吴远建

(中国第一重型机械股份公司重型装备事业部, 黑龙江161042)

尽管日本福岛特大核电事故使发展核电的脚步有所放缓，但具备安全、高效、清洁等特性的核能在能源紧缺的中国无疑具有明显的发展优势，中国仍将继续发展核电。因此保证核电站一回路关键设备，特别是反应堆压力容器用锻件的制造质量意义重大。反应堆压力容器多采用锻焊结构，其锻件多使用具有良好可焊性、抗辐照性和较好冲击性的508-III钢或16MND5钢制造。制造过程中存在的缺陷主要有两种：一是冶炼和浇注过程中形成的缩孔、疏松、偏析和夹杂物；另一种是锻造和热处理过程中形成的裂纹、白点、晶粒粗大、重皮和黑皮等。一般在调质处理前，粗加工后和调质热处理后，精加工前对上述锻件进行超声检测，但相关的国外标准在检测及验收上存在较多的差异，笔者对此进行了分析讨论。

1 相关检测标准和检测规范

我单位执行的反应堆压力容器检测标准主要有以下两个：

(1)美国ASME锅炉及压力容器规范中的第II卷、第III卷和第V卷

第II卷A篇铁基材料中SA-508“压力容器用真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢”及SA-788“钢锻件技术条件通用要求”规定了超声检测程序性要求和验收标准。第III卷第一册NB分卷一级设备中NB2540“锻件及棒材的检验及修补”规定了需要进行的检验程序及验收标准。第V卷中规定了超声检测方法的通用要求，即第五章“材料超声检测方法”和SA-388“大型钢锻件超声检测标准操作方法”。……