2025年11月13日，生态环境部核与辐射安全中心系统设备材料部研究员凌礼恭在深圳核博会核电厂在役检查论坛发表《在役检查标准与国内实践》主旨报告。
报告系统梳理了核电厂在役检查（再检查）标准的理念来源与演进路径，从基于经验的确定论规则发展到基于风险指引的方法，再到面向新堆型的可靠性/完整性管理（RIM）框架。结合我国核电多堆型现状，报告总结了国内实践中对ASME、RSE-M等国外规范的应用与局限，并提出通过数据平台、在役检查大纲标准化和新技术评价机制推动中国自主在役检查标准体系建设。
关键点：
1. 报告背景与主题：再检查标准与国内自主化不足（00:00）
介绍论坛交流背景，指出工业无损检测标准发展较快，但核电在役检查（再检查）领域的标准，尤其国内自主化方面相对不足；明确报告将围绕理念溯源、我国核电厂再检标准实践与探索、行动与展望三部分展开。
2. 再检查的定义与目标：缺陷发现与承压边界完整性维持（01:27）
引用国际与国内相关导则/规则对再检查的定义，核心包括两点：发现缺陷；在服役期内维持承压部件完整性。完整性管理涉及验收准则（如何验收）以及超过验收准则后的评价体系与处置（评定、修理、更换等）。
3. 国际标准演进概览：ASME体系与再检查三阶段发展（02:04）
回顾ASME规范起源与核电商业化对规范的需求，指出核相关主要为BPVC第三卷与第十一卷；再检查发展可分三阶段：①基于经验的确定论规则（抽检、十年周期等）；②基于风险指引（先构建风险矩阵，再确定检查要求）；③面向新堆型的可靠性/完整性管理（RIM/ROOM）需求型规则，强调设计前期深度参与并以完整性目标牵引策略组合。
4. ASME XI规则形成与能力验证：从超声定量到附录推动资格鉴定（05:22）
说明ASME XI编制背景、两类利益相关方的平衡原则（避免不切实际的过高要求 vs 确保可靠性）。回顾早期制造阶段射线检测与在役阶段超声检测能力不足导致定量与判据困难，促使在后续版本引入超声定量规程、基于断裂力学的验收/评定方法及修理更换规则；并介绍P4E等研究推动形成强制性能力验证要求，为无损检测资格鉴定建立先例，同时强调人员经验与培训对检测效果的关键影响。
5. 法国RSE-M与风险指引方法：国内常用规范与优化逻辑（10:29）
指出国内使用广泛的法国RSE-M（十年周期、对象与要求明确、可操作性强），并对比ASME通用性更强但不易直接形成执行大纲。进一步介绍基于PSA/PRA的风险指引型在役检查（如EPRI TR-112657、WOG方法）：基于破裂后果与破裂概率形成风险矩阵，决定检查比例与对象，并在优化后进行风险评估，使用检出率（POD）等参数衡量效果。
6. RIM（可靠性/完整性管理）规则：面向新堆型的策略组合与监管关注（14:08）
阐述2019后ASME XI新阶段思路：不局限于在役检查，可结合监测、振动分析、传感器布置、修理更换等多手段，只要实现设计赋予的完整性目标；流程强调降级/失效机理评估、基于PSA分解安全目标并确定综合策略，且需处理不确定度（含POD与检测不确定度）。提到美国监管机构在2020年对RIM理念方法基本认可，但要求提供充分信息、可靠PRA数据输入，并验证策略能实现可靠性目标，显示落地仍存在难点。
7. 我国核电在役检查实践：多堆型并存与确定论为主（17:47）
介绍国内核电规模与堆型多样性，当前总体仍以确定论在役检查为主；主要采用ASME XI、RSE-M及俄标等，并辅以部分管理要求/法令。风险指引型实践在大亚湾、岭澳等较早启动，近年更多机组尝试，但面临关键问题：缺少国内管道失效概率基础数据库，部分实践过度聚焦“增减项目”，忽视失效机理—检查范围—检查方法之间的关联，可能导致检验效能下降。
8. 新堆型驱动的国内探索：RIM打通难点与标准缺失下的工程路径（20:52）
随着高温气冷堆、快堆等项目推进，清水堆在役检查规则逐渐不完全适用，国内单位开展RIM相关适用性探索，但在降级机理评估、可靠性目标分解与策略确定等关键步骤尚未完全打通，多以类比清水堆推进；不确定度评估方面更多参考国标中基于检测方法/缺陷形式/有效性分级的矩阵思路，但对如何证明策略满足分解到部件的完整性目标仍是主要困境。
