压水堆核电站在役检查用无损检测技术发展概况
Development Status of NDTTechnology for PWR NPP In-service
Inspection
陶于春1
梁瞻翔2
林忠元1
陈怀东1
刘金宏1
（1、中广核检测技术有限公司，深圳518031/苏州215004，
2、中科华核电技术研究院，深圳518031）
摘
要：核电站在役检查是核电站安全运行的重要保证手段之一，核安全法规和导则对核电站核
安全设备的役前和在役检查提出了明确的要求。本文介绍了压水堆核电站在役检查用无损检
测技术的发展历程，以及相应的在役检查标准和规范的使用状况，总结了当前国内外核电站
在役检查技术能力验证的实施现状，对我国自主开展核电站在役检查和能力验证工作提供借
鉴。
关键词：核电站
在役检查
无损检测 技术发展
1、
概述
核电站与常规电站一样，有着众多的管道、容器及热交换器等机械部件、设备，在其制造、
安装及运行中必须进行相关的无损检测（NDT）来验证或确保其现有的安全状态与设计标准
相符或满足设备继续运行的安全准则的需求。
核电站机械部件与常规电站或诸如石化工业等领域的机械部件相比，除具有放射性运行环境
和大量采用奥氏体不锈钢材料外，在其他方面并没有过多的不同之处。对于设备的几何尺寸
和承受的温度、压力等参数，火电和石化领域甚至远超过核电站。但是，核电站固有的放射
性环境和特殊的核安全要求使得核电行业的NDT从核电站出现之初就与其他工业领域的
NDT活动有着不同。
核电站固有的放射性环境导致大量的NDT检查活动必须采用自动的、 远程的检查设备和技术
来完成，同时反应堆回路的高放射性环境也为该环境下的机械部件提供了一个特殊的缺陷萌
生诱因-辐照脆化。社会公众对核电站安全的高度关注导致核电站具有与其它工业领域所不具
有的核安全考虑和要求，也正是公众高度关注的核安全要求，从而催生了确保核电站设备、
部件进行安全检查与评估的NDT活动的敏感性和重要性，要求其NDT检查技术必须具有更
高的缺陷探测能力和检查结果的高可靠性，从而保证对核安全设备作出更加准确的安全状态
评估和判断。尤其是在1979年美国发生的三里岛核电站泄漏事故以及1986年前苏联发生的切
尔若贝利核电站事故，使得公众对核电站的安全性或安全运行表现出空前的关注。
核电站机械部件定期的NDT活动，在核电站领域被称之为在役检查（ISI-In Service
Inspection）,对核安全设备的在役检查历来是各个核电工业国家核安全监管当局以及核电站
运行业主所关注的重点，一直以来是对核电站核安全设备进行定期安全评价的数据来源和重
要手段。从上世纪六十年代商业核电站正式运作以来，各国核安全监管当局、国际原子能机构（IAEA） 、各个电站运营业主以及对核电站提供ISI 服务的组织一直持续不断的就如何规范
的、标准的以及有效的对核电站核安全设备实施ISI 进行着不懈的努力，这也就不断催生了
世界范围内各种经营性、非经营性、政府组织或民间组织等开展的各种针对核电站ISI 以及
ISI 用NDT技术的联合研究和技术交流活动。
为确保核电站ISI 的规范进行，各个核电工业国家分别制定了相关的 NDT标准和ISI 规范，
同时为确保有关的标准、规范和要求能够在核电站得到强制执行，各个国家核安全管理当局
还制定和发布了各种与之配套的法规和条例。由于 ISI 所采用 NDT技术固有的间接性，为保
证NDT检查技术的有效性和检查结果的可靠性，近二十多年来，国际核电站在役检查领域在
IAEA或一些区域性国际组织的资助和组织下先后开展了核电站特定NDT技术的可靠性研究，
并通过该研究结果来不断指导和改进核电站ISI活动的组织与管理以及NDT技术的改进与提
高。
因而核电站行业核安全设备必须进行规范化、标准化的ISI，其采用的NDT技术必须面临核
电站辐射工作环境的要求采用更多自动化、远程和更加智能化的检查要求。由于核电站固有
核安全的要求需要对核安全设备进行准确安全评估，ISI 所采用的NDT检查技术必须具有更
高的缺陷探测能力，其检测结果必须具有更高的可靠性。
2、
无损检测检测技术的发展
核电站所采用的NDT方法种类与其他工业领域相比较没有本质的差别，如超声检查（UT） 、
射线检查(RT)、涡流检查（ET） 、液体渗透检查(PT)、磁粉检查(MT)、目视检查(VT)以及泄漏
检查(LT)等。结合核电站的特殊工作环境和检查对象要求，上述检查方法的自动化运用和远
程智能化实施检查应该是核电站NDT与其它工业领域的最大差异。
世界核电站的商业化运作已经接近半个世纪，而核电站 ISI 的 NDT技术的发展也是跟随核电
