张 进，唐 亮，董义令，吴伟帮

(中广核工程有限公司，深圳 518124)

为保证核电站安全可靠地运行，需在核岛主设备建造阶段采用合适的无损检测技术对设备进行检测，及时发现可能影响设备质量的缺陷，保证设备性能满足设计要求。同时，需在核电站运行阶段，采用通过能力验证的无损检测技术对核岛主设备的重要部位进行役前检查(PSI)和在役检查(ISI)，监督设备运行状态以确保其在电站寿期内能正常执行其功能。

中国改进型百万千瓦级(1 000 MW)三环路压水堆核电技术方案CPR1000核岛主设备主要包括反应堆压力容器(RPV)、蒸汽发生器(SG)、稳压器(PZR)和主管道(MCL)等，其建造无损检测技术标准执行RCC-M(2000版+2002补遗)，役前检查技术标准执行RSE-M(1997版+2000补遗)，两个规范的检查目的和适用阶段均不同，检查要求存在差异。役前检查采用与在役检查相同的检测设备和技术方法，役前检查结果作为此后在役检查的“零点”。在国内工业实践过程中，役前检查还包括对设备建造质量进行复核确认的要求，目前惯用的做法是直接采用建造阶段的验收标准验收役前检查数据。由于役前检查在检测设备、技术方法及技术标准等方面与建造阶段的无损检测存在不同，所以制造安装阶段验收合格的缺陷在役前检查阶段出现评价超标的工程问题时有发生[1]。每一例工程问题的处理均受到监管部门和行业内的高度关注，均耗费了大量的人力和物力，甚至制约了工程节点的按期实现。因此，笔者开展了核岛主设备无损检测技术标准的研究，制定了工程可行的解决方案。……