边缘刃状（如刮伤、金属撕裂等、深度超过受检件名义厚度12%的凹陷、咬边和引弧点、不平度、不同心度和其它表面不规则、部分或全部隐阴区域等显刁亏。3.3. 1.3 清洗为正确、有效判断检验结果，要求清洗表面或去污时，目视检验前必须采用适用的工艺和方法进行表面清洗或去污。5 EJ/T 1041-1996 3. 3. 2 液体渗透检验液体渗透检验主要检测金属或其他材料表面裂纹、折迭、疏松及气孔等表面开口性缺l白。3.3. 2. 1 检验方法液体惨透检验应按核电厂设计建造中的无损检验标准的规定进行3.3.2.2 记录标准应
18、记录裂纹及大于2mm的缺陷显示。3.3.3 磁粉检验磁粉检验用于检测铁素体材料表面或近表面裂纹和其它不连续性缺陷，如折迭、裂纹、分层等。3.3.3. 1 检验方法磁粉检验应按核电厂设计建造中的无损检验标准的规定进行。3. 3. 3. 2 记录标准应记录裂纹及大于2mm的缺陷显示3.3.4 涡流检验涡流检验用于检测螺栓和螺母的螺纹部分的表面缺陷以及蒸汽发生器和热交换器传热管内的缺陷。3. 3.4. 1 检验方法螺栓、螺母的涡流检验按附录E提示的附录的规定进行。蒸汽发生器传热管的涡流检验按附录F提示的附录）的规定进行。3. 3.4. 2 记录标准螺栓相螺母涡流检验的记录标准见附录E提示的附录）。蒸
19、汽发生器传热管的涡流检验必须记录大于或等于10%壁厚的外壁缺陷和20%壁厚的内壁缺陷。3.3.S 射线检验射线检验是运用X射线、射线或热中子的贯穿辐射的射线照相技术，并结合适当的图像记录装置，主要检测球状、条状缺陷或其它缺陷的存在，如气孔、夹杂、裂纹、未焊透、未熔合等。J. 3. s.1 检验方法焊缝射线检验应按核电厂设计建造中的无损检验标准的规定进行3.3.5.2 记录标准必须记录直径小于2mm的单个气孔和长度小于5mm的单个条状夹渣以外的所有特征显示。3.3.6超声检验超声检验主要用于检测平面型缺陷、密集缺陷及其他缺陷的存在，是测定缺陷长度和深度最常用的方法。3. 3. 6.1 检验方法6
20、 EJ/T 1041-1996 焊缝手动超声检验、铸件手动超声检验、锻件手动超声检验应分别按核电厂设计建造中的无损检验的规定进行。3.3.6.2 记录标准必须记录回波幅值与参考回波幅值之比大于或等于25%DAC的一回路主系统焊缝和大于或等于50%DAC的其他焊缝的所有特征显示3. 3.7 其他检验方法可以使用其他检验方法、或几种方法的组合、或新开发的技术，只要经过鉴定证明所得的结果与规定的检验方法所得的结果相当或更好。本标准提示性附录中给出了某些特定部件使用的特殊检验方法。3.3.8 检验条件3.3.8.1 焊缝标识为使在役检查中记录的缺陷显示准确定位，对所有受检验的焊缝和区域，应建立一个参考
21、点系统。每条焊缝和每个区域应由一个参考点系统定位和识别。参考点系统应能识别每条焊缝，确定每条焊缝中心线的位置和沿焊缝长度的等距离的标记名称。参考点系统由标识号和参考标记（对管道焊缝）或参考点（对容器焊缝）组成。所有标识号、标记、标记间距、起始点应在受检焊缝和受检区域简图中标注和说明。3.3.8. 2 表面准备3.3. 8. 2. l 一般规则一若检验要求对受检部件进行表面准备，则表面准备的任何操作不得损伤受检部件，也不应遗失原标记。？一若确需除去安全重要设备或承受水压试验设备的焊缝余高，则余高打磨齐平后的焊缝强度应满足设计说明书的要求。一一受检部件（或零件）若确需表面加工，则被加工表面应延伸到