9. 典型实践案例：高温气冷堆规范选型与蒸发器抽检统计学优化（22:33）
高温气冷堆示范工程在多规范比较后，对多数与清水堆相近系统采用ASME XI；对特有高温部件在标准缺失下参考较早版本规范并引入金属监督规程，同时推动形成面向高温气冷堆的在役检查文件/路径。另有运营单位针对RSE-M蒸发器高比例抽检在效率提升需求下开展统计学分析，用抽样误差论证代表性，从技术逻辑上明确抽检策略与样本代表性。
10. 国内标准转化与自主化路线选择：面向华龙后续机组的关键议题（24:40）
提到国内已开展确定论与风险指引类在役检查标准文件的研制与转化工作，对国内标准发展有促进作用；面向华龙后续改进型机组与国产化配套推进，在役检查标准需走向国内自主，同时面临路线选择：偏美系还是偏法系。
11. 行动与展望：数据平台、大纲标准化、新技术评价机制与自主标准建设（25:33）
提出审评/技术支持侧的三项重点工作：①在役检查与生产监督信息化，建设并对接数据平台，汇总缺陷数据并可视化，促进行业共享与利用；②在役检查大纲标准化，实现资源集中与优化，推动不可达性设计改进、关键材料超声检验问题治理，并推动大纲与结果报告自动关联以实现计算机辅助审评；③建立新技术应用评价机制与管理框架，加快阵列涡流、数字射线等新技术转化应用，同时建设无损检测实验室能力。最后强调要理清思路、编写中国自己的核电在役检查标准，标准体现工业实力与商业话语权，并服务核电“走出去”。
时间线：
00:00 - 开场介绍报告主题与结构，指出再检查标准国内自主化相对薄弱。
01:27 - 解释再检查的定义、目标与关键要素：缺陷发现、完整性维持、验收与评价体系。
02:04 - 回顾ASME等国际规范起源与再检查规则三阶段演进：经验型、风险指引型、RIM需求型。
05:22 - 聚焦ASME XI编制原则、在役超声定量与断裂力学判据的发展，以及能力验证体系的形成。
10:29 - 介绍法国RSE-M在国内的广泛应用与特点，并讲解风险指引型在役检查流程与POD等参数。
14:08 - 阐述RIM规则面向新堆型的综合策略与监管审查要点，强调PRA数据与目标达成验证。
17:47 - 总结我国核电在役检查总体实践：确定论为主、规范多源并存，风险指引实践扩展但受数据与方法关联不足制约。
20:52 - 新堆型带来规则适用性挑战，国内开展RIM探索但关键步骤尚未完全打通，标准与不确定度方法仍需完善。
22:33 - 给出国内实践案例：高温气冷堆规范路径探索与蒸发器抽检策略的统计学论证优化。
25:33 - 提出未来行动：数据平台与信息化、大纲标准化与自动关联、建立新技术评价机制，推动中国自主在役检查标准体系。
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我国核电在役检查标准自主化提速，数据平台与新技术评价成重点方向
生态环境部核与辐射安全中心系统设备材料部研究员凌礼恭围绕核电厂在役检查标准与国内实践进行了系统介绍。他指出，近年来工业无损检测标准发展较快，但核电厂在役检查领域，尤其是自主化标准体系建设仍相对薄弱。随着我国核电机组数量快速增长、堆型日益多样，建立符合国内工程实践、监管需求和产业发展方向的在役检查标准体系，已成为保障核电安全运行和支撑核电“走出去”的重要基础。
在役检查的核心目标，是及时发现承压部件缺陷，并在核电厂全寿期内维持设备完整性。国际原子能机构安全导则、ASME规范以及国内相关导则均对在役检查作出明确界定。凌礼恭表示，完整性保障不仅依赖检查本身，还需要配套的验收准则和超限后的评价、处置、修理或更换体系。也就是说，发现缺陷只是第一步，如何判断缺陷是否可接受、如何评估其对安全的影响、如何采取工程处置措施，才是完整在役检查体系的关键。