站的发展在不断的演进和变化中。就总的发展趋势和方向而言，检查技术是向检查速度更快、
探测能力更强、检查结果的精准度更高方向发展，运载检测技术的设备或工具侧是朝着体积
小型化、易于快速运输和装拆、可靠性更高、更易于去污等更人性化的操作方向发展。事实
上核电站所采用NDT技术也是跟随整个社会的NDT技术研究、电子技术、控制技术及精密
机加工技术等的发展和前进而逐步在提高和发展。在检查现场，我们通常所说的检查技术事
实上是纯粹的检查技术与运载该检查技术的设备与工具的有机综合，下面将通过几种核电站
ISI 所要求的NDT活动的技术的发展来说明上述的发展和演变趋势。
a)
一回路部件的视频检查
压水堆核电站(PWR)的反应堆一回路主设备（包括反应堆压力容器-RPV、稳压器-PRZ、蒸汽
发生器-SG等）考虑到承压等运行工况提出的机械性能要求，通常选用合金钢作为基体材料，
而该一回路的工作介质考虑到对反应堆中子慢化的需要必须使用含硼的硼酸水，由于硼酸水
对碳钢的固有腐蚀性，上述碳钢设备在其与硼酸水接触的内表面必须增加不锈钢堆焊层来隔
离一回路硼酸水对设备合金钢金属的腐蚀。在核电站投入运行后，需要定期对上述堆焊层进
行目视检查，确定堆焊层的状态是否完好。
由于上述检查部位都处于核电站高放射性环境， 因此根本不容许人员靠近进行直接目视检查，
通过采用电视摄像头对其拍摄来实现间接VT 是解决该部位无法靠近的一个可行的途径。
以蒸汽发生器一次测水室内表面堆焊层检查为例，在上世纪八十年代，由于受到视频设备及
图形处理技术的限制，基本上是采用一个驱动机构将视频摄像头送入水室，对水室内表面进
行录像，将影像记录在录像带上，通过反复观察录像带来判读水室内表面的情况。由于技术的
局限性，当时图像的分辨率成了检查精度的一个最大障碍。此外，由于无法将检查过程中
的位置坐标信息进行记录，因此对后续的缺陷分析和查找带来极大的不便，甚至因为一个可疑记录需要翻读整个录像带，或则对该水室进行重新的检查。
进入上世纪九十年代，数字化图象处理技术的成熟运用，为该部位视频检查技术的发展起到
了关键的推动作用。图像分辨率通过采用高分辨率视频头得到了保障，远程数据传输确保了
检查操作人员可以在核岛外部更舒适的工作环境实现该项检查工作，所有图像均数字化处理
存入电脑方便数据的阅读与处理。上述技术的运用，直接提高了该检查的精度和检查速度。
本世纪，该部位视频检查通过对控制系统的改进，大幅度提高了视频头的运动精度的控制并
直接提高了检查过程的定位精度，同时通过将运载该视频头机械装置产生的视频头的位置坐
标直接与数字化的图像匹配结合，从而使每帧数字画面均有准确的位置坐标信息，使得图像
的分析、缺陷的定位与跟踪变得更加方便与快捷。
目前，跟随图像自动识别技术以及图像测量技术的研究，可以预期在不远的将来也将会被运
用到上述的核电站特殊部位的视频检查上，为该视频检查提供图像的自动分析以及准确的尺
寸测量等，届时的检查将会变得更加的快捷和智能。
b)
蒸汽发生器传热管的涡流检查
核电站核岛内反应堆产生的热量通过一回路的硼酸水将其循环到蒸汽发生器，然后通过蒸汽
发生器内的约一毫米厚的传热管将该热量传导给二次侧的二回路水从而产生蒸汽推动气轮机
的旋转。一毫米厚的传热管也就成了核电站一回路与二回路结合的压力边界，一旦有任何破
损，一回路内的放射性物质将长驱直入的进到非放射性二回路系统中。因此，对蒸汽发生器
传热管进行周期性检查确保其完整性的重要意义也就不言而喻。
对SG 传热管实施涡流检查是目前世界核电站公认的最有效的检查方法， 也正因为 SG 在核电
站的重要地位，涡流检查技术在SG 的检查上得到了深入的运用，同时各种更先进和高效的
涡流检查和分析技术也是基于SG 的检查需求得到了深入的研究并获得了工程运用。
在上世纪八十年代，基于涡流技术的发展制约，当时所采用的主要是单频涡流检查技术，检
查的主要对象基本是局限在SG 的直管段，为弯管区、支撑板位置区以及管板部位的胀管区
的缺陷探测能力相当有限。
上世纪九十年代，多频、混频涡流技术及涡流仪的出现解决了此前单频涡流技术固有的不足，
尤其是开发出的旋转探头技术解决了管板账管部位细小裂纹缺陷的探测，同时可以利用旋转
探头对传热管其他部位通过常规探头发现的可疑缺陷进行进一步细致的复查和确认。与此同
时，数字化技术及电脑技术在涡流检查领域的运用，大副降低了涡流检查人员对涡流信号分
析的劳动强度，同时还提高了分析的可靠度。
本世纪初，相控阵涡流技术的运用则是SG 涡流检查领域的革命性变革，它有着常规探头的
检查速度，同时又具备此前旋转探头的检查能力，对单根传热管采用相控阵探头一次数据采
