NRC新规为先进堆和微堆许可开辟新途径

美国核学会的风险指引、性能基准原则与政策委员会（RP3C）近期在其月度实践社区（CoP）系列活动中举办了另一场报告会。前RP3C主席N. Prasad Kadambi致开幕词，简要介绍了RP3C以及超越传统和确定论方法的核设计新途径的必要性。随后，他欢迎了本月的主讲人：核能研究所新核电项目高级项目经理Jon Facemire，他发表了题为“新监管框架：第53部分、拟议的第57部分以及许可考量”的演讲。

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一些背景信息：RP3C是由ANS标准委员会创建的一个特别委员会，由Steven Krahn担任主席，负责就风险指引、性能基准（RIPB）方法的使用向ANS标准委员会提供指导。CoP是RP3C章程的一部分，其内容包括RIPB原则的培训和知识共享，以便在正常管理和项目流程之外交流想法。

开场：Facemire在演讲开始时提醒听众，在他职业生涯的大部分时间里，10 CFR第50部分和第52部分是美国核管会为动力反应堆设施许可提供的两个框架。然而，在过去一年中，这一格局发生了迅速变化。新的第53部分是一项已最终确定的、当前可用的规则，而第57部分正在提案中，预计将于年底前最终确定。

Facemire解释说，这种变化已经酝酿了一段时间。几十年来，NRC一直在讨论如何为小型模块化或非轻水堆发放许可，但直到最近，回答这个问题才成为该机构的当务之急，首先是2019年通过的《核能创新与现代化法案》（NEIMA）的立法推动。NEIMA指示NRC制定一个技术包容性的监管框架，供商业先进反应堆申请者选择使用。

据Facemire称，“第50部分和第52部分的编写基本上假设你将为一个大型轻水堆申请许可。如果你想为一个小型模块化反应堆或非轻水堆申请许可，你需要大量的豁免。这效率很低。”因此，NEIMA代表了国会对这种监管低效率的认识和修复尝试。

2024年通过的《ADVANCE法案》推动了进一步的变革，呼吁NRC建立RIPB策略和指南，以许可和监管微堆，要么通过当时正在制定中的第53部分，要么通过新的监管途径。

最后，特朗普总统在2025年签署的第14300号行政命令“建立在NEIMA和ADVANCE法案已有内容的基础上，并基本上指示NRC在实施新途径方面行动更快、更进一步”，Facemire说道。

第53部分：4月29日，最终的第53部分规则生效，从Facemire的角度来看，与之前的草案相比，这是一个受欢迎的变化。“早在2024年，”他解释说，“拟议规则被提出时，它有很多额外的要求”，这些要求繁重到似乎并不比仅在第50部分或第52部分下推进更有利。然而，在收到行业的全面反馈并进行了重大修订后，NRC“在最终规则中确实做对了”，据Facemire称。

虽然拟议的第53部分和最终版本之间有许多变化，但Facemire强调最重要的区别在于风险评估的要求。草案规则有严格的要求，需要进行概率风险评估（PRA）——他称之为对微堆和其他简单设计的“过度杀伤”——而最终规则要求制定系统性风险评估（SRE）。虽然关于SRE是什么仍需要一些澄清，但相对可以安全地假设，这一过程将是一个比传统PRA小得多的障碍。

从更广泛的角度来看，Facemire将第53部分描述为一项“一度看起来过于繁重以至于不值得，[而]现在似乎在效率上迈出了一大步”的规则。它消除了许多非轻水堆和小堆设计获得豁免的需要，比第50部分和第52部分显著更灵活，并且迎合了那些希望根据其设计成熟度，寻求类似于第50部分或第52部分途径的申请者。

第57部分：展望未来，Facemire在开始探讨第57部分时称其“比第53部分更为激进”。虽然第53部分是建立在多年的接洽基础上，但NRC基本上在12个月内通过第57部分“为微堆许可发明了一个全新的框架”。

反应堆要符合第57部分的规定，有两个准则。第一个是剂量限值为1雷姆或更少（无论是在厂址边界还是在非限制区域——NRC的指南和规则本身在此处存在冲突）。与10 CFR 50.34中允许的剂量限值相比，这代表了25倍的降低。

第二个合格准则是燃料限值：铀、钚和钍的总量不超过10公吨。这一要求旨在排除任何拥有大片厂址边界的大型轻水堆“钻”剂量限值空子的可能性。Facemire解释说，NRC不希望大型轻水堆通过第57部分获得许可；相反，它是为“更小、更简单的反应堆的快速、大批量许可”量身定制的。在速度方面，NRC希望在此框架下在六到九个月内批准新的反应堆设计，并在数周内批准先前已批准设计的后续部署。

Facemire还强调了该规则中列出的规定性设计准则，这与先前的规则形成了鲜明对比。10 CFR 50列出了大约70条设计准则，而第57部分仅列出了六条：反应性控制、热量排出、裂变产物滞留、屏蔽、放射性流出物控制和设计保障安全。

要通过第57部分取得进展，还有另一个重要要求。按照目前的写法，该规则要求申请者在最初的许可申请中预先包含最终设计和运行信息。因此，“第57部分实际上不是为同类首创的反应堆构建的。它是为最终设计构建的”，申请者将“基本上建立一个制造设施，并让这些反应堆从装配线上生产出来。”

深入了解：在他的完整演讲中，Facemire深入探讨了第53部分和第57部分的细节。在总结发言中，他还提供了一些最终比较，说明哪些申请者、设计成熟度级别和部署模式最适合第50部分、第52部分、第53部分和第57部分。该演讲可在美国核学会标准YouTube频道上观看。