从国际标准发展看，ASME规范是核电在役检查规则演进的重要主线。ASME锅炉与压力容器规范第III卷主要面向核设备设计建造，第XI卷则聚焦在役检查。第XI卷于1970年首次发布，并持续更新至今。其形成背景与商业核电发展密切相关：1884年蒸汽锅炉试验规范奠定了早期压力设备安全规则基础，1954年美国原子能法案推动了商业核电标准需求，随后在役检查规则逐步发展成熟。
ASME在役检查规则大体经历了三个阶段。第一阶段是基于经验的确定性规则，代表为ASME第XI卷，其特点是按照十年周期重复实施检查，采用随机抽检逻辑，对反应堆压力容器等关键设备定期开展全面检查，并提出“一前检查”等概念。第二阶段是风险指引型在役检查，代表包括EPRI TR-112657和西屋WCAP-14572等方法，主要通过风险矩阵引导检查对象选择和资源配置。第三阶段则是面向新堆型的可靠性与完整性管理理念，即RIM/ROOM框架，不再将重点局限于传统在役检查，而是强调在设计阶段就明确完整性目标，并综合采用检查、在线监测、振动分析、传感器布置、修理更换等策略，实现全寿期完整性管理。
ASME第XI卷的编制体现了监管方与用户、制造商之间的平衡。一方面，规则要能够发现建造阶段遗留缺陷，保障核电厂全寿期安全运行；另一方面，也要避免提出不切实际或过高的检查要求。早期规则主要借鉴化石燃料电站运行经验，但随着核电工程实践推进，许多问题逐渐暴露。例如，射线检测转向超声检测后，缺陷定量和判定成为难点，促使1973版ASME第XI卷补充了可定量检验规程、基于断裂力学的验收与超限评价方法，以及修理更换规则。
能力验证制度也是国际在役检查标准发展的重要里程碑。上世纪70年代，超声检测能力不足曾导致漏检事件。随后，PVRC P4E计划揭示了当时无损检测体系实际表现与预期之间存在差距。1989年，ASME发布强制性系统验证要求，推动能力验证制度化。此后，能力验证从反应堆压力容器逐步推广至一回路关键部件，并进一步表明，人员培训、操作经验和检验队伍能力对检测结果具有显著影响。
除ASME体系外，法国RSEM/RCC体系也是国际核电在役检查的重要规范。RSEM于1990年首次发布，最初由法国电力公司编制，后续由相关机构持续出版更新，最新版本已更新至2024年。法国在引进三环路、四环路机组基础上，结合ASME经验形成了RCC系列规范。与ASME相比，RSEM在工程落地和大纲化方面更为直接，系统、部件和检查要求相对明确，可操作性较强；而ASME通用性强，但在实际工程中往往还需要进一步转化，才能形成可执行的在役检查大纲。
风险指引型在役检查的发展，源于传统检查选点方式与实际缺陷分布之间的不匹配。以ASME 1995年调查为例，管道裂纹与传统意义上的“高应力、高疲劳焊缝”选点相关性并不强，仅约三分之一裂纹由既定检查项目发现，裂纹更常与热分层、热冲击等载荷激励相关。风险指引型方法的核心，是将有限检查资源集中于对堆芯损坏概率和大释放风险贡献更大的对象。目前，该方法主要适用于管道系统，并高度依赖完整的PSA/PRA模型，同时还需要根据运行经验和风险变化进行动态调整。
在具体实施上，风险指引型在役检查通常通过构建风险矩阵，将破裂后果与破裂概率结合起来，确定检查比例和检查对象，再综合考虑可达性、辐射剂量、检验可实施性等因素进行筛选。优化后，还需要评估风险目标变化，并引入检出率等参数，判断调整后的检查方案是否满足安全要求。凌礼恭指出，这类方法的优势在于提升资源配置效率，但前提是基础数据、失效机理分析和风险模型足够可靠。
面向新堆型的RIM/ROOM理念，则进一步强调在役检查与设计的协同。2019年以后，ASME废止了旧有面向已退役堆型的D.2、D.3内容，重启面向新堆型的规则建设。该框架并不把在役检查视为唯一手段，而是将其纳入完整性管理工具箱，与在线监测、振动分析、传感器布置、维修更换等措施共同使用。其关键流程包括失效机理评估、PSA/PRA目标向部件层级分解、完整性策略确定、达标评估以及不确定度分析等。美国核管会在2020年从理念和框架层面对这一方向表示认可，但也强调必须提供充分信息，证明PRA数据输入可靠，并证明RIM策略能够实现预定可靠性目标。
