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ASME BPVC.XI.1-2025 PDF Download
ASME 第 XI.1 卷 – 2025 核反应堆设施部件在役检查规则 PDF下载
**ASME 第XI卷-2025 核反应堆设施部件在役检查规则**，核心用于核设施投运后部件的在役检查（ISI）、老化管理与缺陷修复管控，确保全生命周期结构完整性与安全运行，适用始于建造规范要求满足后，贯穿运行、停堆检修与延寿阶段。
### 核心架构（双分册并行）
|分册|全称|核心定位|适用对象|
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|XI.1|轻水堆核电厂部件在役检查规则|强制ISI流程+缺陷评定+修复规范|压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）等轻水堆的1/2/3级系统部件、安全壳、管道、压力容器等|
|XI.2|核反应堆设施可靠性与完整性管理（RIM）程序要求|全生命周期RIM体系建设|先进核反应堆（如SMR、高温堆等），强调风险驱动的完整性管控与性能目标达成|
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### 核心内容与关键要求
#### 1. XI.1 轻水堆在役检查核心模块
– **检查体系**：按部件安全等级与失效风险分级检查，明确周期、范围与方法，覆盖无损检测（NDE）、压力试验、泄漏监测等，聚焦疲劳、腐蚀、辐照脆化等老化失效模式。
– **NDE与评定**：细化超声、射线、涡流、磁粉/渗透等方法的人员资质、设备校准与验收准则，2025版新增厚壁部件超声相控阵替代射线检测的应用案例；缺陷按断裂力学、疲劳寿命评估，明确可接受阈值与修复触发条件。
– **修复与验收**：规定焊接修复、打磨、补焊等工艺要求，修复后需AI（授权核在役检验师）验证，记录全程可追溯，确保修复后性能不低于原设计。
– **职责与文件**：明确业主、制造商、AI的协同责任，要求编制ISI大纲、检查报告、缺陷跟踪记录等，AI需验证程序合规性，方可批准机组重启。
#### 2. XI.2 先进堆RIM核心模块
– **全生命周期管控**：要求建立RIM程序，整合监测、检查、运维与风险评估，确保各结构/系统/部件（SSC）满足预设风险与可靠性目标。
– **风险驱动优化**：支持基于概率风险评估（PRA）调整检查周期与范围，平衡安全与经济性，适配先进堆模块化、数字化的特点。
– **合规与落地**：明确RIM文件清单，规范程序编制、审核与执行流程，强化与建造规范（如第III卷）的衔接，确保投运后管控无缝过渡。
### 2025版关键更新
1. XI.1 新增核级管道焊缝相控阵超声检测的验收标准，优化辐照后材料缺陷评定的断裂韧性参数选取规则，提升老化部件评估精度。
2. XI.2 细化先进堆RIM程序的绩效指标与审计要求，新增SMR与高温堆的专用检查导则，简化小堆型合规流程。
3. 统一双分册的AI资质与职责要求，强化跨部门协同与文件追溯机制，新增缺陷数据库管理规范，支持大数据驱动的老化趋势分析。
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### 与核建造规范（第III卷）核心衔接
– 第III卷负责核部件建造阶段的设计、材料、制造与验收；第XI卷聚焦投运后在役检查、老化管理与修复，二者共同构成核部件全生命周期安全管控闭环。
– 第XI卷的检查要求、缺陷评定基准需与第III卷的设计准则、材料性能、焊接工艺保持一致，确保建造与在役阶段的安全标准统一。
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