国内外核电站在役检查能力验证发展

徐清国，陈怀东，马官兵，李 明，肖学柱，袁书现

（中广核检测技术有限公司，苏州 215004）

在役检查是保证核电站关键设备安全运行的重要手段之一。在役检查中，无损检测技术的可靠性、结果的准确度和可追溯性将直接影响核电站运行状态的准确反映。在役检查能力验证的主要目的是由独立的验证机构对在役检查所使用的无损检测设备、检验程序和操作人员进行综合能力验证，判定在役检查技术是否能对缺陷进行有效地检测和定量。

能力验证作为保证在役检查技术可靠性的主要手段，国际范围的研究已经开展了近半个世纪，并形成了比较成熟的理论体系和实践方法，其中以美国ASME规范Ⅺ卷附录Ⅷ和欧洲ENIQ验证方法论为典型代表。中国在该领域目前已经进行了初步探索和研究，并对一些电站和机组进行了相关的验证工作。文章介绍了国际通用典型的能力验证体系方法以及国内外能力验证的现状，为中国的能力验证工作的发展给出建议和思路。

1 国外能力验证方法和验证状况

世界范围内的能力验证方法主要有美国ASME第Ⅺ卷附录Ⅷ的验证方法、欧盟的ENIQ验证方法以及法国的RSE－M标准所规定的验证方法，其中以ASME和ENIQ的验证方法最为典型。

1.1 ASME能力验证

ASME在役检查技术能力验证起源于20世纪80年代的BWR核电站部件的晶间应力腐蚀裂纹（IGSCC）的检测和定量技术的验证。1991年出版的ASMEⅪ卷对在役检查超声检测的方法进行能力验证，2010版最新的ASME标准附录Ⅷ（强制性附录）对能力验证的相关要求进行了明确的规定［1］。此附录首先明确了检测程序中必须规定的基本要素以及人员要求，如两个程序的基本要求相同或若基本要求有变化但变化的范围未超过标准要求的范围，则可以认为此两个程序是等效的。该附录通过20多年的发展，验证的项目逐渐扩展。2010版的强制性附录Ⅷ已经扩展到涵盖管道、容器和螺栓螺母等重要部件和部位的检查验证项目。表1为其能力验证部件类型和对应的补充情况表。

表1 ASME能力验证要求部件

除ASME第Ⅺ卷的附录Ⅷ所规定的验证项目外，在ASME的第Ⅴ卷和第Ⅺ卷的附录Ⅲ对相关的验证部件也有相关的规定。特别需要指出的是，ASME第Ⅴ卷的第14章对无损检测系统的验证也进行了论述，但第14章需要ASME其他部分要求使用时或者某项用于特殊检查的案例规定使用时才能使用，例如案例N－729－1PWR核电站反应堆压力容器顶盖CRDM贯穿件检查。

ASME标准的验证方法对于核电站的关键部件的检测验证强调试块的使用，即依靠代表性的试样对典型的缺陷进行实际的测试。另外该方法对于验收的标准也进行了明确的规定，操作性较强。但其过于依赖试块的使用，在一定程度上增加了验证的成本。

目前ASME标准附录Ⅷ的验证方法自1989年建立以来，已经在美国100多个电站进行了应用，且通过PDI明显地提高了检测的能力和水平，为保证核电站的安全起到了很重要的作用。比较明显的案例［2］为在1995年Browns Ferry电站3号机组的反应堆压力容器筒体环焊缝检测中，利用通过能力验证的设备、程序和人员（即满足了ASMEⅧ的相关要求）检测发现了15个需要定量的缺陷，而1993年利用先前的设备和技术（未进行PDI验证）只检测到了3个可以记录的缺陷，只发现了2个需要定量的缺陷。

