这份关于《反应堆许可现代化、安全监督和选址实践》规则制定的文件是美国核管理委员会即将发布的一项行动。尽管并非有意或预期，但如果此处发布的文件与《联邦公报》上发布的文件之间出现任何差异，以《联邦公报》的发布内容为准。本文件仅通过互联网提供，以便公众能够获取该文件。

核管理委员会

10 CFR 第2、50、51、52、53、54、71和100部分

[NRC - 2025 - 0975]

监管识别号3150 - AL44

反应堆许可、安全监督及选址实践现代化

机构:核管理委员会。

行动:拟议规则及指南；征求意见。

摘要:

根据第14300号行政命令“下令对核管理委员会进行改革”，核管理委员会(NRC)正在对其法规进行审查和全面修订。本拟议规则旨在使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化，以落实第14300号行政命令的第5(f)、5(h)和5(i)节，以及有助于增加电网发电量的其他事项。

此外，作为NRC对其所有法规进行全面审查的一部分，该机构确定了对NRC法规的一些进一步修改，这些修改将提高其许可程序的效率和效力，本规则制定也包括这些修改。

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您可以在https://www.regulations.gov/docket/NRC-2025-0975上阅读本拟议规则的通俗易懂的说明。有关获取信息和提交评论的更多指导，请参阅本文件补充信息部分中的“获取信息和提交评论”。

进一步信息联系:丹尼尔·多伊尔，美国核管理委员会，华盛顿特区20555-0001，电话:301-415-3748，电子邮件:Daniel.Doyle@nrc.gov。

补充信息:

执行摘要:

A. 监管行动的必要性

2025年5月23日，唐纳德·J·特朗普总统签署了第14300号行政命令(E.O.)“下令改革核管理委员会”。第5节“改革和现代化核管理委员会的法规”要求核管理委员会根据行政命令第2节规定的政策，对其在《联邦法规汇编》第10编(10 CFR)中的法规和指导文件进行审查和全面修订。本规则制定涉及第14300号行政命令第5(f)节，该节指示核管理委员会“为核管理委员会在建设开始后可能要求改变反应堆设计的情况设定严格的门槛”；第14300号行政命令第5(h)节，该节指示核管理委员会“采用修订后的、在可行情况下确定的和有数据支持的门槛，以确保反应堆安全评估关注可信的、现实的风险”；以及第14300号行政命令第5(i)节，该节指示核管理委员会“重新考虑关于续期许可证有效期的法规，并根据可用的技术和安全数据适当地延长该期限”。此外，作为核管理委员会对其所有法规进行全面审查的一部分，该机构确定了对核管理委员会法规的一些其他更改，这些更改将提高其许可程序的效率和效力，也包含在本规则制定中。

这些更改是数十年综合经验、核专家的反馈、核管理委员会和行业吸取的教训、国际经验以及先前使监管框架现代化的努力的结晶。它们经过了核管理委员会技术专家的精心准备和内部审查。虽然本规则中的一些更改并未作为监管重点推进，但行政命令中的方向促使该机构努力加速对《联邦法规汇编》第10编第50部分“生产和利用设施的国内许可”以及第10编第52部分“核电站的许可证、认证和批准”的现代化，并对第10编第53部分“商业核电站的基于风险、包含技术的监管框架”进行相应更改。因此，本拟议规则旨在使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化，以解决第14300号行政命令第5(f)、5(h)和5(i)节以及其他有助于增加电网发电量的事项。在制定拟议更改时，核管理委员会根据2024年《加速部署通用先进核能促进清洁能源法》(ADVANCE法案)第501(a)节和第14300号行政命令第3节，考虑了核电可用性增加和创新对我们经济和国家安全的益处。

B. 主要规定

本拟议规则的主要规定包括以下方面的变更:

某些结构、系统和部件的加速建造

美国核管理委员会(NRC)提议修订其在10 CFR 50.10《所需许可证；有限工作授权》、10 CFR 51.4《定义》和10 CFR 53.020《定义》中适用于建造定义的法规，以便将被视为建造的活动范围聚焦于那些建造会影响其材料属性进而影响其执行安全重要功能能力的结构、系统和部件(SSC)，从而降低现行建造定义的成本影响。此外，NRC提议在10 CFR 50.10(h)和53.1130(e)中新增段落，规定在提交一份将授权建造核电站的许可证申请并记录在案后，可发放开始建造的一般许可证，但需满足确保安全、安保和适当环境审查的条件。

反应堆安全评估的确定性和数据支持阈值

美国核管理委员会(NRC)提议修订其法规，即修订10 CFR 50.2《定义》，以增加 “设计基准事件”(DBE)和 “超设计基准事件”(BDBE)这两个术语。提议的修改还包括对10 CFR 50.49《核电站安全重要电气设备的环境鉴定》中DBE定义的相应修订。与提议的修改并行，NRC制定了监管导则草案(DG)-1454《反应堆安全评估的确定性和数据支持阈值的实施》，该导则1)为将事件分类到定义的类别中建立了确定性和数据支持的阈值，2)概述了DBE和BDBE的分级评估方法，3)明确了选择用作安全相关构筑物、系统和部件(SSC)设计中参考界限的 “设计基准” 控制参数的过程。

删除10 CFR 50.49脚注3中对IEEE-323-1974的引用

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR 50.49中的规定，删除脚注3，该脚注阐明了在电气和电子工程师协会(IEEE)标准323-1974中，与安全相关的电气设备被称为1E类设备。由于NRC已在其他地方建立了“与安全相关的”电气设备和“1E类”设备之间的联系，因此该脚注中的引用现在已无必要。

根据 10 CFR 50.55a(z) 进行的扩展替代请求

美国核管理委员会(NRC)提议修订其法规，允许被许可人请求对10 CFR 50.55a“规范和标准”中的要求采用更广泛的替代方案。目前，10 CFR 50.55a(z)“规范和标准要求的替代方案”下的替代方案仅限于10 CFR 50.55a(b)“标准的使用和使用条件”至(h)“保护和安全系统”中的要求。将10 CFR 50.55a允许的替代方案范围扩大到10 CFR 50.55a中的所有要求，将在无需豁免的情况下增加灵活性，同时依靠已被充分理解的现有质量和安全可接受水平标准(10 CFR 50.55a(z)(1))以及在质量或安全没有相应提高的情况下的困难标准(10 CFR 50.55a(z)(2))，以实现一致且可预测的监管结果。这一拟议行动将允许核电站被许可人以及建设许可证(CP)、运行许可证(OL)、综合许可证(COL)、标准设计认证、标准设计批准和制造许可证(ML)的申请人请求授权对10 CFR 50.55a中更广泛的要求范围采用自愿替代方案。

为10 CFR 50.59引入风险告知并允许方法变更具有灵活性

对10 CFR 50.59《变更、测试和试验》有两项提议的变更。法规的第一项提议变更将允许使用定量风险结果来证明设施变更不会导致10 CFR 50.59(c)(2)(i)和(ii)中所使用的“超过最小增加量”。第二项提议变更将允许被许可人对以前根据10 CFR 50.59(c)(2)(viii)或53.1550(a)(2)(iv)需要核管理委员会审查的方法进行变更，前提是被许可人根据提议的新10 CFR 50.221《建模与仿真的可信度要求》采用可接受的验证、确认和不确定性量化(VVUQ)计划。这种转变将使由被许可人主导的评估成为可能，并允许通过结构化流程而非固定要求来评估先进的建模方法。

非大型轻水反应堆的最低退役资金保障

美国核管理委员会(NRC)提议对10 CFR 50.75《退役规划的报告与记录保存》进行规则修改，允许某些新反应堆申请人和被许可人提交低于10 CFR 50.75(c)中批准的最低金额表(即“公式”)值的特定设计退役成本估算。

现行法规将退役的最低资金保障限制为最低金额表值或更高。NRC提议对10 CFR第53部分进行类似修改，该部分目前仅允许将特定场地的退役成本估算作为认证金额。这些修改将更广泛地适应新反应堆技术。

纳入核电站简化质量保证标准以及

燃料后处理厂

本拟议规则将在10 CFR Part 50中纳入附录T“核电站和燃料后处理厂简化质量保证标准”。拟议的10 CFR Part 50附录T将为10 CFR Part 50的附录B“核电站和燃料后处理厂质量保证标准”提供一种自愿选择，符合某些条件的申请人可在其各自申请中使用。本行动将通过以下方式支持第14300号行政命令第5节的实施:1)制定基于绩效的质量保证(QA)标准，该标准就相对于其对整个核设施的安全和风险贡献，对将QA要求应用于安全相关构筑物、系统和部件(SSCs)采用分级方法提供明确指导；2)纳入各行业使用的QA术语和方法；3)在申请过程中增强监管确定性；以及4)在适当时取消核管理委员会对受本拟议规则约束的与核电站和燃料后处理厂SSCs相关的产品和服务供应商及销售商的监督。

施工许可证要求及相关许可证的更新

拟议规则将修订10 CFR 50.34“申请内容；技术信息”中与施工许可证所需技术信息相关的申请内容，以删除一些过于规定性的措辞；明确初步安全分析报告中提供的详细程度应足以使核管理委员会做出10 CFR 50.35(a)、10 CFR 50.40“通用标准”和10 CFR 50.50“许可证和施工许可证的颁发”中的认定；并调整一些以轻水反应堆(LWR)为中心的措辞，使其更具技术包容性。还提议对10 CFR第52部分中的平行章节进行相应修改。

10 CFR第50部和第52部的基于风险信息和性能的替代验收标准

美国核管理委员会(NRC)提议修订其法规，在10 CFR 50.220和10 CFR 52.220中新增独立条款，标题为“使用基于风险信息和性能的验收标准替代方案”。这些条款将允许被许可方和申请人自愿提交并使用包含技术的、基于风险信息或性能的验收标准，以替代现有的规定性要求。

此外，NRC提议修订10 CFR第50部附录A，以更新和澄清其关于通用设计准则(GDC)的法规。提议的更改将明确允许偏离GDC，而无需豁免，并将修订GDC 28“反应性限值”，以删除评估控制棒弹出和掉落事故的规定性要求。相反，申请人将被允许为反应性控制系统提出替代设计基准事故。

根据《联邦法规汇编》第10编第52和53部确立反应堆设计在建造和运行期间变更的阈值

根据行政命令14300第5(f)节，美国核管理委员会(NRC)提议修订其与依据《联邦法规汇编》第10编第52和53部许可方法在建造和运行期间进行的反应堆设计变更相关的法规。这些变更将影响依据《联邦法规汇编》第10编第52或53部引用经认证设计或制造许可证的被许可人。这些提议变更的目标是为NRC发起的变更确立适当的阈值，并为被许可人发起的变更提供额外灵活性并减轻不必要的监管负担。

修订《核动力反应堆应急准备规定》

美国核管理委员会(NRC)提议修订其规定，以创建适用于应急准备(EP)的灵活许可途径。根据行政命令14300，NRC对本拟议规则的目标是简化许可程序，为新反应堆技术的部署提供监管确定性，并删除对持牌设施安全重要性较低的规定性语言。这些拟议变更的核心是一种强化的、更基于风险的应急准备方法，以合理保证在发生辐射紧急情况时能够并将采取充分的防护措施。

运营程序的可选提交

本次规则制定将允许开发者选择自愿提交运营程序，以供美国核管理委员会(NRC)结合机器学习(ML)应用程序进行审查和批准。目的是允许建造许可证/运营许可证(CP/OL)和COL申请人灵活地参考机器学习中批准的标准化程序、使用他们自己批准的程序或两者结合使用。对这些程序的早期审查将有助于简化CP/OL或COL审查。

核电站早期场地许可证

美国核管理委员会(NRC)提议修订其法规，修改适用于核电站早期场地许可证(ESP)许可和审批程序的条款。这些修订将消除对ESP有效期的要求，明确各项要求对ESP的适用性，并在NRC的整个法规中提出必要的相应修订，以提高NRC在实施其许可和审批程序方面的必要监管效力和效率。

制造许可证期限延长

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR 52.173《制造许可证期限》和52.181《续期期限》中的规定，将制造许可证(ML)的期限改为40年，续期后的制造许可证期限也为40年。通过对这些规定进行上述提议的修改，制造许可证将与认证设计的期限保持一致，从而提高建造新反应堆的效率。

核电站许可证续期

美国核管理委员会(NRC)提议修订其核电站运营许可证续期的规定。这些修订将延长续期许可证的有效期，允许申请人自愿提出替代的基于风险和绩效的标准，并取消一些与申请流程和批准后记录保存相关的规定性要求。这些变化将提高监管的灵活性和效率，以促进当前核电厂机队的运营延期。

提高反应堆选址标准的灵活性

现有的监管框架要求，1997年1月10日之后提交的所有固定式动力反应堆申请，都要遵循10 CFR Part 100子部分B中的选址标准，即“1997年1月10日及之后固定式动力反应堆选址申请的评估因素”，而不考虑反应堆类型、尺寸、输出功率、放射性后果或其他因素。鉴于美国未来建设和部署所考虑的动力反应堆设计范围广泛，这些因素可能会有很大差异。10 CFR Part 100“反应堆选址标准”中的子部分A“1997年1月10日之前固定式动力反应堆选址申请及试验反应堆的评估因素”，对反应堆选址的监管要求规定性较低，但仅适用于1997年1月10日之前提交的动力反应堆申请，或10 CFR 50.2中定义的试验反应堆申请。为提高对包括非固定式反应堆在内的所有潜在反应堆技术的监管要求的灵活性，此提议的变更将:1)修订10 CFR Part 100的子部分A，以纳入提议的10 CFR 100.3“定义”和DG - 4036“新反应堆申请场地特征分级方法”中定义的1级动力反应堆，以及试验反应堆；2)删除10 CFR Part 100中适用于10 CFR Part 100子部分A的附录A；3)修订10 CFR Part 100的子部分B，以纳入2级动力反应堆，即那些不符合10 CFR Part 100子部分A准入标准的反应堆。此提议的变更将附带关于申请内容的指导草案，包括10 CFR Part 100子部分A的准入标准、对场地参数包中应包含的场地参数的澄清，以及对10 CFR Part 100子部分A和B下所有要考虑的外部危害的场地特征分级方法的解释。此外，NRC提议修订10 CFR Part 100，以保持该机构长期以来倾向于在低人口密度地区选址反应堆的偏好，同时提供灵活性以便在通过比较在这些地区选址反应堆的社会风险和社会效益评估证明合理的情况下，允许在人口密度较高的地区选址反应堆。

将制定这些评估的实施指南。

提高轻水反应堆常规和事故容错燃料设计的富集度

轻水反应堆

美国核管理委员会(NRC)提议修订其与传统和耐事故轻水堆燃料设计使用相关的法规。NRC的目标是在继续合理确保公众健康和安全得到充分保护的同时，对铀-235富集度大于5.0重量百分比的燃料使用建立有效且高效的许可制度。新要求还将涉及与提高富集度和燃耗限值等关键耐事故燃料组件相关的燃料破碎、迁移和扩散问题。

C. 成本与收益

美国核管理委员会编制了一份监管分析草案，以确定拟议规则及相关指南预期的定量和定性成本。监管分析草案得出结论，拟议规则及相关指南将为美国核管理委员会和行业带来18.6亿美元的未折现总净节省(采用7%的折现率为8.021亿美元，采用3%的折现率为12.6亿美元)。

监管分析草案还考虑了美国核管理委员会制定规则决策中应考虑的定性因素。定性因素包括监管效率。拟议规则将使美国核管理委员会能够更好地维护和管理新反应堆许可程序，并确保新反应堆许可要求清晰且恰当。

欲了解更多信息，可参考本文件“文件获取方式”部分所述的监管分析草案。

I. 获取信息与提交评论

A. 获取信息

当就该行动的信息可用性联系美国核管理委员会时，请参考文件编号NRC - 2025 - 0975。您可以通过以下任何一种方法获取与此行动相关的公开信息:

联邦法规制定网站:访问https://www.regulations.gov并搜索文档编号NRC-2025-0975。

美国核管理委员会的全机构文件访问与管理系统(ADAMS):你可以在https://www.nrc.gov/reading-rm/adams.html的ADAMS公共文件馆藏中在线获取公开可用的文件。要开始搜索，请选择“开始ADAMS搜索”。如遇ADAMS问题，请联系美国核管理委员会公共文件室(PDR)参考人员，电话:1-800-397-4209、301-415-4737，或发送电子邮件至PDR.Resource@nrc.gov。为方便读者，本文件“文件获取方式”部分提供了获取本文件中引用材料的说明。
美国核管理委员会公共文件室:公共文件室可预约参观，你可以在那里查阅和订购公开可用文件的副本。要预约参观公共文件室，请在东部时间周一至周五上午8点至下午4点(联邦节假日除外)发送电子邮件至PDR.Resource@nrc.gov，或拨打1-800-397-4209或301-415-4737。
技术图书馆:技术图书馆位于马里兰州罗克维尔市罗克维尔派克11545号双白弗林特北楼，仅接受预约参观。感兴趣的各方可在东部时间周一至周五上午8点至下午4点(联邦节假日除外)通过电子邮件Library.Resource@nrc.gov联系美国核管理委员会技术图书馆预约查阅文件。
公众会议:美国核管理委员会可能会召开公众会议，介绍拟议修正案并回答公众对拟议规则的提问。如果美国核管理委员会决定召开公众会议，将在会议日期后的10个日历日内，在其公众会议网站上发布会议地点、时间和议程的通知。利益相关者应关注美国核管理委员会公众会议网站获取公众会议信息:https://www.nrc.gov/public-involve/public-meetings/index.cfm。

B. 提交评论意见

评论意见必须通过https://www.regulations.gov提交，截止时间为美国东部时间[在《联邦公报》上公布日期后的第45天插入日期]晚上11:59。请在提交评论意见时注明文件编号NRC - 2025 - 0975。

美国核管理委员会提醒您，请勿在提交的评论意见中包含您不想公开披露的识别信息或联系信息。美国核管理委员会将在https://www.regulations.gov上公布所有提交的评论意见，并将评论意见录入ADAMS系统。美国核管理委员会通常不会对评论意见进行编辑以删除识别信息或联系信息。

如果您正在请求或汇总他人提交给美国核管理委员会的评论意见，那么您应告知这些人不要在其提交的评论意见中包含他们不想公开披露的识别信息或联系信息。您的请求应说明，美国核管理委员会在向公众提供评论意见或将评论意见录入ADAMS系统之前，通常不会对评论意见进行编辑以删除此类信息。

二、行政命令14300:下令对核管理委员会进行改革

2025年5月23日，唐纳德·J·特朗普总统签署了行政命令(E.O.)14300，即“下令对核管理委员会进行改革”。第5条“改革和更新核管理委员会的法规”要求核管理委员会(NRC)根据行政命令第2条规定的政策，对其法规和指导文件进行审查和全面修订。本规则制定涉及第5(f)条，该条指示核管理委员会“为核管理委员会在反应堆建设进行期间可能要求改变反应堆设计的情况设定严格门槛”；第5(h)条，该条指示核管理委员会“采用经修订的、在可行情况下确定的和有数据支持的门槛，以确保反应堆安全评估专注于可信、现实的风险”；以及第5(i)条，该条指示核管理委员会“重新考虑关于续期许可证有效期的法规，并根据可用的技术和安全数据适当地延长该期限”。此外，作为核管理委员会对其所有法规进行全面审查的一部分，该机构确定了对核管理委员会法规的一些其他更改，这些更改将提高其许可程序的效率和效力，本规则制定中也包括这些更改。在制定拟议的更改时，核管理委员会考虑了增加核能供应和创新对我们的经济和国家安全的好处，这符合2024年《加速部署通用先进核能促进清洁能源法》(ADVANCE法案)第501(a)条和行政命令14300第3条的规定。

三、背景 - 某些结构、系统和组件的快速建造

A. 建造的定义

经修订的1954年《原子能法》(AEA)第185条要求，如果此类许可证申请被美国核管理委员会(NRC)接受，NRC须向建造或改造生产或利用设施的许可证申请人颁发建造许可证(CP)。然而，“建造”一词在AEA中并未在任何地方进行定义。相反，建造在联邦法规汇编第10编(10 CFR)第50部“生产和利用设施的国内许可”的第50.10节“所需许可证；有限工作授权”中进行了定义。委员会上次更新此定义是在2007年，作为有限工作授权(LWA)最终规则“核电站的有限工作授权”(72 FR 57416；2007年10月9日)的一部分。

在制定2007年LWA最终规则中的此建造定义时，委员会得出结论，建造的定义应与该机构的管辖权并行，因为建造定义之外的活动无需事先授权。因此，委员会“确定建造应包括与辐射健康和安全或共同防御与安全有合理关联的所有活动”(72 FR 57429；2007年10月9日)。对于2007年LWA最终规则，属于建造定义范围内的结构、系统和部件(SSC)的范围源自10 CFR 50.65(b)中定义的核电站维护有效性监测计划中所包含的SSC的范围，因为“该定义广为人知且在其实施方面有良好共识”(72 FR 57429 - 30；2007年10月9日)。这些SSC补充了符合应急准备和安全法规所需的那些内容，因为它们也与辐射安全有合理关联或对于共同防御与安全是必需的。

新的反应堆设计和部署策略，以及从先前示例中吸取的经验教训，有必要重新审视10 CFR 50.10中建造定义的应用如何可能不必要地限制使用现代建造技术按优化时间表建造核电站。此外，一些建造核电反应堆的潜在申请人表示，基于其业务需求以及SSC缺乏安全重要性，他们希望在获得CP或综合许可证(COL)之前且无需LWA的情况下，提前建造设施的部分内容，例如留在挖掘中的永久材料，甚至是电站系统的其余部分。委员会认识到，建造或安装某些设施SSC所进行的活动不会影响这些SSC的安全重要功能，尽管2007年规则可能被理解为要求对建造或安装它们进行许可，并且NRC在这些活动发生之前无需对其进行授权。此外，NRC已考虑并批准了对当前建造定义的豁免，以允许申请人建造NRC行使权力但建造对SSC的安全功能不重要的SSC。

B. 一般许可证

关于利用设施的一般许可证，《原子能法》第109节“设施的组件及其他部分”授权委员会，就委员会根据《原子能法》第11cc.(2)节确定的那些利用设施，“为根据[《原子能法》]第101节要求获得许可的国内活动颁发一般许可证”。《原子能法》第11cc.(2)节将此类设施定义为“委员会确定的、专门为[《原子能法》第11cc.(1)节所定义的利用设施]设计的任何重要组成部分”。根据《原子能法》第109节，如果委员会“书面确定此类一般许可不会对共同防御和安全构成不合理风险”，则可颁发一般许可证，授权建造此类“重要组成部分”。

为了适应一些潜在供应商正在提议的新反应堆设计的商业模式，并为先进反应堆技术实现快速部署战略，美国核管理委员会计划修订其法规，允许对利用设施的重要组成部分的建造使用一般许可证。

四、讨论 - 某些结构、系统和部件的快速建造

A. 建设的定义

美国核管理委员会(NRC)提议修订其法规，以更新10 CFR 50.10、10 CFR 51.4(“定义”)和10 CFR 53.020(“定义”)中“建设”的定义，以便利用现代建设技术在优化的时间表上安全建设核电站。

具体而言，本拟议规则将修订建设的定义，以包括那些建设会影响其执行安全相关或安全重要功能能力的安全相关组件(SSC)，因此，在开始建设之前需要获得NRC的批准。这一变更的另一个目的是在合理的情况下，给予许可证申请人更大的灵活性，以便在颁发许可证之前建造或安装其安全相关或安全重要功能不会受到现场活动显著影响的SSC。未经NRC授权而建造的那些SSC，作为随后颁发的任何运营许可证(OL)的一部分，仍可能需要遵守额外的运行要求。

B. 安全审查

自2007年《低放废物管理最终规则》发布以来，美国核管理委员会注意到，未来先进反应堆的申请者在设计其设施时考虑到了核安全相关系统(SSC)与电厂其余部分的分离，以至于当前施工活动定义中的许多标准不适用于某些SSC。一些利益相关者坚持认为，此类SSC与安全没有合理的关联，因此未满足的标准对于为公众健康和安全提供充分保护的合理保证并非必要；因此，那些未满足的标准是不需要的，或者不符合该规则的基本目的。由于缺乏对定义的修订，其余未满足的标准使得未来的申请者在未首先获得低放废物管理许可、建造许可证、运营许可证或豁免的情况下，无法建造此类部件。

拟议的施工定义将限于那些施工活动可能对辐射健康和安全产生重大影响的SSC。对于其他SSC，即使那些在运行期间可能与辐射健康和安全有关联的SSC，运营要求也应足够，美国核管理委员会无需对这些SSC的建造进行许可。

这一拟议变更所提供的灵活性将依赖于申请者对设施的SSC进行的分析和分类，将其分为符合和不符合施工定义的两类。

符合施工定义的SSC应仅包括那些执行安全相关功能或执行安全重要功能且这些功能的成功完成可能会受到施工影响的SSC。对于那些SSC，需要美国核管理委员会事先批准施工，因为这些SSC的设计或施工不当可能会在运行期间对辐射风险产生重大影响。

为遵守10 CFR 50.160《小型模块化反应堆、非轻水反应堆以及非电力生产或利用设施的应急准备》、10 CFR 50.47《应急计划》以及10 CFR Part 50附录E《生产和利用设施的应急规划与准备》或10 CFR 53.855《应急准备》(视情况而定)而进行的建造现场应急设施的活动，将不被视为符合施工定义的SSC。从历史上看，应急响应设施(ERF)因其与辐射健康和安全有合理关联而被纳入，但它们不符合拟议的10 CFR 50.10(a)(1)(i)至(iii)或10 CFR 53.020中的标准。相反，申请者应遵守10 CFR 50.160或10 CFR 50.47以及10 CFR Part 50附录E或10 CFR 53.855(视情况而定)的要求。申请者需要了解10 CFR 50.160或10 CFR 50.47以及10 CFR Part 50附录E或10 CFR 53.855对ERF的所有功能要求。这些功能要求需要在运行前的演练中得到验证，这将满足ERF以前被纳入施工定义的历史原因。

对于10 CFR第50部和第52部“核电站的许可证、认证和批准”下的许可证申请人，对建造定义的拟议修订还将支持对根据2020年6月发布的监管指南(RG)1.233《关于技术包容、风险知情和基于性能的方法以告知非轻水反应堆许可证、认证和批准申请的许可基础和内容的指南》中所述的技术包容、风险知情和基于性能的方法获得许可的设计使用安全相关组件(SSC)分类方法。在此框架下，申请人将使用其对设计的概率风险评估(PRA)来分析SSC的功能。如RG 1.233中所解释的，申请人的分析将导致SSC被分类为以下四类之一:“安全相关”、“需特殊处理的非安全相关”、“无需特殊处理的非安全相关”以及“所有其他SSC”(无需特殊处理)。在RG 1.233方法中，“安全重要”的SSC包括所有被分类为“安全相关”或“需特殊处理的非安全相关”的SSC。那些其建造可能影响其安全重要功能，因此属于修订后的10 CFR 50.10(a)(1)(i)和(ii)中建造定义范围内的SSC，可能仅包括那些经分析并被分类为安全相关或需特殊处理的非安全相关的SSC。某些需特殊处理的非安全相关SSC的子集可能没有会受到该SSC建造影响的安全功能。对于这些情况，申请人可以提供进一步信息，证明将该SSC排除在建造定义之外是合理的。所有被分类为“无需特殊处理的非安全相关”或“所有其他SSC”的SSC，根据这些标准可能不会被纳入建造定义，因为正如在PRA中所表明的，按照该方法评估，它们对安全的影响可以忽略不计。因此，对10 CFR 50.10的拟议修订将使参考RG 1.233的申请人在进行施工前活动时有更大的灵活性。

