NBT《高温气冷堆核电厂在役检查指南编制说明》.pdf

高温气冷堆在役检查规范

编制说明

一、任务来源及计划要求

本任务属于国家能源局综合司于2023年9月下达的“能源领域行业标准

制修订计划及外文版翻译计划”项目，由华能核能技术研究院有限公司、，华能

山东石岛湾核电有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、中核武汉核电运行技

术股份有限公司、苏州热工研究院有限公司负责标准起草编制。

计划要求《高温气冷堆在役检查规范》2025年12月发布，据此计划2024

年6月完成征求意见稿，2024年12月完成送审稿，2025年9月完成报批稿。

二、编制情况

本标准编制原则是立足于高温气冷堆核电厂的特点，高温气冷堆核电站示范

工程是国家十六个重大专项之一，2012年开工建设，2022年首次并网发电。

高温堆与压水堆相比，系统设备设计、布置、结构及安全功能上均有极大不同，

其不停堆换料及高参数又带来了运行工况的巨大差异。国际上，美国机械工程师

协会1992年针对六棱柱燃料的高温气冷堆（换料方式与压水堆相似、采用预应

力混凝土安全壳）制定了在役检查规范ASMEXI-D2，其绝大部分检验项目无

验收准则，因实践经验缺乏，该分册一直未升版修订，2019年ASME委员会已

取消该分册。本标准项目是在实践基础上的自主标准化开发，既可规范高温气冷

堆在役检查工作，也可推进后续设计优化。

本标准在编制过程中，遵循标准GB/T1.1-2020《标准化工作导则第1部

分：标准的结构和编写》规定。

三、标准编制原则和主要内容

3.1标准编制原则

本标准的制定符合高温气冷堆核动力厂在役检查发展的原则，本着先进性、

科学性、合理性和可操作性的原则以及标准的目标、统一性、协调性、实用性、

一致性和规范性原则来进行本标准的制定工作。

（1）科学性

本标准对高温气冷堆核动力厂在役检查规范进行了大量科研、试验及现场验

证，并借鉴了国际标准ASMEXI-2004，同时结合我国核能行业协会评价实际

情况对本团体标准进行编写。

（2）实用性

本文件规定了高温气冷堆核安全1、2和3级承压设备、支承件和通风式低

耐压型安全壳的在役检查规范，包括在概述、设计考虑、在役检查、检验结果评

价、试验要求、修理和更换、装备、方法和技术、管理、记录和报告等，以统一

高温气冷堆核动力厂核安全1、2和3级承压设备及其支承件，以及通风式低耐

压型安全壳在役检查规范，使其向科学化、合理化方向迈进，增加科学性、客观

性，从而达到提高核能行业在役检查管控水平的目的。

3.2标准主要内容的依据

本标准编写格式遵从GB/T1.1-2009的要求，各主要章节技术和内容主要

依据说明如下：

（1）范围

高温气冷堆核电厂示范工程在役检查大纲。

（2）规范性引用文件

ASMEXI-2004RulesforInserviceInspectionofNuclearPower

PlantComponentsNondestructiveExamination

（3）术语和定义

无。

（4）一般要求

对检验类别和可达性进行了规定，检验类别等依据ASMEXI-2004要求，

不可达等依据设计文件及现场实践。

（5）设计考虑

规定了在设计阶段对系统、部件及其布置进行审查，以保证所有要求的在役

检查和试验都能顺利进行，依据为高温气冷堆核电站示范工程设计文件、

HAD103/07核动力厂在役检查等。

在役检查的减免，参考ASME相关章节。相较于压水堆，高温气冷堆核电

厂一回路冷却剂为氦气，且压力更低，同时设置氦净化系统，用以确保一回路的

清洁度，故采取与压水堆相同的免检管道直径，更为保守。

（6）在役检查

规定了役前检查要求、在役检查进度安排、取样检查、补充检查、在役检查

的减免等，主要依据为高温气冷堆核电厂示范工程在役检查大纲。

（7）检验结果的评价

ASME-XI卷（2004）第二分册是专门针对气冷堆核电站制定的在役检查规

范，但版本自1992年以后一直未升版，大部分核安全级部件的检查类别没有相

应的验收标准，且其适用的对象为混凝土压力容器，与HTR-PM钢制的反应堆

压力容器有很大差异，因此ASME-XI卷（2004）第