22、检验区域以外，并圆滑过渡，加工后的壁厚不应减薄到设计要求的最小厚度。一任何用于表面准备的机加工，必须按业经验证过的规定程序进行。一一表面准备所用的工具和工具使用方法，应符合安装安全规则和核电厂营运单位有关程序的规定。3. 3. 8. 2. 2 表面准备方法一一表面准备主要采用研磨、打磨等机加工方法，均属于“抛光”性或“限深打磨”性机加工作业。一“抛光”性机加工是采用钢丝刷或细磨料工具完成的轻度表面机加工，该加工不应导致工件厚度损失。一“限深打磨”是表面检验过程中，对显示作出判定前可能采用的一种附阳的表面处理方法，进行该表面处理时，监督人员必须在场，井必须采取措施限制打磨深度。汀磨后显示往往会消
23、失，检验报告中必须注明：显示在限深打磨后消失。3.3.8.3 检验时的清洗要求7 EJ/T 1041-1996 为保证检验结果的正确性和有效性，在役检查要求清洗受检部件表面或去污，清搅和去？亏操作必须满足核电厂设计建造标准的有关规定，特别应注意清洗后不应残留腐蚀性物质表3列出了在役检查用材料的技术要求，3.3.9基本要求任何一种检验都应按有效的书面检验程序执行包括z一一无损检验人员应持有效的资格等级证书，还应具有一定的核电知识和核安全防护培训的经历和授权z一一检验设备和器材除具有合格的证明文件外，还应有定期校验的记录，确保其始终处于良好的工作状态；一一检验文件、记录和报告应便于保存和阅读3.4
24、显示处理3.4.1概述3. 4.1.1 显示处理的一般方法8 EJ/T 1041-1996 表3准备和实施无损检验所用产晶的规定最大允许含量产品类型ppm 备注卤素硫Ccl+F 清易挥发溶剂200 200 洗水使用饮用水后，再用去离子水进行最后漂洗剂水溶液10 10 现成酬的技术条件用去离子水最后清洗去污剂易挥发溶剂200 200 局、及水使用饮用水后，用去离子水进行最后清洗去污物质水溶液10 10 对现成溶液的规定用去离子水最后清洗J！各时可剥蔼漆200 200 服役前应全部除掉保护油漆及泊200 200 对硬件的防粘、润滑或易卸产品200 200 禁含MoSi塑料材料1000 1000 胶
25、粘带1000 1000 泄漏寻找定搜寻200 200 点物一回路禁用定点1000 1000 裂纹探测200 200 无损检测精合剂200 200 用产品服役前必须彻底清洗干净磁通用漆200 200 复型用漆1000 1000 研磨剂（连接支承）200 200 允许两种质量水饮用水(A运400JS/cm),C级去离子水（.l2s/cm),A级标记弗l200 200 油漆200 200 舵200 200 密封剂200 200 水压试撞介质200 200 禁用MoS:压缩空气必须干镰露点10）无泊干燥剂仅用硅应一回路中禁用9 EJ /T 1041 -1996 超过记录阂值是显示分析3. 4. 2.
26、1 大子规拖化阂值3. 4. 2. 2 属于特殊显示运行是一化E范阳回仙41 是特殊分析3. 4. 2. 4 符合扩展假设严密监测否比较验收标准3. 4. 3 严密监测运行满足验收准则异常条件异常处理二立危害性缺陷评定3. 4. 4 是结论是否良好专门监测，运行限制否修理、更换图1显示处理流程图10 EJ/T 1041-1”6 本条规定了处理显示的原则，并作出部件能否继续运行的结论在役检查期间，用无损检测方法得到的原始检验数据、信号、图像和测量结果，统称为“显示”困1规定了显示处理应遵循的一般步骤3. 4.1. 2 特殊部件的显示处理对一级承压部件中的某些特殊部件的显示处理，本标准专门规定了验
27、收准则、规范化准则和异常准则对反应堆压力容器检验、蒸汽发生器传热管检验，可参考附录G（提示的附录和F（提示的附录3.4.2 缺陷的规范化处理3. 4. 2.1 记录准则对在役检查期间用无损检验方法得到的显示判别其是否应记录的规定称为记录准则。各种检验方法的检验程序要规定相应的记录准则，一般为显示的记录阔值营运单位或委托检验单位必须在检验报告中记录所有超过记录阙值的显示，或那些因情形异常，不能解释的显示必须对所有记录显示进行分析，并将分析结果记入检验报告显示分析内容包括z一一显示是否是新萌生的$一一显示是否与前次检验结果相同F一一与前次检验结果相比，显示是否发生明显变化z一一前次检验记录的显示在