10 CFR第50部或第52部下的申请人在确定SSC是否符合拟议的10 CFR 50.10(a)(1)(i)至(iii)中的标准时，将确认其他考虑因素并不要求最终的SSC清单应另行遵守10 CFR第50部附录B“核电站和燃料后处理厂的质量保证标准”中关于设计的核管理委员会(NRC)质量保证(QA)要求。10 CFR第50部附录B的准则III规定了设计控制要求，10 CFR第50部附录B包括适用于受10 CFR第50部附录B约束的SSC设计的其他要求(例如记录和审核要求)。

此外，10 CFR第50部和第52部下的申请人还将确认其他考虑因素并不要求任何其他SSC应遵守10 CFR第50部附录A中的通用设计准则(GDC)1“质量标准和记录”。10 CFR第50部附录A的准则1也对虽对安全重要但与安全无关的SSC规定了相应要求，前提是这些要求与SSC对安全的重要性相称。与安全相关的SSC需遵守10 CFR第50部附录B中的所有要求，包括适用于设施运行的QA要求。

将拟议的附录T“核电站和燃料后处理厂的简化质量保证标准”中关于设计的QA要求应用于10 CFR第50部(见本文件第十六节)，也可能影响10 CFR第50部、第52部或第53部“商用核电站的风险知情、技术包容监管框架”下申请人的建造定义。具体而言，本规则中拟议的建造定义将包括受10 CFR第50部拟议附录T要求约束的SSC，以及在某些情况下为这些SSC建造的结构。

10 CFR第50部和第52部规定下的申请人必须遵守10 CFR第50部附录A的准则1。该准则要求“对安全重要的安全相关物项应按照与待执行安全功能的重要性相称的质量保证标准进行设计、制造、安装和试验”。然而，一个安全相关物项可能要遵守运行性能要求，但根据一般设计准则1，如设计质量保证，却无需采取质量保证措施。具体而言，该安全相关物项可能是商业级的，但也要遵守特定的运行性能要求。这样的安全相关物项可以在无许可证的情况下建造。该方法的基本原理基于这样一个事实，即如果没有核管理委员会对安全相关物项的设计、制造、安装和试验的质量保证要求，那么就没有与核安全独特相关的内容供核管理委员会就该安全相关物项的建造予以批准。此外，对确实执行安全功能的安全相关物项运行的设计限制将防止或减轻不受核管理委员会适用于建造的质量保证要求约束的安全相关物项失效的安全影响。因此，即使该安全相关物项的运行与核安全有合理关联，此类安全相关物项的建造与核安全也没有合理关联。

对运行安全有影响的安全相关物项的失效可能需要对响应此类失效而执行安全功能的安全相关物项提出运行要求，并可能对安全相关物项本身提出运行要求。

申请人将安全相关物项指定为不符合建造定义的物项，并不妨碍核管理委员会为解决辐射健康和安全问题而施加此类运行要求。

当被许可人计划开展重大的施工前活动时，核管理委员会鼓励进行申请前的沟通，以协助核管理委员会工作人员进一步了解哪些安全相关物项在施工阶段与辐射健康和安全有合理关联。申请人可以在申请前互动过程中向核管理委员会通报其遵守法规的计划，包括安全相关物项分类方法。核管理委员会工作人员将酌情提供反馈。或者，一个或多个潜在的许可证申请人可以提出通用的安全相关物项分类方法，核管理委员会工作人员可以在特定许可行动之外对其进行审查并认可为可接受的指导。然后，多个申请人可以参考经批准的方法。

与现有法规类似，如果拟议规则下的申请人确定某个安全相关物项属于拟议的10 CFR 50.10或53.020中建造定义的范围，则需要向核管理委员会提交豁免申请或有限工作授权申请，以便在颁发建造许可证或运行许可证之前进行此项建造活动。与现有程序类似，如果符合适用的10 CFR 50.10(d)和(e)或10 CFR 53.1130“有限工作授权、通用许可证”的基本要求，将批准有限工作授权申请。

C. 环境审查

如本文件第四章A节“建设定义”所述，对于不符合10 CFR 51.4中建设定义的特殊核设施，建造许可证(CP)、联合许可证(COL)或许可证修正案(LWA)申请人无需获得美国核管理委员会(NRC)的许可证。只要没有其他联邦行动授权这些活动，根据10 CFR 51.20至51.22，就无需根据《国家环境政策法》(NEPA)进行环境审查。建造被排除在建设定义之外的特殊核设施所进行的活动不属于NRC许可行动的一部分，因为此类建设活动与核安全没有合理的关联，即使特定特殊核设施的运行与核安全有合理的关联。申请人将在许可证颁发之前建造的特殊核设施归类为不具有安全重要性，并不妨碍NRC通过后续行动对这些特殊核设施施加运行要求。

对于符合建设定义且NRC将授权建设的特殊核设施，NRC必须根据适用的10 CFR 50.10或53.610“建设”以及10 CFR第51部“国内许可及相关监管职能的环境保护规定”的申请要求进行环境审查。

D. 通用许可证和通用终局性

美国核管理委员会(NRC)提议新增10 CFR 50.10(h)和53.1130(e)，以落实《原子能法》第109条的授权，创建一项通用许可证，允许建造特定类别的商业核电站的重要组成部分。特定类别的核电站将是那些NRC先前在一项许可行动中批准的设计的核电站，在该行动中NRC还授予了“通用终局性”(如后文所述)，并且其运行已获授权。根据《原子能法》第11cc.(2)条被定义为利用设施并受通用许可证约束的重要组成部分将是除反应堆容器、反应堆冷却剂系统以及相关的反应性控制和热移除系统之外在现场建造的核电站部分。通用许可证将在提交一份授权建造核电站的许可证申请并附上条件后，授权建造重要组成部分。这些条件将提供合理保证，确保公众健康与安全以及共同防御与安全得到充分保护，并且还将确保进行适当水平的环境审查。NRC还提议对10 CFR 50.10(c)和53.610(b)进行相应修改，规定可分别根据10 CFR 50.10(h)和53.1130(e)颁发的通用许可证进行建造。

通用许可证授权的建造活动将限于那些其先前批准的设计已获得通用终局性的安全相关构筑物、系统和部件(SSC)，但不包括反应堆容器、反应堆冷却剂系统以及相关的反应性控制和热移除系统。NRC预计，通过通用许可证批准的SSC建造将针对那些对拟议部署地点的特定场地特征不具有固有敏感性的SSC。尽管从概念上讲，特定设计中的许多SSC建造可以通过通用许可证批准，但NRC不能通过此规定批准整个利用设施的建造。

拟议的新规定将使未来的申请人仅在与设计、建造和运行相关的重大安全和环境问题以适用于信息预期用途的方式得到一般性解决时，才能引用先前审查和批准的信息。例如，为了符合通用许可证的条件，申请人必须引用一个由NRC授予通用终局性、在NRC监督下成功建造并投入运行的核反应堆设计。此外，申请人提议的场地必须落在通用终局性申请中提供的相应场地参数范围内。因此，符合拟议新规定的申请将提供合理保证，确保公众健康与安全以及共同防御与安全得到充分保护，等同于满足现有规定，并且对于所引用的反应堆设计将有事先听证机会。此外，拟议的规定将要求通用许可证持有人允许NRC进行委员会认为与根据通用许可证进行的活动相关的必要检查。

通用许可证规定还将包括解决环境考虑因素的条件。已获得通用终局性批准的核电站的运行许可证(OL)或建造许可证(COL)(视情况而定)要么已满足分类排除标准，要么在编制环境评估后被认定无重大影响。只要拟议核电站的环境特征落在已获得通用终局性批准的核电站的环境参数范围内，后续核电站的环境影响将不超过已批准核电站的影响且将是可接受的。此外，提议使用通用许可证的申请人必须提出一项计划，以便在必要时纠正因根据通用许可证开展活动而产生的任何不利环境影响。这一拟议要求将类似于10 CFR 50.10(d)(3)(iii)中的要求，该要求将纠正计划作为低放废物处置申请的一部分，以及10 CFR 50.12(b)(2)中的要求，该要求要求委员会在确定是否授予在颁发建造许可证之前进行建造活动的豁免时考虑纠正不利环境影响。

拟议的通用许可证规定还将要求通用许可证持有人通知NRC，其负责获取的与拟议行动相关的所有适用许可证、执照、批准和其他授权均已获得。此外，拟议的通用许可证将要求已完成适用的联邦环境磋商。这将确保除非NRC拥有履行其根据《原子能法》、《国家环境政策法》和其他相关法律进行环境审查义务所需的信息，否则建造活动不会开始。

此外，拟议的通用许可证规定将明确，通用许可证持有人根据通用许可证开展的任何活动或代表其开展的任何活动，完全由通用许可证持有人承担风险，并且与根据《原子能法》的要求以及根据《原子能法》发布的规则、条例或命令颁发许可证无关。但是，通用许可证持有人可以通过谨慎选址以确保场地特征在假定的场地参数范围内，并通过按照适当的质量保证和适任计划开展建设活动，来降低这种额外的监管风险。

根据10 CFR 50.10(h)和53.1130(e)中拟议的通用许可证要求，委员会已确定，此类通用许可仅适用于利用设施的部分，不会对共同防御和安全构成不合理风险，因此，符合《原子能法》第109a条赋予委员会的权力。

此外，为便于使用通用许可概念，核管理委员会提议对以下法规进行相应修改。

核管理委员会提议新增10 CFR 50.34(b)(14)，要求那些请求核管理委员会就通用终局性做出认定的10 CFR Part 50申请人的运行许可证申请，包括为设计假定的适用场地参数，包括相关外部危害的设计基准外部危害水平，以及根据这些场地参数对设计进行的分析和评估。同样，核管理委员会提议在10 CFR 53.1369“运行许可证申请内容；技术信息”中新增(bb)款，适用于10 CFR Part 53“商业核电站风险知情、技术包容的监管框架”的运行许可证申请，目的相同。对于10 CFR Part 52或53下的建造许可证申请，此申请内容要求将分别纳入新的10 CFR 52.79(a)(48)和53.1416(i)。场地参数可以与运行许可证或建造许可证申请中提议的通用终局性所针对的反应堆场地所确定的场地特征相同或更严格。

核管理委员会还提议新增10 CFR 50.58(b)(7)，要求委员会在10 CFR 2.105要求的运行许可证申请的拟议行动通知中，将通用终局性请求作为拟议行动包含在内。同样，核管理委员会还提议在10 CFR 53.1375“申请审查”中新增(b)(2)款，要求委员会在10 CFR 2.105要求的10 CFR Part 53运行许可证的拟议行动通知中，将通用终局性请求作为拟议行动包含在内。对于建造许可证申请，核管理委员会提议新增10 CFR 52.85(b)和53.1422(b)(2)，要求委员会分别在10 CFR 2.104要求的10 CFR Parts 52和53下建造许可证申请的听证通知中，将通用终局性请求作为拟议行动包含在内。这些修改将为公众提供就通用终局性请求进行听证的机会。此外，委员会根据10 CFR 2.309(d)(2)对听证请求或干预许可申请的裁决将考虑，如果许可程序中解决的事项获得通用终局性，申请人可能对申请感兴趣。这将使财产、财务或其他利益不会受到特定反应堆运行许可证或建造许可证发放直接影响的申请人，有机会就将获得终局性的设计通用方面进行干预，因此，如果在后续影响申请人财产、财务或其他利益的申请中提及，将不会进行听证。

与之前的讨论一致，核管理委员会提议新增10 CFR 50.57(d)，如果委员会认定拟议的通用设计可以在具有符合设计假定场地参数特征的场地进行建造和运行，则允许委员会对根据10 CFR Part 50许可的利用设施设计的通用方面给予通用终局性，包括根据10 CFR 50.34(b)(14)提交的假定场地参数。出于同样原因并在相同条件下，核管理委员会提议在10 CFR 53.1387“运行许可证的颁发”中新增(e)款，允许委员会对根据10 CFR Part 53许可的商业核电站设计的通用方面给予通用终局性，包括根据10 CFR 53.1369(bb)提交的假定场地参数。

同样，美国核管理委员会(NRC)提议新增10 CFR 52.97(d)，如果委员会认定拟议的通用设计能够在具有符合该设计假定厂址参数特征的厂址上建造和运行，那么该条款将允许委员会对依据10 CFR第52部获得许可的使用设施设计的通用方面给予通用终局性认定，包括依据10 CFR 52.79(a)(48)提交的假定厂址参数。出于同样原因并在相同条件下，NRC提议在10 CFR 53.1440“联合许可证的颁发”中新增(d)款，这将允许委员会对依据10 CFR第53部获得许可的商业核电站设计的通用方面给予通用终局性认定，包括依据10 CFR 53.1416(i)提交的假定厂址参数。

10 CFR 50.59“变更、试验和实验”中的规定，确立了对运行许可证(OL)最终安全分析报告(FSAR)中所述设施部分进行变更的要求，这些规定适用于已获得通用终局性认定的使用设施设计的通用方面，因为该设计信息将包含在OL的FSAR中。同样，10 CFR 50.59中的规定适用于COL FSAR中所述且已获得通用终局性认定的使用设施设计的通用方面。

同样，10 CFR第53部中确立对FSAR中所述设施部分进行变更要求的规定，适用于已获得通用终局性认定的使用设施设计的通用方面。

NRC提议新增10 CFR 50.58(b)(8)和52.98(h)，以纳入关于NRC审查和听证方面，对10 CFR第50部OL和10 CFR第52部COL部分的终局性认定要求。提议的10 CFR 50.58(b)(8)将要求委员会将依据10 CFR 50.57(d)获得终局性认定的下述程序或执法听证(10 CFR 2.202(e)(1)规定的除外)中提及的任何问题视为已解决。提议的10 CFR 50.58(b)(8)将确保在通用终局性认定批准申请(如适用，包括反应堆设计的充分性)中解决的问题，不会在许可证申请中引用该信息的许可证程序中重新裁决。提议的10 CFR 52.98(h)将对具有通用终局性认定的COL包含基本相同的规定。

为解决10 CFR第53部中的通用终局性认定问题，NRC提议在10 CFR 53.1390“运行许可证的终局性认定”的新(b)款和10 CFR 53.1443“联合许可证的终局性认定”的新(g)款中添加类似规定。

提议的10 CFR 53.1390(b)将要求委员会在颁发建造许可证(CP)、运行许可证(OL)或联合许可证(COL)的程序中，或在任何执法听证(10 CFR 53.1390(a)发起的除外)中，将在引用的OL的申请或续期程序中解决的那些事项视为已解决，如适用，包括在引用的OL依据10 CFR 53.1387(e)获得终局性认定时反应堆设计的充分性。

提议的10 CFR 53.1443(g)将要求委员会在颁发CP、OL或COL的程序中，或在任何执法听证(10 CFR 53.1443(a)发起的除外)中，将在引用的COL的申请或续期程序中解决的那些事项视为已解决，如适用，包括在引用的COL依据10 CFR 53.1440(d)获得终局性认定时反应堆设计的充分性。

按照拟定内容，如果美国核管理委员会确定通用最终批准或相关技术信息存在需要该委员会采取行动的安全问题，那么拟定的通用最终性条款将允许该委员会根据适用的改造要求采取适当行动或发布最终性规定。如上所述，拟议规则条款下的通用最终性不适用于某些执法听证会。例如，拟议的《联邦法规汇编》第10编50.58(d)(8)条规定，最终性将部分适用于“除委员会根据本章( \text{ § } )2.202(e)(1)发起的执法听证会之外的任何执法听证会”(重点后加)。《联邦法规汇编》第10编2.202(e)(1)条规定的执法听证会是指涉及修改《联邦法规汇编》第10编第50部分许可证的改造，此类命令及相关程序必须遵循《联邦法规汇编》第10编50.109条。因此，在这种情况下通用最终性不适用，这样如果满足了《联邦法规汇编》第10编50.109条中的改造要求，美国核管理委员会就可以采取适当行动。同样，《联邦法规汇编》第10编52.98(h)、53.1390(b)和53.1443(g)条中拟议的通用最终性条款将规定，通用最终性适用，但分别根据《联邦法规汇编》第10编52.98(a)、53.1390(a)和53.1443(a)条中的最终性规定发起的执法听证会除外。

五、背景 - 反应堆安全评估的确定且有数据支持的阈值

行政命令14300第5(h)节指示美国核管理委员会“采用经修订的、在可行情况下确定且有数据支持的阈值，以确保反应堆安全评估聚焦于可信、现实的风险”。

美国核管理委员会评估了“反应堆安全评估”，重点关注为以下目的进行的评估:1) 证明安全相关的安全重要物项在设计基准事件(DBE)期间的能力(例如，如NUREG-0800《核电站安全分析报告审查标准审查计划:轻水反应堆版》第15章“瞬态和事故分析”中所述)，以及2) 验证安全重要物项承受某些设计基准条件的能力，包括自然现象和环境条件(例如，强风、地震事件以及正常运行和事故场景期间的条件)。为有效落实行政命令14300中的指示，美国核管理委员会得出结论，最合适的方法是澄清10 CFR 50.2《定义》中的术语，以确保安全评估聚焦于可信、现实的风险。

选择设计基准事件和相关设计基准参数是确定核设施安全性的关键前提条件。设计基准事件用于确定需遵循更严格质量保证要求的安全重要物项子集，并确定这些安全重要物项在正常运行、预期运行事件和事故条件下必须展示的性能能力。例如，10 CFR 50.46《轻水核动力反应堆应急堆芯冷却系统的验收标准》要求分析假设的冷却剂丧失事故，以验证应急堆芯冷却系统(ECCS)设计的充分性。除了在设计基准事件期间分析安全重要物项性能的一般要求外，其他法规还规定了额外的、针对特定事件的事故分析，通常称为超设计基准事件(BDBE)。例如，10 CFR 50.63《所有交流电源丧失》规定了与电厂在规定持续时间内承受并从全厂断电(SBO)恢复的能力相关的要求。

建造许可证(CP)和运行许可证(OL)申请所需的技术信息，包括初步安全分析报告(PSAR)和最终安全分析报告(FSAR)的内容，在10 CFR 50.34《申请内容；技术信息》中有概述。除其他要求外，申请人需评估选址考虑因素以及旨在预防事故并减轻其后果的安全重要物项的设计和性能。10 CFR Part 52中描述的监管流程对申请内容包括类似的技术信息要求(例如，如10 CFR 52.17《申请内容；技术信息》、52.47《申请内容；技术信息》、52.79《申请内容；最终安全分析报告中的技术信息》、52.137《申请内容；技术信息》以及52.157《申请内容；最终安全分析报告中的技术信息》中所规定)。

与安全评估性能相关的技术信息分别记录在CP、OL和COL的初步安全分析报告或最终安全分析报告中。最终安全分析报告描述了用于确定设计基准和进行安全分析的评估方法、安全重要物项的设计和性能要求，以及用于证明这些安全重要物项能够执行其预期安全功能的方法。因此，最终安全分析报告是核设施许可证基础的重要组成部分。它还用于确定许可证基础变更的适当监管流程，例如由10 CFR 50.59《变更、试验和实验》或10 CFR 50.90《许可证、建造许可证或早期场地许可证修订申请》所管辖的变更。

在动力反应堆许可证框架内，“安全相关”一词用于识别需要特殊处理的安全重要物项，包括质量保证控制、环境鉴定以及符合适用的行业规范和标准。10 CFR 50.2中提供的“安全相关安全重要物项”的当前定义使用“设计基准事件”一词来定义识别安全相关安全重要物项所需的安全评估范围。然而，10 CFR 50.2未包括“设计基准事件”的相应定义，也未提供选择设计基准中要考虑事件的标准。虽然10 CFR 50.49《核电站安全重要电气设备的环境鉴定》包括设计基准事件的定义，但该定义未明确适用于10 CFR 50.2中安全相关安全重要物项的定义，也未提及使用确定且有数据支持的阈值。

传统上，用于识别安全相关结构、系统和部件(SSC)的设计基准事件(DBE)谱，如10 CFR 50.2中所定义，是基于NUREG - 0800第15章中的信息。虽然这种方法对于为与当前运行的动力反应堆机队设计相似的大型轻水反应堆(LWR)颁发许可证很有效，但NUREG - 0800中描述的DBE对先进轻水反应堆设计和非轻水反应堆设计的适用性可能有限。例如，当前定义中对“DBE”一词缺乏更具技术包容性的定义，在需要特殊处理的SSC子集的清晰度和可靠性方面带来了挑战。

此外，这还可能导致需要进行一些并非专注于可信、现实风险的安全评估。因此，基于确定的、有数据支持的数据阈值来明确什么构成DBE，将提高未来动力反应堆许可证审查的效率和一致性。因此，美国核管理委员会(NRC)提议在10 CFR第50部中为DBE提供一个定义。

尽管如此，美国核管理委员会(NRC)尚未确定有必要对10 CFR 50.2中的“设计基准”一词提出相应修订。“设计基准”一词在10 CFR 50.2中定义为识别设施的结构、系统或部件要执行的特定功能，以及为控制参数选择的特定值或值范围作为设计参考界限的信息。该定义进一步阐明，设计基准值可以是1)从实现功能目标的普遍接受的“最新技术水平”实践中得出的约束条件，或2)基于对假设事故影响的分析得出的要求，对于这些事故，安全相关物项(SSC)必须满足特定的功能目标。设计基准与安全评估通过两种方式相关联:1)通过设计基准事件(DBE)和严重设计基准事件(BDBE)评估确定的安全相关物项的性能能力，以及2)安全相关物项的设计参数，这些参数源自要执行功能的运行环境，包括对自然现象和环境因素的考虑。美国核管理委员会已确定10 CFR 50.2中现有的设计基准定义提供了足够的灵活性，以支持使用确定的、有数据支持的阈值。实际上，美国核管理委员会已经在包括大风、洪水和地震危险在内的几个领域将确定的和有数据支持的阈值应用于设计基准属性的选择。因此，没有必要进行规则制定来修订设计基准的定义。但是，美国核管理委员会正在发布指导草案(DG)，该草案将在DG-1454《反应堆安全评估中确定的和有数据支持的阈值的实施》中提供更多细节，以支持该领域的一致应用。

“严重设计基准事件”(BDBE)一词此前在10 CFR 50.2中未被定义。然而，从正在进行的核电站风险研究以及运行经验中吸取的教训，历史上促使NRC识别并处理超出最初定义的DBE集的核电站事件和情况，这些事件可能导致足以对公众健康和安全构成危害的放射性物质释放。因此，当从运行经验中出现风险洞察时(例如10 CFR 50.63中的全厂断电(SBO)和10 CFR 50.62中的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)，“轻水冷却核电站未能紧急停堆(ATWS)事件的风险降低要求”)，NRC已施加了额外要求来处理此类事件。这些要求将监管关注范围扩展到了传统DBE范围之外。在制定本拟议规则制定时，NRC最初考虑了一个将这些类型的事件纳入DBE类别的框架。然而，对诸如SBO和ATWS等事件的监管经验表明，这些类型的事件可以在不与DBE进行相同监管处理的情况下得到充分解决。因此，在本拟议规则中正式纳入BDBE类别将为对此类事件应用分级监管处理提供一个框架。这将使NRC能够处理那些不需要仅通过安全相关SSC或保守安全评估来缓解的对公众健康和安全的风险。因此，NRC提议在10 CFR第50部中为BDBE提供一个定义。

六、讨论 - 反应堆安全评估的确定且有数据支持的阈值

拟议的修改将修订10 CFR 50.2，以增加“设计基准事件”和“超设计基准事件”的定义。拟议的修改将包括对10 CFR 50.49(b)(1)(ii)中“设计基准事件”定义的相应修订。如果本拟议规则作为最终规则发布，这些修改将适用于在最终规则生效日期后180天及之后提交的未来10 CFR第50和52部分的申请；但是，10 CFR第50或52部分下的现有申请人、被许可人及批准持有人可以自愿选择采用这些修改。与拟议的修改并行，美国核管理委员会(NRC)制定了DG - 1454，其将1)描述将事件分类为设计基准事件(DBE)或超设计基准事件(BDBE)的确定且有数据支持的阈值，2)概述每个事件类别的分级评估方法，以及3)阐明选择用作安全相关构筑物、系统和部件(SSC)设计中参考界限的设计基准控制参数的过程。本指南将使用始发事件频率和定性标准对事件进行分类，与10 CFR第50部分(并在10 CFR第52部分中引用)中描述的当前安全评估框架保持一致。此外，本指南将描述识别、分组和量化始发事件的可接受方法，以确保它们被归入适当的类别。虽然可以使用替代方法，例如根据事件序列定义阈值，但通常需要进行全面的风险评估或其他系统风险评估以确定序列频率。为避免施加10 CFR第50部分目前未包括的额外要求，将事件选择锚定到始发事件频率将提供一种确定且有数据支持的方法，而不会增加监管负担。

为设计基准事件和超设计基准事件添加普遍适用的定义将提高监管清晰度，并使在选择始发事件时能够使用客观标准。在指南中建立阈值标准、分级评估方法以及设计基准参数的选择过程，将确保向申请人和被许可人提供美国核管理委员会可接受的方法，同时确保申请人在需要时能够灵活地证明独特方法的合理性，而无需豁免。

添加超设计基准事件的定义及相应阈值将允许减少在低频事件安全评估中应用的不必要保守性。美国核管理委员会得出结论，与超设计基准事件相关的反应堆安全评估属于10 CFR 50.34的应用要求现有内容以及10 CFR第52部分类似章节的范围。具体而言，与设施安全相关构筑物、系统和部件的设计和性能分析与评估相关的要求，其目的是评估对公众健康和安全的风险，包括对超设计基准事件的考虑。一些现有法规已经涉及许可基准中最初未考虑的特定事件或被视为超设计基准事件(示例包括但不限于未能紧急停堆预计运行瞬态(ATWS)、导致全厂断电(SBO)的所有交流电源丧失事件以及可燃气体控制)。对于可能选择采用设计基准事件和超设计基准事件拟议定义的当前申请人、被许可人或批准持有人，以及将被强制使用拟议定义的未来申请人，本规则制定不会改变法规具体涉及的超设计基准事件(如ATWS和SBO)的处理方式。然而，采用超设计基准事件定义可能会将一些法规未具体涉及且被确定为不可信的事件排除在考虑范围之外。

同样，假设裂变产物大量释放的评估仍将按照10 CFR 50.34(a)和10 CFR 50.67“事故源项”进行。对于轻水反应堆，释放将进入安全壳。对于其他设计，考虑到潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及任何旨在减轻事故后果的裂变产物清理系统，释放可能表示为向环境的释放。这些评估将涉及设施中设计的安全特征以及在放射性物质向环境释放发生之前因事故必须突破的那些屏障。符合10 CFR 50.34(a)和10 CFR 50.67要求的评估依赖于保守的建模假设。例如，如监管指南1.183“评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射源项”中所述，源项裂变产物释放分数源自一组事故序列，许多物理过程和现象由极限假设表示而非直接建模。此外，这些评估在提供缓解能力时仅考虑与安全相关的特征。因此，该评估通常包含在NUREG - 0800第15章(例如，第15.0.1节或第15.0.3节)中分析的设计基准事件范围内。

10 CFR 50.2中当前对设计基准的定义规定，控制参数既可以从公认的“最新技术”实践中得出，也可以从分析(基于计算或实验)中得出。美国核管理委员会已确定，这一定义足够宽泛，能够适应通过指南实施的确定的、有数据支持的阈值的使用，而无需进行规则制定变更。设计基准通过两种主要方式确定:1)减轻设计基准事件和超设计基准事件所需的功能性能能力；2)从执行该功能的运行环境中得出的设计参数，包括自然灾害和环境条件。第一个要素通过在10 CFR 50.2中增加设计基准事件和超设计基准事件的拟议定义来解决，这将把安全评估重点放在可信和现实的风险上。关于第二个要素，美国核管理委员会在制定适当的确定的、有数据支持的阈值以应对自然现象和环境条件的防护方面积累了丰富经验。示例包括龙卷风风评估(监管指南1.76，“核电站的设计基准龙卷风及龙卷风飞射物”)、飓风风评估(监管指南1.221，“核电站的设计基准飓风及飓风飞射物”)以及地震危害评估(监管指南1.208，“一种基于性能的方法来定义特定场地的地震地面运动”)。美国核管理委员会已制定DG - 1454以利用该领域的现有实践并进一步明确设计基准的选择。