集可以实现此前的多种探头、多目的的多次采集，其检查速度更快、缺陷探测能力更强、可
靠性更高。
此外，涡流检查系统的小型化也是伴随检查技术发展的一个必然方向。由于核电站核岛内固
有的放射性工作环境，如果设备运输、装拆快捷，将大幅度降低检查人员的工作强度和在放
射性环境里停留的时间。
c)
反应堆压力容器的超声检查
反应堆压力容器是由多个锻件焊接而成，其焊缝在反应堆运行期间中子辐照、高温、高压等
恶劣工况条件下可能萌生裂纹缺陷。核电站反应堆压力容器是核电站的心脏，其寿命直接决
定整个核电站的可用寿期，因此必须对其焊缝等部位定期进行严格的检查，及时发现缺陷并制定相应的处理措施，以避免缺陷发展到不可处理的地步而直接导致反应堆压力容器不可用
从而终止核电站寿命的不可控局面。
对反应堆压力容器各个焊缝部位，目前世界各国通常都采用超声技术来实现检查，但基于一
些特殊的考虑，少数国家（如法国）也对部分焊缝（反应堆压力容器进出口管嘴部位安全端
两侧的焊缝）强制要求在实施超声检查的基础上再采用咖玛射线探伤检查。
由于反应堆压力容器固有的高放射性环境，对其实施超声检查不得不开发出一套复杂的自动
化机械系统来实现各个部位的超声检查。基于实现反应堆压力容器各个焊缝部位超声检查系
统的复杂性， 当今各个主要核电工业国家都开发出了自己的专有超声检查设备， 如法国AREVA
下属Intercontrol公司开发的 MIS机、美国西屋公司开发的 Supreem、德国 InteligeNDT公
司的CMM、西班牙Tecnatom公司的 TIME等。 上述设备均能够按照相关标准和规范的要求
实施反应堆压力容器各个焊缝部位全范围的超声检查，各具特色，均具备各自的独到之处。
上述检查设备、技术也是在不同的阶段根据超声技术的总体研究与发展以及与之相配套的控
制技术、机电一体化技术以及电脑、数字等技术的发展而不断的进行改进和更新。以
Intercontrol公司的MIS机为例，其发展和演变先后经历了三个阶段，也就是说目前现有的
MIS机为其第三代技术产品。
在上世纪八十年代至九十年代初期，MIS机为其第一代。该期间的设备控制技术主要为模拟
控制，操作控制环节复杂。超声技术主体仍然是非数字技术，设备的标定、数据采集、数据
分析与存储操作过程烦琐。在整个检查过程中，检查人员工作量繁重，整个反应堆压力容器
的超声检查时间均在十天以上。
跟随核电站业主对反应堆压力容器检查工期要求缩短的强烈诉求，同时成熟的数字化超声技
术的可用以及有关控制技术的成熟运用， Intercontrol公司在上世纪九十年代初期对 MIS 机进
行了重新设计，开发出一体化多功能超声工具架，从而减少了检查现场对更换工具架的范围
和频度，同时也大幅降低了MIS 机在现场的装拆时间。与此同时，通过对法国CEA 开发的
CIVA超声软件系统的二次扩充开发，获得了更加便捷和高效的数据分析和评估工具
CIVACUVE和CIVAMIS，前者能够实现在线的超声数据高速自动分析，后者则可以进行人工
的更加细致和准确的人工二次定性分析。上述设备和超声分析技术的改进，确保了第二代的
MIS机的整个反应堆压力容器的超声检查工期进入了七天以内，同时超声数据的采集、分析
采用了更加智能的数字化软件系统，也使得数据的处理与分析效率更高、检查结果的可靠性
也大副提高。
为了使MIS 机在世界的反应堆压力容器超声检查领域具有更强的竞争能力， Intercontrol 公司
于本世纪初对MIS 机再次进行了升级换代。MIS机的演变也基本反映了目前世界上各国的核
电站反应堆压力容器检查设备和技术的总体演变路径和趋势，设备操作更简便、检查时间更
快捷、缺陷探测能力更精准。
在国内，中广核集团为了适用其核电大规模发展的需要，与西班牙 TECNATOM 公司合资成立
了中广核检测技术有限公司，使用近年来国际最新的无损检测技术，形成了核电站一回路部
件视频、涡流、超声波、射线等自动化检查能力，并通过引进和消化逐步形成了自主开发能
力。
3、
在役检查规范
基于核电站在役检查的重要性，为确保电站设备安全运行的相关在役检查活动能够得到完整
的、规范的实施，世界各个主要核电国家先后都制定了核电站在役检查标准、规范，同时各
个国家的核电站安全管理当局还颁布了确保该标准、规范得以被执行的法规或核安全条例。
当我们讨论核电站在役检查标准的时候，ASME标准是一个我们必须首先谈论的标准，可以说
它是西方其他发达国家核电工业设计、制造和运行维护标准的鼻祖。当然，前苏联也建立
了独立体系的核电工业标准体系，但是鉴于其固有的特点使其难以成为目前在世界范围内可以广泛被借鉴和参考的标准，因此，在本文暂时不与讨论。对于在ASME标准基础上发展起
