ASME XI 核电厂设备在役检查规则2001(中文版)

时间：2025-05-11

ASME标准

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

ASME标准

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。

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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。

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

在翻译和编辑中如有不妥之处，敬请读者们及时指正。