1. 引言
核电厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其对核电厂运行寿期的影响难以精准预测。因此，有必要对核电厂系统和部件进行检查，找出可能的损伤，判断它们对核电厂安全是否可接受，或采取必要纠正措施。HAD103/07《核电厂在役检查》将这种在核电厂运行寿期内进行的检验，定义为在役检查。
我国核安全法规和导则对核电厂在役检查仅提出了基本原则要求，缺乏对核安全物项具体的检查要求，国内大部分二代改进型核电项目以岭澳一期为参考，采用的在役检查标准为RSE-M 1997版。
福清5、6号核电项目作为华龙一号首堆工程，PSAR阶段承诺在役检查采用RSE-M 2010，同时RSE-M 2010也是安全监管部门批准的《标准适用清单》中的唯一版本。
然而，RSE-M 2010是法国为EPR堆型编制的在役检查规范，以设备的放射性释放与承压风险为基础，不完全适用于华龙一号(以安全分级为基础)。因此，如何基于RSE-M规范要求，同时根据华龙一号自身的设计特点进行在役检查成了亟待解决的工程技术问题，此外，RSE-M 2010的应用研究也是后续华龙一号批量化建设的迫切需求。
2. RSE-M规范介绍
2.1. 法国在役检查监管和规范要求
上世纪80年代末，法国电力集团(EDF)编制了RSE-M《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》，并由法国核岛设计和建造规程协会(AFCEN)于1990年正式发布。之后，AFCEN组织编写并发布了RSE-M 1997，以安全分级为基准。
1997年5月29日，欧洲议会和联盟理事会通过欧洲承压设备指令97/23/EC [1] (PED，强制性)。1999年12月13日，法国依据97/23/EC发布了1999.12.13法令 [2]，适用于所有非核级和核级承压设备。1999年11月10日，法国发布了主一回路和二回路监管法令，对再鉴定、无损检测和监督提出了要求 [3]。2000年3月15日，法国发布承压设备监管法令，对非核级承压设备的再鉴定、无损检测和监督提出了要求 [4]。2005年12月12日，法国发布核承压设备法令(ESPN)，将核承压设备分为N1、N2、N3级 [5]，AFCEN依据上述法令，出版了RSE-M 2010版，以ESPN分级为基准，但同时允许用户根据安全分级使用规范。
2.2. RSE-M 2010版分级特点
RSE-M 2010的使用基础是将承压设备划分为不同的RSE-M等级 [6] (下文中所说规范等级为RSE-M等级)，划分方式有两种，分级特点如表1所示。
Table 1. RSE-M classification table
表1. RSE-M分级表
第一种使用方法根据ESPN分级划分规范等级。RSE-M 2010正文将设备分为N1-N3级。再将N2、N3级设备划分为承压设备、管道、承压附件、安全附件4类。而后依据流体性质、最高许用压力、容积、公称直径分为不同承压风险等级。检查对象、检查部位、周期和检查内容根据分类确定，体现了2.1节法令要求。
另一方面，RSE-M 2010保留了97版的分级方式，允许根据设备安全分级使用规范。但同时要求，规范2、3级管辖的设备范围、检查部件等应根据所在地监管部门法规确定，而国内核安全法规和导则仅提出了基本原则要求，缺乏针对在役检查的完善要求。因此如何基于安全分级，为华龙一号制定完善适合的在役检查大纲是难点。
3. RSE-M 2010版的差异分析优化
3.1. 在役检查的分类
RSE-M 97版将在役检查主要分为全面在役检查、部分在役检查、其他在役检查、非法规要求在役检查。RSE-M 2010根据2.1节法令，将在役检查分为定期再鉴定、定期检查和深度在役检查。由表2可见，97版和2010版在A册总则中的分类概念是相同的。然而2010版B、C分册细则要求根据ESPN分级、承压设备风险分类及设计参数将设备先划分为不同组别，再根据2000和3000章制定检查周期、抽样方式等，不适用于华龙一号。
