工程档案在核电厂设备质量验证中的应用

乔木　张春来

摘 要：该文以某核电厂设备为例，介绍完工报告、监理文件以及存档试样等工程档案在设备质量再验证中的应用。

关键词：设备工程档案 设备完工报告 Z2CND18-12N 高温拉伸屈服强度 第三方检验

中图分类号：TM62 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2014）01（c）-0110-02

Abstract：Taking an equipment used in nuclear power plant as an example，illustrates the application of project archives，such as end of manufacturing report，surveillance report and archive sample，in re-verifying for equipment quality.

Key words：project archives end of manufacturing report Z2CN18-12N yield strength of high temperature tensile

核电厂设备工程档案包含设备完工报告、监理文件、竣工图、保存期限内的存档试样等。设备工程档案是设备制造过程的全面记录，是设备实体形成的真实记载和反映。它不仅在制造过程中对质量评定、事故原因分析、设备验收等工作具有重要作用，而且在设备安装后的运行和管理工作中，也是不可缺少的依据。核能，作为当今世界安全高效的能源得到了广泛应用，而安全则是核电厂的生命，特别是在福岛核事故之后，核电厂的安全更是受到了营运单位、建设单位、核安全监管机构和社会公众的极大关注。核电厂设备工程档案作为核质保体系中的一个重要组成部分，在需要对核电厂设备的制造过程和质量进行验证时可以起到极其关键的作用。

1 事件背景

2009年7月，某核电厂工程部门接获反馈，某试验室发现有一批号由某供应商供货的牌号为Z2CND18-12N的钢管试料存在350 ℃下高温拉伸屈服强度明显偏低且数值离散度较大的现象。鉴于此供应商曾向该核电厂提供了相同材质的钢管，为核实供应商向该核电厂实际供货的同材质钢管质量，核电厂工程部门决定对所有由该供应商供货的钢管完工报告以及供应商存档试样进行详细验证。

2 验证方案

核电厂工程部门拟通过对完工报告和监理文件的核查以及对供应商存档试样进行复验等三种方式相结合的手段来完成质量验证工作。

2.1 设备完工报告核查

在接获该质量反馈后，核电厂工程部门首先对由该供应商向核电厂供货的所有同材质的钢管完工报告进行了核查。

根据钢管采购技术规格书，涉及Z2CN D18-12N不锈钢材质的钢管共有5个规格，计9个批次。通过对完工报告的检查发现，完工报告中高温拉伸屈服强度值介于185～265MPa之间，具体分布见图1。图1中，黄线为完工报告中350℃下高温拉伸屈服强度值曲线，红线为RCC-M要求值。由图1可见，完工报告中高温拉伸的屈服强度值均高于RCC-M最小要求值[1]。

2.2 监理文件核查

涉及该供应商的钢管共有9个批次。其中，监理单位的监督员出席了其中8个炉批号的高温拉伸试验见证，见证率达89%。相应的监督行动报告显示，试验数值与完工报告吻合，见证记录完整。

2.3 工厂验证

2.3.1 试样保存室查勘

随后，监理单位对供应商的存档试样行了现场检查。经查，供应商试样保存室中有关该核电厂的Z2CND18-12N材质的试样保存齐全。

（2）补充高温拉伸试验的试样制备

由于供应商并未留有可供再次复验的空白试料，且由于此9批钢管制造于2006年—2007年，现无法找到同批次同材质的钢管可供复验，因此采用经压扁试验后的试样制作高温拉伸试样进行补充高温拉伸性能试验。压扁试样的尺寸规格为Ф323.9 mm×28.58 mm，其直边部位经机加工后能够满足制备标准拉伸试样的要求。由于此试样的直边部位在压扁试验中属于自由表面，因此，试样受压扁试验的影响可以忽略不计。

可供制备拉伸试验试样的炉批号共有3个，分别从此3个炉批号的压扁试样上截取试块后制备2组高温拉伸标准试样[2]。另外制备2组试样供晶粒度复验使用。其中，一组试样由供应商进行复查，另外一组试样送往第三方检验。

