轻水反应堆RBIPart 1.docx

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轻水反应堆RBIPart1

CRTD-Vol.20-2

基于风险的检测的导则制订

轻水反应堆（LWR）核电站部件

PREPAREDBY

TheResearchTaskForceonRisk-BasedInspectionGuidelines

APPOTNTEDBY

TheCodesandStandardsResearchPlanningCommitteeoftheASMECenterforResearchandTechnologyDevelopment

For

TheASMECouncilonCodesandStandards

TheUnitedStatesNuclearRegulatoryCommission

TheNationalBoardofBoilerandPressureVesselInspectors

ThePressureVesselResearchCommittee-WeldingResearchCouncil

AmericanNuclearInsurers

TheHartfordSteamBoilerInspectionandInsuranceCompany

IndustrialRiskInsurers

TheAmericanPetroleumInstitute

TheNationalRuralElectricCooperativeAssociation

TheUnitedStatesDepartmentofEnergy

OilInsuranceLimited

EdisonElectricInstitute

REVIEWEDANDEDITEDBY

SteeringCommitteeonRisk-BasedInspectionGuidelinesandanIndependentPeerReviewCommittee

NRCGRANTNO.NRC-04-89-102

THEAMERICANSOCIETYOFMECHANICALENGINEERS

UnitedEngineeringCenter345East47thStreetNowYork,N.Y.10017

DISCLAIMER

ThisreportwaspreparedasanaccountofworksponsoredthroughtheAmericanSocietyofMechanicalEngineers（theSociety）CenterforResearchandTechnologyDevelopmentbytheUnitedStatesNuclearRegulatoryCommission,theNationalBoardofBoilerandPressureVesselInspectors,thePressureVesselResearchCommittee-WeldingResearchCouncil,theAmericanNuclearInsurers,TheHartfordSteamandBoiler-InspectionandInsuranceCompany,theIndustrialRiskInsurers,theAmericanPetroleumInstitute,theNationalRuralElectricCooperativeassociation,TheUnitedStatesDepartmentofEnergy,OilInsurance:

Limited,andEdisonElectricInstitute（collectivelyreferredtohereinastheSponsors）.

NeithertheSociety.northeSponsors,norWestinghouseElectricCorporation,theUniversityofMaryland,RollsRoyceandAssociatesLtd.,BattellePacificNorthwestLaboratories,FailureAnalysisAssociates,Inc.,FactoryMutualResearchCorporation.IdahoNationalEngineeringLaboratory,andtheMcDonnellAircraftCompany（collectivelyreferredtohereinastheSponsorees）,noranyfinancialcontributorsorothersinvolvedinthepreparationorreviewofthisreport.noranyoftheirrespectiveemployees,members,orpersonsactingontheirbehalf,makesmywarranty,expressorimplied,orassumesanylegalliabilityorresponsibilityfortheaccuracy,completeness,orusefulnessofanyinformation,apparatus,product,orprocessdisclosed,orrepresentsthatitsusewouldnotinfringeuponprivatelyownedrights.

Referencehereintoanyspecificcommercialproduct,processorservicebytradename.trademark,manufacturer,orotherwisedoesnotnecessarilyconstituteorimplyitsendorsement,recommendation,orfavoringbytheSociety,theSponsors,theSponsorees,oranyfinancialcontributorsorothersinvolvedinthepreparationorreviewofthisreport,oranyagencythereof.Theviewsandopinionsoftheauthors,contributors,andreviewersofthereportexpressedhereindonotnecessarilyreflectthoseoftheSociety,theSponsors,theSponsorees,oranyfinancialcontributorsorothersinvolvedinthepreparationorreviewofthisreport,oranyagencythereof,

StatementfromBy-Laws:

TheSocietyshallnotberesponsibleforstatementoropinionsadvancedinpapers…orprintedinitspublications（7.1.8）

ISBNNn.0.7918-0658-8

LibraryofCongress

CatalogNumber92-5.1327

Copyright:

I-1992by

THEAMERICANSOCIETYOFMECHANTCALENGINEERS

AllRightsReserved

PrintedinU.S.A.

ACKNOWLEDGMENTS

Althoughthisdocumentrepresentstheworkoftheresearchtaskforccmcmbers,thisstudywouldnotbopossiblewithoutthecontributiorisofalargenumberofleadersintheirrespectivefieldsfromacademia,government,andindust1y.

Thesteeringcommitteemembershavecarefullyguidedtheproject.andtheindependentpeerreviewmembersteamedwiththesteeringcommitteetodiligentlyreviewandeditthisdocument.Thevaluableandgencrouscnntrihutionofthesemembers,whoareidentifiedinthisdocument,ismostappreciated.Therosua~chtaskforceacknowledgeswithappreciationthccontributionsofTruongVoofBattellePacificNorthwestLaboratories,whoattendedmostofthemeetingsandprovidedresultsfromscvcralofthepilotstudiescitedherein.Hehasbeeninvitedtobeanhonorarymemberofthetaskforcebecauseofhissignificantcontribution.CommentsbyDr.LeeAbramsonoftheU.S+NuclearRegulatoryCommissionregardingtheelicitationofexpertopinionandhisprovisionofanequationformatfortherisk-basedinspectionmethodologyweremuchappreciated.