因此，福清5、6号机组综合考虑在役检查概念的内涵，依照中国在役检查的实践经验与法规，在福清5、6项目中将在役检查分类分为全面在役检查、部分在役检查、其他在役检查和深度在役检查，同时保持了与RSE-M 2010选择性附录3.1的一致性。
Table 2. Comparison of in service inspection classification between RSE-M 2010 and 1997 version
表2. RSE-M 2010版与97版在役检查分类对比
3.2. RSE-M 2010应用优化分析
3.2.1. 在役检查范围概述
根据HAD103/07要求，在役检查的范围是安全级承压设备和支撑。RSE-M 97和2010 A1321章节均有规定，RSE-M 1、2、3级设备分别对应安全分级1，2，3级设备。二回路在RSE-M 2010中被划分为RSE-M 1级。
3.2.2. 新增系统的在役检查
相较于M310，福清5、6号机组新增了应急注硼系统(REB)、堆腔注水冷却系统(CIS)、非能动安全壳热量导出系统(PCS)、二次侧非能动余热排出系统(PRS)4个系统，RSE-M 97和2010中无相应检查要求。REB系统应对发生未紧急停堆的预期瞬态(ATWS)，不属于专设安全系统；CIS系统用于堆芯熔化的严重事故，PCS系统用于超设计基准事故工况下安全壳的长期排热，两个系统整体为非安全级。对于REB、CIS、PCS系统，按照部件的安全分级，参照RSE-M同类部件确定在役检查要求。PRS系统与主蒸汽管线和主给水管线相连，与主二回路直接相连，且没有完全隔离，该系统参考二回路确定检查方式。
3.2.3. 规范2、3级管道、设备在役检查
RSE-M 2010将大量规范2、3级管道和设备纳入了其他在役检查的管辖范围，仅根据附录3.1 CD3400要求，监管的管道焊缝数量约为16,999条，而同行业其他电站的监督数量仅为6000条。此外，福清5、6号机组很多设备的结构形式与规范中不一致，需逐一分析。
4. 在役检查项目的制定与优化
大纲分别对二回路、新增系统、2、3级管道和设备在役检查项目的制定进行了详细研究与优化。
4.1. 二回路在役检查项目的制定
二回路系统设备为RCC-M 2级，RSE-M 1级。役前和在役检查按照RSE-M 1级设备进行，按照RCC-M 1级设备的验收准则进行验收，相较于M310机组，提高了在役检查和验收标准。
4.2. 新增系统在役检查项目的制定
为保证新增系统的设计功能，应对主要部件进行定期检查和定期功能试验，以确保设备的完整性，检查系统能动部件的可使用性和要求的功能特性。
硼酸注入箱REB001/002BA为安全3级部件，内部设计压力为0.2 MPa，设计温度60℃。由于该设备为新增系统设备，要求每十年进行目视检查，主要检查是否泄漏。REB0012/0013/0014为安全1级管道，是一回路压力边界，属于小管道，参照RSE-M2010附录CD3400主回路小管道检查，同时考虑REB为新增系统，增加管道环焊缝和管嘴焊缝的渗透检查，对管道和支撑整体进行目视检查。REB系统管道0005/0006具有安全壳隔离功能，按照规范进行密封泄漏试验，增加渗透检查。
CIS系统管道0001/0002/0022/0023/0137与安注系统相连，CIS管道0007/0008/0011/0115/0116/0059/0060和PCS系统管道0102/0103/0105贯穿安全壳，执行安全壳隔离功能，为安全2级；参照REB系统，对上述管道环焊缝进行渗透检查，对管道和支撑进行整体的目视检查。
