缺陷表征准则条款的改进分析及对压力容器在役检查的应用

王震亚　汤国祥

摘 要：通过对2013版ASME第XI卷与1998版至2000增补中重复检查条款进行差异对比，发现如满足缺陷表征准则中的特定表面接近规则等新增条款，则可避免对通过分析评定的容器中缺陷实施重复检查；其次，就制定这一新增条款的技术背景进行初步分析；最后就该条款应用于国外某核电站压力容器筒体焊缝在役检查为例进行说明。该条款的应用可在确保运行安全性与可靠性的前提下，有利于电厂经济性的提升。

关键词：在役检查 缺陷表征 重复检查 改进分析

中图分类号：TH17 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）11（a）-0075-03

Abstract：Though the comparison of the provisions of successive inspections in ASME section XI 2013 edition with the corresponding in 1998 Edition with addenda through 2000，we find that successive inspection of flaws in vessel accepted for continued operation by analytical evaluation are not required， if some particular conditions are met， such as the modified surface proximity rule in flaw characterization. Then， the background about the provisions is preliminarily analyzed. Finally， a case about the application of the provisions to inservice inspection of the reactor vessel shell weld is presented. The application of these requirements will promote the economy of operation in nuclear power plant on the premise of maintaining the level of safety and reliability.

Key Words：Nservice inspection；Flaw characterization；Successive inspection；Improvnment analysis

ASME第XI卷1998版至2000增补（简称1998版）规定，对于在役检查中发现的显示，如果超过验收准则，则可以通过分析评价进行验收。如果通过分析评价作继续使用的验收，则对于1级别部件中具有缺陷显示的区域，还应在此后的3个检查周期内重复实施检验，而对于2级部件，则只需要在之后1个检查周期内实施重复检查。

然而，对于可达性较差的部件，如果需要实施重复检查，无论是从大修工期的控制，还是人员剂量的控制，均将产生较大的影响。因此，ASME第XI卷2013版对重复检查及缺陷表征准则等相关条款进行改进，更关注于存在潜在扩展趋势的那些缺陷，而取消重复检查那些对安全质量都不会造成影响的缺陷。

该文首先就2013版XI卷与1998版的相关条款进行对比；其次，就差异及新条款的制定原理进行初步分析；最后，就该条款应用于某核电厂压力容器筒体焊缝在役检查为例进行说明。

1 规范差异对比

ASME第XI卷1998版至2000增补（简称1998版）为国内在建AP1000核电厂在役检查大纲所依据的文件，将最新版（2013版）XI卷与其进行对比分析，既体现了最新的在役检查规范的发展，也具有实际工程意义。

相比较于1998版的ASME第XI卷，2013版XI卷在深埋平面缺陷这节新增IWA-3320（b）条款，同时在重复检查章节增补IWB-2420（b）和IWC-2420（b）条款，具体内容见表1。新增条款为1级和2级容器类缺陷的重复检验提供了新的规则。

2 初步分析

该条款的目的是对于容器中那些在性质上不存在威胁的缺陷（如材料制造或管道制作过程产生的深埋缺陷），即在整个寿期内缺陷不发生扩展或扩展速率可忽略，则可取消对其实施重复检查，从而满足那些风险更高的区域（役致缺陷）得到充分的检查。支持该条款制定的理由主要包括如下几个方面。

（1）深埋缺陷与水环境不发生接触，材料内预期的裂纹扩展速率极低。其次，在正常运行工况下，由于深埋缺陷所处区域的应力相对较低并且无循环应力的作用，因此驱动深埋显示发生裂纹扩展的应力也相对较低；

（2）西北大西洋实验室定量研究了表面缺陷和深埋缺陷的区别。研究结果表明：相较于表面缺陷，深埋缺陷具有极其低的容器断裂风险。例如，离表面25 mm的缺陷#1致使容器失效的可能性约为相同工况下表面缺陷的1/1 000。同样，离表面50 mm的缺陷#2致使容器失效的可能性约为相同工况下缺陷#1的1/1 000。研究还表明，低于XI卷验收标准的深埋显示，其疲劳裂纹扩展速率非常低。即便是位于压力容器环带区内的深埋缺陷，断裂力学分析其缺陷扩展速度也是低到可忽略。此外，这些分析结果得到多年检查结果的验证；