28、本次检验中是否未出现3.4.2.2 缺陷的规程化处理对在役检查期间用各种无损检测方法得到的显示是否进行规范化处理的判别规定，称为规范化准则显示的模范化准则一般为规范化阔值规范化阔值大于或等于其记录阑值。通常，规范化阔值即为该显示的记录阔值。营运单位或委托检验单位必须对所有超过规范化阁值的显示进行规范化处理并将规范化处理结果附在检验报告中显示的规范化是根据缺陷的类型、起源、位置和取向，确定真实或假想实体缺陷的显示当量，在规定的测量误差和缺陷形成条件下所作出的保守估计在某些场合，显示的测量数据不能提供足够的信息，则需借助专业知识进行规范化当前次规范化缺陷在后继检验中再现，并且显示没有发生显著变化时
29、，缺陷的规范化必须保持不变，前次所进行的补充操作不再重复进行本标准附录A标准的附录给出了缺陷规范化的一般方法。3.4.2.3 异常显示的判别在役检查中发现的显示如属下列情况两者之一，则判定为异常一一显示是新萌生的s一一与前次检验结果相比，显示发生了显著变化对通用检验方法，显著变化的异常判别闸值规定如下z一一目视检验（3.3. 2）阑值为长度变化5mm;一一液体事透检验（3.3. 3）阑值为长度变化5mm;11 EJ/T 1041-1996 一一磁粉检验（3.3. 4）阔值为长度变化5mm,一一射线照相检验（3.3.的的阔值取长度变化lOmm和长度变化为部件厚度三分之一两者中的较小值3一一手动超
30、声检验（3.3. 7)阔值取幅值变化6dB租尺寸变化为同声程波束宽度的l.5 倍中的任一值3一一聚焦超声检验（附录G）阔值取幅值变化6dB和尺寸变化为焦点有效直径（6dB法的I.5倍中的任一值。3. 4. 2. 4 显示的特殊分析在下述情况中，尽管显示没有超过规范化阔值，但仍需进行分析z一一显示的变更（本次检验结果假设是一个平面缺陷，而前次分析并非如此h一一显示的显著变化（如果显示的变化量等于或大于3.4. 2. 3规定的阀值，则认为该显示发生了显著变化h一一不能解释的显示（如果显示特征无法解释，则认为是不能解释的显示3.4.3 验收标准对假设无扩展的缺陷如符合下述条件之一者，可以不经专项研究
31、予以验收z一一核电厂设计建造标准中的有关验收准则z一一本标准中的验收准则。如果缺陷不能验收，必须作为异常显示处理。按以上准则验收的缺陷，必须进行监测，在以后的检验时要注意缺陷的变化，但没有必要重新安排检验周期或改变原定检验类别对假设有扩展的缺陷，必须按异常情况处理3.4.4 危害性缺陷评定本标准规定了异常部件危害性评定的方法，并给出了这些评定分析结果所要求的裕度。经评定得出的安全裕度如果不能保证到下次计划检查，则必须采取下列措施z一一扩大检验范围或增加检验频度z一一采用更好的无损检测方法进行缺陷眼踪。一一限制运行条件3.5 系统世漏试验J. s.1概述系统内的部件在打开并重新关闭之后所进行的系
32、统密封性试验称为系统泄漏试验试验压力为HAF0302中规定的压力。系统泄漏试验的边界应包括整个反应堆冷却剂系统及安全相关系统3.5.2 泄漏检验方法3. s. 2.1 目视检验泄漏检验方法一般是目视检验可以用眼睛观察，也可以用其他人工方法检查焊缝、间门、法兰等系统连接部位或部件外表面的泄漏或渗漏情况。12 EJ/T 1041 19% 当外丧面被其他设备或部件遮挡而不能接近时，可以检查设备下方的地面或下方部件的表面有无漏迹对有保温层的部件，在可接近的条件下，可以检查设备外露表面和保温层块搭缝处，以判断有无漏迹s在不可接近的情况下，可以栓验其下方的地面或其节方部件的表面有无漏迹3.5.2.2 声发