PRS系统补水箱和热交换器属于新增设备，为安全2级设别，参考规范同等级设备，主要进行目视检查。鉴于PRS补水箱和热交换器与主二回路连接的阀门正常工作时处于常开状态，安全性相对重要，因此增加了对重要部位的全面在役检查时的体积检查和表面检查。
4.3. 规范2、3级管道、设备在役检查项目
4.3.1. 管道其他在役检查项目的制定
2、3级管道主要依据其他在役检查项目表进行检查，大纲结合规范C1300引入能源行业标准NB/T 20312-2014《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》 [7] 对管道检查范围进行优化，筛选原则如表3所示。
Table 3. Selection principle of other pipelines of 2 or 3 safety class
表3. 其他2、3级管道筛选原则
1) TTB、RFT、WCC、WES系统管道范围的优化
规范附录3.1对蒸汽发生器排污系统(TTB)、反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统(RFT)、设备冷却水系统(WCC)、重要厂用水系统(WES)管道的检查要求如下表4所示。
依据RSE-M检查要求，WCC、RFT、TTB、WES需检查管道焊缝数量共7000多条，远多于M310机组和同行三代电厂检查数量。福清5、6号在役检查首先根据NB/T 20312进行初步筛选，认为这4个系统的管道不满足要求，之后根据检查角度、防范措施、运行经验反馈等方面对管道范围进行优化。
WES管道介质为海水，腐蚀是主要风险，已纳入电厂防腐大纲进行管理，每次大修实施一列管道的内部腐蚀检查。WES管道在设计上采取管道内部内衬氯丁橡胶、重防腐涂层和外加电流阴极保护的防腐措施，避免碳钢直接与海水接触并提供电化学保护。通过以上措施，确保WES系统的可用性，1~4号机组WES系统管道未发生过焊缝失效、管道腐蚀失效或减薄问题。
Table 4. Inspection requirements of 2, 3 class pipelines of system WCC, RFT, TTB, WES
表4. WCC、RFT、TTB、WES系统2、3级管道检查要求
WCC的系统功能与福清1~4号机组相同，均为启动、正常运行、停堆20 h，最高供水温度35℃，停堆4~20 h和次临界停堆工况，最高供水温度40℃，事故工况最高供水温度45℃；主要用户是安注、安喷、主泵、余排等。RFT系统较福清1~4号机组实施了部分设计改进，如换料水箱内置并下移、燃料转运舱容积增大等。但管道的介质、温度、压力等级、执行标准与福清1~4号机组保持一致。
规范主要要求WCC、TTB、RFT系统执行流量调节的机械设备的下游焊缝区域进行检查，汽蚀是主要风险，并根据经验反馈情况，增加或减少检查项目。相较于M310，福清5、6号机组对于压降较大处选用多级孔板。福清核电1~4号机组上述三个系统运行期间状态良好，相关管道焊缝的历次检查，均未发现异常。因此，将WCC、TTB、RFT系统的安全级管道，纳入电厂自主在役检查大纲管理。
2) RCV和RHR系统管道范围的制定
对于化学与容积控制系统(RCV)和余热排出系统(RHR)，因其与一回路直接相连且参与机组正常运行，根据福清1~4号机组在役检查的经验，增加了部分管道的在役检查要求。
其他系统依据NB/T 20312加分析的方法进行了筛选，将在役检查管辖的管道数量减少至约7700条。
4.3.2. 设备在役检查项目的制定
设备的结构形式与RSE-M 2010中存在一定差异，需要一事一议，换热器和贯穿件进行分析在审评中的关注度较高。
4.3.3. 余热排出热交换器在役检查项目的制定
