美国核监管委员会发布核安全科研现状评估报告

美国核监管委员会(NRC)反应堆安全保障咨询委员会(ACRS)对NRC的安全研究计划进行了三年一度的审查与评估。审查涵盖了NRC核监管研究办公室的11个研究项目，重点审查其研究计划是否能满足当前和未来NRC的监管需求，并评估研究计划对NRC完成其使命的作用与影响。

总体观察与建议

反应堆安全保障咨询委员会认为NRC的安全研究计划专业覆盖面均衡，在深度和广度上能够继续满足NRC监管决策的预期需求，以应对未来三至五年的主要监管挑战：具体包括许可证二次更新、高燃耗高富集度燃料的使用以及先进非轻水堆的许可申请等，并使NRC员工保持核心技术能力，为新兴技术的许可审查做好技术储备，有力支撑NRC向更高效的风险指引型监管者转型。

在聚焦与沟通方面， NRC核反应堆监管办公室与核监管研究办公室沟通协作顺畅，且核监管研究办公室能精准对接前者的需求，推动研究聚焦监管使命，为NRC监管决策及安全审评提供具可操作性且具有显著影响的成果。

在业界协作方面， 研究人员深度参与美国电力研究院、美国机械工程师学会及电气电子工程师学会等机构的同类研究活动，既有助于科研团队把握行业动态，也让业界了解未来许可申请的监管需求;同时避免重复性研究，从监管角度开展必要的验证性研究。

在专业发展方面， 研究计划中的各个研究项目协助NRC员工深入了解行业前瞻技术(如人工智能/机器学习应用于监督、数字孪生、先进制造及新堆型技术等)，既能积累实用经验和专业知识，又能支持长期职业发展以及NRC的知识管理。例如，三级概率风险分析(PRA)及非堆风险应用研究等项目，为NRC向风险指引型监管转型及在动力堆以外领域运用风险决策提供了独特见解与海量风险数据。

在成果转化方面， 核监管研究办公室的研究计划已对NRC的监管决策产生实质影响，并在以下技术领域减少了不确定性：

• 通过MELCOR严重事故计算为源项提供技术基础，支持监管导则1.183的修订;

• 运用核监管研究办公室开发的非轻水堆系统分析工具开展初步计算，为Kairos Hermes等先进堆提供监管决策支持;

• 在核行业计划使用高燃耗高富集度燃料且NRC推进相关法规制定之际，及时整合燃料破损数据库，强调潜在安全问题;

• 通过人因研究明确《联邦法规》第53部分对操纵人员培训的要求;

• 厘清高能电弧故障相关安全隐患，推动降低此类风险的维护与设计改进。

此外，核监管研究办公室还对当前研发活动提出未来行动建议 ：

• 数字孪生、人工智能与先进制造属新兴课题，受人员与预算所限，建议加强与这些领域优势机构的合作，以积累足够技术知识与专业能力，确保监管决策的科学性;

• 应充分利用三级概率风险分析的研究成果支持风险指引型决策;

• 进一步加强非轻水堆软件程序的开发，包括支持验证分析的校核验证等。NRC应持续投入资源并与美国能源部协同，从而实现当前的许可审批进度表;

• 随着高富集度燃料相关法规制定工作的推进，需同步更新轻水堆源项数据，评估高燃耗燃料破损对许可方案的影响;

• 核监管研究办公室的“未来聚焦研究计划”将是NRC应对未来核能系统技术动态变化并有效履行其监管使命的重要途径。

11个研究项目的具体审查和评估结论

1. 源项相关活动

结论： 源项研究对NRC履行使命至关重要，研究聚焦核设施源项(裂变产物释放量)的核心作用，重点涵盖：一是高燃耗轻水堆燃料源项研究，通过MELCOR模拟证实堆芯燃耗加深不影响安全壳内源项，但需关注低压事故场景导致的放射性释放风险;二是针对先进反应堆开展事故进程与机理源项评估，明确关键物理化学现象及数据缺口;三是通过网页平台整合研究成果，为申请人提供系统指导。

建议： 建立可靠的源项需综合考量放射性和化学危害物质、实验数据支撑及气溶胶传输建模，建议采用功能包容性方法分析裂变产物迁移;建议优化网页指南，明确源项的“可接受属性”，促进非轻水堆技术的高效审批。

2. 数字孪生

结论： 利用“未来聚焦研究项目”开展数字孪生研究有助于应对未来监管审批需求，当前研究范围适当，能有效识别技术挑战并支撑未来标准和导则的制定。

建议： 重点关注网络安全、模型精度验证及离线/在线应用场景评估，加强与在该领域拥有更多专业知识和资源的机构合作，持续跟进技术进展，并建议优先开发标准化解决方案与用户友好界面。

