前后版对照

ASME规范第Ⅺ卷98版与83版对照
编制：姚伟达
校核：徐受律
ASME规范第XI卷98版与83版对照
1. 前言
ASME规范第XI卷《核电厂设备在役检查规则》第1版于1970年出版，每隔三年修改和出版一次。

秦山核电厂的设计、建造和运行主要遵照1983年版，第一次秦山核电厂定期安全审查主要遵照1998年版。

这两个相隔15年的版本存在着一定差异，为此需要在主要方面进行对照，现分下列七个方面作比较：
(1)在役检验的范围
(2)检验方法
(3)无损检验人员的考核
(4)检查周期和间隔
(5)检验结果和评定标准
(6)修理/更换
(7)缺陷的分析评定方法
2. 98版与83版的比较
2.1 在役检验的范围
在役检验范围的比较列于表2.1.1～2.1.7中。

表2.1.1在役检验范围
表2.1.1在役检验范围（续）
表2.1.2一级设备检验类别比较
表2.1.2一级设备检验类别比较（续）
表2.1.3二级设备检验类别比较
表2.1.4三级设备检验类别比较
表2.1.5MC级与CC级金属承压设备的检验类别比较
表2.1.6一、二、三级和MC级设备支承件的检验类别比较
表2.1.7CC级部件混凝土设备的检验类别比较
2.2 检验方法
列于表2.2.1。

表2.2.1检验方法的比较
表2.2.1检验方法的比较（续）
2.3 无损检验人员的考核
列于表2.3.1中。

表2.3.1 无损检验人员的考核比较
表2.3.1 无损检验人员的考核比较（续）
2.4 检查周期和间隔
列于表2.4.1中。

表2.4.1 检查周期和间隔比较
表2.4.1 检查周期和间隔比较(续)
2.5 检验结果和评定标准
列于表2.5.1中。

表2.5.1 检验结论和评定标准比较
表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)
表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)
表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)
表2.5.1 检验结论和评定标准比较(续)
2.6 修理/更换
列于表2.6.1中。

表2.6.1 修理/更换
2.7 缺陷的分析评定与安全系数
列于表2.7.1中。

表2.7.1 缺陷的分析评定与安全系数的比较
表2.7.1 缺陷的分析评定与安全系数的比较（续）
3. 小结
通过上述的两个版本的对比可以看到，83版的ASME-XI卷经历15年实践，大部分保持了原有的内容，还有部分则作了较大的变化。

这种不变化与变化的主要内容汇总在以下几方面。

(1) 安全系数
第XI卷和第III卷在核电厂设计和运行中具有同等重要程度，它们将抗突发和灾难性断裂失效的能力作为衡量结构完整性的一种极为重要环节。

为使运行阶段仍继续保持设计状态下结构完整性，第XI卷规定运行阶段安全系数仍需保持第III卷规定的设计安全系数，作为在役检查中缺陷显示的验收标准制订中一个极为重要的原则。

表3.1列出第XI卷和第III卷中安全系数的取法。

表3.1 安全系数比较
K－材料止裂应力强度值因子
注：表中：
Ia
K－材料临界应力强度因子
IC
S u－材料抗拉强度
从表3.1可看出，1983版和1998版第XI卷和第III卷中所取的安全系数均是相同的，即核电厂容器（管道）在使用寿命期内都一直保持同一个安全系数。

(2) 主要变化
(a)检验范围和类别作了合理的调整，局部增加或减少。

(b)增加CC级混凝土设备的检验要求，使CC级部件与其它设备一样保持结构的
完整性。

增加堆内构件和奥氏体不锈钢管道检验的验收标准。

(c)在役检验方法和要求的规定更为具体和更严格，增加规定性附录Ⅰ“超声检验”
和附录Ⅷ“超声检验的性能验证”，其它附录Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ等在细节上作了描述和
规定。

(d)检验人员培训和考核要求更为具体和更严格。

增加规定性附录Ⅵ“目视检验人
员的资格”和附录Ⅶ“超声无损检验人员的资格”及附录Ⅷ“超声检验的性能
验证”等。

(e)缺陷显示的验收中增加和强调了当缺陷显示超出相关的验收准则时，仍可以用
分析评定方法予以解决。

为此在98版增加了非规定性附录B、C、D、E、G、
H、K和L，这些附录给出完整的缺陷分析和评定的方法和图表，作为电厂在
役检查工程师进行分析评定的依据。

(f)IWA-4000修理/更换这一章有较大扩充与修改，要求具体、详实。

对修理/更换
范围作了较详细规定，具有较好的可操作性。

对缺陷去除工艺、焊接、材料、
焊工考核、焊缝检验和验收作了具体、严格规定。

增加了设计要求、热交换器
传热管的修理规定。

(3) 今后的发展
除有关章节还在编制中外（如IWD中验收准则），ASME－XI卷分委员会还对今后致力于两方面的战略步骤。

●战略步骤之一：实施在役检查的风险检验计划。

该计划包括“在役检验方法的检测
概率曲线集”；“材料的断裂韧性可靠性分析”；“概率断裂力学方法及概率损伤容
限分析”，“设备失效概率与使用安全系数关系”等内容。

它应用在检验方法、缺陷
显示评定与验收准则中将更为合理和充分发挥其潜力。

●战略步骤之二：核电厂延寿计划。

该计划将加强在役检查、在役试验与在役检测三
方面研究，并与战略步骤之一结合在一起使主要设备延长寿命。

为此ASME核设备在役检查分委员会下属原19个工作组基础上，近期增加《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），这两个工作组致力于开展上述两个战略步骤的工作。

（姚伟达编制徐受律校核）
ASME规范第Ⅺ卷01版与98版随着对照
编制：杨仁安
校核：姚伟达
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