33、射检验水压试验期间，对不可达而又需检验的部件，可进行声发射泄漏检验。检验方法在4.3. 5中描述。3.5.2.3 试验记录槛漏试验期间的检验至少应记录如下内窑一试验名称s一一试验条件，包括温度、压力z一压力边界F一检验系统或部件；一泄漏位置如果有的话）I 一结构损伤情况（如果有的话。3.6修理和更换件的检验3. 6.1 概述本章规定了设备或部件变更、修理和更换的检验要求，包括部件上的备用零件，其他零件和完整部件本章所涉及的变更、修理和更换不包括日常维护操作和机械拆装操作3.6.2 更换件的检验更换件必须按役前检查要求进行检验，以证实部件是否满足要求3.6.3 现场检修检验对业已修理的设备、部件
34、或零件须按3.2和3.3的要求进行无损检验检验结果按3.4 进行处理，以判定危害性缺陷是否已消除、标准是否已达到同时，建立后续在役检查的比较基准。3.7 文件本章规定了检验程序、专用计划和检验报告等文件的基本内容和参考格式。3. 7.1 检验程序作为在役检查的一部分丽进行的任何检验必须描述在书面程序中。该检验程序至少应包括如下内容z一编写目的事一采用的规范和标准版吹）; 一支持性文件z一一程序的适用范围$一一所用栓验方法及设备z13 EJ/T 1041-199 一一受检部件准备z一一检验设备的标定与重新标定要求z一一记录标准z一一检验报告规定s一一检验人员资格3.7.2 专用计划执行检验前，承
35、包商应编制专用计划，并提交蕾运单位审查。专用计划应至少包括以下内容z一一编制目的z一一采用的规范和标准版次）; 一一支持性文件z一一适用范围z一一检验前由营运单位提供的现场条件z一一检验范围z一一检验方法z一一承包商的组织机构图z一一检验进度等z一一检验清单及检验记录表等。3. 7.3检验报告检验报告应包括检验结果清单及正式报告。不同方法的报告格式及基本要求见附录H（提示的附录）。3.8 质量保证必须制定并执行核电厂在役检查质量保证大纲，并满足HAF0400(91)的规定4 一级部件4. I 概述4. J. J 适用范围本章对压水堆核岛一级部件及其整体附件规定了在役检查、在役试验的规则和要求4
36、. 1. 2 受检部件受检部件包括反应堆冷却剂系统压力边界内的所有部件和管道，包括第二个隔离阀、安全阀或释放阀。4. 1.3 替代检验和免检因环境条件、可达性和可检性等因素而不能按要求实施在役检查的部件，可以采用等效替代检验、降级替代检验或申请免检4.1. 3.1 等效替代检验经实验证明，所采用的替代检验与规定检验具有相同的检验效果或更高的检测灵敏度，则该替代检验为等效替代检验。EJ/T 1041-1996 等效替代检验与规定检验具有同等效力。4. 1. 3. 2 降级替代检验对于不能按要求实施在役检查的部件，没有或也不能实施等效替代检验则应申请降低部件的检验要求实施降级替代检验。哗级替代检验
37、应由核电厂蕾运单位申请，并经批准后实施。4. 1. 3. 3 免检对于不能按要求实施规定检验或替代检验的部件必须由核电厂营运单位申请免检。4. 1.3.4 免受体积检验和表面检验的部件下列部件可免受4.2. 5要求的体积检验租表面检验，但在定期的系统水压试验期间应作目视检验z一一与反应堆冷却剂系统相连接并成为反应堆冷却剂压力边界一部分，其尺寸和形状使故障后的冷却剂损失不超过正常停堆、冷却和保持冷却工况所需补给能力的部件。一除蒸汽发生器传热管外，公称直径等于和小于25mm的管道及其部件和连接件z由于控制棒驱动机构贯穿件使得无法接近的、公称直径小于或等于25mm的、与反应堆顶盖相连接的连接件以及与