我国核电在役检查标准应用呈现出堆型多样、规范并存的特点。截至10月底，我国已有运行许可机组61台、建造许可机组33台，规模增长迅速。现有堆型包括秦山系列、坎杜堆、华龙一号、EPR、VVER、AP/CAP系列以及高温气冷堆示范工程等。不同堆型引进来源、设计体系和规范基础不同，使我国在役检查实践长期同时采用ASME第XI卷、RSEM、俄标等多种体系，并辅以美国、法国管理要求和设计院技术文件，以弥补工程颗粒度不足的问题。
在高温气冷堆领域，我国开展了具有针对性的标准化探索。由于高温气冷堆存在高温部件等特殊对象，传统轻水堆在役检查规范不能完全覆盖。经多方案论证后，国内实践中选用ASME第XI卷覆盖多数工艺系统，对高温特有部件则参考早期气冷堆相关规范和电力行业金属监督规程，形成了NB体系下的高温气冷堆在役检查文件，为后续同类工程提供了可借鉴路径。
我国风险指引型在役检查实践也已逐步展开。大亚湾、岭澳等核电厂较早开展相关工作，近年更多机组开始尝试。凌礼恭介绍，WOG方法与EPRI方法本质上是一致的，主要差异在于后果评价和失效概率评价的具体细节。但目前国内仍面临一些突出问题，例如缺乏本土管道失效基础数据库，关键输入参数较多依赖国外数据；部分实践中过于关注检查项目数量的增减，而忽视“失效机理—检查范围—检查方法”之间的耦合关系，可能导致检查效能下降。
在RIM探索方面，我国尚处于逐步打通方法链条的阶段。降质机理评估、可靠性目标分解和完整性策略确定之间尚未完全贯通，推进方式仍较多借鉴轻水堆经验。与此同时，不确定度评估方法还不够明确。现阶段，国标26610中基于检测方法、失效形式和有效性的矩阵分级方法，为相关工作提供了一定借鉴，但要形成完整的工程化和监管认可路径，仍需进一步积累数据和经验。
围绕标准转化和工程实践，国内已开展多项工作。例如，确定性在役检查标准NBC20312、风险指引型在役检查标准NBC20630等转化和编制工作，推动了我国在役检查标准体系建设。在RSEM蒸发器抽检策略优化案例中，面对81%抽检比例和提升检查效率的需求，国内营运单位采用统计学方法评估抽样误差和样本代表性，并结合双侧检测、排布方式变化等工程条件，形成了更具论证基础的抽检方案。
随着华龙后续改进型机组和配套国产化深入推进，我国在役检查标准路线选择问题更加突出。凌礼恭认为，未来不能长期停留在简单采用美系或法系规范的阶段，而应在充分吸收国际经验的基础上，结合我国堆型特点、工程能力、运行经验和监管需求，逐步建立自主化标准体系。标准不仅是技术文件，也体现工业能力和商业话语权，是核电装备、工程和服务走向国际市场的重要支撑。
面向下一步工作，核与辐射安全中心将推动在役检查信息化和数据平台建设，汇集缺陷数据，实现检查结果汇总、分析和可视化，并推动行业共享。通过数据平台，可以更好识别共性问题、积累本土运行经验，为标准修订、风险评价和监管审评提供支撑。中心将承担组织、服务和推广职责，促进数据资源在行业内形成有效循环。
在审评提效方面，未来将推动在役检查大纲标准化，把审评资源更多集中于共性和关键问题，例如设备不可达设计改进、无损检测不可达问题、奥氏体不锈钢超声检验难题等。同时，将探索“在役检查大纲—结果报告”自动关联，实现计算机辅助审评，并推进特定堆型标准大纲应用，提高监管审评效率和一致性。
新技术应用评价机制也是未来重点。随着阵列涡流、数字射线等新型无损检测技术逐步成熟，如何建立可监管、可复用、可推广的评价流程，将直接影响新技术在核电现场的应用速度。凌礼恭表示，应建立分步评价和推广机制，使新技术从验证、示范到工程应用形成清晰路径，在确保安全可靠的前提下提升检查能力和效率。
行业能力建设同样不可或缺。未来需要加快无损检验实验室建设，提升设备、人员、程序、数据分析和能力验证水平，形成长期支撑核电在役检查发展的软硬实力。随着我国核电机组规模扩大，未来将积累更丰富的运行经验，这些经验应反哺标准完善，推动中国自主核电在役检查标准逐步成型。