（3）大量检查结果表明，对深埋缺陷实施的重复检查未检测到有缺陷扩展的迹象；

（4）无论是检测成本还是人员剂量率，实施重复检测都将会非常的高；

（5）作为10年检查计划的一部分仍会对该缺陷区域实施跟踪检查，只是检查间隔由40个月增加到120个月。

然而，ASME委员会认为原有的表面接近规则（如图2中C所示）是基于应力强度因子制定而成。由于缺陷和内表面之间的韧带区存在屈服的可能，如果按照原表面接近规则来表征缺陷并进行分析评定，从而取消对缺陷部位的重复检查，可能并非充分可靠。尤其对于那些表面接近因子0.4≤Y=S/a<1（如图2中B所示）之间的缺陷，如果按原规则表征为深埋缺陷，则剩余韧带区可能在后续运行过程中存在屈服甚至发生开裂。如开裂后缺陷接触到反应堆冷却剂，则更是存在裂纹加速扩展的可能。

因此，2013版ASME第XI卷规定只有对S>a的深埋缺陷才存在免受重复检查的资格，如图1直线A上部区域所示。直线A和B之间的阴影区域，则体现了新规则的保守性，即在该区域的缺陷如按照1998版XI卷表征为深埋缺陷，按照2013版则为表面缺陷。如直线A倾斜部分所示，缺陷离容器表面的距离S随着缺陷尺寸a的增大而线性增加，即深度a越大的缺陷要表征为表面缺陷所需要的距离S也越长；而直线A水平部分，则为应用该条款的下限，对于a<0.25 in的缺陷，只有在S<0.25 in时，才能表征为表面缺陷。

该表面接近准则主要是基于：缺陷离表面距离多近时，作用于剩余韧带区的平均应力将超过材料的屈服应力这一原理制定的。如果超过，剩余韧带区将存在断裂的风险，则表征为表面缺陷，加强重复检查。

3 案例分析

3.1 在役检查

某电厂换料大修期间，对反应堆压力容器筒体环焊缝（环带区外）实施经过无损检测能力验证的超声检测，发现存在平面类缺陷，具体参数如图3所示。随后，进行采用纵波直探头，45°和60°横波斜探头进行补充检验，最终确定该缺陷为平面型缺陷。

该缺陷深长比a/l为0.05，对应的a/t为3.4%，超过表ASME第XI卷IWB-3510-1中最大允许值2.2%，即超过了验收标准IWB-3510。由于缺陷超过IWB-3500规定的允许缺陷尺寸，于是该电厂采用ASME第XI卷附录A推荐的分析方法实施评定。

3.2 放宽检验的申请

该电厂依据10CFR50.55a的规定，即按照ASME规范的要求执行检查，如果该过程非但不能补偿性提升安全与质量水平，而且还导致检查过程存在困难，则可以提出放宽检查的申请。

对该电厂反应堆压力容器筒体环焊缝存在缺陷的区域实施检查的先决条件包括：首先需将全部燃料组件移出堆芯，接着将下部堆内构件移出。该些活动将占据大修关键路径，如按计划完成约2.5 d。除了现场培训、电厂支持和占据关键路径所造成的成本，采用自动化的检测装置在第1和第2个周期的检测成本将远高于第3个周期。

在堆腔区域组装和拆卸自动化检测装置的剂量率大约为1个人·rem。此外，在对压力容器进行检查将大约会产生2～3个立方英尺的放射性废料。如按现行的条款执行，无论是人员剂量还是废料的产生均会是3的倍数。如果仅在间隔末期实施检查，则剂量率水平和放射性废物均会大幅度减少。

综上，尽管受检范围小，对于深埋的非运行所致的缺陷实施重复检查，不但不会补偿性提升安全和质量水平，反而会产生巨大的成本压力及遭受高剂量率水平。

（1）因此，该电厂采用表1中新增内容作为替代条件，并满足以下条件，作为申请免除在该间隔第1个周期和第2个周期对该缺陷实施重复检查的依据。

（2）因为S=0.45 in，a=0.305 in，缺陷位于S=a的上部区域，即表征为深埋缺陷；

（3）该缺陷通过ASME第XI卷IWB-3600的评定，即验证该缺陷在电厂40年运行首期寿期内均可通过评定验收；

此外，该电厂将在间隔末对该条焊缝（含缺陷区域）实施定期体积检查。

由于满足相应条件，最终该放宽检查申请通过监管当局的审批。

4 结语

对于基于ASME规范建造的核电机组，新版XI卷中缺陷表征和重复检查条款的改进，有助于电厂在确保运行安全性与可靠性的前提下，将更多的资源投入到容器中更需要重复检查的役致缺陷区域，从而在成本控制或是剂量控制上得以优化。

参考文献

[1] ASME BPVC， Section XI， Division 1.Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components， 2013 Edition.

[2] ASME BPVC， Section XI， Division 1.Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components， 1998 Edition through 2000 Addenda.