日本、韩国等也基于ASME标准的验证方法建立了本国或者联合美国建立了能力验证机构并颁布了相应的方法。日本［3］在2005年6月根据ASME标准附录Ⅷ建立了标准NDIS0603，在2005年11月，电力工业研究中心（CRIEPI）建立了验证中心以满足国内验证的需求。该验证中心于2006年3月开始了第一次能力验证工作。截止到2008年8月份，完成了21个检验项目。37位验证人员中有24人通过了验证，验证次数（包含复测次数）为60次。人员验证证书的有效性为1年，但可以最大延期至5年（需要验证人员参加验证中心的培训）。

韩国也建立了自己的能力验证机构KPD［4］。2004～2011年，KPD由韩国电力研究所（KEPRI）进行管理。2011年之后KPD由韩国水电核电电力公司中心研究所（KHNP－CRI）管理。韩国的PD体系由KPD体系和EPRI体系（ASME验证体系）组成，即韩国基于美国的ASME附录Ⅷ标准，已经初步建立了附录Ⅷ相关补充的验证基础，但是建立完整的验证体系需要大量的试块和经费，目前其还不具备完整的能力，表2为韩国的验证体系。

表2 韩国的验证体系

1.2 ENIQ能力验证方法

20世纪90年代，欧洲核电相关机构就开始考虑如何进行在役检查和无损检测能力验证。其PISC项目结果显示，基于标准产生和编写的检测程序存在一定的缺陷，需要对核电站结构和完整性有重要影响的缺陷的检测和定量的能力进行独立的评估和测试［5］。

欧洲能力验证网络组（ENIQ），主要给出了验证的方法论，重点论述了验证的整个流程，主要包括：

（1）验证之前：分析和收集被检部件、缺陷的类型、所需检测和验证的目的等重要的信息。参考通过相关案例、相关培训和试块来优化验证方案。

（2）验证过程中：准备验证的方案和技术论证；评估提交的技术论证和验证的方案；对验证的方案给出建议（如包括明测和盲测）等；批准和拒绝验证的方案；如果需要，对设备和程序进行明测；批准或拒绝程序和设备的验证证书；利用通过验证的设备和程序对人员进行盲测；批准或拒绝人员的验证证书；编制和完成检测的档案；批准采用验证的方法进行检测。

ENIQ的基本要求是建立验证的目标，充分应用与目标相关的所有信息，如被检部件的几何形状和尺寸、被检部件材料和制作方法、具有高检出率的缺陷尺寸、缺陷定量和定位精度、缺陷类型、位置、方向和表面状况。

ENIQ的主要的特征是采用实际测试和技术论证（TJ）相结合的方式。技术论证的内容取决于具体的检验及可利用的各种信息，一般包含检查的一些重要的参数、用于定性地描述检测设计的“物理推理”、声波传播角度的选择、被检部件的几何形状和所关注的缺陷方向等。

此外还包括如检查灵敏度、扫查方法以及定量方法等参数。如果检测可以用数学模型进行处理，通常与实际的检验数据进行比较，以保证物理模型的有效性，而推理出用此数学模型选择检测灵敏度和探头角度的合理性。但是一些检测的特征通过理论推导或者实际试验可能很难或者代价很大，这时可采用一些小的试验或者理论方面的研究来确定其对检测的影响。从本质上讲，技术论证是根据可用和／或必要的信息来量身定制的特殊检查。一系列ENIQ推荐案例对技术论证参数的分析和选择给出了指导和参考。

ENIQ最主要的特点是其具有科学完整的技术论证体系。如果技术论证需要实际试验，则在技术论证中确定试验的性质。试验可用于为技术论证提供支持性和补充性的证据，而非ASME附录Ⅷ中为验证过程的核心内容。

ENIQ建议对于设备和程序的验证与人员的验证分离出来，采用明测试块的方式。明测试块中缺陷的信息在检查过程中已知，明测目的主要是检验程序和设备的检测能力是否达到预定的要求。明测结果连同技术论证的资料一并提交给验证的主体，由其评判程序和设备是否具有足够的性能，即通过了验证。