3.材料采集

结论： 材料采集研究虽成本高昂且缺乏系统性，但对验证材料实际性能具有重要价值。主要问题包括：采集材料的相关文档缺失，导致数据溯源困难;应关注电缆接头的老化管理;应通过研究优化老化预测模型。

建议： 加强材料档案的全生命周期管理，并将研究成果用于改进行业数据库和监管评估。

4.三级概率风险评估

结论： 该研究项目是NRC迄今最全面的风险研究，涵盖内部事件与外部灾害。研究揭示了技术局限性、FLEX策略范围不足及关键不确定性等问题。

建议： 应优先确保概率风险评估文件及时发布，其成果将为采用“现代化许可”框架的先进反应堆审批提供重要技术支持，特别是在场址综合风险、不确定性处理及模型限制方面，有助于强化未来反应堆设计的安全审查，并可用于测试风险指引型框架。

5.非轻水堆风险评估与人因

结论： 该研究项目设置合理，重点关注火灾风险、风险指引型决策方法及可扩展的人因工程三大领域，能有效应对与非轻水堆相关的风险评估及风险指引决策制定带来的挑战。研究已设定了明确的里程碑节点，研究成果将直接影响许可审批。

建议： 继续按既定里程碑推进，加快完善非轻水堆概率风险评价标准体系，制定被动系统可靠性评估方法，并推动建立适用于先进反应堆的风险指标。同时应持续利用国际实验设施验证人机交互新技术，确保风险指引决策兼顾有限运行数据与工程判断，为未来审批提供有效支撑。

6.人工智能(AI)

结论： NRC通过成立AI工作组、举办公开研讨会及开展探索性项目，有效跟踪AI技术发展。当前工作虽有助于把握AI核能应用潜力，但需制定更系统的技术发展路线图。

建议： 加快编制AI在核安全领域应用的技术导则，明确算法验证与人机协作标准，并重点关注AI伦理与网络安全风险;继续与美国国家标准与技术研究院等机构合作，将AI风险管理框架融入监管体系，为未来核设施智能化审批奠定基础。

7.燃料碎片化、迁移和扩散(FFRD)

结论： 研究指出燃耗高于55GWd/MTU且包壳应变大于3%时，在失水事故中(LOCA)存在碎片化、迁移和扩散风险。当前实验数据存在显著不确定性，主要因为测试条件与轻水堆实际工况存在差异。

建议： 应采用风险指引型方法，结合事件发生概率与FFRD后果建模评估，并通过燃料管理策略限制堆芯高燃耗燃料位置。建议改变现有事故分析范式，在提高富集度法规制定中充分考虑FFRD影响，采用最佳估算方法替代传统保守分析。

8.先进制造技术

结论： NRC对先进制造技术的准备工作充分，通过技术准备与监管准备双轨研究策略，聚焦激光粉末床融合等五种关键工艺。研究已完成技术差距分析并着手制定监管导则，包括无损检测与质量保证要求。

建议： 继续开发监管导则内容，确保NRC具备相关能力，为即将提交的许可申请提供审批支持。

9.无损检验和在役检查中的人工智能与机器学习

结论： 自动化数据分析与机器学习可提升无损检验缺陷识别率，但完全取代人工不可行。研究证实机器学习能实现数据分类，但其效果取决于训练数据的代表性。

建议： 采用“人机协同”模式，将自动化数据分析作为辅助工具;建立严格的算法验证标准，防范行业共因故障风险，并明确该技术对新型缺陷的识别能力有限，需依靠人工持续监督。

10.非轻水堆计算机代码开发与验证

结论： 核监管研究办公室在非轻水堆代码和模型开发方面取得显著进展，BlueCRAB等工具已具备评估主要设计的能力，为近期反应堆设计审查奠定基础。

建议： 继续填补代码验证和确认数据集的不完整性;优先建立规范化知识管理体系，确保代码可持续利用，加强数据保存与国际合作填补关键数据空白，并推动代码与现代评估模型融合，以支持基于不确定性的风险指引型决策。

11.高能电弧故障

结论： 高能电弧故障风险，特别是含铝组件开关柜的风险高于既往认知;研究改进了火灾风险建模技术，并形成了能有效降低故障发生率的维护实践建议;确认配电系统设计是主要风险因素。

建议： 将此类电气设计见解纳入先进反应堆审查导则，并推广此类风险指引型问题解决方法在其他监管场景的应用。