CharlesH.Boyd,BarneyL.Silverblatt,RichardE.Schwirian,andBarryD.SloaneofWestinghouseElectricCorporation'sNuclearandAdvancedTechnologyDivisionarenotedfortheircontributiontotheinspectionprioritizationexampleforreactorinternalssubcomponents.Dr.RobertPerducandBruceA.BishopofWestinghouseElectricCorporation'sScienceandTechnologyCenterandNuclearandAdvancedTechnologyDivision.respectively,arecitedfortheirvaluableassistanceinpreparingthedecisionanalysisexampleforchoosinganinspectionstrategy.

Finally,theWestinghouseEnergyCenterWordProcessingstaffandtheASMETechnicalPublishingDepartmentmembersareacknowledgedfortheirdedicatedanddiligenteffortsincompiling,editing,andpublishingthisdocument.

基于风险的检测导则研究指导委员会

RaymondJ.Art,AssistantDirector,ASMECenterforResearchandTechnology

Dcvclopment,Washington,D.C.

RobertJ.Bosnak,ASMECouncilonCodesandStandards,ASMECodesand

StandardsResearchPlanningCommittee,ASMEBoardonResearchand

TechnologyDevelopment,DeputyDirector-DivisionofEngineering,Office

ofNuclearRegulatoryResearch,U.S.NuclearRegulatoryCornmission.

Washington,D.C.

Dr.SpencerJ.Bush,Consultant,PastChairman-ASMESectionXI,Richland,

Washington

JohnBlackburn,AmericanPetroleumInstitute,Washington,D.C.

RayDavies,DctNorseVeritasIndustrialServices,Inc.

ThdoreA.Meyer,Manager,WestinghouseElectricCorporation,Pittsburgh,

Pennsylvania

EvangelosMichalopoulos,P.E.,SeniorEngineer.TheHartfordSteamBoiler

InspectionandInsuranceCompany,Hartford,Connecticut

Dr.JosephMuscara,SeniorMetallurgicalEngineer,U.S+NuclearRegulatory

Commission.Washington,D.C.