人员的验证主要是通过对盲测试块进行。盲测试块中缺陷的信息除了正常可用的信息外，其他信息（如缺陷的类型和位置等）对于被验证人员是未知的。手动检测主要对测试试块进行直接检测，自动检测包含了人员对检测数据的具体解释和说明。人员验证最本质的特征就是人员利用已经通过验证的设备和程序对盲测试块进行测试，看是否满足预定的检测要求。通过人员与程序和设备分离测试的方式，容易判断和分析出程序、设备和人员等导致失败的因素。检测的程序中规定了人员具备一定的资格证书（如英国为PCN或者ANST）。技术论证中也要说明该资格证书能否满足可应用于某项验证活动。此工作应由验证的主体进行判断。通常情况下，除了资格证书外还需要一定的试验验证，这是因为资格证书具有一定的通用性，但是不能表现出具体某项检测所需要的特征和要求。

在实际的测试中，测试试块作为实际部件的复制体，包含了仿真缺陷，但测试试块并不完全需要与真实部件一致，可以简单化，但是需要在理论上面进行实际的论证，简单试块可以充分展示检测系统的检测能力。

验证过程由验证机构确定。验证机构编写验证方案，验证方案中规定了验证的步骤。验证结束以后，验证主体收集全部相关信息，形成用于外部审查的验证档案。档案内容包括：检验的对象、检验程序、技术论证、验证方案和验证主体批准（或拒绝）验证通过的报告。

ENIQ方法体系主要为各国的能力验证工作提供一个框架性体系，确保各国能力验证策略和结构的一致性，同时也允许各国根据自己国家国情的不同做出适应性的变化。

ENIQ的文件体系中并没有详细地规定具体某个部件的检测验证。但其给出了一系列推荐的案例以支持采用ENIQ方法验证国家的验证过程。推荐在ENIQ的方法论的指导下实施。这表明ENIQ给出了能力验证中有价值的建议，以保证欧洲采用该方法指导思想的一致性，但是具体的验证过程各国可以根据国家的法律和核安全法规以及相关技术要求进行有所侧重的改变。

ENIQ推荐的11个案例［6－10］可适用于任何无损检测方法。尽管这些案例主要针对核电站在役检查的能力验证工作，但这些案例的基本原理可以推广到核级设备制造阶段的无损检测或者非核部件的无损检测的验证活动。法国基于ENIQ体系［11］，核电站监管机构于1999年11月正式批准EDF为法国的能力验证机构，截止到2010年上半年已经进行了139次验证，颁发了151张验证合格证书。法国将能力验证写入到了压水堆核电站在役检查标准体系中，并将验证的类别分为不需验证、常规验证、综合验证、特殊验证和专家评判。其中特殊验证最为严格，需要对设备、人员、程序进行验证，包含了技术论证和实际测试（明测和盲测）。

英国能力验证中心（IVC）最早成立于1984年，最初其职责是对SIZEWELLB反应堆压力容器的制造、役前和在役的检查系统、程序和人员进行验证，后来扩展到核电站其他重要部件的检查（包括蒸汽发生器管嘴、稳压器管嘴和主泵飞轮）。CEGB则主要来验证奥氏体钢部件（主泵铸件和主管道）等检查设备、程序和人员。IVC的工作由独立的管理顾问委员会（MAC）来监督，成员主要来自于工业领域和学术界。MAC的职责是确保验证过程严格有效且保证充分的独立，以满足公众对质量的要求。IVC的验证过程花费巨大，主要的投资在于近80个测试试块，重量从80kg到32吨，建立了一个英国PWR堆型的试样库。该试样已经重复使用多年，进行了SIZEWELLB电站以及第三方验证。

瑞典也同样建立了验证机构SQC［12］。芬兰核与辐射监管部门STUK也颁布了能力验证的法规YVL 3.8。欧洲其他国家如比利时、捷克、斯洛伐克、西班牙等也相继建立了本国的能力验证机构。欧洲国家基于ENIQ体系，实现了资源的共享（如试块、验证经验的分享以及专家库的建立），在一定程度上降低了验证的成本。欧洲越来越多的国家加入到了ENIQ体系。