VII. 背景 - 10 CFR 50.49脚注3中IEEE - 323 - 1974参考文献的删除

与安全相关的构筑物、系统和部件在10 CFR 50.2“定义”中有规定。与安全相关的电气设备和1E级设备之间的关系最初是通过10 CFR 50.49“核电站安全重要电气设备的环境鉴定”的脚注3确立的。颁布10 CFR 50.49的最终规则，包括10 CFR 50.49的脚注3(《联邦法规汇编》第48卷，第2733页；1983年1月21日)部分内容如下:“最终规则的范围涵盖通常称为‘与安全相关’的那部分对安全重要的设备(委员会将其解释为本质上是[电气和电子工程师协会(IEEE)]- 323 - 1974中定义的‘1E级’设备)。”

“与安全相关”和“1E级”之间的联系现在由一个更新的标准——IEEE标准308“核电站1E级电力系统的IEEE标准准则”确立，美国核管理委员会在监管指南1.32“核电站电力系统准则”中认可了该标准。

八、讨论 - 删除10 CFR 50.49脚注3中对IEEE - 323 - 1974的引用

拟采取的行动将删除10 CFR 50.49的脚注3。脚注3引用了一个不再用作建立“安全相关”与“1E类”之间联系的唯一手段的旧标准。相反，这种联系是在更新的IEEE标准308中建立的，美国核管理委员会在监管指南1.32中认可了该标准。删除此脚注将提高监管清晰度，并与美国核管理委员会使其法规现代化和完善以反映最佳实践和核工业成熟度的做法相一致。

此外，鉴于之前和拟删除的前序脚注，提议进行一项小的编辑修改，将10 CFR 50.49当前的脚注4重新指定为脚注1。

九、背景 - 10 CFR 50.55a(z) 下的扩展替代请求

在 10 CFR 50.55a“法规和标准”中，美国核管理委员会(NRC)通过规则制定以引用方式纳入特定法规和标准的某些版本及增补内容。这些特定法规和标准经引用纳入 10 CFR 50.55a 后，其条款成为 NRC 的具有法律约束力的要求，具体规定见 10 CFR 50.55a，但需符合 10 CFR 50.55a 中对某些特定条款所设定的条件。目前，在 10 CFR 50.55a 的 (z) 款“法规和标准要求的替代方案”中，如果申请人或被许可人证明拟议的替代方案将提供可接受的质量和安全水平，或者证明遵守规定要求将导致困难或异常困难且质量和安全水平没有相应提高，则申请人或被许可人可以请求批准替代 10 CFR 50.55a 的 (b) 款“标准的使用和使用条件”至 (h) 款“保护和安全系统”的要求。自 1971 年首次颁布(36 FR 11423；1971 年 6 月 12 日)以来，10 CFR 50.55a 一直允许根据这两个相同标准考虑拟议的替代方案。多年来，10 CFR 50.55a 已定期更新，以反映核电站法规和标准的修订和更新情况。

1984 年 3 月 15 日(49 FR 9711)，NRC 发布了一项最终规则，进行了程序变更，其中包括澄清替代方案的程序，明确指出替代方案可由核反应堆监管办公室主任批准。在 2014 年 11 月 5 日的最终规则“美国机械工程师协会 [ASME] 规范案例的批准”(79 FR 65776)中，NRC 对 10 CFR 50.55a 进行了重组，以符合联邦法规汇编办公室的引用纳入指南，并允许对 NRC 批准的规范案例提出替代方案，而不仅仅是对 ASME 规范条款提出替代方案。在此次重组中，拟议的替代方案条款从其先前在 10 CFR 50.55a(a)(3) 款中的位置移至 10 CFR 50.55a 新指定的 (z) 款。然而，这些规则制定仅涉及程序澄清和现有法规的重组，而非替代方案机会范围的变化。在 2024 年 7 月 17 日的最终规则“美国机械工程师协会规范案例和更新频率”(89 FR 58039)中，NRC 在 10 CFR 50.55a 中增加了 (y) 款“定义”。这些定义在整个 10 CFR 50.55a 中提供了一致性和清晰度，并适应了更改记录规范间隔的新机会。然而，这些定义是在 10 CFR 50.55a(z) 款的范围之外添加的，因为委员会尚未批准使用 10 CFR 50.55a(z) 进行定义或新定义的间隔。

X. 讨论 - 10 CFR 50.55a(z)下扩展的替代请求

目前，10 CFR 50.55a(z)的拟议替代条款适用于10 CFR 50.55a(b)至(h)段中的法规和标准要求。在2024年7月17日的最终规则中，10 CFR 50.55a新增了(y)段，但未相应扩大(z)段的范围，这导致根据10 CFR 50.12“特定豁免”意外豁免使用不同于10 CFR 50.55a(y)段中的替代定义。此外，10 CFR 50.55a(z)(1)“可接受的质量和安全水平”或(z)(2)“质量和安全未得到相应提高的困难情况”的标准为10 CFR 50.55a中所有要求的替代请求提供了适当控制，因此无需将10 CFR 50.55a(z)的适用范围限制在10 CFR 50.55a的某些段落。因此，美国核管理委员会提议取消将拟议替代方案限制在10 CFR 50.55a(b)至(h)段的限制，以便现在可以使用10 CFR 50.55a(z)(1)和(2)段中的现有标准，对10 CFR 50.55a中的所有监管要求提出拟议替代方案。提议取消此范围限制还将允许在10 CFR 50.55a未来进行任何新增或修改时使用10 CFR 50.55a(z)中的拟议替代条款，而无需对(z)段进行进一步修订。

除了新增10 CFR 50.55a(y)段外，2024年7月17日最终规则中的修订还通过将记录规范间隔从10年延长至连续两个在役测试和在役检查间隔，为持证人提供了更大的灵活性。在该最终规则的前言中，委员会部分表示，持证人可根据记录规范间隔请求未来的替代方案。这一修订，再加上2023年7月21日发布的SECY - 23 - 0061“关于联邦法规汇编第10编50.55a中超过一个10年在役检查间隔的某些美国机械工程师协会规范替代方案的工作人员立场澄清”中的工作人员立场，明确了在有适当理由的情况下，替代方案的期限不必限于单个在役测试或在役检查间隔的长度。相反，当支持所请求替代方案的技术依据确保将维持可接受的质量和安全水平时，美国核管理委员会可批准更长时间段的特定替代方案。此提议规则不会改变这些现有的灵活性。

提议的变更将为持证人或申请人提供更多灵活性，同时维持对可接受的质量和安全水平或存在质量和安全未得到相应提高的困难情况的相同要求，自最初颁布以来，这些要求一直是拟议替代方案的基础。

XI. 背景 - 以风险为依据的10 CFR 50.59以及允许方法变更的灵活性

A.定量风险结果的使用

《原子能法》要求被许可人就其设施或程序的重大变更寻求修订许可。委员会拥有很大的自由裁量权，可通过规则确定构成足以要求修订许可的重大变更的阈值。

10 CFR 50.59中的现行规定是针对被许可人在应用先前标准以确定变更、试验或实验是否需要事先获得核管理委员会批准时存在不一致的问题而制定的。核管理委员会提议修订10 CFR 50.59，以便被许可人在应用该条款中的标准时能够考虑概率风险评估得出的风险见解。10 CFR 50.59最终规则“变更、试验和实验”(64 FR 53582；1999年10月4日)的审议声明当时不允许被许可人使用概率风险评估见解，但委员会认识到核管理委员会有朝一日可能会建立监管基础设施，以支持在10 CFR 50.59分析中使用概率风险评估。

核管理委员会现在提议纳入使用定量风险结果，如堆芯损坏频率(CDF)和早期大释放频率(LERF)，以评估10 CFR 50.59(c)(2)(i)和(ii)规定的变更。

核电行业目前在定量风险评估方面的实践状况是使用一级/有限二级概率风险评估。这些概率风险评估输出的定量风险指标是CDF和LERF，它们以及它们的变化(即ΔCDF和ΔLERF)是用作风险知情决策过程一部分的指标。如2018年1月发布的监管指南1.174修订版3“在关于许可基准的特定电厂变更的风险知情决策中使用概率风险评估的方法”所述，这些风险指标基于委员会的安全目标和相关的定量健康目标。同样，核管理委员会提议联合使用CDF和LERF的微小变化，作为确定10 CFR 50.59规定的拟议变更对事故频率和安全相关系统故障发生率影响的重要性的手段。

B. 评估方法变更的灵活性提升

目前，10 CFR 50.59允许被许可方在无需事先获得美国核管理委员会(NRC)批准的情况下，对其设施或程序进行某些变更，前提是这些变更未达到需要进行许可证修订的特定阈值。10 CFR 50.59(c)(2)(viii)中规定的其中一个阈值要求，NRC对任何导致偏离用于确定设计基准或安全分析的(更新后的)FSAR中所述评估方法的方法变更进行审查。正如1999年10 CFR 50.59最终规则前言中所解释的，选择此措辞是为了确保NRC对构成NRC许可决定基础的安全裕度和保守性进行监督。委员会表示，选择10 CFR 50.59(c)(2)(viii)的措辞是“为了在结果趋于非保守方向的方法中，仅允许被许可方有较小程度的灵活性”(64 FR 53598；1999年10月4日)。

在1997年2月12日发布的SECY - 97 - 035《与10 CFR 50.59(变更、测试和实验)实施相关的拟议监管指南》中，该指南在拟议规则制定之前将拟议的10 CFR 50.59指南提交给了委员会，工作人员认识到，“随着知识库的增加和计算能力的提高，新的分析方法将更准确地预测实际电厂响应”。然而，工作人员发现，对两种不同方法的分析结果进行比较对于做出10 CFR 50.59的判定是无效的。要使用新方法做出10 CFR 50.59的判定，新方法必须是有效的(例如，先前已获得NRC批准)，并且所讨论的分析必须使用相同方法针对变更前和变更后的情况进行。

自最初的规则制定以来的几十年里，并计算能力和建模实践有了重大进展。新的数据、更好的理解以及计算能力的提高，现在使得安全分析中使用的方法能够更快地迭代和完善。由于计算能力的大幅提升以及建模和仿真使用的迅速增长，其他行业开始从逐个模型审查转向关注组织建立其模型可信度的过程——特别是通过验证、确认和不确定性量化(VVUQ)程序。美国食品药品监督管理局朝着这个方向迈出了最显著的一步，发布了以可信度评估为中心的新指南(FDA - 2021 - D - 0980；2023年11月17日)。航空业正在通过一项由行业主导、联邦航空管理局支持的倡议积极制定VVUQ标准。

10 CFR 50.59(c)(2)(viii)的现有要求规定，任何偏离FSAR中所述评估方法的情况都必须进行许可证修订。根据该法规的定义，偏离是指方法的任何要素发生变更，除非结果是“保守的或基本相同”，或者从一种方法变更为另一种方法，除非该方法先前已获得NRC针对特定应用的批准。与第50.59条类似，10 CFR 53.1550(a)(2)(iv)对方法变更进行了限制，仅在结果保守或基本相同、修订后的评估方法先前已获得NRC针对预期应用的批准，或者修订后的评估方法可根据NRC批准的共识代码或标准使用时，才允许在无需NRC审查和批准的情况下进行变更。与许多电厂原始FSAR中记录的传统方法相比，计算建模和仿真的快速发展能够提供更现实、准确的安全分析。因此，当前法规可能会给被许可方带来不必要的监管负担，因为要求他们寻求修订以使用更优的分析工具，而这些新工具在现有监管框架下将构成偏离FSAR中所述的评估方法。这可能会抑制更好技术的采用，并使被许可方和NRC都耗费资源来审查最终会提高而非降低安全分析质量的许可证修订申请。因此，拟议的规则变更目的是提高监管效率和灵活性，这与1999年规则修订、《先进法案》和行政命令的目标一致。

十二、讨论 - 以风险为依据的10 CFR 50.59以及允许方法变更的灵活性

A.定量风险结果的使用

美国核管理委员会(NRC)提议制定规则，以建立一条替代途径，允许使用诸如堆芯损坏频率(CDF)和堆芯熔化频率(LERF)等定量风险指标，并考虑安全裕度和纵深防御，根据10 CFR 50.59(c)(2)(i)和(ii)的标准评估提议的变更、试验或实验，同时保留10 CFR 50.59(c)(2)中的所有其他标准。新提议的10 CFR 50.59(e)将为现有法规建立一个基于风险的替代方案，并且不会改变或妨碍目前按照10 CFR 50.59(c)(2)(i)和(ii)原文评估提议变更的做法。被许可人可以继续使用定性评估、工程判断以及其他现有做法和技术来评估提议的变更、试验或实验。

根据提议的10 CFR 50.59(e)，被许可人可以通过使用基于适当范围和质量的概率风险评估(PRA)得出的定量风险结果来证明变更不会导致10 CFR 50.59(c)(2)(i)和(ii)规定的“超过最小增加量”，该PRA需提供适当的风险指标。变更还需要保持纵深防御和安全裕度。在此背景下，“适当范围和质量”意味着被许可人的模型完全涵盖提议的变更，并且该模型已被发现在先前NRC批准的应用中可接受使用。在此背景下，“适当风险指标”意味着能够证明对提议变更的影响并可为判断设施风险提供基线的定量结果。对于传统的PRA，这些指标是CDF、LERF以及CDF和LERF的变化量(Δ)。关于保持纵深防御和安全裕度的广泛讨论可在监管指南(RG)1.174，修订版3中找到。NRC已在DG - 1466中为10 CFR 50.59(e)提出指南，即RG 1.187“10 CFR 50.59‘变更、试验和实验’实施指南”的修订版4草案。

PRA的使用不会取代确定性许可基础，而是会用一个强大的分析工具对其进行补充。自当前核电机组首次获得许可以来，NRC和业界已开发并完善了PRA方法，该方法能对核电站安全进行全面、综合的评估。PRA可以识别出风险贡献因素和潜在脆弱性，而这些可能从纯粹的确定性分析中并不明显。

将CDF和LERF纳入10 CFR 50.59流程并非试图基于概率对核电站重新颁发许可证。相反，它将提供一种替代方法，被许可人可以自愿选择用于根据10 CFR 50.59进行分析。它将利用风险见解来为判断对现有确定性设计变更的安全重要性提供依据。导致计算出的风险有非常小的、可量化增加的变更可以合理地判断不会破坏通过确定性原则建立的基本安全基础。这种方法将允许进行更一致、可预测和高效的筛选过程，直接实现10 CFR 50.59区分需要NRC事先审查的变更和不需要审查的变更的初衷。

这种整合将与NRC几十年来不断演变的政策和实践相一致。该机构已在许多其他监管应用中成功使用了基于风险的方法，包括10 CFR 50.65“核电站维护有效性监测要求”；10 CFR 50.48(c)“美国国家消防协会标准NFPA 805”；反应堆监督程序；以及RG 1.174。在10 CFR 50.59流程中使用诸如PRA得出的定量风险结果将是一个合理的演变，通过利用现代分析工具来更好地将被许可人和机构资源集中于真正具有安全重要性的问题，从而加强现有框架。

B. 改进评估方法变更的灵活性

美国核管理委员会(NRC)提议两项监管修正案，这两项修正案将协同发挥作用，使许可证持有者在实施《最终安全分析报告》(FSAR)中所述分析方法的变更时拥有更大的灵活性。

首先，NRC提议对10 CFR 50.59(c)(2)(viii)和53.1550(a)(2)(iv)进行有针对性的修订。此变更将允许许可证持有者在未经NRC事先批准的情况下，对(更新后的)FSAR中所述的分析方法进行某些变更，前提是这些变更是根据NRC批准的10 CFR 50.221“建模与仿真的可信度要求”下的验证与确认(VVUQ)计划进行的。关于遵守提议的10 CFR 50.221的拟议指南载于DG - 1468“10 CFR 50.221‘建模与仿真的可信度要求’的实施指南”。此修订将明确，在10 CFR 50.59下，使用基于风险和分级的VVUQ框架进行的适当变更无需NRC事先批准。拟议规则仅在VVUQ计划经NRC批准用于相关评估方法且新的评估方法符合批准的VVUQ中确立的可信度标准时，才允许此类变更无需NRC事先批准。这些措施将维护安全，并确保对许可证持有者变更方法或评估进行适当控制，同时通过依赖NRC批准的VVUQ计划提供灵活性。

其次，NRC提议在10 CFR 50.221中采用一项关于VVUQ的可选规定，该规定将确立VVUQ计划必须满足的要求。新规定将为用于支持监管决策的VVUQ活动确立明确的要求和结构。具体而言，提议的10 CFR 50.221将规定，许可证持有者和申请人可以自愿建立一个VVUQ计划，并确定该VVUQ计划将涵盖的模型和仿真范围。建立VVUQ计划的许可证持有者和申请人将被要求在VVUQ计划下建立一个通过VVUQ活动和评估来证明模型和仿真可信度的过程，并且只能使用许可证持有者或申请人已成功完成VVUQ活动和评估的计划范围内的模型和仿真。此外，采用VVUQ计划的许可证持有者或申请人需要确保VVUQ活动和评估与模型或仿真的总体风险相称。NRC已在DG - 1468中编写了关于符合拟议规定的VVUQ计划的可接受方法的指南。这种方法将为在NRC的监管结构中证明模型可信度提供一个一致的、技术中立的框架。

通过这些提议的变更，NRC将把重点从直接评估每个单独的模型或仿真，转向评估确定模型可信的过程——具体而言是通过结构化的VVUQ计划。在这种情况下，可信度将指对模型在其预期用途中产生准确和适当预测能力的信任程度。NRC批准的VVUQ计划将建立一个新的许可基础，该基础侧重于方法的选择和应用方式，而不是特定方法的特征和内在的保守性。在适当情况下，基于VVUQ的可信度评估可以作为NRC对每个新的或修订的模型进行全面审查的可行替代方案。然而，由于不同反应堆技术和评估方法在物理现象、建模假设、数值技术和不确定性方面存在显著差异，单一的通用VVUQ过程并不合适。对于每种评估方法，都需要一个经NRC批准用于预期应用的定制VVUQ过程，以提供必要的特异性，确保对所有可能的反应堆技术及其截然不同的物理领域的每个独特应用的模型性能进行可信、可辩护的评估。

这种方法对新的和先进的反应堆设计可能特别有益。与拥有数十年运行数据和分析稳定性的现有反应堆舰队不同，先进反应堆在初始许可时往往缺乏广泛的实验数据库。要求它们在现有电厂的水平上证明方法成熟度将需要大量的前期测试和分析，从而延迟部署并增加成本。许多这些设计正在作为试验反应堆开发，专门用于生成此类数据。规则变更将为这些反应堆提供一个明确、结构化的机制，使其能够根据运行期间收集的数据随时间更新其方法，而无需经过NRC的反复全面审查——只要更新是通过批准的VVUQ过程进行的。

XIII. 背景 - 非大型轻水反应堆的最低退役资金保障要求

10 CFR 50.75“退役规划的报告与记录保存”中的规定，确立了向美国核管理委员会(NRC)说明申请人或被许可人将如何提供合理保证，确保退役过程有可用资金的要求。在反应堆设施的运行阶段，申请人或被许可人必须证明所提供的资金数额可能高于但不得低于10 CFR 50.75(c)(1)和(2)中所述的数额(也称为最低数额表、最低资金保障或“公式”数额)。正如NRC在1988年退役规则(53 FR 24018 - 2; June 27, 1988)中所述，10 CFR 50.75(c)中的“公式”数额并不代表特定反应堆的实际退役成本，而是作为一个参考水平，以确保被许可人在设施运行早期就考虑并规划安全退役所需的大部分资金。这能保证设施退役时不会对公众健康和安全构成风险。

最低数额表及相关调整因子是专门为构成美国当前商业动力反应堆机队的大型轻水反应堆技术(沸水反应堆和压水反应堆)制定和设计的。然而，新反应堆可能采用不同的技术和输出容量，可能不需要10 CFR 50.75(c)中所述的退役资金保障数额。为了满足这些新技术不同的退役资金需求，同时又无需获得NRC法规的豁免，NRC提议更新其法规，允许某些新反应堆申请人和被许可人在运行期间通过使用最低数额表或提交特定设计的退役成本估算，灵活地证明有足够的退役资金保障。允许使用可能低于最低数额表的特定设计的退役成本估算，将为某些新反应堆申请人和被许可人提供一条途径，使其能够根据反应堆设施的特定因素，证明对安全退役负有财务责任。

十四、讨论——非大型轻水反应堆的最低退役资金保障要求

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR 50.75，允许某些新反应堆申请人和被许可人提交特定设计的退役成本估算，以证明在运营期间的最低退役资金保障，该金额可能低于10 CFR 50.75(c)中规定的最低金额表。当前最低金额表中的数值基于与大型轻水反应堆设施退役相关的资金假设。这项提议的规则将允许某些新反应堆申请人和被许可人通过使用最低公式金额或提交特定设计的退役成本估算来证明退役的财务保障。因此，提议的规则将为新反应堆应用提供灵活性，这些应用在输出和规模方面比大型轻水反应堆设计更小。

具体而言，NRC提议在10 CFR 50.75中新增一段(b)(2)，描述寻求使用替代途径的新反应堆申请人和被许可人的认证金额流程和最低要求，包括对特定设计的退役成本估算的依赖。此外，NRC提议删除10 CFR 50.75(c)(1)中最低金额表中的措辞，该措辞要求热功率低于1200兆瓦(MWt)的反应堆使用1200 MWt反应堆的认证金额。可以想象，新的轻水反应堆设计可能输出低于1200 MWt。因此，要求新反应堆申请人或被许可人确保金额远高于建立退役资金保障所需的金额，可能在财务上具有限制，并且对于满足退役资金保障法规的意图而言是不必要的。

依赖特定设计的退役成本估算的认证需要包括用于制定特定设计的退役成本估算的因素描述，包括退役项目主要退役阶段执行的一般活动(例如，退役前工程和规划、反应堆停堆和拆除)。与大型轻水反应堆设计的最低金额表类似，特定设计的退役成本估算应代表安全退役设施所需的大部分资金，适用于所使用的特定反应堆技术和设施设计。此外，与大型轻水反应堆设计的最低金额表类似，特定设计的退役成本估算必须每年至少按照10 CFR 50.75(c)(2)中的公式进行调整。该认证过程将包括NRC的审查和批准。然而，一旦机构批准初始特定设计的退役成本估算作为退役财务保障的足够认证金额，其他使用类似技术的申请人或被许可人可以参考并证明使用该金额(根据NRC法规和指南进行调整)作为提议的10 CFR 50.75(b)要求的不同申请的认证金额。一旦被许可人接近永久停止运营，出于资金保障目的，将需要一份涵盖特定设计成本以及与设施场地和运营期相关成本的特定场地退役成本估算，如10 CFR 50.82“许可证终止”中的现行法规所述。最后，NRC提议修订10 CFR 50.75(e)(1)(i)和(ii)，允许已根据特定设计估算预付或收取资金的反应堆被许可人，在永久终止运营前，对预付或收取的退役资金的预计收益按每年最高2%的实际回报率进行抵免

NRC提议对10 CFR第53部分进行类似更改。目前，10 CFR第53部分仅允许将特定场地的退役成本估算作为认证金额。因此，NRC提议在10 CFR 53.1010“退役的财务保障”和53.1020“退役成本估算”中添加相应措辞，以允许新反应堆申请人和被许可人提交特定设计的退役成本估算，以证明运营期间的最低退役资金保障。最后，NRC提议在10 CFR 53.1040“提供退役财务保障的方法”中添加相应措辞，以允许已根据特定设计估算预付或收取资金的新反应堆申请人和被许可人，在永久终止运营前，对预付或收取的退役资金的预计收益按每年最高2%的实际回报率进行抵免。

此外，将对10 CFR 50.75(e)进行相应修改，以便在适当情况下提及拟议的10 CFR 50.75(b)(2)的要求。此外，根据委员会在2024年3月4日的工作人员要求备忘录(SRM)-SECY-23-0021:附件4《排版错误和不一致性表》中的指示，本拟议规则将对10 CFR 50.75(e)进行修订，在所有目前仅提及“被许可人”的适当位置加入“申请人或”。在10 CFR 53.1040和10 CFR 53.1050(“NRC监督”)中也提出了类似的修改以保持一致性。总体而言，这些修改将明确申请人和被许可人将视情况遵守10 CFR 50.75(e)、53.1040和53.1050中的要求。

本拟议规则还将对10 CFR 50.75(e)、(g)和(h)进行细微的编辑修改，删除错误的逗号，纠正大小写错误，通过指明段落而非章节来纠正引用，并在必要时删除“本部分的”。

十五、背景 - 纳入核电站和燃料后处理厂简化质量保证标准

A. 历史质量保证要求的观点及新出现的问题

在核电发展早期(20世纪50年代至60年代)，美国核管理委员会(NRC)的前身原子能委员会(AEC)专注于开发核反应堆并发放许可证。随着核工业的发展，很明显系统的质量保证(QA)对于确保核安全至关重要，特别是考虑到核技术的复杂性和潜在危害。到20世纪60年代，核电站变得更加复杂，故障的后果也更加严重。事故和未遂事故凸显了制定正式质量保证计划以防止设计、制造和施工错误的必要性。1970年(35 FR 10498；1970年6月27日)，原子能委员会在10 CFR Part 50中添加了附录B，以1)为安全相关结构、系统和部件(SSC)建立最低质量保证要求，以及2)确保这些SSC在设计、制造、建造和测试时能执行其预期的安全功能。

建造许可证(CP)、运行许可证(OL)、早期场地许可证(ESP)、综合运行许可证(COL)、设计认证、标准设计批准和制造许可证(ML)的申请人必须在各自的申请中包括对质量保证计划的描述，该描述需讨论如何满足10 CFR Part 50附录B的适用要求。

尽管10 CFR Part 50附录B是核安全的基础，但评论者对其实施、灵活性以及与现代实践的一致性表示担忧。这些担忧包括以下主题。

缺乏灵活性:10 CFR Part 50附录B 1)具有规定性，自1970年以来未进行实质性更新；2)缺乏基于风险或基于性能的灵活性，而现代质量体系越来越强调这一点；3)不利于根据低风险活动或创新技术对质量保证计划进行定制。
语言过时:10 CFR Part 50附录B中的语言反映了20世纪70年代的技术，未明确涉及数字系统、软件质量保证和增材制造。因此，申请人必须依赖指南，由于申请人根据其特定技术对指南的解释不同，这可能导致申请人之间的实施不一致。
供应商和供应链挑战:许多供应商，特别是非核供应商，不熟悉10 CFR Part 50附录B，因此申请人和被许可人在为核电站采购产品和服务时面临挑战。
与国际标准缺乏协调:10 CFR Part 50附录B是美国特有的，与国际标准和最佳实践不一致，因此给国际合作和全球供应链带来了挑战。

鉴于这些考虑因素，评论者主张建立一个现代化的基于风险知情的质量保证框架，该框架在保留10 CFR Part 50附录B安全严格性的同时，允许根据安全重要性进行分级应用，并与现代质量体系相结合。

B.美国核管理委员会对这些问题的回应

由于这些问题，美国核管理委员会提议在10 CFR第50部中增加附录T，作为10 CFR第50部附录B的自愿替代方案。拟议的附录T将借鉴国际质量保证标准，纳入以下要素:

基于绩效的质量保证标准，针对与安全相关系统和部件对整个核设施的安全和风险贡献，就采用分级方法应用质量保证要求提供明确指导。
针对数字项目中使用的软件以及设计和分析的特定质量保证要求。
各种安全关键行业以及质量管理国际标准中使用的质量保证术语和方法，从而使申请人能够利用跨行业和全球供应链。

