ANSI批准两项新反应堆标准
摘要
American Nuclear Society两项标准获ANSI批准，分别修订冷却剂丧失事故后流体系统安全壳隔离要求，并为新反应堆设计引入技术中立的风险指引、基于性能方法，涵盖安全准则、设备分级和纵深防御。
两项新的American Nuclear Society标准近日获得American National Standards Institute（ANSI）批准。新标准ANSI/ANS-56.2-2026《冷却剂丧失事故后流体系统的安全壳隔离措施》是对历史标准ANS-56.2-1984（W1999）的修订。ANS-GS-30.1-2026《将风险和性能目标纳入新反应堆设计标准》是一项新的指导性标准。
这两项标准均可在ANS Online Store购买。
ANSI/ANS-56.2-2026：《冷却剂丧失事故后流体系统的安全壳隔离措施》规定了流体系统安全壳隔离的最低设计、驱动、试验和维护要求。这些流体系统贯穿轻水堆的主安全壳，包括所有进入或离开安全壳的流体管道系统（包括仪表和控制系统）。该标准提出了实现安全壳隔离所需的要求和条件，并涵盖隔离屏障及其驱动装置、操作机构，以及隔离屏障之间连接管道的相关要求。
该标准不涵盖贯穿组件、保护系统、电源、电气系统和设备鉴定。该标准不考虑包围主安全壳或与主安全壳相邻的受控泄漏区域可能存在的任何隔离要求，也不涉及冷却剂丧失事故（LOCA）以外事件的安全壳隔离要求。
ANS-GS-30.1-2026：指导性标准《将风险和性能目标纳入新反应堆设计标准》采用技术中立原则，适用于新反应堆设计，包括以轻水核技术为设计基础的模块化反应堆，以及以非轻水核技术为设计基础的先进反应堆。该标准不适用于现有反应堆。
ANS-GS-30.1-2026规定了使用风险指引、基于性能（RIPB）方法强化确定论核安全设计实践的目标。该标准阐述了RIPB方法在高层级安全准则选择、核安全功能和裕量、许可基准事件选择、设备分级及纵深防御充分性方面的应用，以确保所有新反应堆技术在使用RIPB方法强化核安全设计实践时保持一致。本指导性标准中的信息还可用于反应堆安全以外的项目风险，以及电站可靠、经济运行等领域。