ASME 第Ⅺ卷 核电厂设备在役检查规则 -2 0 0 1 版（上册） 上海核工程研究设计院 2 0 0 3 年1 0 月 内部资料 1 编制说明 美国国家标准学会（ANSI）在 1968年主持并成立了由美国 NRC代表和核工业界代表组成的《核电厂在役检查规则起草委员会》，6个月后起草了《核电厂设备在役检查规则（草案）》。该工作后转由美国机械工程师学会（ASME）主管。为此在 1970年相继成立了 ASME锅炉与压力容器委员会（BPVC）管辖下的《核电厂设备在役检查分委员会（SCXI）》，同年正式出版了 ASME规范第 XI卷《核电厂设备在役检查规则》，该规则成为 ASME规范一个重要的部分，并作为规定性要求，由核电厂所在的州来执行，同时被美国核管理委员会（NRC）采用，并强制性实施。 在以后三十年中，规范以每隔 3年讨论、修改和出版一次。第 XI卷《核电厂设备在役检查规则》包括核电厂设备检验、检查、试验、评定、修理及更换等方面一套完整内容的规定性规则。 该规范制订了一整套对核电厂设备（包括安全1、2、3级设备及支承件、MC、CC级金属内衬与混凝土设施等）材料和焊缝进行无损检验的方法、周期、验收标准等。在规定性附录Ⅰ～Ⅸ中详细描述了超声和涡流这两种检验方法、在役检验人员的资格与取证考核要求。主要目的是确保在役检验时能探测到设备内存在缺陷的确切尺寸、位置和走向，通过规定的验收标准判断缺陷是否合格。如果检验结果表明缺陷超出规定的验收标准，规范允许采用两种途径来给予解决：一种是采用“维修/更换”活动，其全过程必须满足 IWA-4000《“维修/更换”活动》规定的全部要求和验收准则。另一种方法还允许采用分析评定或工程评价的方法作进一步的评定与验收，在非规定性附录A～L中，应用断裂力学理论，对承压容器和管道的缺陷如何进行分析与评定提出的较完整方法是可以适用的。第Ⅺ卷中所规定的缺陷验收标准（缺陷尺寸、位置和走向等）也是根据该方法及经验综合后制订出来的。 总之，《核电厂设备在役检查分委员会》的宗旨是“确保核电厂设备安全可靠运行，并保持原有设计、建造时的结构完整性”。它是通过核电厂运行阶段设备的安全系数仍保持与核电厂建造阶段（第Ⅲ卷《核电厂设备》）的设计安全系数相同来实现，也就是说在役运行中，对设备存在缺陷评定所采用的安全系数与建造阶段中设备假定无缺陷状态评定的安全系数相等，这是制订Ⅺ卷规范时一个极为重要出发点。 2 在役检查分委员会下属目前已发展到共21 个工...