1.3 分析与讨论

ASME附录Ⅷ提出的验证方法已经在100个机组（不同的设计或者不同的堆型）进行了应用，所有的验证旨在发现运行过程中的缺陷。然而附录Ⅷ未考虑制造过程中的缺陷，不适用于对制造过程中的检查技术的验证。

附录Ⅷ存在的最大问题在于其应用范围太广。为最大程度地涵盖所有电厂的验证，其不可避免地难以确定哪些是检测验证的至关重要的因素（如奥氏体不锈钢验证试块的焊接工艺），哪些对于特定的机组是特定的因素。验证仅仅依靠对试样的检测，导致试块的费用很高，且有限的缺陷数量、缺陷尺寸以及所处位置的差异意味着验证结果可能不具有统计学意义。对试样的关键参数（如几何尺寸、焊缝结构、缺陷类型和缺陷取向）没有详细说明和约束，导致验证与实际相关部件的检测缺少相关性。附录Ⅷ没有规定对结构完整性影响重大的缺陷尺寸，仅要求缺陷在一定的尺寸范围内分布，却没有根据结构的重要性对缺陷可接受的最大尺寸作出规定。没有对包含最难检测的缺陷提出要求，因此降低了验证的难度。附录Ⅷ描述了对于不同种类对象检测技术的验证方法，这些技术可用于不同设计的反应堆系统，但未明确列出适用的反应堆系统或缺陷类型。虽然对发生晶间应力腐蚀的部件提出了要求，对机械疲劳、热疲劳、人工槽或制造缺陷（如夹渣或未熔合等）进行了说明，但没有对部件与缺陷类型的相关性、裂纹的取向及缺陷尺寸的分布范围进行规定。

ENIQ验证方法是针对具体检测技术进行验证的方法。开始阶段需要确定检测对象及其相关的关键参数、缺陷和设备的性能要求。ENIQ验证方法判定验证是否通过时，不要求统计数据，而是在技术论证中对允许缺陷参数值进行规定，这些参数可能是检测技术面临的重大问题。随后的试验针对这些缺陷实施，试验目的是提供探伤能力、定量精度等方面的证据。ENIQ验证方法的另一特征是分别进行个人能力验证与程序、设备验证。在ASME规范中，程序验证与个人能力验证同时进行，当验证失败时，很难找出验证失败的原因是由程序引起或个人能力导致。ENIQ方法要求首先进行程序和设备验证，再使用这些设备和程序进行个人能力验证。因此，验证失败时容易找出原因。

ASME第Ⅴ卷第十四章按严格程度将验证分为3级［13］，等级差别在于技术验证的程度和实际测试的程度的不同。低等级验证不要求实际的测试，只需要技术论证，高等级的验证应有充分的技术论证和足够的盲测，使验证具有高的置信水平。对于验证水平的要求，ENIQ对需要考虑的影响因素提供指导方针。如在验证前所有的输入信息、部件的安全性和缺陷的信息是决定验证级别的重要因素。验证的基本要求最终应由参与验证的各方一起讨论确定。按ENIQ方法的要求确定具体适用的验证途径时，一个重要的要求是检测技术本身应具有一定的复杂性。是否需要试验及需要的试验类型应根据检验技术的具体条件确定。需要考虑的因素主要有：构件的几何条件和厚度、待检部件的材料（铁素体或奥氏体）、必须探测到定量的缺陷特征（尺寸、位置、取向、表面形态等）及精度。如果检测技术较为简单且没有特殊的要求时，程序验证可以只进行技术论证。技术论证和试验各自所占的比重取决于验证的基本要求以及各方面证据的可靠性。对资源的高要求是ENIQ验证方法的特点，主要为技术论证文件的编制，要求人员对超声检测理论具有基本的理解及具备相当的经验。很多拥有运行核电厂的国家，其验证资源往往分布在多个国家，国际间的交流与合作非常必要。ENIQ验证方法的应用是一个渐进的发展过程，ENIQ自身也在通过推荐实践案例为各国验证机构提供支持。