来的法国核电工业标准，尤其是核电站在役检查规范RSE-M，鉴于 RSE-M 规范在中国核电站
运用广泛性，本文也将一并给予介绍。
a)
美国 ASME标准 XI 卷
由于美国是当初西方工业国家率先输出成熟商业核电技术的国家，并且由其在工业技术领域
固有的先进性决定了ASME规范在世界核电工业领域不可置疑的领头地位。目前在英国、西
班牙、瑞典、芬兰等欧洲国家，日本、韩国、中国台湾、南非以及南美等核电国家和地区均
直接采用或参照ASME XI卷来实施核电站的在役检查。
ASME标准的 XI卷为定义核电站机械部件在役检查的章节，该章节跟随整个 ASME 规范的升
版更新规则一样，每年由ASME编委会发布修改黄页，每三年更新为一个新版本。该卷对核
电站整个寿命期间内需要进行在役检查的部件类型、检查比例、范围、所采用的建议方法等
一并给予了定义。各个核电站业主依据ASME XI卷的指引，可以制定出本电站机组所适用的
在役检查大纲。
由于ASME XI卷对电站在役检查执行要求定义的灵活性，可以使电站业主在整体满足ASME
XI卷要求的前提下制定出适合电站自己检查时间周期安排的在役检查计划。例如，ASME规
定对某类设备或某种焊缝的检查规定了一个在一定检查周期内所需执行检查的最小和最大百
分比，那么电站业主则可以根据自己机组的大修规划来合理并灵活的安排各次大修的在役检
查项目的数量并确保在役检查活动既不会对大修计划时间窗口造成压力，同时又能够满足
ASME规范的检查要求。
其次，在检查对象所采用的检查方法上定义也较为灵活。例如对有关焊缝的检查，定义要求
实施体积检查，电站业主则可以根据实际情况灵活的选择超声检查还是射线检查。
尽管ASME XI卷对在役检查的计划安排、方法的选择具有一定的灵活空间，但是电站业主则
是核电站安全的承担主体，通常电站业主在除ASME XI卷要求的在役检查活动之外，还根据
各自机组的实际情况和关注的重点增加各种不同的检查项目来提高自己机组的安全水平。因
此， ASME XI卷应该说只是对核电站在役检查的最基本或者说最低要求。 而事实上， 在ASMEXI
卷和业主自己增加的在役检查项目之外， 美国核管会(NRC)会根据美国核电机组、甚至世界范
围内核电机组的经验反馈强制临时增加有关的在役检查项目要求。而往往 NRC 的有关决定也
会立即被其他使用ASME的核电国家采纳或参考。
由于核电站的存续寿期通常为四十年或六十年，而在电站机组运行过程中无论是设备的状态
还是检查技术、以及在役检查标准、规范等都有可能发生变化，为了确保电站设备的安全性
和对设备在役检查活动的有效性，则需要对电站设备的安全状态进行每十年的周期性安全评
价，以便确定机组的下一个十年运行是否安全。在该评价过程中也需要对过去十年的在役检
查活动进行评估，具体的评估活动包括在役检查活动是否严格按照在役检查大纲的承诺严格
被执行，所采用的在役检查标准、规范是否继续适用还是需要更新为新的版本等。
上述基于ASME 标准的核电站在役检查组织与实施流程也被其它非ASME标准引用国家广泛
采纳或借鉴。
b)
法国 RSE-M 规范
由于法国的首台压水堆核电机组技术为美国西屋公司提供，因此有关的设计、建造及运行技
术标准和规范都始于美国的ASME 标准，但是法国在引进美国西屋公司核电技术的基础上快
速实现了国产化，为应对七十年代出现的石油能源危机和调整法国自身的能源结构需要，法国在西屋技术的翻版加改进的基础上快速上马了大量核电机组，从而为本国自主的核电工业
奠定了基础。为配套法国自主的核电工业发展，在美国ASME标准的基础上建立了自主的设
计、建造标准-RCC-系列标准，以及核岛机械部件在役检查规范-RSE-M 规范。
由于法国所有的核电业站均为法国电力公司所有，而完全不同于美国的多个核电业主公司，
上述的特点也就决定了法国的RSE-M 产生走过了一条漫长道路。由于在役检查标准、规范的
存在主要目的在于指导各个电站业主按照统一的标准、规范来执行国家核安全监管当局所要
求的最基本的在役检查强制要求，而法国EDF 一家核电业主的特殊情况就决定在法国核电站
在役检查监管领域对在役检查标准、规范的需求不如多个核电业主的美国强烈，往往EDF 针
对自己机组系列制定的在役检查大纲文件就可以统一管理法国国内所有的核电机组，因而法
国核安全监管当局仅需要审查和监督EDF的在役检查大纲文件即可以实现对法国所有核电机
组在役检查的管控。由此，也就说明法国多年不存在核电站在役检查标准、规范的原因。
但上述情况随着法国向中国出口大亚湾两台压水堆核电机组而发生改变，根据当时中国核安
全法规HAF0302(安全导则-核电站在役检查)的要求，电站业主需要按照做遵循的在役检查规