38、之相连接的管道。4. J.4 可达性参见3.1. 4。4.2在役检查4. 2. 1概述本条概述了压水堆核岛一级部件及其整体附件的役前检查、完整在役检查和部分在役检查规定了检查计划和检查大纲4. 2.2 完整在役检查完整在役检查应在第一次水压试验和以后每次再试验时进行。核电厂运行后的完整在役检查应在核电厂停役进行再次水压试验期间及以后完成。完整在役检查的部分检查项目可在水压试验前进行，但不得提前两个换料周期。4.2.3 部分在役检查部分在役检查在相邻两次完整在役检查之间进行。检查间隔不应超过两个换料周期。4. 2. 4 检查计划见3.2. 4. 4.2.S 在役检查大纲4.2.S. 1 完整在役
39、检查大钢压水堆核岛一级部件典型的完整在役检查大钢应符合表4的规定。4.2.S.2 部分在役检查大纲压水堆核岛一级部件典型的部分在役检查大纲应符合表5的规定。4.3 检验方法4.3. 1 范围本条规定了反应堆压力容器超声波检验、蒸汽发生器传热管涡流检验、反应堆压力容器15 EJ/T 1041-1996 封头螺栓和螺母的检验以及水压试验期间的声发射监测等专用方法其它一级部件的在役检查方法见3.3. 4.3.2 反应堆压力容器超声波检验4. 3. 2.1 适用范围本条描述的检验方法适用于压水堆核电厂反应堆压力容器在役检查。4.3.2.2 受检部位受检部位列入表4并标注在固2中，详细区域参见附录G（提
40、示的附录附图Gl至附图G7。4.3.2.3 检验要求对于环焊缝，要检查熔焊区和热影响区。热影响区的界限按熔合钱向焊缝两侧至少各延伸1/2壁厚。该区至少从两个垂直的方向扫查垂直和平行焊缝轴线）。检验区如附录G、附图G2.对于安全端的奥氏体合金过渡段焊缝，要检查焊缝熔焊区、镰基合金预堆边和熔合线外侧30mm宽的区域。检验区如附录G、附图G7.另外，还要检查母材金属和内表面奥氏体堆焊层的接合区，特别是母材金属、预堆边焊层、内表面堆焊层的熔合区对于接管与简体连接焊缝，检验范围应包括熔焊区和焊缝两侧（筒体和接管）各1/2壁厚的区域。检验区如附录G、附图G5和附图G6.对焊缝熔焊区和热影响区，还要采用专门
41、方法检查堆焊层和母材金属的结合区，检验厚度约为22mm。对高通量区的焊缝，检验区以焊缝轴线为中心，宽度为500mm.对接管内弯角区，检查范围应包括弯角区表面下13mm深（不包括堆焊层厚度）的近表区。该区至少能检测出接管内侧径向截面上的非体积缺陷。检查区如附录G、附图G5和附囱G6。对底封头焊缝，检验程度同筒体环焊缝，如附录G、附图G4。对法兰与筒体连接焊缝，检验程度也同筒体环焊缝，如附录G、附图G3.4.3.2.4 环境条件反应堆压力容器超声波检验时，其内部水温（或容器壁温）应不高于40。4.3.2.S 检验目的检验E的在于发现任何危及容器安全的缺陷，并通过后续在役检查评定缺陷的发展。为此检验
42、技术要求如下z一一一级焊缝探伤灵敏度的要求至少达到2横孔12dB;一一对内侧近表面缺陷的检验，探伤灵敏度应满足堆焊层下接近垂直容器壁的平面缺陷的检测要求$一一再现性必须好，以保证缺陷位置和尺寸的测量误差不会影响后续在役检查结果评定的可靠性。4.3.2.6 检验条件根据环境条件，检验设备必须能在水下工作，并且要实现远控和自动化另外，还必须满足下述要求z16 EJ/T 1041-1996 a) 必须选择入射角和扫查方向，以满足4.3. 2. 3的要求和有效地检验垂直容器壁面的缺陷。b) 标定的目的在于调整测量系统的灵敏度，以满足4.3. 2. 5的要求。标寇在参考试块上进行。参考试块要能代表受检区