在试样加工时去除了表面硬化层，所有高温拉伸试样均为横向试样，与原始产品试样取样方向一致。

2.3.2 供应商复验结果

供应商对采用压扁试样制备的2组拉伸试样和金相试样中的其中1组进行了试验。

图2和图3分别为供应商的高温拉伸屈服强度和抗拉强度的复验结果及与完工报告中数值对比。复验的3个炉批号的高温拉伸屈服强度与完工报告中的数值相比较大，增幅约为9%～40%。高温拉伸的抗拉强度值与完工报告中的数值基本上一致，偏离率仅为1%以下。

经金相分析，试样的晶粒度为4～5级，符合采购要求关于晶粒度不粗于2级的要求。晶粒度复验金相照片见图4。

2.3.3 第三方复验结果

第三方复验结果与完工报告值对比见表1。高温拉伸试验的屈服强度值与完工报告值偏离度小于1%，抗拉强度值与完工报告值偏离约1%～4%。晶粒度为4.0～5.5级，符合合同不粗于2.0级的要求。

第三方复验值、供应商复验值、完工报告值与要求值的对比见图5和图6。

2.3.4 验证结果

通过对比供应商的完工报告屈服强度值、抗拉强度值与本次供应商复验值及第三方检验复验值比较可以看出：

（1）所有复验值均高于合同要求值。

（2）复验值均略高于或等于完工报告值；

（3）第三方检验数值更接近完工报告值。个别数值的偏离可能与偶然性误差有关。

鉴于实际制造过程中的文件完整性和实际见证记录的一致性，完工报告值与供应商复验值的一致性，排除了因供应商的试验设备和人员等因素造成重大系统性误差的可能性。结合第三方复验报告，可以认定供应商所供的该核电厂Z2CND18-12N管道在高温拉伸性能上是符合采购规格书要求的。

3 结语

在本次质量验证中，设备的完工报告、监理单位监督员的监督行动报告以及制造厂的存档试样对质量验证起到了至关重要的作用，避免了因无余料可供试验而不得已从已完成安装的管道上截取试料进行试验的困境。

核电厂设备工程档案对设备质量验证、事故原因分析、索赔与反索赔、设备验收等各个环节都具有极其重要的作用。在某些情况下，甚至是决定性的作用。因此，核电厂营运单位、建设单位、监理单位、设备供应商和相关工程人员必须对设备的工程档案管理加以足够的重视。

参考文献

[1] AFCEN.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Power Plants. [S.I.]：[s.n.]， 2000.

[2] GB/T 2975-1998钢及钢产品力学性能试验取样位置和试样制备.endprint

摘 要：该文以某核电厂设备为例，介绍完工报告、监理文件以及存档试样等工程档案在设备质量再验证中的应用。

关键词：设备工程档案 设备完工报告 Z2CND18-12N 高温拉伸屈服强度 第三方检验

中图分类号：TM62 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2014）01（c）-0110-02

Abstract：Taking an equipment used in nuclear power plant as an example，illustrates the application of project archives，such as end of manufacturing report，surveillance report and archive sample，in re-verifying for equipment quality.

Key words：project archives end of manufacturing report Z2CN18-12N yield strength of high temperature tensile

核电厂设备工程档案包含设备完工报告、监理文件、竣工图、保存期限内的存档试样等。设备工程档案是设备制造过程的全面记录，是设备实体形成的真实记载和反映。它不仅在制造过程中对质量评定、事故原因分析、设备验收等工作具有重要作用，而且在设备安装后的运行和管理工作中，也是不可缺少的依据。核能，作为当今世界安全高效的能源得到了广泛应用，而安全则是核电厂的生命，特别是在福岛核事故之后，核电厂的安全更是受到了营运单位、建设单位、核安全监管机构和社会公众的极大关注。核电厂设备工程档案作为核质保体系中的一个重要组成部分，在需要对核电厂设备的制造过程和质量进行验证时可以起到极其关键的作用。