十六、讨论 - 纳入核电站和核燃料后处理厂的简化质量保证标准

本拟议规则将在10 CFR第50部新增附录T，以提供可在特定资格要求下用于COL、CP和OL申请的简化质量保证标准。

A. 引言与范围

如本文件第十五节“背景 - 核电站与燃料后处理厂简化质量保证标准的纳入”中所讨论的，美国核管理委员会(NRC)的利益相关者表示有兴趣采用一种与国际标准更相符的简化质量保证方法。因此，NRC制定了一份拟议的10 CFR Part 50附录T，该附录将基于国际标准ISO 19443《质量管理体系 - 核能领域供应链中对核安全重要产品和服务供应组织应用ISO 9001:(2015)的特定要求 [ITNS]》(2018 - 05)，为10 CFR Part 50附录B中的现行质量保证要求提供替代方案。国际标准化组织与国际原子能机构在制定ISO 19443时密切合作。

10 CFR Part 50附录T的拟议第一节“引言与范围”将规定使用10 CFR Part 50附录T作为10 CFR Part 50附录B的自愿替代方案的资格要求。具体而言，建造许可证(CP)、运行许可证(OL)和综合许可证(COL)的申请人可以选择使用10 CFR Part 50附录T替代10 CFR Part 50附录B，但前提是满足第一节中的三个条件。

拟议的条件I.A要求申请是针对同类中的首个(NOAK)工厂，并要求申请中指明首个同类(FOAK)参考工厂。

拟议的条件I.B要求在NOAK工厂的应用中，与FOAK参考工厂的任何偏离都不会导致参考工厂许可基础中确定的安全相关物项(SSC)的分类、设计以及制造、建造和运行方法发生变化。

拟议的条件I.C要求申请中包括实施10 CFR Part 50拟议附录T中要求的程序和工作流程。

NRC将在拟议附录T中把FOAK核电站和燃料后处理厂定义为新反应堆设计或技术或新燃料后处理厂设计的首次实施，该设计此前在美国或国际上均未进行过商业规模的建造和运行。FOAK工厂将作为NOAK核电站和燃料后处理厂的参考工厂。NRC将在拟议的10 CFR Part 5附录T中把NOAK核电站和燃料后处理厂定义为在FOAK工厂设计、建造和运行之后，对FOAK反应堆设计或技术或燃料后处理厂设计的任何后续实施。

拟议的条件I.A、I.B和I.C将把10 CFR Part 50拟议附录T的使用限制在那些可能利用以下内容(的申请):

FOAK已建成工厂设计信息的设计成熟度；
标准化的部件和系统，以简化采购和建造；
FOAK项目中的熟练劳动力和承包商；
FOAK运行数据，以协助NOAK的调试程序、标准操作规程、应急操作规程、培训、设计和运行计划；以及
实施10 CFR Part 50拟议附录T中要求的既定流程和程序，包括确保识别并及时纠正NOAK中与FOAK可靠性偏差的既定机制。

在最近的案例中，NRC注意到在对FOAK工厂的CP、OL或COL许可审查期间，设计细节和质量保证程序不可用。因此，在FOAK工厂的许可和建造期间，NRC进行供应商检查，以确认详细设计和建成的SSC符合申请人承诺的技术和质量要求。然而，由于NOAK申请人可以参考FOAK许可期间制定的设计细节和质量保证程序，这些额外的质量保证活动，如供应商检查，可能是不必要的，特别是对于之前已由NRC检查过的供应商。因此，当满足条件I.A、I.B和I.C时，10 CFR Part 50拟议附录T可能无需NRC对向申请人提供符合10 CFR Part 50附录T批准的质量保证计划的供应商进行监督，因为:1)10 CFR Part 50拟议附录T所涵盖的SSC清单将是标准化的，并使用来自参考FOAK工厂的信息验证为可接受；2)这些SSC的设计将是完整的，并使用来自参考FOAK工厂的信息验证为可接受；3)这些SSC的制造和建造方法将在对参考FOAK工厂的制造和建造过程监督期间确定并验证为可接受。

B. 定义

拟议的10 CFR Part 50附录T的第二节“定义”将包括拟议附录中使用的术语的定义。

美国核管理委员会将“首台”核电站和燃料后处理厂定义为新反应堆设计或技术或新燃料后处理厂设计的首次实施，此前尚未在商业规模上进行建造和运营。

美国核管理委员会将“同类型第n台”核电站和燃料后处理厂定义为在首台核电站设计、建造和运行之后，反应堆设计或技术或燃料后处理厂设计的任何后续实施。

美国核管理委员会将“质量保证”定义为提供足够信心以确保结构、系统或部件在服役中能令人满意地运行所需的所有有计划的和系统的行动。质量保证包括质量控制，质量控制包括与材料、结构、部件或系统的物理特性相关的行动，这些行动提供了确保材料、结构、部件或系统符合预定要求的手段。这个拟议的定义与10 CFR Part 50附录B中使用的定义等效。

美国核管理委员会将“质量保证计划”定义为为分配职责和权限、定义政策和要求以及为实现质量保证所需的工作的执行和评估而制定的总体计划。

美国核管理委员会将“质量管理体系”(QMS)定义为一个结构化框架，该框架记录了组织为确保质量的流程、程序和职责。这个术语和定义在其他安全关键行业、国外核监管机构和行业以及这些行业的供应商和第三方供应商中被广泛使用。质量管理体系与10 CFR Part 50附录B中使用的术语“质量保证计划描述”(QAPD)不同，因为质量管理体系具有更广泛的范围，是一个包括质量规划、控制、保证和改进的系统框架；而质量保证计划描述是一个狭义关注质量保证的描述性文件。

美国核管理委员会将“功能设计标准”定义为结构、系统和部件(SSC)性能的指标。对于与安全相关的结构、系统和部件，这些标准定义了证明符合10 CFR 53.210“设计基准事故的安全标准”中安全标准所需的性能指标。对于与安全无关但具有安全重要性的结构、系统和部件，这些标准定义了证明符合10 CFR 53.220“除设计基准事故外的许可基准事件的安全标准”中安全标准所需的性能指标。这个拟议的定义将被添加到10 CFR Part 50的拟议附录T中，以与10 CFR Part 53中该术语的定义和使用保持一致。

美国核管理委员会将“与安全无关但具有安全重要性的结构、系统和部件”定义为那些与安全无关但被依赖以实现足够的纵深防御或执行具有风险重要性的功能并需要特殊处理的结构、系统和部件。这个拟议的定义将被添加到10 CFR Part 50的拟议附录T中，以与10 CFR Part 53中该术语的定义和使用保持一致。

C. 一般要求

拟议的10 CFR Part 50附录T的第三节“一般要求”，将为选择符合拟议附录T的申请人建立和维护质量保证计划提供一般要求。

拟议的10 CFR Part 50附录T的第三节A“综合质量保证计划”，将要求综合质量保证计划确保与安全相关以及与安全无关但对安全有重要意义的物项、系统和部件(SSC)按照与其执行的安全功能重要性相称的质量标准进行设计、制造、安装和测试。拟议的10 CFR Part 50附录T的第三节A将包括以下七个项目，任何使用拟议的10 CFR Part 50附录T的申请都必须在综合质量保证计划中识别并解释:

职责1)被正确分配给负责执行质量保证活动的特定个人或团队，并且2)确保任何被委托的职责都得到正确识别和控制。
SSC的设计要求在相应文件中得到充分体现；设计基准要求被充分转化为规范、图纸、程序和说明；输出反映正确的设计输入；设计得到正确验证和确认；建成和运行中的SSC正确满足预期功能和安全裕度。
建立了在申请人与其供应商和第三方供应商之间沟通相关技术、质量和监管要求、期望及关注事项的手段和方法。
建立了措施以1)确保采购的SSC和相关服务满足技术和质量要求，以及2)评估提供SSC和相关服务的供应商或第三方供应商的能力。
建立了措施以1)验证和确认产品和服务满足采购产品和服务的技术和质量要求，以及2)对提供产品和服务的供应商或第三方供应商进行审核。
实施了处理问题和故障再次发生的流程。
建立了质量保证计划的记录保存和文件编制协议。

拟议的10 CFR Part 50附录T的第三节B.1将要求申请人在质量管理体系(QMS)中记录质量保证计划，并将QMS提交给美国核管理委员会(NRC)进行审查和批准。拟议的第三节B.1将要求QMS中记录的质量保证计划包含实施质量保证计划要求的分级方法。

拟议的10 CFR Part 50附录T的第三节B.2将要求QMS描述如何满足附录第四节的要求。10 CFR Part 50附录T的第四节将确定一般质量保证标准和软件质量保证标准。10 CFR Part 50附录T的第三节B.3将要求申请人在采购文件中向所有相关承包商、供应商、供应商和第三方援引申请人的质量保证要求。

拟议的10 CFR Part 50附录T的第三节B.4将要求申请人选择用于实现符合监管要求和NRC政策的质量的适当行业标准。该拟议章节将声明申请人需要记录选择美国机械工程师协会(ASME)核质量保证(NQA)-1《核设施应用的质量保证要求》或其他适当行业标准的情况。10 CFR Part 50附录T的第三节B.4还将要求在QMS中解决所选行业标准与拟议的10 CFR Part 50附录T第四节“质量保证要求”之间的差距。

D. 质量保证要求

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.A节“质量保证标准”确定了适用于所有引用拟议的10 CFR Part 50附录T的应用的质量保证标准。本节拟议内容将包括11项标准，涵盖管理、绩效和评估等主题领域。这些主题领域的拟议要求与许多安全关键行业使用的质量管理体系国际标准(如ISO 9001《质量管理体系要求》)以及核工业使用的ASME NQA - 1《核设施应用的质量保证要求》一致。

(i) 管理

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.A.1节“准则1 - 管理:程序”，将包括要求申请人定义组织结构、职能职责、权限级别以及执行实施质量保证计划所需工作的接口，并制定管理流程以规划、安排和分配资源来开展此项工作。

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.A.2节“准则2 - 管理:人员培训和资质”，将包括要求申请人制定对员工进行入职培训和持续培训的流程，以开展实施质量保证计划所需的工作。

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.A.3节“准则3 - 管理:质量改进”，将包括要求申请人建立并实施一个流程，以识别和控制可能对质量、安全和法规合规产生不利影响的问题和故障。拟议的IV.A.3节还将要求申请人将防止问题再次发生作为纠正措施的一部分，并实施质量保证计划持续改进的流程。

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.A.4节“准则4 - 管理:文件及相关记录”，将包括要求申请人编制、审查、批准、发布、使用和修订规定流程、明确要求或确定安全相关构筑物、系统和部件设计的文件，并将这些文件作为质量保证计划的记录予以保存。

(ii) 性能

拟议的 10 CFR 第 50 部附录 T 的 IV.A.5 节“准则 5 - 性能:工作流程”，将包括要求申请人开展工作，包括危险控制。危险控制是旨在预防、检测和纠正可能损害质量、安全和法规合规性的问题的系统措施。适用于质量保证计划的危险控制示例包括:

确保质量的嵌入式工作流程，如检查和测试协议、停工点和见证点以及不合格报告协议；
监测和检测计划，以确保实时检测偏差和故障，如监督和审核；
识别质量问题并实施纠正和预防措施的结构化方法。

拟议的 10 CFR 第 50 部附录 T 的 IV.A.5 节，还将要求申请人建立并实施识别和控制物品的工作流程，以确保正确使用；维护物品以防止损坏、丢失或变质；以及校准和维护用于影响质量活动的设备。

拟议的 10 CFR 第 50 部附录 T 的 IV.A.6 节“准则 6 - 性能:设计”，将包括要求申请人建立并实施控制安全相关物项设计的措施，包括控制设计变更、设计接口以及验证和确认设计充分性的要求。在设计控制的背景下，验证是指开展一系列活动以证明设计符合规范，且在设计和开发过程中进行。示例包括评审、检查和单元测试。在设计控制的背景下，确认是指开展一系列活动以证明已开发或已建成的安全相关物项执行预期的安全功能，且在开发过程之后进行。示例包括综合测试分析和模拟。

拟议的 10 CFR 第 50 部附录 T 的 IV.A.7 节“准则 7 - 性能:采购”，将包括要求申请人建立并实施物品和服务采购流程，包括核实采购的物品和服务符合既定要求、评估和选择潜在供应商以及核实经批准的供应商继续提供可接受的物品和服务的流程。

拟议的 10 CFR 第 50 部附录 T 的 IV.A.8 节“准则 8 - 性能:检验和验收测试”，将包括要求申请人建立并实施对采购的物品和服务进行检验和验收测试的流程。

拟议的 10 CFR 第部附录 T 的 IV.A.9 节“准则 9 - 性能:结构、系统和部件的维护”，将包括要求申请人建立并实施按照清洁和环境标准控制安全相关物项存储的流程。这些要求将确保采用一个流程来防止在存储期间将异物引入安全相关物项，并按照要求的环境条件(如湿度温度)存储安全相关物项。

(iii) 评估

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.A.10节“准则10 - 评估:管理评估”，将包括要求申请人建立并实施组织管理流程，以评估质量保证计划的持续有效性。

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.A.11节“准则11 - 评估:独立评估”，将包括要求申请人建立并实施对质量保证计划各方面进行独立评估的流程。这些要求将确保进行这些评估的人员具有足够的权力，不受其管理层的约束，并且在技术上具备资格和知识来进行评估。

E. 设计与分析中使用的软件以及对安全至关重要的数字项目的质量保证

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.B节“设计与分析中使用的软件以及对安全至关重要的数字项目的质量保证”，将确定用于安全相关系统和部件(SSCs)设计与分析的软件以及对安全至关重要的数字项目的质量保证标准。

拟议的10 CFR Part 50附录T的IV.B.1节，将要求申请人在质量保证计划内建立并实施相关流程，以确保:1)执行安全功能的数字项目中使用的软件；2)用于任何安全相关系统和部件设计验证的软件；3)用于任何安全相关系统和部件设计分析的软件，在整个软件生命周期内都得到记录、管理和控制，以确保相关安全相关系统和部件能够执行其预期的安全功能。

拟议的IV.B.2节将要求申请人采用适当的国家或内部软件工程标准。此类标准的示例包括美国机械工程师协会(ASME)、电气和电子工程师协会(IEEE)、国家标准与技术研究院(NIST)以及美国核协会(ANS)。

F. 对10 CFR 50.4、50.34、50.54、50.55、52.79、53.020、53.040、53.460、53.500、53.865、53.1309、53.1369、53.1416和53.1565的拟议一致性变更

对10 CFR 50.34(a)(7)的拟议一致性变更将允许符合10 CFR第50部附录T拟议第I节中包含的资格要求的CP申请人，在其CP申请中纳入符合10 CFR第50部附录T拟议要求的质量保证体系(QMS)，以替代满足10 CFR 50.34(a)(7)中提交符合10 CFR第50部附录B的质量保证计划描述的要求。

对10 CFR 50.34(b)(6)(ii)的拟议一致性变更将允许符合10 CFR第50部附录T拟议第I节中包含的资格要求的OL申请人，在其OL申请中纳入符合10 CFR第50部附录T拟议要求的质量保证体系(QMS)，以替代满足10 CFR 50.34(b)(6)(ii)中提交符合10 CFR第50部附录B的质量保证计划描述的要求。

对10 CFR 50.34(f)(3)(ii)的拟议一致性变更将在确保对安全重要的所有安全相关系统和部件(SSC)都包含在质量保证清单的要求中，增加对10 CFR第50部附录T拟议内容的引用。

对10 CFR 50.54(a)(1)的拟议一致性变更将纳入以下要求:

每个受10 CFR第50部附录T拟议质量保证标准约束的核电站或燃料后处理厂许可证持有人，根据10 CFR 50.34(b)(6)(ii)或52.79，实施安全分析报告中描述或引用的质量保证体系(QMS)，包括该报告的变更。
对于10 CFR第52部下的COL持有人，实施适用于燃料首次装载预定日期前30天运行的安全分析报告中描述或引用的质量保证体系(QMS)。

10 CFR 50.54(a)(5)的拟议一致性增加内容将包括质量保证体系(QMS)变更在实施前提交给核管理委员会(NRC)并获得NRC批准的要求。

对10 CFR 50.55(f)(1)的拟议一致性变更将纳入受10 CFR第50部附录T拟议质量保证标准约束的核电站或燃料后处理厂CP持有人，根据10 CFR 50.34(a)(7)，实施安全分析报告中描述或引用的质量保证体系(QMS)，包括该报告的变更的要求。

10 CFR 50.55(f)(5)的拟议一致性增加内容将增加质量保证体系(QMS)变更在实施前提交给核管理委员会(NRC)并获得NRC批准的要求。

对10 CFR 50.4的拟议一致性增加段落(b)(7)(iii)“书面通信”，将要求根据拟议的10 CFR 50.54(a)(5)或10 CFR 50.55(f)(5)对安全分析报告质量保证体系(QMS)进行的变更，或根据10 CFR 50.54(a)(5)或10 CFR 50.55(f)(5)对被许可人NRC认可的QMS主题报告进行的变更，提交给NRC文件控制台，副本发送至适当的地区办公室，若已为设施现场指定了NRC驻地检查员，则副本还应发送给该检查员。

对10 CFR 52.79(a)(25)和(27)的拟议一致性变更将允许符合10 CFR第50部附录T拟议第I节中包含的资格要求的COL申请人，在其COL申请中纳入符合10 CFR第50部附录T拟议要求的质量保证体系(QMS)，以替代满足10 CFR 52.79(a)(25)和(27)中提交符合10 CFR第50部附录B的质量保证计划描述的要求。

对10 CFR 53.020的拟议一致性变更将修改质量保证(QA)的定义，使其与10 CFR第50部附录T拟议中的QA定义保持一致。

对10 CFR 53.040“书面通信”的(b)(7)(iii)段拟议的符合规定的补充内容，将要求根据拟议的10 CFR 53.1565“评估许可基础信息中包含的程序变更”对安全分析报告质量管理体系进行变更，或者根据10 CFR 53.1565对被许可方的核管理委员会认可的质量管理体系专题报告进行变更，并提交给核管理委员会文件控制处，副本发送至相应的地区办公室，如果已向设施现场指派了相应的核管理委员会驻地检查员，则副本还应发送给该检查员。

对10 CFR 53.460“安全分类和特殊处理”的(b)(1)和(2)段拟议的符合规定的变更，对于符合10 CFR Part 50附录T拟议第I节中包含的资格要求的申请人，将允许对安全相关的安全重要物项(根据拟议的10 CFR 53.460(b)(1))以及超出10 CFR 53.460(b)(1)范围的非安全相关安全重要物项和安全相关安全重要物项(根据拟议的10 CFR 53.460(b)(2))进行特殊处理，以满足拟议的10 CFR Part 50附录T中的适用质量保证要求，作为这些安全重要物项必须满足10 CFR Part 50附录B中适用质量保证要求的替代方案。

对10 CFR 53.500“一般选址和选址评估”的(b)段拟议的符合规定的变更，对于符合10 CFR Part 50附录T拟议第I节中包含的资格要求的申请人，将允许为确定10 CFR Part 53子部分C下功能设计标准或分析假设的特定场地贡献因素而进行的识别场地特征或以其他方式所需的活动，满足拟议的10 CFR Part 50附录T中的质量保证要求，作为这些活动必须满足10 CFR Part 50附录B中适用质量保证要求的替代方案。

对10 CFR 53.865“质量保证”拟议的符合规定的变更，对于符合10 CFR Part 50附录T拟议第I节中包含的资格要求的10 CFR Part 53下的运行许可证或建造许可证持有者，将允许按照拟议的10 CFR Part 50附录T制定、实施和维护质量保证计划，作为替代10 CFR Part 50附录B的方案。

对10 CFR 53.1309(a)(2)(i)拟议的符合规定的变更，将允许符合10 CFR Part 50附录T拟议第I节中包含的资格要求的10 CFR Part 53下的建造许可证申请人，在其建造许可证申请中包含符合拟议的10 CFR Part 50附录T的质量管理体系，作为替代满足10 CFR 53.109(a)(2)(i)中提交符合10 CFR Part 50附录B的质量保证计划描述要求的方案。

对10 CFR 53.1369(I)拟议的符合规定的变更，将允许符合10 CFR Part 50附录T拟议第I节中包含的资格要求的10 CFR Part 53下的运行许可证申请人，在其运行许可证申请中包含符合拟议的10 CFR Part 50附录T的质量管理体系，作为替代满足10 CFR 53.1369(I)中提交符合10 CFR Part 50附录B的质量保证计划描述要求的方案。

对10 CFR 53.1416(a)(12)拟议的符合规定的变更，将允许符合10 CFR Part 50附录T拟议第I节中包含的资格要求的10 CFR Part 53下的建造-运行一体化许可证申请人，在其建造-运行一体化许可证申请中包含符合拟议的10 CFR Part 50附录T的质量管理体系，作为替代满足10 CFR 53.1416(a)(12)中提交符合10 CFR Part 50附录B的质量保证计划描述要求的方案。

对10 CFR 53.1565(d)(1)(i)拟议的符合规定的变更，将在委员会根据10 CFR 53.1452(g)做出认定后，明确10 CFR Part 50附录B的质量保证标准对10 CFR Part 53下每个运行许可证或建造许可证持有者的适用性。

对10 CFR 53.1565(d)(1)(iii)拟议的符合规定的补充内容，将包括要求在委员会根据10 CFR 53.1452(g)做出认定后，对于10 CFR Part 53下的每个运行许可证或建造许可证持有者，质量管理体系的变更在实施前需提交给核管理委员会并获得核管理委员会批准。

对10 CFR 53.1565(d)(2)提出的一致性修改将修改编号方案，并在委员会根据10 CFR 53.1452(g)做出认定之前，明确附录B的质量保证标准对10 CFR第53部规定下的每个CP或COL持有者在10 CFR第50部中的适用性。

对10 CFR 53.1565(d)(2)(ii)提出的一致性增加内容将包括要求，即在委员会根据10 CFR 53.1452(g)做出认定之前，10 CFR第53部规定下的每个CP或COL持有者在实施之前，将质量管理体系的变更提交给NRC并获得NRC批准。

十七、背景 - 施工许可证要求及相关许可证的更新

10 CFR 50.34中的规定明确了申请建造许可证(CP)或运行许可证(OL)时所需附带的技术信息要求。这些规定于1968年(《联邦法规汇编》第33卷，第18610页；1968年12月17日)进行了修订，增加了10 CFR 50.34(a)款，要求CP申请人提交初步安全分析报告。10 CFR 50.34(a)款规定了初步安全分析报告中的最低技术信息，包括初步设计信息以及对拟建设施所在地的描述和安全评估。正如1968年最终规则中所述，初步安全分析报告要求“旨在提供早期且充分的信息，期望通过减少申请人与美国原子能委员会(AEC)工作人员之间为填补信息空白而进行的耗时交流，加快CP申请的处理速度”。2007年至今，10 CFR 50.34的后续变更包括因新要求而进行的补充，以及澄清和放宽，但自1968年以来，10 CFR 50.34的大部分内容未变。

如果核管理委员会(NRC)做出10 CFR 50.35“颁发建造许可证”(a)款中列出的特定于CP的认定，以及10 CFR 50.40“通用标准”和10 CFR 50.50“颁发许可证和建造许可证”中颁发许可证和执照的更一般认定，则NRC可颁发CP。10 CFR 50.35(a)款中的认定源于AEC的早期做法，即当申请人未提交完成申请和批准所有拟议设计特征所需的所有技术信息时，会颁发“临时”CP。由于几乎所有已颁发的“临时”CP从未转换为“最终”CP，AEC提议将此做法编纂成法规(《联邦法规汇编》第34卷，第6540页；1969年4月16日)。10 CFR 50.35法规的最终修正案取消了“临时”CP这一术语，但10 CFR 50.35(a)款中颁发CP的标准与之前“临时”CP所需的标准相同(《联邦法规汇编》第35卷，第5317页；1970年3月31日)。自1970年以来，10 CFR 50.35(a)款中当前颁发CP的法规未作修改。

1989年4月18日，NRC发布了10 CFR第52部(《联邦法规汇编》第54卷，第15372页)，以改革NRC对未来核电站的许可程序。该规则在10 CFR第52部中为应急响应计划(ESP)、标准设计认证和COL建立了新的审批程序，这些是对10 CFR第50部中已存在的两步许可程序的补充。10 CFR第52部规则还包括标准设计批准和多机组(ML)的程序。2007年8月28日(《联邦法规汇编》第72卷，第49352页)，NRC发布了一项最终规则，对10 CFR第52部进行了修改，以澄清各项要求对每个10 CFR第52部审批程序的适用性。

十八、讨论 - 施工许可证要求及相关许可证的更新

本拟议规则将对10 CFR 50.34(a)中的措辞进行更新，以便更明确地将提交CP申请所需的详细程度与NRC在10 CFR 50.35(a)、50.40和50.50中为颁发CP而必须做出的认定联系起来。在对近期CP申请进行审查期间，NRC注意到，申请人可能会为10 CFR 50.34(a)中列出的某些技术领域提供更高的详细程度，而对其他领域提供较低的详细程度，同时仍为NRC提供足够的信息，以便其做出10 CFR 50.35(a)、50.40和50.50要求的颁发CP的认定。对10 CFR 50.34(a)脚注1的拟议修订将阐明，如果提供的信息使NRC能够做出10 CFR 50.35(a)、50.40和50.50要求的认定，则初步安全分析报告中为满足10 CFR 50.34(a)中的最低技术要求而提供的详细程度将被视为足够。

本拟议规则还将删除10 CFR 50.34(a)(4)中的一句话，该句详细规定了进行10 CFR 50.46中要求的冷却剂丧失事故(LOCA)分析的必要性以及拟议的10 CFR 50.46b“反应堆冷却剂系统排气系统的验收标准”中高点排气口的必要性。NRC认为，这些要求已隐含在10 CFR 50.34(a)(4)的前一句中，该句规定了需要包括对“为预防事故和减轻事故后果而提供的结构、系统和部件的充分性”的评估。这些要求在10 CFR 50.34(b)(4)中也有提及，NRC提议从10 CFR 50.34(b)(4)中删除一句话，该句同样详细规定了进行10 CFR 50.46中要求的LOCA分析的必要性。

还提议对10 CFR第52部各子部分中的类似监管文本和脚注进行相应修改，以确保动力反应堆许可和审批途径之间的一致性。这些修改将在适用于标准设计认证的10 CFR 52.47、适用于COL的10 CFR 52.79、适用于标准设计批准的10 CFR 52.137以及适用于ML的10 CFR 52.157中进行。这一修改将体现一种更具技术包容性的方法，并删除可能被解读为意味着在CP阶段LOCA分析方法已得到充分开发和验证的规定性语言。

拟议规则还将调整10 CFR 50.34(a)(1)(ii)(D)中的措辞，使其对具有功能性安全壳的设计有意义，这些安全壳被评估为一个释放屏障或一系列共同发挥安全壳安全功能的屏障。具体而言，通过拟议的修改，该规定将不再规定性地指出假定的裂变产物释放为“从堆芯进入安全壳”，而是将被更具技术包容性的语言所取代，该语言指的是“潜在流动路径的泄漏率”而非“安全壳泄漏率”。轻水反应堆设计将继续使用从堆芯到安全壳的裂变产物释放路径和安全壳泄漏率。拟议规则还将修订脚注3和6 - 它们提供了关于在10 CFR 50.34(a)(1)(ii)(D)所述分析以及10 CFR 50.34(f)(1)中的若干项目中使用的裂变产物释放的更多信息 - 使其更具技术包容性，并允许对具有机械源项和功能性安全壳的设计进行评估。此外，拟议规则将修订脚注4，该脚注讨论了在10 CFR 50.34(a)(1)(ii)(D)(1)中使用25雷姆(0.25希沃特(Sv))总有效剂量当量(TEDE)作为参考值，以删除与1959年国家标准局手册中包含的建议相关的过时信息。