43、域的几何形状和声学特性在参考试块上钻有直径为2mm的横通孔。钻孔技术条件满足压水堆核电厂设计建造标准的有关要求。由于检验设备在受检容器上不能重复参考试块上的标定过程，因此，选用的检验设备要能在检验时用二次参考电子模拟信号再现根据参考试块调整的灵敏度。c) 检验设备获取的全部信号都要以适当的方式记录下来，以便与下次检验进行比较。对于信号幅度大于或等于参考信号幅度25%(-12dB）的所有显示均要记录并要记入检验报告中。检验报告要给出缺陷最大显示幅度对应的反射点的位置z如果显示图像（离线处理）大于或等于分析阔值，则还要对该缺陷进行规范化参数测量。们在记录的显示中，如果信号幅度大于或等于参考信号的5
44、0%(-6d酌，则必须以更小的扫查步距和更高的探伤灵敏度对该显示进行复查，以备对其进行规范化参数测量。规范化参数测量可在离线时进行。在离线处理时，首先要用6dB幅度下降法，测量缺陷显示的轮廓形状。然后，再以每次下降3dB或6dB的闽值测量轮廓形状，并通过图像轮廓形状的变化比较探头声束在同样阔值3dB或“B）条件下测得的尺寸，以便确定缺陷轮廓。在缺陷轮廓测定以后，按附录A描述的方法，确定缺陷的规范化参数（L、H、白。L、H、S分别为边长、边宽和深度的峡陷规范化参数。检验程序中必须详细描述这种处理过程。4.3.2.7 检验方法附录G给出了满足上述要求的检验方法4.3.3 蒸汽发生器传热管涡流检验4
45、. 3. 3.1 届用范围本条描述的检验方法适用于压水堆核电厂蒸汽发生器传热管在役检查4.3.3.2 受检部位受检部位为蒸汽发生器传热智，见表4.管材为Ni-Cr-Fe非铁磁材料。4. 3. 3. 3 检验要求对外径为1624mm、璧厚为12mm的传热管实施体积检验检验应覆盖传热管全长，包括管极内的胀管区和U型弯管区。除役前检查外，在役检查时对蒸汽发生器传热管进行抽样检验。4.3.3.4 环境条件蒸汽发生器传热管涡流检验应在蒸汽发生器一次侧疏排水、充分干燥井冷却后实施。4.3.3. 5 检验目的检验必须能够发现危及管子强度裕度和导致传热管密封性破坏的任何缺陷，或者判别17 EJ/T 1041-
46、1996 缺陷显示在服役过程中发生的显著变化，从而评定其危害性为此，采用的检瞌方法应能检测出大于或等于10%壁厚的外璧缺陷和20%壁厚的内壁缺陷。4.3.3.6 检验条件响p根据环境条件以及受栓部件的检验要求，检查系统还应满足下述要求za) 检查设备必须具有如下特性一一远控自动化z一一能探测出传热管中易于产生的所有缺陷（磨损、裂纹、点蚀和均匀腐蚀减薄等）; 一一应能消除表面本底噪声、管板信号、支撑板信号以及防震条信号对缺陷信号的影一设备安装应简单可靠。b) 测量系统通过标定管调整检测灵敏度。、，！呈系统的标定是在与传热管具有相同材料、相同工艺、相同管子参数的参考管上进行的。在参考管上加工了不同
47、深度的平底孔、槽和通孔标定管的放置应保证每根传热管检查时探头都能通过。c) 测量系统获取的全部信号均应采用适当的方式（例如磁带、纸带、光盘等记录下来，以便进行数据处理、分好和与后续检验结果进行比较。d) 对所有几何或磁性显示都应记录。对磨损、裂纹、点蚀和壁厚减薄的缺陷显示应描述其特征，以便确定缺陷的穿透深度。某些显示可以用近似的特征描述（见附录F）。4.3.3.7 检验方法附录F给出了满足上述要求的检验方法。4.3.4 反应堆压力容器螺栓和螺母检验4.3.4.1 适用范围本条描述的检验方法适用于压水堆核电厂反应堆压力容器封头螺栓和螺母的在役检查。螺栓和螺母用高强度合金钢制造。4.3.4.2 受检部位受检部位列入表4并表示在图3中。4.3.4.3 检验要求螺栓检验必须覆盖整根螺栓（螺纹部分和光杆部分），而对螺母仅需检验螺纹根部区域。完整在役检查时，必须对所有螺栓和螺母(100%）进行检验，并在下次完整在役检查时换位安装。螺栓检验为体积检验和表面检验，而螺母仅进行螺纹的表面检验。4,3,4,4 环境条件在检查前，所有螺栓和螺母，应从反应堆压力容器上卸下并清洗去除表面的安装润滑剂EJ/T 1041-1996 4.3.4. 5 检验目