范的要求编制并提交机组的役前及在役检查大纲作为机组运行执照的申请文件之一。由于大
亚湾两台压水堆机组的核岛机械部件都由法国法玛通公司按照法国RCC-M标准设计制造， 为
了与设计、制造标准保持连贯性和一致性，因此大亚湾核电站业主公司向中国核安全局承诺
将按照法国机组的在役检查要求和实践来执行大亚湾两台机组的在役检查。而在当时（1988
年） ，法国尚没有一部在役检查规范，只有法国电力公司 EDF为自己机组编制的在役检查大
纲，为了配合法国向中国出口大亚湾两台核电机组在役检查的需要，由 EDF 在1990年根据其
已有的在役检查大纲组织编写并出版了《法国压水堆核电机组核岛机械部件在役检查规范》
-RSE-M规范（1990版） 。
在RSE-M（1990版）的基础上，法国核安全局为规范法国核电机组的在役检查工作，遂决定
将RSE-M 规范改由AFCEN（法国标准委员会）来正式出版和后续版本更新的维护工作。结合
法国机组自身经验反馈、新核安全法规要求以及有关在役检查技术的研究与发展，AFCEN 在
1997年组织出版了 RSE-M(1997版)，该版本不仅在检查内容要求、验收标准的提供以及与检
查结果关联的维修活动的分级与实施等方面都进行了大幅度的扩展与充实，尤其是将美国
ASME规范所要求的在役检查的能力验证概念也正式纳入了本版本。
此后，先后在1998年、2002年及2005年对 RSE-M(1997版)进行了修改与增补，在在役检查超
标缺陷的分析与处理及后续维修活动的组织与管理等方面得到了进一步完善。尤其是将1999
年法国工业部门颁布的针对核电站一、二回路的承压部件设备及运行管理的法令相关强制要
求纳入了RSE-M 规范。
与ASME XI卷相比较，RSE-M 对在役检查的检查范围、周期安排、检查方法的采用等方面定
义得比ASME 更加明确。如对焊缝的体积检查就直接定义明确了是采用超声还是射线探伤检
查；周期安排则是通过完整和部分在役检查以及明确的某项内容是每三年还是每五年进行一
次检查来明确定义了检查时间周期间隔的要求。正因为上述的明确定义，给 RSE-M的执行带
来了简单易操作的特征，但同时因为明确定义也为电站在安排相关在役检查项目时缺乏了如
ASME标准所带来的灵活性。
c)
中国的在役检查规范现状
在现有运行的核电机组中均是采用国外的在役检查标准和规范，如下表所表示：
电站名称 在役检查标准规范秦山一期核电站 美国ASME 标准
秦山二期核电站 法国RSE-M 规范
秦山三期核电站 加拿大标准
田湾核电站 俄罗斯标准
大亚湾核电站 法国RSE-M 规范
岭澳核电站 法国RSE-M 规范
岭东核电站 法国RSE-M 规范
(在建AP1000机组) 美国 ASME标准
台山核电站（EPR 机组） 法国RSE-M 规范
（在建 CPR-1000机组） 法国RSE-M 规范
从上表可以看出我国核电站所采用在役检查标准规范的多样性和复杂性，应该说在目前世界
核电工业国家里面中国是一个绝无仅有的特例。我国在役检查标准、规范的多样性，无论是
给国家核安全监管当局还是电站业主以及在役检查服务提供商等都带来诸多的不便甚至相当
大的困扰。
伴随目前中国业已确定的核电站发展战略需要，国家有关主管部门及各个核电站业主已经充
分意识到编制和出版中国自主的核电站在役检查标准规范的重要性。目前中广核集团与法国
AFCEN 合作并经对方授权许可，将在国内翻译出版RCC-系列标准及 RSE-M规范，在该项工
作的基础上，将着手编写基于中广核集团压水堆机组的核电站设计、制造以及在役检查的企
业标准，将直接为我国自主的在役检查标准提供借鉴。4、
在役检查能力验证
为确保在役检查技术的可靠性和检查结果的确定性，对应用于核电站的在役检查技术、程序
以及从事检查活动的人员进行统一的、 标准化的在役检查能力验证（ Inspection Qualification）
已经被欧美各个核电站工业国家所广泛采用，在役检查的能力验证要求已经被多个在役检查
标准和规范列入其中。
有关验证工作，国外各个核电工业发达国家的做法各有不同，主要有美国PDI 验证
（Performance Demonstration Initiative）体系和欧洲ENIQ 验证（European Network of
Inspection Qualification）体系，采取的措施主要是“专家论证 + 试块盲测”。
a)
美国
美国是最早，也是最深入研究在役检查有关方法检查能力可靠性的国家，从上世纪七十年代
中期持续到九十年代，对检测能力可靠性问题进行了长达持续二十年的研究。研究结果表明：