将对10 CFR第52部各子部分中的类似监管文本和脚注进行相应修改，以确保动力反应堆许可和审批途径之间的一致性。具体而言，这些拟议修改将在适用于ESP的10 CFR 52.17、10 CFR 52.47、52.79、52.137和52.157中进行。这些修改将体现一种更具技术包容性的方法，消除某些设计可能需要的不必要豁免，并确保动力反应堆申请的一致性。

十九. 背景 - 10 CFR第50部和第52部基于风险告知和性能的替代验收标准

A. 监管灵活性的必要性

许多现有的核管理委员会法规都包含以特定数值限制(如温度、压力、剂量)表示的规定性验收标准。这些标准是根据规则颁布时的知识和技术水平制定的，并不总是反映自那时起几十年来在核安全分析、概率风险评估和反应堆设计方面取得的重大进展。此外，这些标准的编纂限制了被许可方和申请人在不寻求豁免的情况下提出替代方法的能力，这可能会带来成本和监管不确定性。

被许可方和申请人一直将过度规定性的要求视为创新的障碍。这对开发新反应堆设计并寻求在全球市场竞争的美国公司来说尤其具有挑战性。尽管如此，核管理委员会已确定，一种自上而下的方法——修改10 CFR第50和52部分中的各个规定性要求——将耗费大量资源，并且可能产生意想不到的后果，特别是对当前运行反应堆的许可基础而言。因此，核管理委员会提议扩大使用基于风险和性能的替代方案，以取代现有的规定性要求，而不是采用自上而下的方法。

B. 启用基于风险和性能的替代方法

美国核管理委员会长期以来一直支持在其监管决策中使用基于风险和性能的方法，这反映在委员会的政策声明和战略目标中，特别是1999年3月1日发布的SRM-SECY-98-144号文件《工作人员要求 - SECY-98-144 - 关于基于风险和性能的监管的白皮书》。从那时起，该机构一直鼓励使用此类方法来改善监管决策、提高安全性并减轻不必要的监管负担。

拟议规则将在此基础上，为被许可人和申请人提供一条结构化途径，以提出替代验收标准，这些标准将经过定制，无需豁免即可证明其特定技术的安全性。此外，拟议规则将进一步利用基于风险和性能的方法来更新10 CFR Part 50附录A，以澄清新轻水堆设计许可期间通用设计标准(GDC)的应用。

XX. 讨论 - 10 CFR第50和52部基于风险告知和性能的替代验收标准

美国核管理委员会(NRC)提议新增独立法规10 CFR 50.220和10 CFR 52.220，题为“使用基于风险告知和性能的验收标准替代方案”，允许被许可方和申请人自愿提交并使用包含技术、基于风险告知或基于性能的验收标准，以替代现有的规定性要求。这些新规定将支持扩大和加速使用反映创新核技术的验收标准，而无需豁免，同时继续确保合理保证充分保护公众健康和安全。

此外，NRC提议更新10 CFR第50部附录A，以明确:1)在许可申请文件中可以识别并证明偏离通用设计准则(GDCs)的情况，无需单独提出豁免申请；2)证明符合10 CFR第50部附录A的准则28“反应性限值(GDC 28)”，可以基于不同于控制棒弹出或控制棒掉落事故的另一种设计基准事故。

提议的10 CFR 50.220和10 CFR 52.220将解决监管效率低下的问题，并通过提供一种灵活的、自愿的替代方案来促进创新，以替代当前的方法，当前方法在许多情况下依赖于规定性要求，申请人在提议采用创新方法时必须寻求豁免。NRC已经确定了几个案例，在这些案例中，这种类型的框架可以实现更及时和高效的监管决策。这些经验凸显了减少所需豁免和规则制定数量的价值，从而提高效率并支持新技术的部署。提议的规则还将为选择提议并采用替代标准的现有设施提供增加运营灵活性的机会。

提议的方法将通过提供使用替代标准的自愿途径来提高监管灵活性、效率和可靠性。这种方法将维持当前运行反应堆和潜在重启机组的现有许可基础，从而避免与广泛的、自上而下修订监管要求相关的意外影响。此外，提议的规则将为NRC审查和接受替代标准建立一个更透明和结构化的过程。

这种方法将与NRC致力于使核技术安全用于社会利益的承诺相一致，同时保持合理保证充分保护公众健康和安全。它也将与NRC以前的规则制定方法相一致，这些方法为基于风险告知和性能的现有要求替代方案提供了自愿途径，例如颁布10 CFR 50.69“核动力反应堆结构、系统和部件的风险告知分类和处理”(69 FR 68008；2004年11月22日)和10 CFR第53部(91 FR 15,696；2026年3月30日)。

NRC认识到，成功实施这一提议的方法将需要广泛而灵活的指导，以适应一系列潜在的替代标准。因此，NRC鼓励希望利用提议的10 CFR 50.220和52.220提供的灵活性的申请人和被许可方更多地进行申请前参与。关于根据这一提议的规则提交的申请内容的指导草案载于DG-1464“关于根据10 CFR 50.220和52.220提议基于风险告知和性能的替代验收标准的申请内容指南”，该指南随此规则制定一同发布。

展望未来，NRC将保留NRC批准的替代验收标准记录，以及对相关批准依据的引用，以支持潜在申请人简化使用批准的替代验收标准，并作为该机构监管记录保存的一种方式。

提议的变更将包括修订10 CFR第50部附录A，以明确偏离GDCs无需豁免。相反，此类偏离可以在许可申请中直接识别并证明。虽然这一澄清不会改变NRC对证明本身的审查，但它将减轻提议创新设计的申请人的监管负担，在这些设计中，某些GDCs可能经过调整以更好地基于风险告知。

此外，美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR Part 50附录A的通用设计准则(GDC)28，允许申请人提出并论证用于反应性控制的替代设计基准事故，而非规范性地要求评估控制棒弹出或控制棒掉落事故。尽管申请人和被许可方或许能够通过拟议的10 CFR 50.220和52.220中的灵活性来做到这一点，但这一变化将更明确地允许使用特定于设计的事故场景，并支持在安全分析中消除不必要的保守性，而无需提供拟议的10 CFR 50.220(b)和52.220中要求的信息。美国核管理委员会正在发布DG-1464《10 CFR 50.220和52.220下提议基于风险和性能的替代验收标准的申请内容指南》，以供公众随本拟议规则发表意见，该指南将用于支持申请人根据可信、现实的风险确定适当的设计基准事故。

XXI. 背景 - 根据《联邦法规汇编》第10编第52和53部分确定反应堆在建设和运行期间设计变更的阈值

行政命令14300第5(f)节指示核管理委员会为反应堆建设开始后核管理委员会可能要求对反应堆设计进行变更的情况设定严格的阈值。作为回应，核管理委员会提议提高建设期间所需变更的阈值，取消“提高标准化程度”这一作为委员会针对特定工厂或通用基础上的设计认证信息进行指令性修改的标准。此外，本拟议规则将在《联邦法规汇编》第10编第52和53部分关于建设期间被许可人请求的变更的法规中提供额外的灵活性并减少不必要的监管负担。核管理委员会还提议对《联邦法规汇编》第10编第52和53部分进行修改，以便在运行期间为被许可人请求的变更提供灵活性和效率。

A. 设计认证规则中变更与偏离的信息层级及流程的制定

1987年，美国核管理委员会(NRC)发布了一份关于核电站标准化的政策声明(《联邦法规汇编》第52卷，第34884页；1987年9月15日)。1989年，发布了《联邦法规汇编》第10编第52部(《联邦法规汇编》第54卷，第15372页；1989年4月18日)，该法规规定设计认证将通过制定规则来完成。NRC最终采用了两级设计信息系统。这些层级在一份设计控制文件(DCD)中指定，NRC将该文件通过引用纳入其法规，并且每个信息层级都有特定的变更和偏离设计认证信息的流程。

一级信息是DCD中已批准和认证的部分。它包括定义和一般规定、设计描述、检查、测试、分析和验收标准(ITAAC)、重要场地参数以及重要接口要求。一级设计描述旨在适用于设施的整个寿命期。二级和二级信息是DCD中已批准但未认证的部分。二级包括类似于10 CFR第50部许可证的最终安全分析报告(FSAR)中的信息。设立二级是为了尽量减少一级中的信息，同时要求未经NRC事先批准，此信息不得更改。如果没有二级指定，此信息将被指定为一级。虽然在前五个设计认证中使用了二级类别，从美国先进沸水反应堆(ABWR)到经济简化沸水反应堆(ESBWR)，但后来的APR1400和NuScale DCD没有将任何信息指定为二级*。

10 CFR第52部附录A《美国先进沸水反应堆设计认证规则》、附录D《AP1000设计认证规则》、附录E《ESBWR设计认证规则》、附录F《APR1400设计认证规则》和附录G《NuScale设计认证规则》中的每个设计认证都包括第八节“变更和偏离流程”，该节规定了变更一级、二级以及适用时的二级信息的流程。这些附录第八节中的要求基本相同，除了某些没有指定为二级信息的已认证设计。根据这些第八节的要求，针对一级的特定工厂变更或偏离需要豁免。针对二级*的特定工厂偏离需要通过许可证修正案获得NRC批准。对二级信息的变更或偏离使用类似于10 CFR 50.59中为10 CFR第50部许可证持有者提供的流程进行评估，10 CFR 50.59提供了确定被许可方发起的变更是否需要NRC事先批准的标准。因此，这种针对二级信息的类似偏离流程通常被描述为COL持有者参考设计认证时的类似10 CFR 50.59的流程。第八节中的变更流程旨在平衡标准化与灵活性，并在建设和运营期间适用。

对于当前已认证的设计，二级在10 CFR第52部附录A、D和E的II.F节中定义。10 CFR第52部附录F和G不包含二级信息。二级是通用DCD中用括号、斜体文本和星号指定的二级信息部分。根据10 CFR第52部附录A、D和E的VIII.B.6.b和VIII.B.6.c节，任何引用这些附录的被许可方未经NRC事先批准不得偏离二级事项，任何此类偏离请求将被视为根据10 CFR 50.90提出的许可证修正案请求。10 CFR第52部附录A、D和E的VIII.B.6.b和VIII.B.6.c节列出了各自设计的所有二级事项。10 CFR第52部附录A、D和E的VIII.B.6.b节中列出的二级事项在设施的整个寿命期内保留此二级指定，而这些附录的VIII.B.6.c节中列出的二级事项在工厂首次达到满功率后恢复为二级。

标准设计认证的另一个关键方面是终局性。设计认证规则的发布允许将该设计通过引用纳入COL申请。发布终局性规则限制了可能对认证信息施加的变更类型。在COL申请审查期间，按规则编纂的设计信息不受NRC审查，但NRC工作人员将审查申请人要求偏离经认证设计且需要NRC批准的情况。引用经认证设计的COL申请的听证范围不包括经NRC规则认证的设计，但将涵盖任何偏离经认证设计且需要NRC批准的情况。

颁布10 CFR第53部的最终规则为商业核电站(包括先进反应堆设计)建立了一个基于风险、基于性能且包含技术的监管框架。10 CFR第53部摒弃了一级和二级术语。相反，10 CFR 53.1525“在设计认证规则内修订认证信息”使用“认证信息”一词代替一级。“非认证信息”等同于10 CFR第52部下的二级信息。10 CFR第53部中“认证信息”和“非认证信息”的变更控制流程与10 CFR第52部中一级和二级的变更控制流程类似。

B. 关于设计认证信息指定和变更流程的许可经验及改进举措

美国核管理委员会(NRC)定期考虑改进标准设计认证信息指定及相关变更流程的有效性和效率。许多通过内部和外部审查及互动得出的改进措施在本拟议规则中有所阐述。

NRC工作人员对2级和1级信息的内容进行了内部审查并考虑改进。在2017年7月24日的SECY - 17 - 0075《设计认证分层信息指定的计划改进》中，NRC工作人员审查了影响AP1000 COL许可证持有者2级信息的许可证修正案申请(LARs)，以评估2级指定和类似10 CFR 50.59变更流程的有效性。虽然NRC工作人员得出结论，在认证设计中保留使用2级信息有好处，但指出对于AP1000，LARs中提出的一些非安全重要的2级变更可能不会触发类似10 CFR 50.59要求NRC事先批准变更的标准。在2019年4月8日的SECY - 19 - 0034《改进设计认证内容》中，NRC工作人员完善了1级内容的一般原则，以便在未来的设计认证中，对安全重要性最小的设计变更无需NRC批准。这些改进也适用于2级。

通过沃格特勒3号和4号机组的经验，NRC工作人员对10 CFR Part 52附录D中引用的AP1000设计的2*级信息有了深入了解。这些见解总结在2024年1月16日发布的《10 CFR Part 52建设经验教训报告》中。

AP1000设计认证包含大量2级信息，如果今天重复该过程，会识别出比现在更多的此类信息。沃格特勒3号和4号机组的建设经验表明，在某些情况下，需要提交LARs来更改安全重要性极小(如果有的话)的2级信息(例如，对一份被整体认定为2级信息的文件中的参考文献进行编辑)。在这些情况下，提交LARs来更改信息对许可证持有者和NRC来说都是资源的低效利用。2级指定的使用应与SECY - 17 - 0075和SECY - 19 - 0034中描述的方法一致。当此指定用于未来的许可申请时，应仔细选择2*级信息，以尽量减少对该信息进行非安全重要变更时需要提交LARs的可能性。

在发布了几份10 CFR Part 52 COLs之后，NRC在制定标准化ITAAC和相应1级信息的指南时，与行业代表和公众成员进行了交流，以考虑他们的观点。NRC考虑了核能研究所(NEI)于2015年5月27日制定的一份行业指南草案，该草案讨论了制定1级信息的“首要原则”以及一套可用于未来设计认证申请的标准ITAAC。虽然NRC和NEI之间的讨论仍在继续，但该指南的最终版本从未得到认可。

NRC于2012年2月10日向南方核运营公司(SNC)颁发了沃格特勒3号和4号机组的COLs。沃格特勒3号和4号机组目前是仅有的两家通过10 CFR Part 52许可程序获得许可、建设并进入商业运营的核电站。在颁发COLs后的几年里，NRC和SNC就沃格特勒3号和4号机组1级和2*级信息的豁免问题进行了一系列互动，包括许可和建设期间遇到的挑战、吸取的教训以及获得的经验。

在建设期间，SNC多次寻求对二级流程进行调整。2014年8月7日，SNC致函提交了一项修订和豁免请求，申请将适用于二级变更的现有偏离评估流程应用于二级变更。SNC于2014年12月15日致函撤回了该请求。随后，2016年2月1日，美国核管理委员会批准了修订和豁免请求，将与消防相关的二级信息重新分类为二级。2017年12月21日，SNC提交了LAR-17-037及相关豁免请求，寻求对沃格特勒3号和4号机组的COL进行变更，以增加一项许可条件，即在未满足特定标准的情况下，将适用于二级信息变更流程的情况应用于拟偏离二级信息的情况。如果拟偏离满足其中一项标准，则拟偏离仍需事先获得美国核管理委员会的批准。在该请求中，SNC指出，LAR-17-037“源于SNC在10 CFR Part 52附录D中概述的偏离评估流程方面近六年的经验”，并且“SNC已经确定了一种方法来减轻美国核管理委员会和被许可方的一些行政负担”。此外，SNC表示，该提案旨在符合SECY-17-0075中吸取的二级经验教训。2018年9月20日，美国核管理委员会批准了对沃格特勒3号和4号机组的修订和豁免，实际上用一个替代流程(反映在一项许可条件中)取代了二级变更流程，该替代流程应用二级变更流程以及另外九条标准来确定是否需要进行许可修订。

SNC在建设期间和商业运营开始后都提交了LAR，提议更改二级和二级信息的内容，并在适用情况下，根据设计认证附录中规定的变更流程请求豁免一级信息。在建设期间，有近200项许可修订，其中一些有相关豁免，以及各种需要美国核管理委员会审查和批准的ASME规范替代方案。对于为沃格特勒3号和4号机组批准的众多一级豁免请求中的每一项，美国核管理委员会都确定特殊情况超过了因标准化降低而导致的安全方面的任何下降。从这些许可活动中吸取的经验教训表明，提交申请的必要性以及对如何维持标准化的评估并没有产生支持标准化政策实施的重大见解；相反，经验表明，将维持标准化作为允许变更的标准的要求通常对被许可方来说负担沉重，且没有显著益处。美国核管理委员会尚未根据10 CFR 52.63通过制定规则将这些变更强加于10 CFR Part 52附录D中的认证信息，因为这些与标准化的偏差在安全方面并非显著降低。此外，美国核管理委员会从未仅基于特殊情况未超过因标准化降低而导致的安全下降这一标准就认为SNC提交的豁免请求不可接受。在建设期间，SNC还寻求提高一级和二级信息内容的效率。具体而言，SNC请求修订，以合并几个ITAAC，并对特定核电站的DCD中的相关一级信息进行相应更改，以提高ITAAC完成和关闭流程的效率。

在2023年9月20日的一次公开会议上，SNC工作人员承认，“现有的二级*要求并非过于繁重，但SNC若能在其整个核电站群中实施类似的变更流程将受益。”

在商业运营开始后，SNC于2024年7月25日提交了一份针对沃格特勒3号和4号机组的许可修订和豁免请求，以从其许可证中删除所有一级和二级信息及相关要求。SNC部分提议将一级和二级信息转换为二级，以便二级变更流程适用于所有这些信息。当时，美国核管理委员会告知SNC，该请求包含重大政策问题，更适合通过制定规则请愿程序来解决，并且SNC提议的许可文件修订是重大的许可变更，引发了适合委员会审议的政策问题。随后，SNC于2024年9月25日撤回了许可修订和豁免请求。本提议的制定规则将解决SNC提出的将一级和二级*信息转换为二级的请求所引发的问题。

2025年1月15日，美国核管理委员会(NRC)召开了另一次公开会议，以征求对在10 CFR第52部的建设和运营阶段提供监管灵活性的初步方案的反馈意见，包括一级和二级*信息的变更流程以及层级指定的调整。在会议上发言的公众没有提出负面反馈，并支持NRC在会议上提出的方法。

在其使10 CFR第50部和第52部许可程序保持一致的规则制定工作中，NRC工作人员在2022年6月6日发布的“拟议规则:许可程序的一致性以及从新反应堆许可中吸取的经验教训(RIN 3150 - AI66)”(SECY - 22 - 0052)中就标准化和一级原则提出了各种变更。在2024年11月20日发布的“工作人员要求 - SECY - 22 - 0052 - 拟议规则:许可程序的一致性以及从新反应堆许可中吸取的经验教训(RIN 3150 - AI66)”(SRM - SECY - 22 - 0052)中,委员会批准在《联邦公报》上发布修订后的拟议规则，该规则将消除在批准偏离设计认证或ML中的信息时评估对标准化影响的要求。本拟议规则将纳入该变更。

在SECY - 22 - 0052中，NRC工作人员还提议在10 CFR第52部中为一级信息添加一个定义，该定义将一级信息定义为通用设计控制文件(DCD)中与设计相关信息的定性和功能级别部分。本拟议规则也纳入了这一变更，并将在一级的定义中进一步纳入ITAAC。相关指导文件将进行更新，以明确一级信息不应包括那些对于安全意义极小的偏离认证设计可能需要NRC批准的细节。

本拟议规则还将修订10 CFR第52部中关于被许可人在建设和运营期间请求变更的规定，以提供更多灵活性并减少不必要的监管负担。这将通过对10 CFR第52部附录A、D、E、F和G中描述的每个认证设计进行变更来实现。10 CFR第52部的附录B(System 80 +)和附录C(AP600)已经过期。

C. 严重事故

在2012年6月6日发布的SECY - 12 - 0081《新反应堆风险知情监管框架》中，美国核管理委员会(NRC)工作人员描述了二级变更流程中存在的一个潜在“缺口”，该缺口涉及与堆外严重事故预防和缓解无关的严重事故特征。除非此类堆外严重事故设计特征碰巧具有双重功能，例如还能应对设计基准事故或飞机撞击，否则具有显著风险的二级变更(例如，设计控制文件(DCD)和最终安全分析报告(FSAR)二级文件第19章中与除“堆外”事故之外的严重事故预防和缓解相关的信息)可能会被完全筛选掉，且无需获得NRC的事先批准。在SECY - 12 - 0081中，NRC工作人员指出，一级描述通常具有足够的细节，因此对严重事故设计特征的重大变更需要NRC事先审查。然而，NRC工作人员也指出:1)在确定是否需要NRC事先批准时，变更可能会被筛选掉或应用不太合适的标准；2)是否获得NRC事先批准可能高度依赖于一级文件中的详细程度(如果有)。当前的变更流程并未涵盖10 CFR 52.47(a)(23)和52.79(a)(38)中定义的所有严重事故。当前的法规及其通过2014年3月发布的NEI 96 - 07附录C《10 CFR Part 52许可的新核电站变更流程实施指南》修订版0 - 校正版中的指南实施，可能会导致被许可方筛选掉DCD和FSAR二级文件第19章(及其他章节)中不影响堆外严重事故设计特征的变更。在最坏的情况下，对堆外严重事故特征的重大二级变更，直至包括永久退役，可能在未获得NRC事先批准的情况下进行。

在2012年10月22日发布的SRM - SECY - 12 - 0081《工作人员要求 - SECY - 12 - 0081 - 新反应堆风险知情监管框架》中，委员会批准了NRC工作人员的计划，以通过以下方式解决二级变更流程中的潜在缺口:a)确保一级文件中包含所有关键严重事故特征的足够细节；b)在未来的设计认证规则制定中，为堆外严重事故特征纳入与堆外严重事故特征类似的变更流程。虽然目前没有已认证的设计包含堆外严重事故特征的变更流程，但一旦核电站首次达到满功率，将一级信息恢复为二级信息(本文第XXII.B节中讨论的一项提议变更)可能会在堆外严重事故特征变更方面产生缺口。为解决这一潜在缺口，提议的规则将修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G第VIII节中类似10 CFR 50.59的流程，以考虑所有严重事故，而不仅仅是堆外严重事故。

XXII. 讨论 - 根据10 CFR第52和53部规定，确定反应堆在建造和运行期间设计变更的阈值

为响应行政命令14300中关于“为施工期间所需变更设定严格阈值”的指示，本拟议规则将修订10 CFR 52.63“标准设计认证的终局性”和10 CFR 53.1263“标准设计认证的终局性”中设计认证的终局性条款，以:1)消除“提高标准化程度”作为在通用或特定电厂基础上修改设计认证信息的标准，以及2)消除特殊情况是否超过因标准化程度降低可能导致的安全性降低，以此作为特定电厂订单和被许可人豁免请求的考虑因素。同样，拟议规则将修订10 CFR 52.171“制造许可证的终局性；信息请求”和10 CFR 53.1437“豁免、偏离和差异”中关于ML的终局性条款，以消除“特殊情况是否超过因标准化程度降低可能导致的安全性降低”作为申请人偏离引用或使用制造的反应堆的请求的考虑因素。此外，拟议规则将包括其他规则变更，以提供额外的灵活性，并减轻被许可人发起的变更所带来的不必要监管负担。

A. 标准化

美国核管理委员会(NRC)提议修订其法规，取消将标准化作为批准对已认证设计进行通用变更、关于引用标准设计认证信息的特定核电站订单或偏离标准设计认证或多用途许可证(ML)的请求的考量因素的不必要要求。

如本文件第二十一.B节所述，最近沃格特勒3号和4号机组的反应堆许可经验表明，将保持标准化作为批准请求变更的标准的要求，对被许可方来说往往负担沉重，却没有显著的抵消效益。关于NRC强制实施的变更，10 CFR 52.63(a)(1)、52.63(a)(4)、53.1263(a)(1)和53.1263(a)(4)规定了委员会在通过制定规则或特定核电站订单修改、撤销或对认证信息施加新要求之前必须满足的标准。10 CFR的52.63(a)(1)(vii)和53.1263(a)(1)(vii)规定，有助于提高认证信息标准化的变更属于委员会可作为对认证信息施加新要求依据的终局性的例外情况，将从NRC的法规中删除。在通过特定核电站订单施加新要求之前，10 CFR 52.63(a)(4)(ii)和53.1263(a)(4)(ii)要求存在特殊情况，且委员会需考虑这些特殊情况是否超过因标准化降低的影响而导致的安全性的任何降低。适用于委员会的特殊情况是否超过因标准化降低而导致的安全性的任何降低这一标准，将从NRC的法规中删除。特殊情况存在这一标准将保留在法规中。

关于被许可方和申请人提议的变更，10 CFR 52.63(b)(1)和53.1263(b)允许引用设计认证规则的申请人或被许可方请求豁免认证信息的一个或多个要素。这些法规要求委员会考虑豁免法规要求存在的特殊情况是否超过因豁免导致的标准化降低可能引起的安全性的任何降低。然而，如本文件第二十一.B节所述，经验表明，在所有情况下，所需的特殊情况超过了因请求豁免导致的标准化降低可能引起的安全性的任何降低。因此，NRC提议修订10 CFR 52.63(b)(1)和53.1263(b)，取消NRC审查请求豁免对标准化影响的要求。

出于类似原因，NRC还提议修订10 CFR 52.93(c)、52.171(b)(2)和53.1437(c)，取消将变更对标准化的影响作为偏离多用途许可证(ML)信息的正当理由的考量标准的要求。

1987年9月15日，NRC发布了一份关于核电站标准化的修订政策声明(52 FR 34884)。该政策声明的目的是让委员会通过为核电站设计认证提供一个可在单个核电站申请中引用的监管框架来鼓励标准化。如该政策所述，“委员会认为，使用经认证的标准化设计可通过将资源集中于特定设计方法而不扼杀创造力，从而有益于公众健康和安全；通过促进标准化的施工实践、质量保证和人员培训计划；以及通过促进更有效的维护和改进运营。” 使用经认证的设计还将提高NRC审查的效率，并减少监管过程中的不确定性。

提议的规则变更不会与这一政策目标相悖。标准化的政策目标以及与之相关的效率和安全效益将得以维持，因为整体监管框架仍将允许申请人和被许可方在建造许可(CP)申请或运行许可(COL)申请中引用经认证的设计。删除10 CFR 52.63(a)(1)(vii)和53.1263(a)(1)(vii)将确保不能仅为在引用同一设计的反应堆之间建立或维持标准化而对被许可方施加对经认证设计的变更。然而，委员会仍可使用10 CFR 52.63(a)(1)和53.1263(a)(1)中剩余的六个标准之一对认证信息施加新要求。由于NRC因符合这些其他标准而强制实施的设计认证变更将适用于所有引用经认证设计的核电站，标准化仍将得以实现。

关于对10 CFR 52.63(b)(1)、52.93(c)、52.171(b)(2)、53.1263(b)和53.1437(c)中要求分析变更对标准化影响的规定所做的拟议修改，经验表明，对于申请人或美国核管理委员会(NRC)而言，评估任何一项拟议变更是否仅因标准化程度降低就会降低安全性是具有挑战性的。NRC认识到，提高标准化程度仍然是10 CFR第52和53部分的一项政策目标，并且在这样做有适当益处时，应维持支持该目标的要求。NRC法规的拟议修改取消了基于变更对标准化的影响来证明对设计的请求变更合理性的要求，这将消除对申请人和被许可人的不必要负担，同时维持NRC标准化政策的有益方面。对10 CFR 52.63(a)(4)和53.1263(a)(4)的拟议修改将取消NRC在发布特定核电站命令前考虑特殊情况是否超过因标准化程度降低而导致的安全性降低的类似要求。