1 事件背景

2009年7月，某核电厂工程部门接获反馈，某试验室发现有一批号由某供应商供货的牌号为Z2CND18-12N的钢管试料存在350 ℃下高温拉伸屈服强度明显偏低且数值离散度较大的现象。鉴于此供应商曾向该核电厂提供了相同材质的钢管，为核实供应商向该核电厂实际供货的同材质钢管质量，核电厂工程部门决定对所有由该供应商供货的钢管完工报告以及供应商存档试样进行详细验证。

2 验证方案

核电厂工程部门拟通过对完工报告和监理文件的核查以及对供应商存档试样进行复验等三种方式相结合的手段来完成质量验证工作。

2.1 设备完工报告核查

在接获该质量反馈后，核电厂工程部门首先对由该供应商向核电厂供货的所有同材质的钢管完工报告进行了核查。

根据钢管采购技术规格书，涉及Z2CN D18-12N不锈钢材质的钢管共有5个规格，计9个批次。通过对完工报告的检查发现，完工报告中高温拉伸屈服强度值介于185～265MPa之间，具体分布见图1。图1中，黄线为完工报告中350℃下高温拉伸屈服强度值曲线，红线为RCC-M要求值。由图1可见，完工报告中高温拉伸的屈服强度值均高于RCC-M最小要求值[1]。

2.2 监理文件核查

涉及该供应商的钢管共有9个批次。其中，监理单位的监督员出席了其中8个炉批号的高温拉伸试验见证，见证率达89%。相应的监督行动报告显示，试验数值与完工报告吻合，见证记录完整。

2.3 工厂验证

2.3.1 试样保存室查勘

随后，监理单位对供应商的存档试样行了现场检查。经查，供应商试样保存室中有关该核电厂的Z2CND18-12N材质的试样保存齐全。

（2）补充高温拉伸试验的试样制备

由于供应商并未留有可供再次复验的空白试料，且由于此9批钢管制造于2006年—2007年，现无法找到同批次同材质的钢管可供复验，因此采用经压扁试验后的试样制作高温拉伸试样进行补充高温拉伸性能试验。压扁试样的尺寸规格为Ф323.9 mm×28.58 mm，其直边部位经机加工后能够满足制备标准拉伸试样的要求。由于此试样的直边部位在压扁试验中属于自由表面，因此，试样受压扁试验的影响可以忽略不计。

可供制备拉伸试验试样的炉批号共有3个，分别从此3个炉批号的压扁试样上截取试块后制备2组高温拉伸标准试样[2]。另外制备2组试样供晶粒度复验使用。其中，一组试样由供应商进行复查，另外一组试样送往第三方检验。

在试样加工时去除了表面硬化层，所有高温拉伸试样均为横向试样，与原始产品试样取样方向一致。

2.3.2 供应商复验结果

供应商对采用压扁试样制备的2组拉伸试样和金相试样中的其中1组进行了试验。

图2和图3分别为供应商的高温拉伸屈服强度和抗拉强度的复验结果及与完工报告中数值对比。复验的3个炉批号的高温拉伸屈服强度与完工报告中的数值相比较大，增幅约为9%～40%。高温拉伸的抗拉强度值与完工报告中的数值基本上一致，偏离率仅为1%以下。

经金相分析，试样的晶粒度为4～5级，符合采购要求关于晶粒度不粗于2级的要求。晶粒度复验金相照片见图4。

2.3.3 第三方复验结果

第三方复验结果与完工报告值对比见表1。高温拉伸试验的屈服强度值与完工报告值偏离度小于1%，抗拉强度值与完工报告值偏离约1%～4%。晶粒度为4.0～5.5级，符合合同不粗于2.0级的要求。