福清5、6号机组RHR换热器为管侧安全2级，壳侧安全3级，水室和壳体是焊接形式，与规范中model 2类换热器结构类似，如表5所示。规范要求通过人孔进行换热器内部件的目视检查，而福清5、6的交换器设计为手孔，无法进行管束的目视检查。该差异是换热器应用规范的主要问题之一，如安喷热交换器通过壳侧疏水硼浓度仪表来检查管束的密封性，废液处理冷凝器则根据下游监测槽中是否含有磷酸根来监测管束的密封性。RHR热交换器未设置该类装置，因此规定管束的密封性通过设备水压试验，管侧能够保压来判断。对水室、管板、管子和管板连接焊缝，通过内窥镜进行目视检查。
规范规定对人孔螺栓每五年进行目视检验。福清5、6号机组设计为手孔，尺寸相较人孔小。根据规范的通用原则，只对规范1级的螺栓进行体积检验，其他2、3级容器检查表中均未对螺栓的无损检验进行要求。此外，参考CP03T3015《1、2、3级设备用紧固件技术条件规定》未规定手孔螺栓进行目视检验。因此，RHR热交换器人孔螺栓检查依据电厂预防性维修大纲进行管理。
规范在CD3200和CD3400中均要求对壳程的壳体和管嘴进行目视检查。RHR热交换器壳侧为安全3级，根据规范的要求，部分在役检查只针对安全2级设备。因此，壳侧壳体和管嘴通过其他在役检查管辖。
4.3.4. 2、3级管道贯穿件在役检查要求的制定
RSE-M 2010沿用97版要求，规定13类2、3级贯穿件通过密封试验的方式进行在役检查。福清5、6号机组共有5类管道贯穿件，其中3类在规范中存在对应形式，见表5。该3类贯穿件在役期间随隔离设备密封检查实施密封试验。地坑贯穿件结构虽然较为特殊，但1188X0TSYXS08《定期试验技术要求汇总》中规定通过内置换料水箱连接的取水套管上的打压接口进行打压试验，满足规范对贯穿件的在役检查要求，上述贯穿件通过密封试验进行在役检查。
Table 5. Comparison table of containment penetrations structure
表5. 安全壳贯穿件结构形式对比表
RSE-M 2010将规范1级的在役检查项目分为了安全壳内和安全壳外，同时将二回路纳入了规范1级进行管辖。因此，相较于M310机组，二回路和PRS系统管道贯穿件在役检查的制定是一大难题。
主蒸汽和主给水管道，由于设计压力 > 2 MPa，设计温度 > 100℃，满足RCC-P中高能管道的定义。因此，在设计之初，上述管道作为高能管道，设计为整体锻件，直接与壳外主蒸汽系统相连，内外壳间不存在管道和贯穿件封头的连接焊缝。
PRS管道每台机组共有6个贯穿件，每个贯穿件与PRS管道间有两条焊缝。运行温度最高位284℃，运行压力在7 MPa左右，属于高能管道贯穿件，是规范1级设备，PRS系统管道与贯穿件连接焊缝在役期间进行超声检查。由于该12条焊缝均位于安全壳套筒内，管道外壁与套筒最大间隙为165 mm，而焊缝距离套筒端部开口最小距离为1700 mm，属于不可达焊缝，如图1所示。
Figure 1. Welds locations of PRS system containment penetrations
图1. PRS系统安全壳贯穿件焊缝位置
因此，役前阶段该12条焊缝放入不可达报告，电厂服役阶段需由现场开发自动监测设备，对该焊缝进行超声检验。
5. 结论
RSE-M 2010是AFCEN针对法国监管法令的变化以及EPR堆型出版的在役检查规范。华龙一号核电堆型遵照RSE-M 2010规范的总体要求，结合自身设计特点做了制定并优化了在役检查的范围及方法。
在确保安全性的前提下，在充分消化吸收RSE-M 2010版要求的基础上结合电厂运行经验反馈和实际设计要求进行了检查项目的优化，同时引入了NB/T 20312，由仅依靠RSE-M 2010附录CD3400筛选出的16,999条管道减少到约7700条。同时依据设备的具体特性，经过逐类、逐个设备的分析研究，最终解决了应用规范过程中设备不可达、重复检查、设备类型不一致等诸多问题，确定了福清5、6号机组设备的在役检查项目要求，同时为后续华龙一号批量化建设项目的在役检查提供了参考。