核安全导则 HAD103/07-2024 核动力厂在役检查 （国家核安全局 2024 年 8 月 12 日批准发布） 国家核安全局 核动力厂在役检查 （2024年8月12日国家核安全局批准发布） 本导则自2024年8月12日起实施 本导则由国家核安全局负责解释 本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则规 定的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导 则相同的安全水平。 目 录 1 引言 . 1 1.1 目的. 1 1.2 范围. 1 2 总体要求 . 1 3 核动力厂营运单位职责 . 2 4 设计考虑 . 3 5 在役检查 . 5 5.1 范围. 5 5.2 检查进度. 6 5.3 检验验收标准. 7 5.4 补充检验. 7 5.5 重复检查. 8 5.6 役前检查. 9 6 检验结果的评价 . 10 7 压力试验要求 . 10 8 修理和更换 . 11 9 方法和技术、装备及能力验证 . 12 9.1 方法和技术. 12 9.2 装备. 13 9.3 无损检验技术能力验证.13 10 管理 . 14 10.1 检验单位和检验人员.14 10.2 结果验证. 14 10.3 文件. 14 1 引言 1.1 目的 本导则是对《核动力厂调试和运行安全规定》（HAF103）有关条 款的说明和细化，其目的是给核动力厂在役检查有关活动提供指导， 如设计考虑、在役检查、压力试验、修理和更换等。 1.2 范围 本导则适用于陆上固定式核动力厂，规定了核动力厂安全级构 筑物、系统和设备的在役检查，以及安全级系统和设备压力试验的 相关要求。其他类型或采用革新技术的反应堆可参照本导则执行相 关活动，但应根据反应堆类型及特殊的安全要求评价导则适用性。 2 总体要求 2.1 核动力厂运行寿期内，设备可能受到应力、温度、辐照、 腐蚀、振动和磨损等多种因素影响，这些影响会引起材料性能劣化， 甚至导致缺陷形成和/或扩展。核动力厂在役检查是确保设备结构和 承压完整性的重要措施之一。核动力厂营运单位开展在役检查应充 分考虑核动力厂设计特点和设计要求，采用合适的在役检查和压力 试验规范或标准及经验证的工程实践，符合核安全法规和相关的监 管要求。 2.2 核动力厂营运单位应通过编制和执行在役检查大纲对核动 力厂在役检查相关活动进行管理。在役检查大纲应包括核动力厂役 1 前和运行寿期内需进行的检查和压力试验要求，体现定期安全审查、 修改活动、运行许可证延续及其他监管活动对核动力厂在役检查提 出的监管要求。 2.3 核动力厂在役检查的范围和要求应与被检验和被试验的系 统或设备的安全重要性相关联，核动力厂设计中所规定物项的安全 等级可作为筛选和确定检查范围的依据。在此基础上，可以采用风 险指引型综合决策技术方法优化在役检查范围和要求。基于安全重 要性和失效后果严重性，应重点检查反应堆冷却剂系统。 3 核动力厂营运单位职责 3.1 核动力厂营运单位对在役检查和压力试验相关活动负全面 责任。这些职责至少包括： （1） 确认核动力厂与在役检查及压力试验相关的设计和系统 及设备的布置，向设计单位反馈不可达情况； （2） 建立在役检查活动的组织机构； （3） 编制在役检查大纲及组织实施在役检查，并根据运行经 验、核动力厂老化和核安全管理要求，以及安全评估和评价所采用 的确定论和/或概率论方法，对大纲有效性和在役检查活动进行定期 评估，必要时进行修订； （4） 制定在役检查策略，确保安全级的构筑物、系统和设备 的结构和承压完整性在核动力厂运行寿期内始终符合设计假设和目 2
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