总之，ASME和ENIQ的验证方法各有侧重：ASME指导思想强调了试块的使用和实际的测试，通过了验证就代表了在役检查水平达到相关的要求。其弊端是试块制作成本高、验证的周期长、通过困难。ENIQ的验证方法强调了技术论证与实际测试结合。但是技术论证的把握（包括编写和审查等）需要相当的经验，在缺陷的设计以及验收标准方面虽有推荐案例，但还是处于指导思想的水平，对于能力验证经验或者刚起步的国家存在一定的难度。

2 国内能力验证状况

2.1 现状

中国目前已经有16个核电机组商运，具有在役检查资质的单位主要有中核武汉核电运行技术股份有限公司（CNPO）、国核电站运行服务技术有限公司（SNPSC）、中国核动力研究设计院（NPIC）及中广核检测技术有限公司（CITEC）。目前在运秦山二期3、4号机组承包商为CNPO，2009年其在英国的IVC通过了ENIQ体系的能力验证。该能力验证对象主要为反应堆压力容器的筒体环焊缝和管嘴安全端焊缝。本次能力验证为中国具有在役检查资质的单位第一次能力验证。目前中国已经建立了能力验证机构，其职责为主导中国境内核电站的能力验证工作。目前该机构已经主导了岭澳二期、红沿河一期、宁德一期、阳江一期、福清核电站、秦山二期扩建工程等役前和在役检查的能力验证。现在正在主导进行三代机组EPR和AP1000的能力验证工作。其中岭澳二期的能力验证工作为国内第一次能力验证，该能力验证基本思路参考了ENIQ方法体系，依据RSE－M标准分为不需验证、常规验证、综合验证和特殊验证4类。岭澳二期的验证工作［14］共进行了50个项目（表3），验证过程从2009年初到2010年8月份才完成。涉及了5项特殊验证，对程序和设备采用明测，对人员采用盲测验证。5项特殊验证为：RPV管嘴安全端异种金属焊缝的自动超声检查、RPV堆芯高通量区堆焊层的自动超声检查、RPV筒体环焊缝的自动超声检查、RPV管嘴安全端异种金属焊缝的射线检查、蒸汽发生器传热管的涡流检查。秦山二期扩建工程能力验证思路基本上与岭澳二期一致。其他核电站如红沿河核电站、宁德核电站、阳江核电站等由于机组的结构形式与岭澳二期核电站相同（同为CPR1000型机组），且这些机组的承包商与岭澳二期的承包商同为CITEC，为节省验证的成本，避免重复验证，验证机构同意采用验证等效的方式，即将岭澳二期验证的结果等效至其他电站。目前已经完成了上述等效，同时结合不同电站之间的差别进行了补充的能力验证，如宁德核电站安全端与主管道窄间隙焊缝的超声检查的验证。目前正在进行的三代机组的能力验证，如AP1000机组和EPR机组的验证思路基本上也参考ENIQ的验证体系，按照RSE－M标准的分类原则分为不需验证、常规验证、综合验证和特殊验证4类，并充分考虑了技术论证和实际测试（盲测和明测）。在人员的测评中，对缺陷的评定和验收准则参考了ASME标准附录Ⅷ，同时充分考虑到新型机组的能力验证工作验证周期长、验证项目多、实施过程复杂等特点，对其进行分期分批验证，以缓解验证压力，并充分保证验证质量。

表3 岭澳二期能力验证项目情况

总体而言，通过完成岭澳二期和秦山二期扩建工程的验证，中国的能力验证工作已经具备了较为清晰的思路，主要特点有：

（1）建立了中国主导能力验证的机构，该机构主导并监督整个验证过程。

（2）建立了较为清晰的验证思路：对于不同机组、堆型和在役检查规范的验证都基于ENIQ的验证思路（技术论证＋实际测试），参考RSE－M的验证等级分类，验证项目的验收标准参考ASME标准。