尽管本文件第二十二.C节“变更和偏离流程”中描述的拟议规则修订将为被许可人提供更大灵活性，以便对已认证设计进行特定核电站变更，但NRC预计特定核电站变更的范围和程度不会导致如此巨大和显著的差异，以至于会抵消标准化的优势和安全益处。10 CFR第52和53部分中的监管结构和变更控制流程将继续支持标准化的政策目标。

B. 定义

美国核管理委员会(NRC)提议修改其法规，在10 CFR 52.1《定义》中增加层级信息的定义，并使这些定义与SECY - 19 - 0034中的原则保持一致。“一级”“二级”和“二级*”术语在10 CFR第52部附录A、D、E、F和G中每个设计认证的第二部分“定义”中有定义。设计认证申请人可自由定义此信息。例如，一份申请可以不定义层级信息，包含超过三个层级的信息，或者定义与当前10 CFR第52部设计认证附录中不同的层级定义。这种灵活性可能导致不一致，并增加设计认证和COL申请人准备申请时的负担，以及NRC审查申请时的负担。最近的反应堆许可经验表明，一些申请在一级中包含了比一级目的所需更多的信息。这导致被许可人需要请求NRC审查和批准一级中偏离因其安全重要性极小而本可更适当地按照目前适用于二级信息的类似10 CFR 50.59变更程序处理的信息。

为解决这些问题，NRC提议修改其法规，在10 CFR 52.1中增加“一级”的定义，该定义将规定一级信息是通用设计控制文件(DCD)中与设计相关信息的定性和功能层面部分，并且还包括初始培训和授权人员配置(ITAAC)。相关指导文件将更新，以澄清一级信息不应包括那些对偏离已认证设计具有极小安全重要性而需NRC批准的细节。NRC对提议的10 CFR 52.1中二级信息的定义提出同样的细化，因为只有当信息符合纳入一级的条件时，才应指定为二级。

NRC还就提议在10 CFR 52.1中增加的“二级”和“二级*”定义指出以下内容:

10 CFR第52部附录A、D、E、F和G第二部分中“二级”的定义接着列出了二级中包含的具体信息。10 CFR 52.1中提议的“二级”定义将不包含此列出的信息。
10 CFR第52部附录A、D、E、F和G第二部分中“二级”的定义指出，“对于某些二级信息，此指定在第八.B.6款下到期”。10 CFR 52.1中提议的“二级”定义部分内容将是，在电厂首次达到满功率后，对于所有二级事项，二级*指定恢复为二级状态。

这些提议的10 CFR 52.1中一级、二级和二级*的定义将适用于最终规则生效日期后颁发的设计认证。

对于当前已认证的设计，NRC提议在10 CFR第52部附录A、D、E、F和G的第二.D节中澄清其一阶信息的定义。目前，这些附录中的每个第二.D节都规定，一级是通用DCD中经批准和认证的与设计相关信息的部分，包括:定义和一般规定；设计描述；ITAAC；重要场地参数；以及重要接口要求。对第二.D节的提议修订将通过识别通用DCD中与这些一级信息类别各自对应的特定章节和表格来提供进一步的澄清。由于提议的规则将对这些不同类别的一级信息实施不同的变更控制程序，因此需要明确识别通用DCD中的哪些一级信息对应每个类别。对于定义和一般规定(第二.D.1节)、重要场地参数(第二.D.4节)和重要接口要求(第二.D.5节)，将识别通用DCD中的特定章节。对于ITAAC(第二.D.3节)，将列出通用DCD中的特定表格。提议的规则还将规定，仅这些表格中的检查、测试和分析列以及验收标准列将被视为ITAAC信息。对于设计描述(第二.D.2节)，提议的规则将识别通用DCD中的特定章节，并将澄清这些章节中引用的图和非ITAAC表格也将被视为设计描述信息。非ITAAC表格将是定义中未具体列为ITAAC表格的任何表格。

C. 变更与偏离流程

(i) 一级设计描述信息

美国核管理委员会(NRC)提议更改其关于在建设期间，针对引用经认证设计的COL许可证持有者提出的被许可方变更请求的规定。这些提议的规则变更中有几项将影响10 CFR Part 52附录中类似10 CFR 50.59的标准。这包括对10 CFR 50.59类似标准本身的提议变更，以及它们在设计信息中的应用。NRC承认，本文件第十二节“讨论 - 以风险为依据的10 CFR 50.59以及允许方法变更的灵活性”描述了对10 CFR 50.59的提议变更，这些变更将允许考虑概率风险评估(PRA)中的风险见解，并为评估方法的变更提供更大的灵活性。作为最终规则制定的一部分，NRC将考虑对10 CFR 50.59的规则修订及其对10 CFR Part 52中类似10 CFR 50.59流程的适用性。

NRC提议修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的第八.A节“一级信息”，涉及被许可方对一级设计描述信息的变更请求。目前，所有一级信息的豁免受10 CFR 52.63(b)(1)和52.98(f)的要求管辖。提议的规则将修订一级设计描述的变更流程，并在10 CFR 52.63(b)(1)中进行相应变更，以反映在新变更流程范围内的一些一级设计描述变更无需豁免。被许可方对定义和一般规定、重要场地参数以及重要接口要求的豁免请求将保持不变，任何偏离此一级信息的情况仍将需要豁免。NRC认识到，基于沃格特勒3号和4号机组的建设经验提出的一些一级信息变更请求可能对安全并不重要。在确定哪些一级设计描述信息变更需要NRC批准方面提供灵活性，将减轻被许可方的负担，并最大程度减少因许可审查可能导致的施工延误，同时不影响安全。

NRC提议在10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G中添加第八.A.5节，以便在满足某些标准的情况下，允许申请人或被许可方在无需NRC批准的情况下偏离一级设计描述信息。确定提议偏离一级设计描述信息是否需要豁免的标准将列在10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G提议的新第八.A.6节中。这些标准基于10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G目前在第八.B.5.b和第八.B.5.c节中列出的类似10 CFR 50.59的标准，用于确定二级信息变更是否需要NRC批准。由于一级设计描述信息基于二级信息，这些标准也适用于一级设计描述信息的变更。提议的新第八.A.6节中的标准将与第八.B.5.b节中的标准相同。提议的新第八.A.6节中的标准还将包括与当前第八.B.5.c节中类似的标准，但这些标准将进行修订，以考虑所有严重事故设计特征，而不仅仅是容器外严重事故设计特征，这与本提议规则对第八.B.5.c节的提议变更一致。本文件第二十二.C.(iii)节“严重事故”对此变更有更多讨论。如果提议的第八.A.6节中的任何标准得到满足，那么提议偏离一级设计描述将需要提交豁免请求以获得NRC批准。

10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的第八.A.2节规定，对一级信息的通用变更适用于所有引用适用附录的申请人或被许可方，但根据第八.A.3或第八.A.4段中特定工厂行动已使其在技术上不相关的变更除外。由于NRC提议添加第八.A.5和第八.A.6段作为对一级设计描述进行特定工厂变更的方式，NRC还提议进行相应变更，修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的第八.A.2节，将新的第八.A.5和第八.A.6段添加到可使对一级信息的通用变更在技术上不相关的特定工厂行动列表中。

10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的第六部分B列出了委员会认为在随后根据10 CFR 52.103进行的发放COL、修订COL或更新COL的程序以及涉及引用适用附录的电厂的执法程序中已解决的事项。这些附录的第六部分B.4将一个已解决事项确定为根据适用附录第八部分A.4和第八部分B.4的变更程序并符合其规定的所有豁免。这些附录的第六部分B.6将另一个已解决事项确定为根据适用附录第八部分B.5的变更程序并符合其规定的所有不要求NRC事先批准的对第二层级的偏离。由于NRC提议增加第八部分A.5和第八部分A.6作为对第一层级设计描述进行特定电厂变更的手段，NRC还提议进行相应变更，即修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的第六部分B，将根据第八部分A.6并符合其规定的豁免添加到已解决事项列表中。另一项相应变更将修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的第六部分B，将根据第八部分A.5并符合其规定的不要求NRC批准的对第一层级的偏离添加到已解决事项列表中。此外，NRC提议对10 CFR Part 52附录A和F的第六部分B进行更正，将适用附录中的引用“第八部分B.5.f”改为“第八部分B.5.g”。

对10 CFR Part 53也提出了类似的变更。具体而言，NRC提议修订10 CFR 53.1525(b)，允许引用根据10 CFR Part 53颁发的设计认证的许可证持有人在满足某些标准的情况下，对尚未纳入许可证的认证信息进行变更而无需申请豁免。对10 CFR 53.1535“建设期间的修订和豁免”以及10 CFR 53.1550提出了其他变更，以反映对10 CFR 53.1525(b)的提议变更。10 CFR 53.1535的(a)款将进行修订，增加规定，如果需要豁免，CP或LWA的持有人也可以申请豁免。10 CFR 53.1535的(b)款将进行修订，要求任何尚未做出10 CFR 53.1452(g)认定的COL持有人在被许可人开始建设以实施需要NRC批准的变更之日起45天内提交豁免申请。此要求目前适用于所请求的许可证修订，NRC提议也将其适用于豁免，以反映对10 CFR 53.1525(b)的提议变更，根据该变更，对认证信息的某些偏离将需要豁免但不需要修订。对10 CFR 53.1550的提议变更将明确，对设施变更的评估适用于认证信息以及FSAR。最后，NRC提议删除10 CFR 53.1525(b)中当前要求在LAR中包含豁免请求的规定，因为根据提议的10 CFR 53.1525(b)，需要NRC批准的偏离将需要豁免请求，并且除非偏离会改变许可证本身，否则不需要许可证修订。提议对10 CFR 53.1530“修订与制造许可证相关的最终安全分析报告中的信息”进行相应变更，以消除要求引用设计认证的ML持有人作为修订申请的一部分请求豁免设计认证规则的要求。提议的10 CFR 53.1530将规定，在这些情况下，适用10 CFR 53.1525的规定。

(ii) 一级初始技术安全分析与认证信息

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的VIII.A部分，涉及被许可人请求变更一级初始技术安全分析(ITAAC)信息的相关内容。根据现行变更控制要求，在COL申请中，若引用经认证设计的通用ITAAC发生任何变更，COL持有人须向NRC提交豁免请求和许可证修订申请(LAR)以供批准。由于ITAAC与其他一级信息一样属于已认证信息，所以修改通用ITAAC需要提交豁免请求。对通用或特定核电站的ITAAC进行变更也需要修订许可证，因为《原子能法》第185b条要求委员会将ITAAC纳入COL。

拟议规则将在10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G中新增VIII.A.7部分。各附录中的拟议VIII.A.7部分将要求引用该附录的被许可人，针对一级ITAAC信息的任何变更，根据10 CFR 50.90请求修订许可证。然而，与现行要求不同的是，由于10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的VIII.A.7部分的拟议要求，请求偏离一级ITAAC信息的被许可人除LAR外无需再提交豁免请求。取消提交豁免请求的要求将消除针对同一变更同时提交豁免请求和LAR的必要性，从而减轻被许可人的不必要负担。NRC仍需审查并批准所有ITAAC变更，以确保符合10 CFR 52.97(b)的要求，即COL包含必要且充分的ITAAC，以合理保证设施的建设和运营符合许可证、《原子能法》条款及委员会规定。Vogtle 3号和4号机组的建设经验表明，依据10 CFR 52.7(引用10 CFR 50.12)、10 CFR 52.63(b)以及10 CFR Part 52适用附录的VIII.A.4部分规定的豁免标准评估这些相同的ITAAC变更，并不能增强安全保障。对ITAAC信息提出豁免请求仅仅是因为ITAAC被指定为一级(如已认证)信息。

10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的VIII.A.2部分规定，对一级信息的通用变更适用于所有引用适用附录的申请人或被许可人，但根据VIII.A.3或VIII.A.4款的特定核电站行动已使其在技术上不相关的变更除外。在一致性变更方面，NRC提议修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的VIII.A.2部分，在可使一级信息的通用变更在技术上不相关的特定核电站行动列表中增加新的VIII.A.7款。

对10 CFR Part 53也提出了类似变更。具体而言，NRC提议修订10 CFR 53.1525(a)，允许引用根据10 CFR Part 53颁发的设计认证的OL或COL持有人，若提议对已纳入许可证的认证信息进行变更，可请求修订许可证以替代豁免。还提议对10 CFR 53.1550(a)(1)进行一致性变更，以明确如果对纳入许可证的认证信息的变更无需修订许可证，则可进行变更。

10 CFR Part 52附录中被许可方请求的对一级信息的修改要求，与10 CFR Part 53中的认证信息要求并不相同，因为10 CFR Part 52附录中的一级定义指出，一级信息包括定义和一般规定、设计描述、ITAAC、重要场地参数以及重要接口要求，而10 CFR Part 53并未明确认证信息。10 CFR Part 52中一级ITAAC的变更控制流程，与已纳入许可证的10 CFR Part 53认证信息的变更控制流程类似。10 CFR Part 52中一级设计描述的变更控制流程，与未纳入许可证的10 CFR Part 53认证信息的变更控制流程类似。NRC提议修订10 CFR Part 52附录的VIII.A.4节，规定被许可方请求偏离定义和一般规定、重要场地参数以及重要接口要求，仍需获得一级信息的豁免。10 CFR Part 53没有也不会有类似要求，因为它没有定义这类信息。尽管存在差异，但10 CFR Parts 52和53中的提议要求将为被许可方请求的变更设定适当的阈值。在根据10 CFR Part 53对设计认证进行审查时，如果NRC确定某些认证信息始终需要NRC事先批准，则该信息可被指定为纳入引用经认证设计的许可证所需的信息。

(iii) 严重事故

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的VIII.B.5.c节中所述的标准，用于确定拟偏离影响特定核电站设计控制文件(DCD)中确定的堆外严重事故设计特征解决的二级信息是否需要许可证修订。

拟议规则将通过修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的VIII.B.5.c节来解决SECY - 12 - 0081和本文件第XXI.C节中所述的差距，即从所考虑的严重事故描述中删除“堆外”一词。这一变化将使修订后的标准能够考虑DCD中确定的所有严重事故设计特征，而不仅仅是堆外严重事故设计特征。

如本文件第XXII.C.(i)节所讨论的，本次规则制定中提议的另一项变化是在10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G中新增VIII.A.5节。拟议的VIII.A.5节将允许申请人或被许可人在满足某些标准的情况下，未经NRC批准即可偏离一级设计描述信息。确定拟偏离一级设计描述信息是否需要豁免的标准将列在拟议的VIII.A.6节中。这些标准基于10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的VIII.B.5.b和VIII.B.5.c节中目前列出的类似10 CFR 50.59的标准，用于确定二级信息的变更是否需要NRC批准。拟议的VIII.A.6节中的标准还将包括与当前VIII.B.5.c节中类似的标准，但这些标准将进行修订，以考虑所有严重事故设计特征，而不仅仅是堆外严重事故设计特征。

(iv) 商业运行期间的变更与偏离流程

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G中的VIII.A节，以规定商业运行期间一级信息的处理方式。将在每个附录中新增VIII.A.8节，规定在电厂首次实现满功率运行后，由持证人发起的针对一级信息的特定电厂偏离，应遵循与持证人发起的针对二级信息的特定电厂偏离相同的要求。根据10 CFR 52.103(h)，在委员会做出10 CFR 52.103(g)规定的认定后(ITAAC)，除委员会根据10 CFR 52.103(a)批准听证的特定ITAAC外，ITAAC不构成监管要求。此外，所有ITAAC在委员会根据10 CFR 52.103(a)在该程序中采取最终行动时失效。因此，在做出10 CFR 52.103(g)规定的认定以及根据10 CFR 52.103(a)进行任何程序后，仅存的一级要求是定义和一般规定、设计描述、重要场地参数以及重要接口要求。如本文件XXII.C.(i)节所述，如果满足某些标准，VIII.A.5节提议允许申请人或持证人，即使在建设期间，在无需NRC批准的情况下偏离一级设计描述信息。因此，确定偏离一级设计描述信息的提议是否需要豁免的标准，将是适用于偏离二级信息的类似10 CFR 50.59的标准。鉴于NRC的额外提议，即在首次实现满功率运行后，将持证人发起的一级偏离与持证人发起的二级偏离同等对待，如果满足类似10 CFR 50.59的标准，在建设期间和启动测试直至满功率阶段，针对特定电厂偏离一级设计描述信息需要豁免，但在首次实现满功率运行后进行此类偏离则需要许可证修正案。确定变更是否需要NRC批准的标准将保持不变。

由于针对二级信息的特定电厂偏离受类似10 CFR 50.59的标准约束，VIII.A.8节提议允许持证人在首次实现满功率运行后，使用类似10 CFR 50.59的流程来确定对定义和一般规定、设计描述、重要场地参数以及重要接口要求的变更是否需要NRC事先批准。一级定义和一般规定、设计描述、重要场地参数以及重要接口要求在设施的整个生命周期内仍将是要求，但提议的规则将为10 CFR Part 52的持证人提供额外的灵活性，允许他们使用类似10 CFR 50.59的流程来确定对此类信息的变更是否需要NRC事先批准。

(v) Tier 2*信息

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR Part 52附录A和E的II.F和VIII.B部分，以便在核电站首次实现满功率运行后，将所有Tier 2信息恢复为Tier 2状态。对10 CFR Part 52附录A和E的II.F部分的拟议修订将明确，所有Tier 2事项的Tier 2指定到期，而不仅仅是VIII.B.6.c节中列出的那些事项。此外，拟议规则将修改10 CFR Part 52附录A和E的VIII.B.6.b节，以添加VIII.B.6.c节中列出的Tier 2事项，并相应地从VIII.B.6.c节中删除这些项目。最后，10 CFR Part 52附录A和E的VIII.B.6.c节将修订为规定，在核电站首次实现满功率运行后，所有Tier 2事项将恢复为Tier 2状态，并将此后受VIII.B.5节中的偏离规定约束。这些拟议的更改将减轻引用10 CFR Part 52附录A或E的COL持有人在运行期间的监管负担，允许他们使用类似于10 CFR 50.59的标准来确定偏离Tier 2信息是否需要提交许可证行动报告(LAR)。这也将为10 CFR Part 52下的COL被许可人在核电站运行期间提供与10 CFR Part 50下的运行许可证(OL)被许可人相同的灵活性。

NRC还提议修订10 CFR Part 52附录D中关于Tier 2信息的II.F和VIII.B部分。这些更改将允许使用VIII.B.5.b和B.5.c节中类似于10 CFR 50.59的标准，来确定引用10 CFR Part 52附录D的被许可人在未经NRC事先批准的情况下是否可以偏离Tier 2信息。拟议规则将修订VIII.B.5.a、VIII.B.5.b和VIII.B.5.c节，以适用于Tier 2信息以及Tier 2信息。VIII.B.6节将被全部删除，以及10 CFR Part 52附录D中其他地方对VIII.B.6节的交叉引用。通过这些拟议的更改，AP1000设计的Tier 2信息在建设和运行期间将有效地被视为Tier 2信息。这些拟议规则更改的依据如下。首先，SNC在Vogtle 3和4建设的前六年中对Tier 2偏离评估过程的经验表明，AP1000设计的Tier 2变更过程给被许可人和NRC都带来了行政负担，因为更改具有最小安全意义的Tier 2*信息需要提交LAR。这也记录在SECY - 17 - 0075和Vogtle 3和4建设完成后发布的“10 CFR Part 52建设经验教训报告”中。其次，类似于10 CFR 59.59的过程是确定哪些变更是安全重要的并需要NRC事先批准的可接受方法。10 CFR 50.59过程被10 CFR Part 50下许可的运行核电站成功使用。此外，作为该拟议规则的一部分, NRC提议将类似于10 CFR 59.59 的过程应用于现有认证设计的Tier 1设计描述信息。

10 CFR Part 52附录D的VI.B节列出了委员会认为在后续程序中已解决的事项，这些程序涉及COL的颁发、COL的修订或COL的续期，这些程序根据10 CFR 52.103进行，以及涉及引用附录D的核电站的执法程序。附录D的VI.B.6节将一个已解决事项确定为根据附录D的VIII.B.5段中的变更过程且在不要求NRC事先批准的情况下对Tier 2的所有偏离。由于NRC提议修订10 CFR Part 52附录D的VIII.B节，以将VIII.B.5段中的变更过程应用于Tier 2信息，NRC还提议进行相应的更改，即修订10 CFR Part 52附录D的VI.B.6节，以将根据VIII.B.5节且在不要求NRC批准的情况下对Tier 2的偏离添加到已解决事项列表中。

目前，美国核管理委员会并未提议在建设期间将ABWR和ESBWR设计的2级信息视为2级信息。美国核管理委员会承认在1级设计描述和2级信息的处理上存在一些不一致之处，但希望能为参考AP1000的COL建设和许可经验提供一些考量。然而，美国核管理委员会在本文档的XXXVI节“具体问题”中提出了一个具体问题，即给予AP1000设计的灵活性是否应包括ABWR和ESBWR设计，以及对该问题的答复依据。

10 CFR Part 52附录A的VIII.B.2节部分内容指出，对2级信息的一般性更改适用于所有引用该附录的申请人或被许可人，但某些特定电厂行动已使其在技术上不相关的更改除外。美国核管理委员会提议修订10 CFR Part 52附录A的VIII.B.2节，在可使对( {2}^{ } )级信息的一般性更改在技术上不相关的特定电厂行动清单中增加VIII.B.6段。这一拟议的增加将使10 CFR Part 52附录A在这方面与10 CFR Part 52中的其他附录类似，并避免对已解决相关根本问题的电厂不必要地施加一般性更改。

(vi) 10 CFR Part 52附录D的第九节

美国核管理委员会提议删除10 CFR part 52附录D第九节“检查、测试、分析和验收标准(ITAAC)”中的要求，并保留该节以备将来使用。本节目前列出的ITAAC要求已在2007年的一项规则制定中(72 FR 49352；2007年8月28日)纳入10 CFR 52.99和52.103。因此，本节中的内容不再需要，删除它与委员会先前的指示一致。正如在ESBWR设计认证的规则制定中所述(79 FR 61944；2014年10月15日)，“ESBWR设计认证规则的语言在两个实质性领域与其他设计认证规则的语言不同。首先，第九段留作将来使用，因为该段(针对其他设计认证规则)的实质性要求已在2007年一项规则制定中(日期:72 FR 49352；2007年8月28日)纳入10 CFR part 52，因此在现有的四个设计认证规则附录中不再需要。美国核管理委员会打算在未来的修正案中从现有的四个设计认证规则附录的第九节中删除这些要求，该修正案与本次规则制定分开。”

这一变化还将使10 CFR part 52附录D在这方面与10 CFR part 52的其他附录相似。

(vii) 制造许可证

美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR 52.171(b)(1) ，允许制造许可证(ML)持有者使用10 CFR 50.59中的规定，来确定《最终安全分析报告》(FSAR)中所述设施或程序的变更是否需要委员会事先批准对制造许可证的修订。如果需要委员会事先批准，那么该变更需要按照10 CFR 50.90、50.91和50.92的规定，以许可证修订的形式提交。NRC还提议对10 CFR 50.71(f)进行相应修订，涉及制造许可证持有者的《最终安全分析报告》更新。修订后的10 CFR 50.71(f)不再要求《最终安全分析报告》更新仅反映委员会批准的设计修改，而是要求其更新反映支持对制造许可证批准修订的安全分析和评估，或支持变更无需许可证修订的结论。这一修订将符合10 CFR 53.1530中的要求，并将为被许可人提供更多灵活性，减少被许可人提出变更的管理规定中的不必要监管负担。

引用制造许可证的申请人和被许可人

美国核管理委员会(NRC)提议修订其法规，允许引用制造许可证(ML)的被许可人使用10 CFR第50部中的适用变更程序，以确定《最终安全分析报告》(FSAR)中所述设施或程序的变更是否需要事先获得委员会批准。这将通过对10 CFR 52.98的两项提议修订来实现。第一项提议的变更将是删除10 CFR 52.98(d)，该条款规定了引用10 CFR第52部F子部分下制造许可证的COL(建设许可证)变更或偏离的要求。第二项提议的变更将是修订10 CFR 52.98(b)。10 CFR 52.98(b)目前的要求是，只有不引用设计认证或制造许可证的COL才能使用适用的10 CFR第50部变更程序对设施进行变更。NRC提议通过删除“或根据本部F子部分颁发的制造许可证制造的反应堆”这句话，消除对引用根据制造许可证制造的反应堆的COL的限制。NRC还提议修改10 CFR 52.171(b)(2)，使其不适用于引用制造许可证的被许可人。这些提议的变更将允许引用制造许可证的COL使用适用的10 CFR第50部变更程序对设施进行变更。

NRC提议新增10 CFR 50.59(f)，允许引用根据制造许可证制造的反应堆的运行许可证(OL)或建设许可证(COL)持有人，在设施或程序变更与制造许可证修正案批准的变更相同，且确定实施这些变更将符合委员会批准制造许可证修正案的依据且不涉及任何需要OL或COL修正案的额外变更的情况下，无需申请许可证修正案即可进行《最终安全分析报告》中所述的设施或程序变更。NRC提议为引用制造许可证的OL或COL持有人添加与10 CFR 53.1550(c)类似的条款。这些提议的要求将避免OL和COL持有人以及NRC必须为每个制造的反应堆重复修正案程序。

10 CFR的50.59(d)(1)和53.1550(d)节也将进行修订，要求被许可人保留这些变更的记录。

NRC提议修订10 CFR 52.93(c)、52.171(b)(2)、53.1288(b)和53.1437(c)，取消委员会确定引用制造许可证的申请人偏离制造许可证符合特定豁免要求的规定。引用制造许可证的申请人仍将请求偏离制造反应堆的设计特征、场地参数、条款和条件或批准的设计。NRC将在审查申请时审查这些提议的偏离。取消这些偏离的批准也必须符合豁免要求的规定，将消除申请人不必要的监管负担。

所有这些提议的修订将为被许可人和申请人提供额外的灵活性，并减少被许可人请求变更的法规中不必要的监管负担。

XXIII. 背景 - 核动力反应堆应急准备规定的修订

A. 现有核电站应急准备框架

在2023年12月18日之前，10 CFR Part 50附录E“生产和使用设施的应急规划与准备”确定了应急计划的最低要求。此外，10 CFR 50.47“应急计划”中的规定提供了核电站的应急准备(EP)要求，包括场内和场外应急响应计划的规划标准。其他相关规定包括10 CFR 50.54“许可证条件”的(q)、(s)和(t)段。

二十多年来一直在努力制定基于性能的EP方法。在2006年9月20日的SECY - 06 - 0200“应急准备法规和指南审查结果”中，工作人员寻求委员会批准开始活动，以制定新的基于性能的自愿性EP监管制度。2023年11月16日，美国核管理委员会发布了一项最终规则，创建了10 CFR 50.160“小型模块化反应堆、非轻水反应堆以及非电力生产或使用设施的应急准备”(88 FR 80050)(本文中称为“2023年EP最终规则”)。10 CFR 50.160提供了一个基于性能、技术包容、风险知情和后果导向的EP框架，作为10 CFR 50.47和10 CFR Part 50附录E的替代方案。替代EP框架认识到反应堆设计和技术的进步，并认可与假设事故相关的小型反应堆和非轻水反应堆(非LWR)的潜在好处，包括与大型轻水反应堆相比，瞬态响应时间较慢，裂变产物释放相对较小且缓慢。10 CFR 50.160中的规定适用于额定功率小于1000兆瓦热功率(MWt)的小型模块化反应堆(SMR)、非轻水反应堆以及某些非电力生产或使用设施。美国核管理委员会未将大型轻水反应堆纳入10 CFR 50.160的范围，因为这些反应堆已经存在一个EP许可框架，并且在制定2023年EP最终规则期间，这些核电站的许可证持有人没有明确表示有兴趣改变该框架。然而，10 CFR 50.160的基础工作源于SECY - 06 - 0200的动机，其中包括对大型轻水反应堆的考虑。与2015年8月2日的SRM - SECY - 14 - 0038“工作人员要求 - SECY - 14 - 0038 - 核电站应急准备监督的基于性能的框架”中委员会的指示一致，该指示要求工作人员“继续保持警惕，评估美国核管理委员会的应急准备计划，不应排除未来转向基于性能的框架的可能性”，本拟议规则制定中的变更将把10 CFR 50.160的自愿适用性扩大到大型轻水反应堆。10 CFR Part 53提供了另一个增加基于性能的监管使用的机会。10 CFR 53.855“应急准备”中的规定要求10 CFR Part 53下的每个OL或COL持有人制定一份符合10 CFR 50.160要求或10 CFR Part 50附录E要求以及10 CFR 50.47(b)规划标准的应急计划。