“可靠”的超声波检测不能通过写入规程的参数要求保证！原因是，针对实际检测时各种不同
的几何形状和材质无法在检测规程中具体规定，因而难于精确地描述如何区别几何形状、材
质所产生的伪信号与裂纹的信号。因此，在此研究后出版的ASME规范中增加了在役检查检
测能力验证的要求。
在已经出版的ASME 2004版中，更加明确的要求对核电厂在役检查中相关部件的超声检验进
行性能验证。ASME第 XI卷对核电厂在役检查超声检验的性能验证要求包含在强制性附录Ⅶ
超声无损检验人员的资格和强制性附录Ⅷ超声检验系统的性能验证内。强制性附录Ⅶ叙述在
核电厂执行在役检查的人员必须满足的要求, 强制性附录Ⅷ叙述超声检验性能验证的执行方
法。
除超声检查外，ASME还提出下述检测方法的能力验证要求：当涡流检验按 IWA-2223要求作
为表面检验方法使用时， 在ASME第XI卷强制性附录IV“涡流检验”中规定了对涡流检验规程、
设备和人员的性能验证要求。但该附录不包括对蒸汽发生器传热管检验的性能验证要求。
在ASME第XI卷强制性附录Ⅵ“目视检验人员的资格”规定了对目视检验人员培训和经验的要
求。
美国EPRI 发表的“压水堆蒸汽发生器检查导则” 第6版（2002年出版）附录 G：“无损检验数
据分析人员资格”和附录H：“涡流检验的性能验证” 提出对压水堆蒸汽发生器传热管涡流检
查的验证要求。目前有些国家也已经采用。
美国NRC 对在役检查服务提供者的检测能力是否满足 ASME的要求，主要是通过美国电力研
究院-EPRI 组织的独立于电站与在役检查服务商的第三方考核体系来实现。 所有欲获取 ASME
能力验证资质者必须携带所使用的检查设备（NDT部分）前往 EPRI接受人员、设备及程序
三位一体的测试与考核。通过 ASME规范要求的探测和测量考核后，EPRI 将给参加考核的人
员颁发人员、程序和设备一体的资格证书，如果上述三个方面中所设计的任何一个关键参数
（被认证过的检测程序中有明确定义）发生了变化，那么就需要进行重新的考核认证或评估，
否则资格证书将不在具有效力。
b)
英国
1982年起在英国 Sizewell B 反应堆的建造过程中，提出对一些部件的制造检查和在役检查的
超声检验进行独立验证要求，当时，在英国由 AEA Technology建立检查验证中心, 对反应堆
压力容器进行独立的制造检查，随后完成反应堆压力容器和上述其他铁素体钢部件的役前检查和在役检查验证。Sizewell B 反应堆是由业主确定可能的缺陷，列出这些缺陷的特征参数，
并征得管理当局的同意。然后，根据这些缺陷特征参数在验证模拟体上制作特定的缺陷。这
些特定缺陷的尺寸基本上是根据引起部件失效的缺陷尺寸按不同比例缩小的，而验证工作就
是对这些缺陷尺寸进行比较。
Sizewell B 进行检查验证的特点是从实际测试(practical trials) 和技术论证(technical
justification, TJ) 两个方面取得必要的证据。因为使用上述与部件相似的、带有缺陷的模拟体
进行实际测试能够曝露一切与检查人员所用设备和程序有关的重大问题，在模拟现场的条件
下进行实际测试就能够证明其具有的检查能力 (注：实际测试是在不知道试件内部缺陷的情
况下进行盲测的)。但是，模拟体试件数量有限，往往只能对检验数据的几个点进行校核。所
以，也要根据数学模型预测(mathematical modeling predictions)，以前的相关试验结果，以
及关于表面磨光或堆焊层影响的现场经验和实验室结果作为支持性证据。这类支持性证据的
综合就称为“技术论证”。并且，实际测试和技术论证是作为相关检查案例的补充部分。
c)
欧洲 ENIQ
欧洲核能国家基于所取得的经验， 1995年成立“欧洲检查鉴定网络”(ENIQ) 的组织, 合作开发
一个检查鉴定系统，其目的是能够使检查获得最好的可信度而检查费用最低。他们采用与
Sizewell 相似的技术，即把实际测试与技术论证结合起来，并且认识到检查鉴定必须适合欧
洲不同国家的技术、法律和法规要求。
ENIQ只提供一个应该采用的鉴定框架，具体的安排必须由各国根据该国的技术、法律和法规
分别开发。
d)
国外在役检查能力验证体系的比较
目前在核电站在役检查能力验证方法论上主要有两大体系，即美国的基于ASME的完全裂纹
缺陷试块实际考核方法和ENIQ 的技术论证加试块测量方法。
美国与欧洲的做法不一致，最大的差异在于：美国方面认为，纸上谈兵不如实际做，只要能
够通过规定的盲测，就被认为是具备了相应的检测能力；而欧洲方面认为，并非所有的能力
验证都必须通过具体的盲测手段，除了必须的盲测外，还可以通过技术论证来验证检测能力。