（3）已经完成了岭澳二期、秦山二期扩建工程、红沿河一期等核电站的能力验证工作，避免了到国外验证的难度大、时间长、费用昂贵的问题。

（4）对于已经完成的验证，在充分分析和比对机组结构特点（技术论证）后，对程序、设备和人员采用等效的方式，降低了验证的成本。

（5）对于新机组的验证，采用分批分期验证的思路，降低了验证的进度压力，保证了验证的质量。

2.2 建议

美国从20世纪70年代开始，从无损检测可靠性的研究到正式在在役检查标准上规定能力验证要求前后进行了20余年，欧洲ENIQ体系的真正建立也耗时10余年。中国的能力验证工作还有很长的路要走，对此，笔者有以下建议：

（1）建立中国能力验证要求的法规：中国能力验证的要求都是来源于机组采用的在役检查标准，如CPR机组RSE－M标准（1997版）；EPR机组采用RSE－M标准（2010版）；AP1000机组采用美国ASME标准，秦山一期采用ASME标准（1983版），后十年大修在役检查依据的标准为1998版，在1983版ASME标准中并没有规定要进行能力验证，后1998版本中要进行能力验证，同样大亚湾机组也是如此，刚开始运行在役检查标准为1990版（未有能力验证的要求）。基于上述的问题，若采用的在役检查标准中未有相关能力验证的要求，则在役检查执行单位只要满足大纲的要求就可以了，这显然存在问题。国家核监管部门应出台相关的法规，在国家层次规定能力验证的必要性。

（2）制订能力验证具体的操作和考核办法：中国虽然建立了能力验证的机构，也针对具体的机组进行了实际的验证，但验证的具体操作和考核办法有待进一步完善，应充分考虑不同机组、不同堆型、不同标准等特点，并结合中国核监管法规的特点和要求，同时参考美国的ASME标准（进行实际测试，要求严格）和欧洲的ENIQ体系（实际测评＋技术论证，要求程度降低，但可把握降低的程度），出台中国核电无损检测能力验证方法以及能力验证实施细则，明确各方的职责，保证中国能力验证工作标准化和体系化。

（3）建立能力验证专家指导委员会和相关的培训机构：能力验证的主导机构应召集国内或国际上的无损检测及在役检查行业优秀的专家，建立能力验证专家指导委员会，在技术层面为中国的能力验证工作进行指导。主要包括验证的策略、验证的方案及分类、技术论证和实际测试以及验证等效的审查，能力验证技术问题的解决、验证的技术性和经济性的权衡等指导，保证验证的质量和结果。同时鉴于能力验证取证难度大，对验证人员要求高的特点，应在验证机构的指导下进行相应的培训，促进核电无损检测人员技术水平，在一定程度上提高超声、涡流数据分析、实际操作以及射线的评片和渗透、磁粉方法显示判断的能力。能力验证的培训应与人员获取无损检测资格证书的培训区别开来，能力验证的培训应更能体现针对核电站重要部件常见缺陷的检测和实际分析能力的提升。

（4）加大验证工作的投入，建立能力验证试块库：能力验证工作是一项耗资巨大的工程，其中很大的投入在于含有缺陷试块的设计和制作。各个电站机组和运行模式的不同，所产生的缺陷的类型、部位以及影响的程度也不同。同时也要考虑到中国的整体制造工业的基础，即同样是一种堆型的反应堆压力容器，参考相同的标准进行制造，但最终质量可能存在一定的差别，制造过程产生的缺陷类型和产生的方式可能不同，这些问题可能影响到机组的运行。应该根据中国的国情建立相关的缺陷试块库。目前国内制造缺陷的能力还有限，需依托国外相关缺陷制造单位执行，这需要能力验证机构加大投入，同时可以采用有步骤分阶段投入的方式，这对于提升中国在役检查的技术和水平将有重要的意义。