第三方复验值、供应商复验值、完工报告值与要求值的对比见图5和图6。

2.3.4 验证结果

通过对比供应商的完工报告屈服强度值、抗拉强度值与本次供应商复验值及第三方检验复验值比较可以看出：

（1）所有复验值均高于合同要求值。

（2）复验值均略高于或等于完工报告值；

（3）第三方检验数值更接近完工报告值。个别数值的偏离可能与偶然性误差有关。

鉴于实际制造过程中的文件完整性和实际见证记录的一致性，完工报告值与供应商复验值的一致性，排除了因供应商的试验设备和人员等因素造成重大系统性误差的可能性。结合第三方复验报告，可以认定供应商所供的该核电厂Z2CND18-12N管道在高温拉伸性能上是符合采购规格书要求的。

3 结语

在本次质量验证中，设备的完工报告、监理单位监督员的监督行动报告以及制造厂的存档试样对质量验证起到了至关重要的作用，避免了因无余料可供试验而不得已从已完成安装的管道上截取试料进行试验的困境。

核电厂设备工程档案对设备质量验证、事故原因分析、索赔与反索赔、设备验收等各个环节都具有极其重要的作用。在某些情况下，甚至是决定性的作用。因此，核电厂营运单位、建设单位、监理单位、设备供应商和相关工程人员必须对设备的工程档案管理加以足够的重视。

参考文献

[1] AFCEN.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Power Plants. [S.I.]：[s.n.]， 2000.

[2] GB/T 2975-1998钢及钢产品力学性能试验取样位置和试样制备.endprint

摘 要：该文以某核电厂设备为例，介绍完工报告、监理文件以及存档试样等工程档案在设备质量再验证中的应用。

关键词：设备工程档案 设备完工报告 Z2CND18-12N 高温拉伸屈服强度 第三方检验

中图分类号：TM62 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2014）01（c）-0110-02

Abstract：Taking an equipment used in nuclear power plant as an example，illustrates the application of project archives，such as end of manufacturing report，surveillance report and archive sample，in re-verifying for equipment quality.

Key words：project archives end of manufacturing report Z2CN18-12N yield strength of high temperature tensile

核电厂设备工程档案包含设备完工报告、监理文件、竣工图、保存期限内的存档试样等。设备工程档案是设备制造过程的全面记录，是设备实体形成的真实记载和反映。它不仅在制造过程中对质量评定、事故原因分析、设备验收等工作具有重要作用，而且在设备安装后的运行和管理工作中，也是不可缺少的依据。核能，作为当今世界安全高效的能源得到了广泛应用，而安全则是核电厂的生命，特别是在福岛核事故之后，核电厂的安全更是受到了营运单位、建设单位、核安全监管机构和社会公众的极大关注。核电厂设备工程档案作为核质保体系中的一个重要组成部分，在需要对核电厂设备的制造过程和质量进行验证时可以起到极其关键的作用。

1 事件背景

2009年7月，某核电厂工程部门接获反馈，某试验室发现有一批号由某供应商供货的牌号为Z2CND18-12N的钢管试料存在350 ℃下高温拉伸屈服强度明显偏低且数值离散度较大的现象。鉴于此供应商曾向该核电厂提供了相同材质的钢管，为核实供应商向该核电厂实际供货的同材质钢管质量，核电厂工程部门决定对所有由该供应商供货的钢管完工报告以及供应商存档试样进行详细验证。

2 验证方案

核电厂工程部门拟通过对完工报告和监理文件的核查以及对供应商存档试样进行复验等三种方式相结合的手段来完成质量验证工作。

2.1 设备完工报告核查

在接获该质量反馈后，核电厂工程部门首先对由该供应商向核电厂供货的所有同材质的钢管完工报告进行了核查。

根据钢管采购技术规格书，涉及Z2CN D18-12N不锈钢材质的钢管共有5个规格，计9个批次。通过对完工报告的检查发现，完工报告中高温拉伸屈服强度值介于185～265MPa之间，具体分布见图1。图1中，黄线为完工报告中350℃下高温拉伸屈服强度值曲线，红线为RCC-M要求值。由图1可见，完工报告中高温拉伸的屈服强度值均高于RCC-M最小要求值[1]。