显然，在特定条件下的能力验证可以真实地反映出实际检测能力，实际操作通过检测就可以
用事实说话，这无疑是最为真实的做法；但是，所有的能力必须通过在特定的试块上验证，
就要求预先制备大量的试块，就必然会大大地提高验证的成本。正是因为这个原因，美国的
能力验证工作进展缓慢，至今只是局限在相对小的范围内。
对部分检验能力的验证进行裂纹缺陷试块盲测，而其余的技术点通过技术论证来补充，将特
定的盲测结论在技术论证的支持下进行扩展，适应更为广泛的检查能力验证的需求，这在检
查能力验证的成本控制和大范围的推广上也不失为一种可行的选择。欧洲各国正是基于这样
的思维，在在役检查能力验证方面获得了更大范围的应用。
但是，如何把握技术论证在检查能力验证中的尺度和运用范围，是一个高度敏感的议题。如
果大范围无限制的广泛使用技术论证完全代替仿自然缺陷试块的实际考核，势必可能会使该
种能力验证又回到过去的“看不见、摸不着”的经验观点和专家观点上；但是如果要全面的实
施ASME 要求的自然缺陷的试块考核，也有不可能大范围推广检查能力验证的局限性。因此，
目前美国和ENIQ 都在就上述观点寻找合适的解决途径。
e)
国内现状
目前，国内核电站在役检查所涉及到的NDT检测能力的保证主要是通过采用在役检查规范/
标准规定的技术参数的检查程序的传统手段以及国外电站所使用的程序来保证。此类程序的检查能力和可靠性主要是建立在检查经验的积累和有关可参考NDT检查标准的基础上， 而没
有具体有针对性的按照检查缺陷对象的性质进行严格的“能力试验”和“能力验证”。
对于通用的商业可直接采购的NDT设备， 一般能够与国际上主流的在役检查服务商所使用的
技术和设备保持一致。因此，在没有需要进行相关在役检查NDT能力验证之前，能够直接采
用和参考国外采用相同在役检查规范/标准所执行的检查程序，所有在程序和设备方面能够较
好的保持一致性。
对于从事核电站在役检查NDT的人员，其NDT资质主要是采用国家核工业无损检查人员资
格的考试和管理办法， 对从事有关的 NDT检查活动的人员必须拥有民用核安全设备无损检验
人员资格鉴委会颁发的相应NDT方法的等级资格证书。上述的资格管理办法对通用的NDT
方法而言，可以保证NDT人员的相应技能和知识，但是，对于使用到复杂的自动化的核电站
在役检查NDT设备和系统，上述人员资格培训则显现出无法保证人员的相关技能的不足之
处。例如，核电站蒸汽发生器传热管的涡流检查，考核进行涡流检查人员的培训设备和操作
规程与电站现场所实际采用的设备和技术均相去甚远。对于此类情况的不足，主要是通过在
役检查服务商对自身NDT人员提供一系列的实际技能培训， 但是此类人员的技能培训没有相
应的考核和评价标准和机制。当然，针对蒸汽发生器传热管涡流检验能力资质的问题，目前
国内的核电业主及在役检查服务商都认可并采取了获取国外涡流检查资格证书的方式来解决
上述的矛盾问题，但这不是解决问题的本质做法，而我们国内需要建立和完善 NDT人员的资
格管理和技能考核及评价机制。
目前，国内核电站在役检查能力所涉及的NDT人员、设备和程序三个环节还处于分离状态。
根据目前国际上通行的在役检查人员、设备及程序三位一体的能力保障和验证要求，国内的
现状还相去甚远，如果需要保障和提高国内核电站在役检查的能力或检查的可靠性，那么就
需要将上述三者进行紧密的结合，实现一体化的认证和管理。
国内现有核电站由于采用国外的在役检查标准、规范已经触及到了在役检查能力验证要求的
问题，该问题也已经越来越引起核安全监管当局的重视。由于核电站在役检查能力验证工作
的开展必须要有一整套完善的能力验证管理机制与体系以及独立有效的能力验证机构并配备
相应的验证试样等硬、软件环境才能保证验证活动的有效性和结果的权威性，因此在役检查
能力验证工作的开展是一个系统的、持续的过程，而不可能一促而就。例如，法国在建立了
能力验证体系后， 从2001年开始一直持续到2006年才基本完成了EDF 机组现有七十多项在役
检查活动的能力验证工作。
5、
总结
核电站在役检查作为对核电站机械设备定期进行检查并对其安全状态进行评价以确保其能够
满足机组后续安全运行要求的重要手段，其重要性日益得到核安全监管当局以及电站业主的
认可。
在役检查所采用的无损检测技术也跟随科技与工业的发展而变得日新月异，智能化、自动化
以及快速、易操作、高可靠性的现代无损检测设备及技术不断被运用到核电站的在役检查领
域中。
为保证核电站在役检查活动得到规范化、标准化和强制性的实施，各个核电工业国家都不断
的通过强化在役检查标准、规范的编写与出版来实现上述的目标。中国作为一个新兴的核电
发展大国，其业已明确的核电发展战略为建立自主的核电设计、建造及在役检查标准、规范