3 结语

国际上能力验证的研究工作已经进行了30余年，并初步形成了主流的验证方法，以美国的ASME标准第Ⅺ卷附录Ⅷ的验证方法和欧共体的ENIQ方法最为典型。美国的ASME的验证方法规定了验证的具体项目，强调了试块的使用和实际的测试，呈现验证难度大、费用高等特点。目前该验证方法已经在美国和日本、韩国等国家的核电站进行了应用。ENIQ的方法主要强调技术论证与实际测试相结合，给出了验证的指导思想，推荐了11个案例，验证的国家可根据本国的国情灵活使用ENIQ的方法进行验证，但ENIQ对于技术论证的审查和编写需要很高的经验，目前该方法体系在欧洲各国进行了实际的运用。中国已经建立了能力验证的机构，也开展了某些新机组的验证工作，初步具备了一定的经验，但应该加大验证的投入和研究的力度，充分参考国际上的验证经验，探索一套适合中国国情的能力验证方法体系。

［1］ASME Boiler and Pressure Vessel Code，Section XI.Rules for In Service Inspection of Nuclear Power Plant Components. Mandatory Appendix Ⅷ－Performance Demonstration for Ultrasonic Examination Systems［S］.2010.

［2］EDMUD J，ROBERT A，DAVID TERAO，et al.U.S.nuclear regulatory commission perspective on performance demonstration of ultrasonic testing systems［C］.The Netherlands：Institute for Advanced Materials，1997：44－46.

［3］TOSHIHIKO S，TAMOTSU J，KOICHIRO H.Progress of performance demonstration in Japan［J］.EJournal of Advanced Maintenance，2009（1）：64－67.

［4］YONGSILK K，BYUNGSIL Y，SEUNGHAN Y.Current status of ultrasonic examination performance demonstration in Korea［J］.E－Journal of Advanced Maintenance，2013（4）：133－141.

［5］CHAPMAN B，SELDIS T，ERIKSSON A.European methodology for qualification of Non－destructive testing［R］.Luxemburg：Office for Official Publications of the European Communities，2007.

［6］ENIQ Recommended Practice 1：Influential／Essential Parameters［R］.ENIQ Report nr.24，EUR21751EN.2005.

［7］LEMAITRE P.ENIQ Recommended Practice 2，Recommended Contents for a Technical Justification［R］.Luxemburg：Office for Official Publications of the European Communities，1998.

［8］ENIQ Recommended Practice 7，Recommended General Requirements for a Body Operating Qualification Of Non－Destructive Tests［R］.Luxemburg：Office for Official Publications of the European Communities，2002.

［9］CHAPMAN R，CHAPMAN V，ERIKSSON A，et al.ENIQ Recommended Practice 8，Qualification Levels and Qualification Approaches［R］.Luxemburg：Office for Official Publications of the European Communities，2005.

［10］LEMAITRE P.ENIQ Recommended Practice 5，Guidelines for the Design of Test Pieces and Conduct of Test Piece Trials［R］.Luxemburg：Office for Official Publications of the European Communities，1999.

［11］JARDET P，MENAND R.Feedback from 10years of NDE Qualification from the EDF QualificationBody［C］.Berlin：Proceedings of the 8th International Conference on NDE in Relation to Structural Integrity forNuclear and Pressurised Components.2010.

［12］TOMMY Z.Inspection qualification and implementation of ENIQ in Sweden［J］.E－Journal of Advanced Maintenance，2013（4）：116－124.

［13］ASME Boiler and Pressure Vessel Code，Section V.Non－destructive examination，2010Edition，Mandatory Appendix V.Article 14－Examination System Qualification［S］.

［14］Jinhong L，Zhongyuan L，Huaidong C，et al.Practice on NDE licensing and inspection qualifications for nuclear power plant in－service inspections［C］.Duban，South Africa：18th World Conference on Nondestructive Testing，2012.