B. 防护行动与应急规划区

应急规划是一项运行安全计划，可合理确保在发生放射性紧急情况(尽管可能性不大)时能够且将会采取充分的防护措施。对于放射性紧急情况，应精心规划防护行动，以在保护与其他重要因素之间取得平衡，并确保行动带来的益处大于危害。依赖预先确定的即时防护措施(包括即时疏散)的预防性防护行动策略，应仅用于最严重的事件，因为防护行动并非没有风险(例如，参见2021年9月发布的NUREG/CR - 7285号文件《疏散和重新安置带来的非放射性健康后果》)。为平衡这些风险，美国核管理委员会对应急规划采用分级方法，其中要求和标准基于设施的相对放射性风险和危害等因素。最详细的规划级别与预先确定的即时防护行动的实施相关，并且仅用于最严重的事件。对于不太严重的事件，规划级别可相应调整。

应急规划区(EPZ)是用于实施预先确定的即时防护行动的规划工具。它简化了决策过程，特别是当此类决策可能受到时间限制或需要在涉及多个司法管辖区的大面积区域进行协调时。目前，在宣布一般紧急情况(即最高紧急分类级别，表明设施正在发生或已经发生可能导致场外释放的事件)时，会立即在应急规划区内启动防护行动作为预防措施。然而，预防性方法并非实施防护措施的唯一策略。基于风险的策略，即在稳健、透明且可重复的过程中利用最佳可用信息来做出决策，也可用于应对放射性紧急情况。基于风险的防护策略在降低或避免辐射随机效应风险方面特别有用，或者当有足够时间根据与紧急事件相关的实际情况做出决策时。

根据10 CFR 50.33(g)、50.47(c)(2)和53.1109(g)，核动力反应堆的烟羽暴露途径应急规划区半径约为10英里(16公里)，此类设施的食入途径应急规划区半径约为50英里( \left( {{80}\mathrm{;{km}}}\right) )。这些法规还规定，气冷核反应堆以及授权功率水平低于250兆瓦热的反应堆的烟羽暴露途径和食入途径应急规划区的大小可根据具体情况确定。

对于小型模块化反应堆、非轻水反应堆以及其他非电力生产或利用设施，可根据10 CFR 50.33(g)(2)逐案确定应急规划区的大小。具体而言，10 CFR 50.33(g)(2)(i)提供了两个确定是否需要应急规划区以及如果需要其大小的标准。第一个标准位于10 CFR 50.33(g)(2)(i)(A)，即烟羽暴露途径应急规划区是指根据设施放射性物质释放的事故可能性、源项、事故序列时间和气象条件，预计在96小时内公众剂量(如10 CFR 20.1003“定义”中所定义)超过1雷姆(10毫希沃特(mSv))全身有效剂量当量的区域。第二个标准位于10 CFR 50.33(g)(2)(i)(B)，即烟羽暴露途径应急规划区是指需要预先确定的即时防护措施的区域。这些标准在2023年应急规划最终规则中添加，部分基于1978年12月发布的NUREG - 0396号文件《支持轻水核电站的州和地方政府放射性应急响应计划制定的规划基础》中描述的方法。10 CFR 53.1109(g)(2)中包含类似的逐案确定应急规划区的规定。

应急规划区是应急规划基础的一个要素，本质上具有操作性。应急规划区不是反应堆的设计特征，也不是10 CFR 50.2中定义的“设计基准”的一部分(即应急规划区不是电厂的结构、系统或部件)。10 CFR 50.33(g)(2)要求进行应急规划区分析的目的是制定一个强有力且有弹性的保护策略，以管理放射性紧急情况。应急规划区的规模是可扩展的，与设施的规划需求相称。然而，应急规划区的规模并不会改变应急规划的要求；它只是为预先确定的快速响应规划设定界限。如果实际紧急情况证明有必要，应急计划中的能力可以支持将响应范围扩大到应急规划区之外。

当应急规划区超出场地边界时，美国核管理委员会要求就厂外计划实施快速响应的充分性进行额外的调查和判定。在这种情况下，美国核管理委员会在其总体合理保证判定中会考虑联邦紧急事务管理局(FEMA)关于厂外规划充分性的调查和判定。联邦紧急事务管理局维持一个自愿的厂外放射性应急准备(REP)计划，以管理商业核电站周边地区的应急规划。本拟议规则中的应急规划规则变更不会影响州、地方和部落政府获得联邦紧急事务管理局或任何其他联邦机构支持的能力，无论美国核管理委员会是否要求厂外计划具有合理保证。对于当前没有厂外应急规划区的设施(例如，非动力反应堆、退役动力反应堆、独立乏燃料储存设施)，美国核管理委员会不要求对厂外计划的充分性进行调查和判定，因为在综合应急管理计划和当地应急响应下，辐射暴露风险是可控的。这些类型设施的应急计划提供了合理保证，即能够并将与厂外响应组织协调采取充分的保护措施。

XXIV. 讨论 - 修订核电反应堆应急准备规定

A. 应急计划许可灵活性

(i) 灵活的应急准备许可路径

拟议规则将为10 CFR第50、52和53部规定下的所有申请人和被许可人，包括动力反应堆申请人和被许可人，提供采用10 CFR 50.160中基于性能要求的选项。具体而言，拟议规则将删除现行规则中限制10 CFR 50.160仅适用于小型模块化反应堆、非轻水反应堆以及非电力生产或利用设施的条款。这一拟议变更将减少使用基于性能的应急准备法规时的豁免需求。例如，反应堆在功率上不会被限制为1000兆瓦热功率以符合10 CFR 50.2中“小型模块化反应堆”的定义并采用10 CFR 50.160。此外，拟议规则将修订10 CFR第50部附录E的I.5款，为选择遵守10 CFR 50.47(b)规划标准的动力反应堆提供一种可扩展的方法。拟议变更将确保申请人在应急准备许可选项上不受限制，并提供适当的监管灵活性以支持各种许可途径。

10 CFR 50.47(b)中的规划标准以及10 CFR第50部附录E中的要求最初是为大型轻水反应堆的危害和应急规划需求而制定的。此外，10 CFR第50部附录E中规定性的规划要素可逐案适用于非电力生产或利用设施。在核管理委员会持照设施中，基本应急规划功能是相似的，因为应急准备的运营方面在法规和所有危害情况下的实践中都已确立。在要求的应急准备功能的规划标准中没有使用特定于技术的语言来限制其应用于特定技术。因此，拟议规则将把10 CFR第50部附录E的I.5款的标题从“小型模块化反应堆、非轻水反应堆以及非电力生产或利用设施的应急准备”修订为“基于性能的应急准备标准”，以适用于所有反应堆类型。此外，拟议规则将修订10 CFR 50.33(g)、50.34(b)(6)、50.54(q)(2)、50.54(q)(3)、52.79(a)(21)、53.1109(g)和53.1565(d)(3)，以消除小型模块化反应堆、非轻水反应堆以及非电力生产或利用设施的申请人和被许可人在遵守10 CFR 50.160方面的区别。拟议规则不会改变10 CFR 50.2和53.020中“小型模块化反应堆”的定义，因为该定义将不再与应急准备法规有特定关联。

拟议规则将修订10 CFR第50部附录E的I.5款，以便逐案确定对于有场地边界应急规划区或无应急规划区的动力反应堆而言，遵守附录E某些章节要求的必要性程度。拟议修订将减少豁免需求，并为申请人提供灵活性以提出适合其设施的规划要素。为提高许可效率，核管理委员会和特定申请人可在申请前互动中就适用的规划要素达成一致。或者，可制定通用指南并由核管理委员会认可，以支持希望采用10 CFR第50部附录E而非采用10 CFR 50.160的类似反应堆类型的快速部署。

拟议规则将新增10 CFR 50.47(h)，允许被许可人提交许可修正案以遵守10 CFR 50.160的要求，以替代10 CFR 50.47和10 CFR第50部附录E。同样，拟议规则将新增10 CFR 50.160(c)(4)，允许被许可人提交许可修正案以遵守10 CFR第50部附录E的要求，并且对于核电反应堆被许可人而言，以替代10 CFR 50.160而遵守10 CFR 50.47的要求。拟议规则还将新增10 CFR 53.855(d)，以提供遵守替代应急准备要求的规定。

(ii) 运行前演练

美国核管理委员会(NRC)提议取消特定的时间要求，并在运行前演练的执行方面增加灵活性。在首次装载燃料或进行电力运行之前，需要成功完成一次运行前演练，以确保被许可方工作人员准备好实施应急计划，并且书面应急计划是可接受的。拟议规则将修订10 CFR Part 50附录E的IV.F.2.a.(i)至(iii)段以及10 CFR 50.160(c)(1)和(c)(2)，取消在发放运行许可证(OL)前两年内或燃料首次装载预定日期前证明合规的要求。对于位于现有场地或其附近、并且可能能够将此证明要求纳入现有的应急计划演练计划(直至并包括场外演练要求)的建设-运营-移交(COL)申请人和持有人而言，在进行此演练时具有监管灵活性可能是可取的。在某些里程碑后两年内进行首次演练的要求的具体性，如果时间表发生变化，就有可能重复进行证明。拟议规则将确保首次演练只需进行一次。如果COL申请人和持有人在同一场地已有持牌动力反应堆且具备类似的场内和场外应急计划要素，拟议规则还将在运行前演练的执行方面为他们提供灵活性。在这种情况下，COL申请人或持有人以及被许可方可以将同一次演练同时作为拟议的IV.F.2.a.(i)和IV.F.2.a.(iii)段要求的运行前演练以及10 CFR Part 50附录E的IV.F.2.b段要求的场内演练。

(iii) 警报与通知系统

拟议规则将明确何时需要备用警报与通知系统(ANS)方法。传统的ANS策略通常包括基于固定警报器的单一主要方法和使用路线警报策略的单一备用方法，但也有其他替代方法。例如，综合公共警报与预警系统(IPAWS)是联邦应急管理局的全国性地方警报系统，它包括多种向公众提供经认证的紧急和救生信息的并行方法，通常通过使用无线紧急警报的手机、通过紧急警报系统向广播和电视，以及通过国家海洋和大气管理局的天气无线电等方式。IPAWS通常并行提供多种同时的主要公众警报方法，因此不需要指定的备用方法。由于像IPAWS这样的技术，拟议规则将修订10 CFR Part 50附录E的IV.D.3段，以便根据适用州在ANS设计报告中批准选择的ANS，在满足要求方面提供灵活性。

(iv) 使用现代术语

现行法规中使用的某些术语已不再常用，或与技术进步不一致。美国核管理委员会提议修订10 CFR 50.160(b)(1)(iv)(A)(2)，以明确并简化针对应对安全事件实施应急预案的要求的表述。美国核管理委员会还提议修订10 CFR Part 50附录E的IV.D.2段，用“媒体来源”取代“本地广播服务”。

B. 应急规划区的确定性

拟议规则将为所有申请人和被许可人提供更大的确定性，并简化应急规划区的确定方法。美国核管理委员会(NRC)提议修订10 CFR 50.33(g)、50.47(c)(2)和53.1109(g)中的要求，以简化新反应堆的应急规划区确定，并确保烟羽暴露途径应急规划区不大于实施预定的即时防护措施所需的范围。具体而言，拟议规则将:1)确定应急规划区的边界，其半径一般约为2至10英里(3.2公里至16公里)；2)为授权功率水平低于300兆瓦热的设施的厂区边界应急规划区提供确定性；3)允许对所有设施进行逐案确定。拟议规则将对10 CFR 50.160(b)(3)进行相应修改，以引用拟议的10 CFR 50.33(g)(1)和53.1109(g)(1)中的要求，来确定和描述应急计划中的应急规划区边界及物理特征。

建议的10英里(16公里)烟羽暴露途径应急规划区是基于NUREG - 0396中的分析，针对压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)技术的通用规划距离。自那时起的几十年里，许多研究提供了更多的风险见解和分析，表明NUREG - 0396分析中的保守性。这些分析包括美国核管理委员会的先进反应堆后果分析(SOARCA)关于严重事故的规模和时间的见解；美国核管理委员会的三级概率风险评估(PRA)项目关于定量健康目标的余量、多机组事件和综合厂风险的见解；以及为美国核管理委员会的应急准备计划提供信息的具体研究，包括:1)2013年6月的NUREG/CR - 7160，“应急准备重要性量化过程:概念验证”；2)2019年12月的任务1.5 - 1.6给用户需求请求NSIR - 2017 - 002的报告，“为应急规划区规模确定提供信息的分析:参数敏感性识别”；3)2022年3月的SAND2022 - 3706，“用于防护行动建议研究的MACCS建模改进的范围分析”；以及4)2025年7月的SAND2025 - 08913，“基于参数不确定性的剂量超标距离敏感性”。综合起来，这些分析支持使用一般不小于2英里(3.2公里)且不大于10英里(16公里)的应急规划区来实施预定的即时防护措施。某些分析部分还基于授权功率水平低于300兆瓦热的设计的保守源项，这表明场外超过急性剂量需要预定即时响应的风险非常低。此外，来自国家实验室的众多研究报告、同行评审发表文章以及关于小型模块化反应堆、微型反应堆和先进反应堆设计的研究一致表明，这些设计不需要广泛的烟羽暴露途径应急规划区。综合起来，这些分析支持对10 CFR 50.33(g)、50.47(c)(2)和53.1109(g)的拟议修改，以减少当前10英里(16公里)应急规划区规模中的保守性，并为较小的应急规划区或厂区边界应急规划区提供确定性，而无需

申请人或被许可人进行广泛分析。

拟议规则还将简化依据10 CFR 50.33(g)(1)、(g)(2)以及53.1109(g)(1)、(g)(2)进行的逐案应急规划区确定。应急规划区确定应是对一系列事故后果的简单评估，以为防护行动策略提供依据。诸如概率风险评估(PRA)之类的工具有助于为应急规划区确定提供信息，风险洞察可用于制定稳健且有韧性的应急预案，以应对设施的剩余风险，并考虑设施设计和运行中的不确定性与未知因素。虽然基于风险的设计可为制定基于风险的应急规划计划提供有价值的信息，包括确定应急规划区的规模，但应急规划计划并非设计的一部分，应急规划区确定也不是为了重申设计的安全论证、证明符合许可现代化项目(LMP)流程，或强制要求申请人或被许可人进行设计变更以确保在应急规划区边界处任何事故的剂量都不会超过1雷姆(10毫希沃特)。因此，逐案分析的应急规划区标准并非设计标准或剂量限值。10 CFR 50.33(g)(2)(i)(A)中的1雷姆(10毫希沃特)全身有效剂量当量(TEDE)值是一个阈值剂量量，低于该值时，可以证明无需设置应急规划区来管理设施的辐射风险和危害。应急规划区标准并不要求申请人证明对于所有事故，在应急规划区边界之外96小时内剂量不会超过1雷姆(10毫希沃特)全身有效剂量当量(TEDE)。当剂量可能超过1雷姆(10毫希沃特)全身有效剂量当量(TEDE)时，通常有必要通过考虑10 CFR 50.33(g)(2)(i)(A)中规定的其他因素，并考虑10 CFR 50.33(g)(2)(i)(B)中规定的预先确定的即时防护措施的必要性，对应急规划区的规模进行基于风险的考量。10 CFR 53.1109(g)(2)中的应急规划区标准以相同方式应用。出于分析目的，剂量标准适用于参考个体，这与其他剂量标准(例如10 CFR 50.34(a)(1)(ii)(D)(1)和(2))以及环境保护局(EPA)的防护行动指南(PAGs)(见EPA，“PAG手册:辐射事故的防护行动指南和规划指南”，2017年发布)的做法相同。因此，拟议规则将修订10 CFR 50.33(g)(2)(i)(A)和53.1109(g)(2)(i)(A)，以删除对10 CFR 20.1003中定义的公众剂量的提及，并将剂量应用于参考个体。应急规划区剂量标准不是一个限值，因此将删除“公众剂量”一词以避免混淆。

当辐射后果可能超过1雷姆(10毫希沃特)时，不应在应急规划区边界严格施加剂量标准。在任何后果分析中都存在显著的固有变异性。对于小于25雷姆(250毫希沃特)的剂量量，这种固有变异性可能在数公里量级。这给基于低剂量定义应急规划区边界带来了重大挑战，特别是对于半径小于2英里(3.2公里)的应急规划区，因为后果分析中的固有变异性可能与定义的应急规划区一样大或更大。在制定2023年应急规划最终规则时，核管理委员会(NRC)广泛审查了现有研究并进行了额外的敏感性分析，以了解为应急规划区确定提供依据的后果分析的固有变异性。核管理委员会正在随此拟议规则发布DG - 1430《基于性能的应急准备》以供公众评论，该文件将是现有RG 1.242的修订版1，其中包含逐案应急规划区确定的更新方法。修订后的指南将为申请人提供关于一系列事故的澄清，包括对与安全相关事件和严重地震事件的考虑；关于基于风险的剂量 - 距离评估的额外指南，以考虑计算中的不确定性和固有变异性；以及关于评估预先确定的即时防护措施必要性的额外指南。这些基于核管理委员会对参数不确定性的分析以及核管理委员会工作人员对应急规划区方法审查经验的指南更新，将提供简单方法以做出更好的基于风险的应急规划区确定。

拟议规则将强化应急规划区作为一种规划工具的目的，并鼓励在不依赖应急规划区的情况下，针对各种情形采用基于风险的防护策略。拟议规则将修订《联邦法规汇编》第10编第50.47(b)(10)条，删除所有出现的“应急规划区”一词，以确保针对潜在的暴露途径制定防护策略，而不限于某个预定义区域。拟议规则还将修订《联邦法规汇编》第10编第50.33(g)(1)条、第50.47(c)(2)条和第53.1109(g)(1)条，规定应急计划需要描述采取哪些适当行动，以避免或减少应急规划区内及以外或厂址边界外的剂量。应急规划区概念不限于针对公众的防护行动，而是适用于应急规划区内的任何人，包括应急工作人员和现场人员。拟议规则将确保实施预定的、迅速的防护措施所需的规划工作，将集中在核动力反应堆周围风险最高的区域，包括厂址边界内的区域。与应急规划区的历史规划依据一致，这是一个除了辐射照射导致的随机效应风险外，还存在放射性物质意外释放导致急性剂量或早期健康影响可能性的区域。也可以为管理随机效应风险而定义应急规划区，但拟议规则将鼓励采用基于风险的防护策略，以便就管理此类风险做出明智的防护行动决策，而不是依赖可能弊大于利的预定的、迅速的应对措施。美国核管理委员会提议明确使用疏散时间估计(ETE)的要求，以便为防护行动建议和防护行动策略提供信息，区分预定的、迅速的防护行动所需的规划水平，与根据情况需要采取行动的情况。具体而言，拟议规则将修订《联邦法规汇编》第10编第50部附录E中第IV.3和IV.4段的要求，添加“预定的、迅速的”一词，以明确应急规划区内哪些防护行动建议和策略是根据疏散时间估计得出的。

与修订应急规划区标准的基本原理一致，拟议规则将修订《联邦法规汇编》第10编第50.33(g)(1)条和第53.1109(g)(1)条，取消提交州、地方和参与的部落政府实体应对计划的要求。对《联邦法规汇编》第10编第50.33(g)(1)条和第53.1109(g)(1)条的拟议修改，将要求申请人与负责应对紧急情况的厂外组织进行协调，包括适用情况下的州、地方和部落政府机构。这种协调将确保应对组织了解设施可能产生的放射性后果，并就适当的防护措施，包括任何应急规划区的范围，进行了磋商。拟议规则将要求申请人提供描述与这些机构互动程度的信息。美国核管理委员会不会要求联邦应急管理局对应申请人与厂外应对组织之间互动程度进行调查和做出判定，因为这一拟议修改不属于联邦应急管理局根据《联邦法规汇编》第44编第350部“州和地方放射性应急计划及准备工作的审查与批准”中的规定，对厂外计划进行审查的一部分。

对羽流暴露途径应急规划区的拟议规则变更将符合联邦指南和国际标准。美国环境保护局(EPA)《防护行动指南》(PAG)手册第2.2.4节讨论了防护行动指南与应急规划区之间的关系，并指出:“预先指定的立即采取防护行动的区域应仅保留用于最严重的事故，以及设施运营者无法根据实际释放情况快速估算预计剂量的情况。对于较轻的事故，或者如果设施运营者能够提供即时的场外剂量预测，则可在事故发生时指定立即采取防护行动的区域，而不是使用预先指定的区域。”同样，国际原子能机构(IAEA)《一般安全要求》(GSR)第7号安全标准“核或辐射应急的准备与响应”规定，在设施条件基础上，为在任何重大释放发生前采取紧急防护行动，使用预防行动区(PAZ)，以避免或尽量减少严重的确定性影响。IAEA标准中推荐的PAZ大小，对于大于1000兆瓦热功率的反应堆为1.9至3.1英里(3至5公里)，对于100至1000兆瓦热功率的反应堆为0.3至1.9英里(0.5至3公里)。对10 CFR 50.33(g)、50.47(c)(2)和53.1109(g)的拟议变更将确立与EPA指南和国际标准保持一致的应急规划区，以实现应急规划区作为实施预定、即时防护行动的规划工具的目的。与《防护行动指南》手册一致，响应区域也可在紧急情况发生时指定，而不是预先指定。

拟议规则将新增10 CFR 50.47(g)、50.160(c)(3)和53.855(c)，允许被许可人提交许可证修正案以更改其羽流暴露途径应急规划区。拟议规则将要求在提交给核管理委员会(NRC)之前，该变更需得到适用的州、地方和部落政府当局的同意。联邦紧急事务管理局(FEMA)《辐射应急计划》(REP)项目手册提供了场外响应组织根据44 CFR 350.14中的FEMA规定变更应急规划区边界时应遵循的程序。

与2023年应急规划最终规则一致，拟议规则将取消定义摄入途径应急规划区的要求。拟议规则将删除10 CFR 50.33(g)(1)、53.1109(g)(1)、50.47(b)(10)、50.47(c)(2)以及10 CFR Part 50附录E的IV.F.2.a.(i)和脚注1中对摄入途径应急规划区的提及。作为已定义区域的替代，拟议规则将修订第10 CFR 50.33(g)(1)、50.47(c)(2)和53.1109(g)(1)，要求应急计划描述保护摄入途径的适当行动。应急计划中描述的能力需要应对与摄入受污染的食物和水相关的主要暴露途径。任何摄入受污染食物或水的暴露持续时间可能从数周延长至数月，这代表了长期的应对需求。当前50英里的摄入途径应急规划区基于NUREG - 0396中的规划假设，并未反映出用于阻断以防止摄入受污染食物和水的技术进步和现代应对能力，例如使用地理信息系统(GIS)工具和无人机进行监测。

目前，10 CFR Part 50附录E的IV.E.8.b要求被许可人的应急运行设施(EOF)位于距核动力反应堆厂址10英里至25英里之间，或者一个距核动力反应堆厂址小于10英里的主要设施和一个距核动力反应堆厂址10英里至25英里之间的备用设施。这一10英里的距离基于当前10英里应急规划区要求，但未考虑当前和拟议的10 CFR 50.33(g)和53.1109(g)下可扩展的应急规划区。拟议规则将修订10 CFR Part 50附录E中的IV.E.8.b，以明确应急运行设施相对于应急规划区边界的位置。拟议规则不会改变被许可人请求委员会批准在距核动力反应堆厂址超过25英里处设置应急运行设施的要求。

C. 消除冗余要求

(i) 初步应急计划

美国核管理委员会(NRC)提议取消要求申请人提交应急初步计划的规定，因为这些提交内容并不能显著提高许可效率。应急计划的许多细节取决于建成设施的状况和特定场地参数，包括与场外应急响应组织的协议。这些细节在许可过程早期往往无法获取。NRC审查了综合许可证(CP)和早期场地许可(ESP)的内容，发现相关初步应急计划中包含的信息水平或应急计划的主要特征非常有限，通常只是一个总体结构和更详细信息的占位符。拟议规则将取消10 CFR 50.34(a)(10)和53.1309(a)(4)，这两条要求申请人在CP申请的初步安全分析报告中提交应急初步计划。拟议的变更将减轻申请人提供在许可中益处有限的初步计划的负担。拟议规则不会改变10 CFR 52.17(b)(2)(i)，因为如果没有这些细节，申请人可以选择不在ESP场地安全分析报告中提交应急计划的主要特征。相反，NRC鼓励申请人在申请前与NRC开展活动，为作为最终安全分析报告(FSAR)一部分提交应急计划做准备，或为作为ESP场地安全分析报告一部分提交应急计划的主要特征做准备。作为相应变更，拟议规则将修订10 CFR Part 50附录E的I.1和I.2段，以删除在初步安全分析报告中提交应急计划信息的要求，并将删除10 CFR Part 50附录E的第二部分“初步安全分析报告”。10 CFR Part 50附录E第二部分中的许多要素与其他标准重复，或者将被视为根据拟议的10 CFR 50.33(g)和53.1109(g)与场外响应组织协调制定应急计划的一部分。

(ii) 独立计划要素审查

拟议规则将修订10 CFR 50.54(t)和53.1565(d)(3)(vii)，以消除要求被许可人确保所有计划要素由对应急准备计划的实施没有直接责任的人员进行审查的规定。自本规定实施以来，美国核管理委员会的监督计划已经演变，以至于本规定与美国核管理委员会反应堆监督计划冗余，并且对应急准备计划没有增加额外的监督益处。但是，拟议规则将保留10 CFR 50.54(t)(2)和53.1565(d)(3)(vii)(B)中关于每年审查被许可人与场外应急响应组织之间接口的要求，以确保与州和地方政府接口的充分性。

(iii) 疏散时间估计更新

美国核管理委员会(NRC)提议取消与疏散时间估计(ETE)更新相关的要求，这些要求在确保有效实施防护行动建议方面效用有限。拟议规则将取消在十年一次的人口普查之间的年份里估计应急规划区(EPZ)常住人口变化以及根据10 CFR Part 50附录E第IV.5和IV.6段标准更新ETE的要求。这一拟议变更部分基于对过去十年间符合进行ETE更新标准的持证人数量有限的分析，以及按照NUREG - 0654/FEMA - REP - 1的《防护行动策略指南》补编3中的指南，对更新后的ETE对防护行动策略的影响的分析。十年一次的ETE更新包括敏感性分析，该分析提供了随着常住人口变化ETE的预期变化。此外，NUREG/CR - 7002《疏散时间估计研究制定标准》修订版1的第5.4.1节“极端条件”包含了如果应急规划区内的条件发生重大变化时更新ETE的指南。美国核管理委员会已确定，敏感性分析和ETE指南将确保ETE在十年一次的人口普查之间的年份里仍足以用于防护行动建议和制定场外防护行动策略。出于类似原因，对于第52和53部分的持证人，无需按照10 CFR Part 50附录E第IV.7段审查应急规划区内的人口变化。因此，拟议规则将取消10 CFR Part 50附录E的第IV.5、IV.6和IV.7段。