提出了迫切的要求，国内的有关主管部门及核电运营业主也分别启动了有关标准、规范的编
写工作。
核电站在役检查能力验证已经是一项被世界核电工业领域所公认的为确保在役检查技术可靠
性和检查结果可信性的可行的、有效的技术手段，欧美各个核电工业国家也已经开展了广泛的在役检查能力验证活动。根据中国现有核电站所采用的在役检查标准、规范，核电站在役
检查能力验证已经来到了我们面前，伴随中国快速发展的核电战略，中国有必要建立自主的
核电站在役检查能力验证体系。
核电站在役检查是一个集合无损检测设备技术研究、法规及标准建设以及对检测技术可靠性
进行分析研究的多专业的一个复合学科领域，在国外核电工业国家已经开展了核电站在役检
查专业建设与研究近半个世纪，而我国，限于此前核电机组数量的局限性，核电站在役检查
领域一直没有得到有关方面的重视和有效的投入进行系统的建设和研究。但随着我国核电站
发展战略的实施，我们有理由相信我国的核电站在役检查学科领域将会得到飞速的发展。
参考文献
[1]
ASME Boiler and Pressure VesselCode, Section XI, Rules for In-service Inspection of NPP
Components, 2004edition
[2]
RSE-M Code “Surveillance andISI rules for mechanical components of PWR nuclear islands”,
1997 edition +addenda 2005
[3]
PDI-ISI-254-SE. Remote inserviceexamination of reactor vessel nozzle to safe end, nozzle to
pipe, and safe endto pipe welds Rev.2,2005
[4]
A. Bulavinov, P. Bieder, J.Liu, J. Ribeiro, Current NDT Research & Development for NPP
Inspections –2008Far East Forum on Nondestructive Evaluation / Testing, Nanjing, China,
June,2008
[5]
IAEA TECDOC 1400, Improvementof In-Service Inspection in Nuclear Power Plants, 2004
[6]
Non-Destructive ExaminationPractice and Results, State of Art and PISC III Results,
Proceedings of theJoint CEC OECD IAEA Specialists Meeting held at Petten on 8 – 10 March
1994,EUR 15906 EN, NEA/CSNI/R(94)23
[7]
Dombert P., MainResults of PISC III Action 3: Nozzles and Dissimilar Welds,
DeterminingMaterial Characterisation: Residual Stress and Integrity with NDE,
PressureVessel and Piping Conference, 1994
[8]
王瑞平，“中国在役检查能力验证的思考和建议”， 《核安全》 ，2004年4月
[9]
张跃，“核电厂在役检查无损检查资质在我国的实践和探索”， 《核安全》 ，2006年2月
[10]刘金宏等，“ASME在役检查规范在 CPR1000核电机组应用之探讨”， 《核电》 ，2007年第6
期
[11]聂勇， “核电站在役检查技术验证现状分析”，武汉NDT学术年会，2007
[12]李明等，“中广核集团在役检查平台建设”，武汉NDT学术年会，2007
[13]陈怀东等，“Application of Ultrasonic Simulation Technology in TechnicalJustification of
In-Service Inspection of Nuclear Power Plant”，17WCNDT， 2008
[14]李明等，“The developments of simulation software for ultrasonic testing”，17WCNDT，