2.2 监理文件核查

涉及该供应商的钢管共有9个批次。其中，监理单位的监督员出席了其中8个炉批号的高温拉伸试验见证，见证率达89%。相应的监督行动报告显示，试验数值与完工报告吻合，见证记录完整。

2.3 工厂验证

2.3.1 试样保存室查勘

随后，监理单位对供应商的存档试样行了现场检查。经查，供应商试样保存室中有关该核电厂的Z2CND18-12N材质的试样保存齐全。

（2）补充高温拉伸试验的试样制备

由于供应商并未留有可供再次复验的空白试料，且由于此9批钢管制造于2006年—2007年，现无法找到同批次同材质的钢管可供复验，因此采用经压扁试验后的试样制作高温拉伸试样进行补充高温拉伸性能试验。压扁试样的尺寸规格为Ф323.9 mm×28.58 mm，其直边部位经机加工后能够满足制备标准拉伸试样的要求。由于此试样的直边部位在压扁试验中属于自由表面，因此，试样受压扁试验的影响可以忽略不计。

可供制备拉伸试验试样的炉批号共有3个，分别从此3个炉批号的压扁试样上截取试块后制备2组高温拉伸标准试样[2]。另外制备2组试样供晶粒度复验使用。其中，一组试样由供应商进行复查，另外一组试样送往第三方检验。

在试样加工时去除了表面硬化层，所有高温拉伸试样均为横向试样，与原始产品试样取样方向一致。

2.3.2 供应商复验结果

供应商对采用压扁试样制备的2组拉伸试样和金相试样中的其中1组进行了试验。

图2和图3分别为供应商的高温拉伸屈服强度和抗拉强度的复验结果及与完工报告中数值对比。复验的3个炉批号的高温拉伸屈服强度与完工报告中的数值相比较大，增幅约为9%～40%。高温拉伸的抗拉强度值与完工报告中的数值基本上一致，偏离率仅为1%以下。

经金相分析，试样的晶粒度为4～5级，符合采购要求关于晶粒度不粗于2级的要求。晶粒度复验金相照片见图4。

2.3.3 第三方复验结果

第三方复验结果与完工报告值对比见表1。高温拉伸试验的屈服强度值与完工报告值偏离度小于1%，抗拉强度值与完工报告值偏离约1%～4%。晶粒度为4.0～5.5级，符合合同不粗于2.0级的要求。

第三方复验值、供应商复验值、完工报告值与要求值的对比见图5和图6。

2.3.4 验证结果

通过对比供应商的完工报告屈服强度值、抗拉强度值与本次供应商复验值及第三方检验复验值比较可以看出：

（1）所有复验值均高于合同要求值。

（2）复验值均略高于或等于完工报告值；

（3）第三方检验数值更接近完工报告值。个别数值的偏离可能与偶然性误差有关。

鉴于实际制造过程中的文件完整性和实际见证记录的一致性，完工报告值与供应商复验值的一致性，排除了因供应商的试验设备和人员等因素造成重大系统性误差的可能性。结合第三方复验报告，可以认定供应商所供的该核电厂Z2CND18-12N管道在高温拉伸性能上是符合采购规格书要求的。

3 结语

在本次质量验证中，设备的完工报告、监理单位监督员的监督行动报告以及制造厂的存档试样对质量验证起到了至关重要的作用，避免了因无余料可供试验而不得已从已完成安装的管道上截取试料进行试验的困境。

核电厂设备工程档案对设备质量验证、事故原因分析、索赔与反索赔、设备验收等各个环节都具有极其重要的作用。在某些情况下，甚至是决定性的作用。因此，核电厂营运单位、建设单位、监理单位、设备供应商和相关工程人员必须对设备的工程档案管理加以足够的重视。

参考文献

[1] AFCEN.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Power Plants. [S.I.]：[s.n.]， 2000.

[2] GB/T 2975-1998钢及钢产品力学性能试验取样位置和试样制备.endprint