MichaelE.G.Schmidt,P.E.,ResearchConsultant,IndustrialRiskInsurers,

Hartford,Connecticut

ErnestW.Thrmkmorton,VirginiaPower,GlenAllen,Virginia

WilliamG.Wendland,P.E.,Manager-EngineeringProjects,AmericanNuclear

Insuruers,Farmington,Connecticut

viii

独立同业互查委员会

Dr.VickiBier,Professor,UniversityofWisconsin,Madison,Wisconsin

JohnD.Boardman,InserviceInspectionEngineer,SouthernCalifornia

Edison,SanClemente.California

MichaelBeford,RobinL.Dyle,andDennisM.Swann,Engineers,Inspection

andTestingServices,SouthernNuclearOperatingCompany,

Birmingham,Alabama

T.N.（Bud）Epps,ChairmanASMEBPVCSectionXILongRangePlanning

Committee,T.K.S.InternationalInc.,Birmingham,Alabama

CRTD-Vol.20-2

基于风险的检测的导则制订

轻水反应堆（LWR）核电站部件

执行摘要

本文件是题为“基于风险的检测的导则制订”系列的第二部分，正由美国机械工程师学会（ASME）的多学科特别小组制订。

第一刊第一卷——一般性文件（ASME1991）说明了一个总体的基于风险的程序，该程序可被用来制订任何工业设施或结构系统的检验指南。

该系列的后续各卷给出了阐明特定工业的结构完整性问题的一般方法论的具体应用。

本文件（第二卷第一部分）即是首个这种应用。

文件是针对轻水反应堆（LWR）核电站部件的检验。

第一卷中推荐的以基于风险的检测的一般性程序提供了一个以节省成本的方式配置检验资源的总体框架，并有利于将检查运用到最需要的地方。

该一般性方法论已对在核部件中的应用作了进一步地规定和扩充。

该程序包括以下五个部分：

（a）系统的定义；

（b）定性风险评估；

（c）定量风险分析，包括失效模式、影响与危害性分析（FMECA）以选择待检验的部件并对其进行评级；

（d）采用分摊法选择单个部件的目标失效概率以使因所有部件的失效而产生的影响保持在总风险目标值以下；

（e）确定一个使用具有结构可靠性/风险评估（SRRA）方法的风险决策分析法将部件失效概率保持在目标值以下的费用低的检验计划。

对于程序的头两部分，已经为LWR核电站作了充分说明，定性风险方法也已暗含在现行的检验计划之中。

说明制订核部件检验计划的定量风险分析的使用是本第二卷所报告的研究工作的主焦点。

尤其是：

●现在已经为许多核电站而产生的风险概率评估信息的使用已并入该方法论中，从而可以提高与部件压力边界失效相关的风险的量化程度。

●已根据这些定量风险估计为规定通过检验活动保持的目标部件失效概率值推荐了一个程序。

●已经阐述了确定一个检验计划必须具有的特性以便在考虑经济因素的同时符合目标失效概率的方法。

已经进行了基于风险的检测方法论的初步试验，包括萨里-1（Surry-1）发电厂的一个主要研究。

在整个第二卷第一部分介绍该程序的各个部分的结果。

先导性研究证明以下：

●整个程序中可计算并使用定量风险值，说明该方法论切实可行；

●使用风险决策分析和SRRA方法可以结合安全和经济因素，从而选择最佳的部件检验策略；

●还需要合理的资源投入；

●结果合理，并符合常识性质量评定。

尽管基于风险的检测的方法可用于整个轻水堆核电站,今后努力的主要目标将是全面推荐采用ASME锅炉压力容器规范（BPVC）第XI卷。

为了BPVC第XI卷相关组的考虑，第二卷第二部分计划为核部件推荐一个基于风险的检测计划，包括一个坚实的技术基础。

今后的工作应：

●完成萨里-1核电站各部件失效风险；

●进一步确定整个电站上结果能够普及化的程度；

●论证用于所选部件的检验策略的制订将以一种节约成本的方式使由于元件失效引起的风险保持在目标风险值以下。

尽管完成此项工作需要相当长的时间，但基于风险的检测的一些关键好处如下：

●运用其程序和方法时获得的真知卓见；

●在参与保持商用核电站的安全可靠运行的众多专业和组织之间的交流得到增强。

目录

致谢

执行摘要

基于风险的检验导则特别研究小组

基于风险的检验导则研究指导委员会

独立同业互查委员会

基于风险的检测—导则制订：

出版物清单

出版物清单—ASME研究和技术开发中心

1引言

1.1与一般的基于风险的检测方法论的关系

1.2目标与范围

2基于风险的检测的全过程

2.1综述

2.2系统定义

2.3定性风险评估

2.4定量风险分析

2.5故障模式影响及危害性分析（FMECA）方法论

2.6目标失效概率的选择

2.7考虑安全与经济因素的检验计划的制订

3定义

4摘要与建议

4.1方法论概述

4.2进一步制订状况与计划

4.3结论

5参考文献

5.1正文参考文献

5.2附录参考文献

插图

1-1一个加压水冷反应堆系统的基本元件

1-2直接循环沸水反应堆系统

2-1轻水堆核电站部件的基于风险的检测程序

2-2核电站安全系统的典型分类

2-3瑞典在确定检验时间间隔时采用的方法

2-4技术信息与核电站部件的基于风险的检测的FMECA的整合

2-5使用专家判断估计失效概率的程序

2-6辅助给水（AFW）系统部件的失效频率估计

2-7反应堆压力容器的失效频率估计

2-8轻水堆核电站系统与部件的基于风险的评级技术方法与信息

2-9六个代表性加压水冷却反应堆（PWR）电站的基于风险的评估

2-10萨里-1电站所选系统的基于风险的评估

2-11两个代表性PWR电站上所选系统的基于风险的评估

2-12大海湾-1（GrandGulf-1）核电站所选系统的基于风险的评估

2-13奥科尼-3（Oconee-3）的应急给水（EFW）管段

2-14萨里-1部件堆芯损坏频率的单个影响

2-15萨里-1部件的累积风险影响

2-16基于堆芯损坏风险的反应堆内部子部件的风险评估

2-17基于经济风险的反应堆内部子部件的风险评估

2-18基于堆芯损坏频率的萨里-1部件的风险评估

2-19考虑安全与经济因素后对检查方案的改进

2-20用于选择备用检验策略的决策树构架

2-21核电站系统和部件使用寿命期间的在役检验（ISI）的作用

2-22用于选择备用检验策略的决策树构架

2-23用于选择备用检验策略的决策树构架

2-24超声检验时一个裂纹探测不到的概率与其深度的关系

2-25使用ASME锅炉和压力容器规范要求进行超声波检验时不能探测到容器缺陷的概率

2-26使用特殊的程序进行超声波检验时不能探测到容器缺陷的概率

2-27用于选择检验策略的决策树架构

2-28对于一个疲劳裂纹扩展损伤机理评价管道可靠性的SRRA过程步骤示意图

2-29一个范例中对于各种裂纹深度分布和检验计划一根双头管破裂（DEPB）的累积条件概率

2-30适用于管道应力腐蚀裂纹SRRA评估的一个扩展的“PRAISE”模型的各种部件的示意图

2-31加压水冷反应堆容器环带区的辐射脆化SRRA评估的各种部件的示意图

2-32利用循环试验检测10英寸不锈钢管中晶粒间应力腐蚀裂纹（IGSCC）

2-33沸水反应堆（BWR）管道中的晶间应力腐蚀裂纹

2-34根据电力研究院（