7月13日消息，国际原子能机构于2026年7月6日至10日在维也纳总部举行磋商会议，围绕修订《核电站反应堆堆芯设计安全指南》(SSG-52)所需的技术文件开展讨论。核与辐射安全科学技术中心(STC NRS)核电站和创新核设施安全部门研究员谢尔盖·亚历山德罗维奇·萨维洛夫参加了此次会议。
SSG-52是国际原子能机构安全标准SSR-2/1(修订版1)的配套指导文件，主要为核电站反应堆堆芯设计相关安全要求的落实提供建议，也反映了成员国在这一领域形成的共同认识。
此次讨论中的国际原子能机构技术文件草案，将提出如何使SSG-52相关条款适应创新型反应堆技术的具体建议，并纳入一份与堆芯和核燃料有关的技术中立术语表。该术语表预计还将用于SSR-2/1(修订版1)及其他安全指南的后续修订，以便更好覆盖创新型反应堆技术。
配合SSR-2/1(修订版1)的修订工作，会议还最终确定了SSG-52修订文件编制概要草案(DPP)。该草案计划与SSG-30、SSG-53和SSG-56等安全指南的修订文件编制概要一并提交至今年11月举行的国际原子能机构核安全标准委员会(NUSSC)会议。
根据现有文件编制概要草案，SSG-52的修订将考虑小型模块化反应堆、采用钠铅液态金属冷却剂的快堆、高温气冷反应堆和熔盐反应堆等技术特点。与SSG-30、SSG-53和SSG-56的修订草案类似，新版SSG-52将不适用于可移动核电站，包括带有可移动反应堆模块的核电站和浮动式核电站。此类设施的具体安全特点将由国际原子能机构另一份安全指南加以说明。
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