(iv) 与核管理委员会的定期通信测试

拟议规则将取消根据 10 CFR Part 50 附录 E 第 IV.E.9.d 段对每个核管理委员会地区办公室运营中心进行测试的要求。不再要求每个被许可方与相应的地区办公室运营中心每月进行一次测试，因为除非有紧急事件升级需要，地区运营中心通常不会配备核管理委员会的工作人员。被许可方主要响应地点与核管理委员会总部运营中心之间的每月通信测试就足够了。

D. 为应急计划变更流程提供风险信息

美国核管理委员会提议修订10 CFR 50.54(q)和53.1565(d)(3)中的应急计划变更流程，并提供风险信息，说明哪些变更提议需要获得美国核管理委员会的事先批准。对于仅涉及具有风险重要性的规划标准的应急计划变更，许可证持有者将被要求评估其有效性的降低情况。根据提议的规则，许可证持有者将分析与10 CFR Part 50附录E中的其他规划标准和适用要求相关的变更，或仅分析10 CFR 50.160中的变更，以确保它们继续符合监管要求。

提议的规则将新增10 CFR 50.54(q)(1)(v)和53.1565(d)(3)(i)(E)，将具有风险重要性的规划标准定义为那些提供应急计划最基本功能的标准，以确保在发生放射性紧急情况时采取充分的保护措施，包括分类、通知、评估和保护行动。提议的定义还将包括为评估应急计划变更而将提供充足人员配备和设施的标准视为具有风险重要性的标准，因为这些标准直接影响有效实施具有风险重要性的规划标准的能力。提议的定义将适用于10 CFR 50.160或50.47的标准以及10 CFR Part 50附录E中的适用要求。

与提议的变更一致，即允许许可证持有者选择遵守10 CFR Part 50附录E中的要求，对于核动力反应堆许可证持有者，还可选择遵守10 CFR 50.47(b)的规划标准，或10 CFR 50.160中的要求，提议的规则将把10 CFR 50.54(q)(2)(i)和(ii)合并为一个单独的段落(q)(2)，并将修订(q)(3)(i)和(ii)以评估应急计划的变更。提议的规则将类似地合并10 CFR 53.1595(d)(3)(ii)(A)和(B)，并修订10 CFR 53.1595(d)(3)(iii)。

XXV. 背景 - 运营方案的可选提交

多年来，利益相关者对标准设计反应堆的快速、广泛部署表现出越来越浓厚的兴趣(例如，2024年7月31日，美国核电协会致美国核管理委员会的信，“偏远地区应用的快速大容量可部署反应堆(RHDRA)及其他先进反应堆的监管”，随后在2025年7月14日对该信进行了补充)。与此同时，美国核管理委员会工作人员制定了战略，以对使用标准设计的微反应堆进行可预测且高效的许可和监管。工作人员在2024年1月24日发布的SECY - 24 - 0008号文件“微反应堆许可与部署考量:工厂内的燃料装载与运行测试”以及2025年6月18日发布的SECY - 25 - 0052号文件“同类微反应堆许可与部署考量”中寻求委员会对其中一些提议的批准。后一份文件建议改变委员会政策，允许美国核管理委员会审查、批准并在适当时对与设计认证或微功率运行许可证申请相关提交给美国核管理委员会的标准运营方案给予最终裁定。这些机构行动将支持新微反应堆和其他低风险反应堆的快速许可和大规模部署，以及行政命令14300中采用针对特定许可途径的更短时间框架的方向。

委员会在2025年6月17日发布的SRM - SECY - 0008号文件“工作人员要求 - SECY - 24 - 0008 - 微反应堆许可与部署考量:工厂内的燃料装载与运行测试”以及2025年11月13日发布的SRM - SECY - 25 - 0052号文件“工作人员要求 - SECY - 25 - 0052 - 同类微反应堆许可与部署考量”中批准了工作人员的建议。美国核管理委员会在拟议规则“微反应堆及其他具有可比风险特征反应堆的许可要求”(91 FR 23628；2026年5月1日)中纳入了许多这些提议，包括允许微功率运行许可证申请人在其申请中包含标准运营方案信息的提议。美国核管理委员会在此次规则制定中提议对10 CFR第52和53部分进行相应修改，以便微反应堆及其他开发者可以选择在根据10 CFR第52或53部分提交微功率运行许可证申请时提交基本完整的程序控制、运营方案或运营要求。

XXVI. 讨论 - 运营程序的可选提交

美国核管理委员会(NRC)提议修改10 CFR 52.158《申请内容；附加技术信息》，允许微功率运行许可(ML)申请人选择在其申请中提交基本完整的运营程序信息，并修改10 CFR 52.171《制造许可证的终局性；信息请求》，以便为经NRC作为ML审查一部分进行审查和批准的此类程序信息提供终局性。如拟议的10 CFR 52.158(c)所述，此可选程序信息将“用于满足可能引用制造许可证的许可证申请要求”，并且随ML申请提交的此程序信息将根据这些其他许可证申请的相关要求进行评估。

ML持有人对该信息进行变更的适当变更控制机制将通过发放ML来确立。根据现行法规，10 CFR 52.171(b)(1)中关于ML持有人寻求变更的变更控制要求适用于设计信息，而非运营程序信息。在本拟议规则的其他地方，NRC提议修改10 CFR 52.171(b)(1)，但修改后的变更控制条款将适用于根据10 CFR 52.俯57提交的最终安全分析报告(FSAR)中的信息，而不适用于根据10 CFR 52.158提交的非FSAR信息。此外，拟议的10 CFR 52.171(b)(1)中的变更控制程序依赖于10 CFR 50.59中的变更控制标准，而某些运营程序受其他变更控制条款(例如10 CFR 50.54(a)、(p)和(q))约束。因此，NRC将在发放ML时为可选提交的运营程序信息确立适当的变更控制程序。

引用或使用根据ML制造的核动力反应堆的申请人或被许可人，若希望偏离或省略(全部或部分)ML中批准的可选运营程序信息，将不受10 CFR 52.171(b)(2)程序的约束，因为此可选运营程序信息不构成10 CFR 52.171(b)(2)所适用的设计特征、场地参数、条款和条件或批准的设计信息。对ML中批准的可选运营程序信息的偏离或省略将根据所申请许可证(例如运行许可证(OL)或建造-运行许可证(COL))的适用运营程序要求进行审查。

此拟议变更将提高监管确定性，并加快希望引用经ML批准的运营程序的建造许可(CP)/运行许可(OL)和建造-运行许可(COL)申请人的审查时间表，但仍允许这些申请人灵活提交自己的程序。不会对许可证申请人施加额外义务，因为这将是开发者可选择提供的信息，且CP/OL或COL申请人可选择引用。此外，作为ML审查过程一部分提供的听证机会将允许公众就ML申请中包含的程序信息进行参与。为提高许可效率，NRC和申请人可通过申请前互动就被视为基本完整的运营程序达成一致。

NRC正在对10 CFR第53部提出类似变更，以允许随ML申请可选提交与设计无关的运营程序信息。NRC提议修改10 CFR 53.1282《制造许可证申请内容；其他申请内容》，以允许提交此类程序信息，并修改10 CFR 53.1288《制造许可证的终局性》，以便为将由NRC审查和批准的信息提供终局性。

XXVII. 背景 - 核电站早期场地许可证

行政命令14300第5(i)条指示美国核管理委员会“重新考虑关于续期许可证有效期的规定，并根据可用的技术和安全数据酌情延长该期限”。作为回应，美国核管理委员会提议修订其规定，取消早期场地许可证的固定期限要求。

美国核管理委员会于1989年4月18日发布了10 CFR第52部(54 FR 15372)，以提供在商业动力反应堆许可程序中尽早解决安全和环境问题的程序，并实现核电站设计的标准化。为了实现这些目标，委员会发布了10 CFR第52部，增加了早期场地许可证(ESP)、标准设计认证和建造许可的替代许可程序。10 CFR第52部中的这些替代程序是对10 CFR第50部中已经存在的两步许可程序的补充。10 CFR第52部中的程序允许在许可程序的早期解决安全和环境问题，这将带来监管稳定性，并旨在通过标准化提高核电站的安全性和可靠性。10 CFR第53部也规定了早期场地许可证。

具体而言，早期场地许可证为申请人提供了一个程序，以便在申请建造许可证或建造许可之前解决大多数特定场地的安全和环境问题。在颁布10 CFR第52部之后，美国核管理委员会已经颁发了六个早期场地许可证，分别是:Exelon Generation Company, LLC早期场地许可证场地，ESP-001，2007年3月15日；System Energy Resources, Inc.，大湾早期场地许可证场地，ESP-002，2007年4月5日；Dominion Nuclear North Anna, LLC，北安娜早期场地许可证场地，ESP-003，2007年11月27日；Southern Nuclear Operating Company沃格特勒发电站早期场地许可证场地，ESP-004，2009年8月26日；PSEG Power, LLC和PSEG Nuclear, LLC PSEG场地早期场地许可证，ESP-005，2016年5月5日；以及田纳西河谷管理局，克林奇河核电站早期场地许可证，ESP-006，2019年12月19日。

XXVIII. 讨论 - 核电站早期场地许可证

根据10 CFR 52.26“许可证有效期”中的现行规定，美国核管理委员会(NRC)可颁发有效期不超过20年的早期场地许可证(ESP)。20年期满后，ESP失效，但ESP持有人可根据10 CFR 52.29“更新早期场地许可证的修订申请”选择再延长一个期限。10 CFR 53.1164“许可证有效期”中ESP的期限也有类似限制。

本拟议规则将取消10 CFR 52.26和53.1164中ESP必须包含固定期限的要求。由于每个ESP将无固定期限颁发，因此不再需要续期。尽管如此，10 CFR 52.29中的修订法规将提供一种选择，ESP持有人可据此选择更新其ESP，如果在建设许可证(COL)或组合许可证(CP)申请中引用了ESP，这可以保持ESP的排他性效力。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1173“续期申请”。10 CFR 52.33“续期期限”和10 CFR 53.1179“续期期限”中特定的续期要求将被取消并保留。

正如1989年10 CFR第52部最终规则中所指出的，ESP规定了与场地相关问题的早期解决方式，使得场地“储备”成为可能，从而能够更高效地为未来核电站颁发许可证。现行规则规定在特定时间点(不超过颁发后20年)对ESP进行续期，因此要求ESP持有人进行更新以保留颁发最终性的益处。然而，有许多因素可能会影响NRC颁发ESP与ESP持有人决定在CP或COL申请中引用ESP之间所经过的时间。事实上，已颁发的两个ESP自颁发以来已接近20年，但尚未在CP或COL申请中被引用。因此，ESP最长20年的期限及相关续期要求可能会人为地限制ESP持有人的发展规划，因为续期要求与持有人确定的ESP变更或持有人在CP或COL申请中引用ESP的计划均无直接关联。

通过取消固定期限并为许可证持有人提供通过修订更新ESP的程序，拟议规则将为许可证持有人提供灵活性，以保留场地“储备”状态，而不是在更短时间内在CP或COL申请中引用ESP，并决定何时或是否更新ESP。然而，取消固定期限将需要对10 CFR 52.39“早期场地许可证决定的最终性”中的最终性条款进行修改，以明确初始ESP申请特定场地特征的最终性有限期限，并考虑过时的环境评估。因此，拟议规则将为ESP中的信息设定一个20年的期限以保持最终性，这将考虑到场地数据保持有效的有限时间以及环境评估可能过时的情况。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1188“早期场地许可证决定的最终性”。

拟议的20年期限将为引用ESP的CP或COL申请的准备以及NRC审查提供一个界限，以避免在没有固定期限的情况下进行分析时存在的不确定性水平。然而，ESP持有人可以选择更新ESP中的信息以刷新场地数据和环境评估，从而自行决定延长20年期限。因此，在制定ESP申请时，未来ESP的申请人应考虑潜在时间敏感信息(如地震、气象、水文和地质特征；附近工业、军事或交通等设施的存在；人口概况；以及环境数据和评估)的20年预期期限。

根据本拟议规则，早期场地许可证(ESP)持有人可选择通过提交修订案来更新ESP，以更新可能具有时效性的信息。如果美国核管理委员会(NRC)批准该修订案，更新后的安全与环境信息将再有20年的最终有效期。或者，ESP持有人可以放弃最终有效期，并在引用该ESP的建造许可(CP)或运行许可(COL)申请中直接解决这些问题。ESP持有人可在任何时间提出修订ESP的请求。与现行监管框架不同，现行框架要求在ESP第20年到期前通过续期更新信息以维持问题解决状态，而拟议的变更将使ESP持有人能够根据自身意愿保留ESP，并且仅在持有人确定更新对支持未来的CP或COL申请有利时才确定所需更新。拟议规则将允许ESP持有人提交修订案以更新时效性信息，并为已延期的许可证申请延期，为ESP持有人提供灵活性，使其能够在需要时随时更新ESP，且可按需更新多次。为支持取消固定期限，将增加一项规定，使ESP持有人能够在任何时间请求终止ESP，但需考虑任何授权活动所需纠正措施的状态。这些变更将增强ESP持有人的灵活性，并减少与第20年ESP续期相关的工作量。同样，NRC资源也不会用于审查ESP续期申请。诚然，ESP的某些部分，如许可证中规定的设计参数，不具有时效性，除非ESP持有人寻求修订或引用该ESP的CP或COL申请人提议更改，否则将继续有效。

本拟议规则将删除并保留10 CFR 2.109(c)“及时续期申请的效力”，该条款规定了ESP的及时续期。

本拟议规则将修订10 CFR 52.15“申请的提交”，删除对“续期”的提及，并用“修订”取代，这反映出许可证将无固定期限颁发且不会过期。

本拟议规则将修订10 CFR 52.18“申请审查标准”，以澄清其对ESP初始颁发的适用性。本拟议规则将修订10 CFR 52.25“允许的活动范围”，删除对许可证期限的提及，这反映出ESP将不再有固定期限。如果ESP持有人进行了10 CFR 52.24(c)授权的任何活动，ESP为场地纠正措施保持有效这一要求将保持不变。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1161“允许的活动范围”。

本拟议规则将修订10 CFR 52.26(a)以删除当前期限，表明许可证将无固定期限颁发。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1164。从ESP中删除到期日期将使许可证持有人能够将场地保留为储备状态，直到许可证被纳入另一申请或决定终止ESP。由于某些特定场地特征可能随时间变化，10 CFR 52.39和53.1188将把安全问题的最终有效期限制在ESP颁发或更新这些项目信息的修订案发布后的20年内。环境问题的最终有效期也将限制在ESP颁发或修订后的20年内。由于ESP将无固定期限颁发，本拟议规则将修订10 CFR 52.35“场地用于其他目的”，以规定许可证持有人请求终止的条款，并确保ESP持有人在终止请求中向委员会指明场地纠正活动。在按照10 CFR 52.25进行场地纠正活动之前，ESP不会被终止。ESP的终止并不排除同一或另一申请人在未来某个时间为同一场地提交另一ESP申请或另一许可证申请。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1182“场地用于其他目的”。

本拟议规则将把10 CFR 52.29和53.1173重命名为“更新早期场地许可证的修订申请”，并修订这些章节以规定提交修订案的要求。在NRC审查并完成听证程序后，颁发修订后的ESP将延长ESP在未来用于CP或COL申请参考的最终有效期。10 CFR 52.39和53.1188将规定限于20年最终有效期的具体信息。

本拟议规则将把10 CFR 52.31“续期标准”重新命名为“更新早期场地许可证的修订颁发”，并对其进行修订，以纳入委员会颁发经修订的早期场地许可证的具体规定。对修订申请的审查将依据与先前确定的续期标准类似的标准进行，这些标准反映了《原子能法》、委员会的法规以及早期场地许可证最初颁发时适用且有效的命令。修订期间施加的新要求将限于为充分保护公众健康和安全或共同防御与安全所必需的要求。此外，对于可能随时间变化的场地特征数据和环境数据及评估，拟议规则将把这些问题的最终性限制在20年，同时为早期场地许可证持有人提供灵活性，使其能够随时通过修订来更新该信息。因此，美国核管理委员会对那些可能随时间变化的特征的审查将涵盖与该信息最终性相符的20年时间范围。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1176“续期标准”，并将其重新命名为“更新早期场地许可证的修订颁发”。

本拟议规则将修订10 CFR 52.39，删除对续期后的早期场地许可证的提及，并用经修订的早期场地许可证取而代之。然而，早期场地许可证所依据的场地特征数据仅在有限期限内有效。因此，10 CFR 52.39中的最终性条款将进行修订，以反映在早期场地许可证颁发日期或该许可证更新日期(以较晚者为准)之后20年提交的引用申请程序中，早期场地许可证并未解决10 CFR Part 100“反应堆场地标准”中的选址问题，具体包括早期场地许可证中的场地特征。这一修订条款不会影响早期场地许可证中源项的最终性。通过修订10 CFR 52.39(c)(1)(v)将更新安全问题最终性的期限限制，通过修订10 CFR 52.39(c)(1)(vi)将更新环境问题的最终性。拟议规则将同样修订1 CFR 53.1188。

10 CFR 52.29中的新条款将规定在10 CFR 52.39(e)中对早期场地许可证进行修订以进行更新。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1188(e)，增加10 CFR 53.1173作为一项要求。

本拟议规则将修订10 CFR 52.79，将(b)(3)至(5)段重新指定为(b)(4)至(6)段，并修订第(3)段，增加一项要求，即引用的COL申请需确认在提交COL申请前20年内早期场地许可证中潜在随时间变化的场地特征是否已更新，从而根据10 CFR 52.39得到解决。如果未更新，COL申请人将需要在FSAR中评估并更新该信息。待评估的信息将是10 CFR 52.17(a)(1)(vi)至(ix)段要求的场地安全分析报告中的信息，其中包括地震、气象、水文和地质特征；附近工业、军事或交通等设施的存在情况；以及人口概况。基于这些特征的安全评估也需要进行评估和更新，除非引用的COL申请如果其假设源项落在设计得出的源项范围内，则无需更新早期场地许可证中规定的假设源项。如果早期场地许可证中规定的假设源项不在设计得出的源项范围内，那么引用申请将需要根据10 CFR 52.39和10 CFR 52.93提出与早期场地许可证的偏差。拟议规则将同样修订10 CFR 53.1416。

本条款与10 CFR 52.39和53.1188中的要求类似，该要求规定了对此类潜在随时间变化信息的最终性20年限制，并认识到早期场地许可证持有人一旦早期场地许可证颁发20年后，可选择不更新早期场地许可证以保留最终性。总之，10 CFR 52.39和52.79以及10 CFR 53.1188和53.1416的拟议修订条款将为早期场地许可证持有人提供灵活性，以确定何时以及更新哪些信息，同时保留早期场地许可证以供参考，直至持有人选择终止，并且为引用的COL申请人明确在作为申请一部分提交的FSAR中需要评估和更新早期场地许可证的哪些方面。

XXIX.背景 - 制造许可证期限延长

行政命令14300第5(i)条指示美国核管理委员会“重新考虑关于续期许可证有效期的规定，并根据可用的技术和安全数据酌情延长该期限”。作为回应，美国核管理委员会提议修订其规定，以延长初始颁发和制造许可证续期的期限，以提高美国核管理委员会在实施其许可和审批程序方面的监管有效性和效率。这一变化将使制造许可证的期限与当前设计认证的期限保持一致。

2007年8月28日，美国核管理委员会通过最终规则《核电站的许可证、认证和批准》(72 FR 49352)修订了适用于核电站许可和审批程序的规定。在该最终规则中，10 CFR Part 52的新子部分F“制造许可证”取代了先前管辖制造许可证的10 CFR Parts 50和52的附录M。根据子部分F，在提交可接受的最终反应堆设计(等同于10 CFR Part 52下设计认证所需的设计)以及某些制造过程信息后，将颁发制造许可证。制造许可证的期限设定为自颁发之日起不少于5年，不超过15年，并且设定为与2007年标准设计认证的最长期限一致。委员会表示的意图是“鼓励使用制造许可证来制造多个核动力反应堆”。但是，尚未根据10 CFR Part 52的子部分F颁发任何制造许可证。

在2025年7月2日的直接最终规则《修订设计认证的期限》(90 FR 28869)中，美国核管理委员会将设计认证的15年期限替换为40年期限，适用于当前有效的认证以及一般未来的认证，包括续期。如该直接最终规则中所解释的，延长设计认证的期限可减少对申请人不必要的监管负担，并节省美国核管理委员会的资源，同时不会降低安全或安保水平。

XXX. 讨论 - 制造许可证期限延长

对10 CFR 52.173“制造许可证期限”和52.181“续期期限”中的法规提出的修订，将把制造许可证的期限改为最长40年，续期制造许可证的期限改为最长40年。初始和续期制造许可证的最短期限仍为5年。修订法规以延长制造许可证期限将使制造许可证的期限与当前设计认证的期限一致。当前核电反应堆设计的情况，除了传统的大型轻水反应堆外，还包括潜在的微型反应堆和小型模块化反应堆，可能会从更长的制造许可证期限所提供的监管稳定性中显著受益。这一拟议的变更将使制造许可证持有者能够大幅减轻与许可证续期相关的负担，因为续期频率将会降低。预计不会对被许可人或其他利益相关者产生其他影响。

美国核管理委员会提议使制造许可证的最长期限与设计认证的最长期限一致，因为这两种批准的范围存在相似之处。制造许可证所需的大部分信息与设计认证所需的相同最终设计信息相关。虽然制造许可证申请的一部分涉及制造活动的组织和质量保证信息，但此类信息与反应堆建设运营许可证所需的组织和质量保证信息类似，反应堆建设运营许可证的期限也为40年。最后，与美国核管理委员会将设计认证期限延长至40年时提供的解释一致，拟议的制造许可证期限延长不会导致安全或安保方面的任何降低。如果在制造许可证期限内发现安全或安保问题，10 CFR 52.171中的问题终局性条款允许美国核管理委员会施加要求以解决该问题，也允许制造许可证持有者或引用或使用根据制造许可证制造的核电反应堆的申请人或被许可人寻求变更以解决该问题。

XXXI. 背景 - 核电站许可证续期

行政命令14300第5(i)条指示美国核管理委员会“重新考虑关于续期许可证有效期的规定，并根据现有技术和安全数据酌情延长该期限”。此外，正如行政命令第2条所述，美国的政策是促进现有核反应堆机组进行适当的运行期限延长。作为回应，美国核管理委员会提议对其核电站反应堆许可证续期规定进行多项修订。

美国核管理委员会于1991年12月13日首次发布许可证续期规定(10 CFR Part 54)(《联邦法规汇编》第56卷，第64943页)，并于1995年5月8日进行了修订(《联邦法规汇编》第60卷，第22461页)。该规定确立了核电站运行许可证续期的程序、标准和准则。它还引用了10 CFR Part 51中的环境保护要求，以评估延长核电站运行对环境的影响。

自1995年发布该规定以来，美国核管理委员会已为几乎所有现役核电站颁发了续期许可证，将其运行期限从40年延长至60年。美国核管理委员会还为几家核电站颁发了第二次及后续续期许可证，允许它们运行长达80年。基于这些续期过程中获得的经验，美国核管理委员会发现了几个修订规定的机会，以使该过程更加灵活、高效，并更好地支持运行期限延长。

XXXII. 讨论 - 核电站执照续期

本次规则制定提议修订以下领域的要求:

A. 延长续期期限

当美国核管理委员会(NRC)发布1991年的许可证续期规则时，它指出《原子能法》(AEA)第103节中对许可证40年期限的限制并非基于安全或安保原因；相反，“是出于反垄断和财务原因而采用的”(《联邦法规汇编》第56卷，第64960页；1991年12月13日)。《原子能法》第103节还规定运营许可证(OL)可以续期。然而，NRC指出，由于现有核电站的许可证期限为40年，一些预计在运行40年之后出现的与老化相关的问题可能没有得到充分考虑。(出处同上，第64946页、第64954页)。因此，虽然NRC认定在许可证续期期间没有理由评估核电站许可依据的所有方面，但NRC应确保在延长运营期间有效管理老化问题。此外，这种老化管理并不能确保核电站会运营到延长运营期结束；相反，它确保在与老化相关的退化成为安全问题之前能够被识别并得到解决。

《联邦法规汇编》第10编第54.31(b)节目前的规定将续期后的许可证期限限制在现有许可证到期后不超过20年。NRC解释说，20年期限的目的是提供“一个有用的机会，以便在必要时验证和重新评估目前对与老化相关的退化影响的理解”。(出处同上，第64964页)。当时，NRC还指出，一旦获得更多经验并且NRC对管理与老化相关的退化的被许可方计划有信心，它可能会重新审视这一限制。

NRC审查了其在老化管理方面的经验，并鉴于该经验提议修订《联邦法规汇编》第10编第54.31(b)节，将最长续期期限延长至40年，与《原子能法》第103节中的最长许可证期限一致。大多数美国反应堆已经在续期后的许可证下运行超过40年，并遵循其批准的老化管理计划。NRC的监督证实，被许可方正在及时有效地检测和解决老化问题。NRC尚未发现被许可方通过当前的续期程序或其他现有监管程序无法充分解决的对老化理解方面的任何根本性差距。

NRC长期以来一直认识到，颁发为期整整40年的续期许可证在法律上与《原子能法》的条款一致。当NRC发布1991年规则时，它考虑了两种续期许可证的方法:1)“附加”许可证，它将在当前运营许可证期限结束时生效；2)“替代”许可证，它在续期时立即生效，并将在现有许可证上增加若干年，当时最多为20年。NRC选择使用替代方法。当时，NRC还指出，未来将20年期限延长至接近40年上限的努力将需要重新评估替代许可的使用。委员会目前使用的替代许可证方法永远不会导致许可证超过40年，因为续期期限为20年，并且被许可方目前在许可证剩余20年或更少时间之前不得申请续期。相比之下，包括现有许可证剩余的任何年限加上40年延期的续期许可证必然会使续期许可证的期限超过《原子能法》第103节中的限制。因此，NRC得出结论，批准40年延期将需要使用附加许可证。此外，正如NRC在最初颁布其许可证续期规则时所指出的，附加许可证可能更符合《原子能法》中规定许可证“在期限届满时可以续期”的条款。(出处同上，第64964页)。

维持附加许可证可能需要额外的行政步骤，特别是如果它在延长运行期开始之前很久就已颁发。因此，对10 CFR第54部的这些修订还将包括一项要求，即被许可人采取措施，以确保在延长运行期之前，更新后的许可证与10 CFR 54.3中定义的当前许可基础保持一致且最新。此外，目前，某些活动是在延长运行期之前根据颁发后立即生效的更新许可证的条件实施的，例如实施新的老化管理计划和加强现有计划。美国核管理委员会(NRC)的监督计划会核实这些活动是否完成，包括利用延长运行期之前的核电站换料停机来观察被许可人在较低功率水平下进行的活动。鉴于附加许可证要到延长运行期开始时才会生效，NRC正在考虑调整这些活动的条件的替代方法，并且NRC正在就这个主题征求公众意见。

随着更新期限延长，在相关指南更新之前，申请人可能需要解决当前安全和环境审查指南中潜在的空白。例如，当前对NUREG - 2191《后续许可证更新通用老化经验教训(GALL - SLR)报告》的修订是基于根据现行法规对最多一个后续许可证更新期限的评估，即核电站运行总时长80年。同样，10 CFR第51部附录B子部分A中的NRC法规编纂了NUREG - 1437《核电站许可证更新通用环境影响声明》(LR GEIS)中关于一个初始更新期限和一个后续更新期限的结论。然而，NRC工作人员在2022年12月6日的SECY - 22 - 0109《拟议规则:更新核电站运行许可证 - 环境审查》中指出，当它向委员会提供LR GEIS草案时，该文件中对环境问题的基础分析“可适用于任何许可证更新期限”，甚至是第一个后续许可证更新期限之后的期限。

然而，随着提议允许延长40年的许可证期限，目前处于初始更新期(40至60年)运行的核电站可以申请40年的后续更新，这将使核电站的总运行时长达到100年。同样，将在其批准的后续更新期(根据现有法规为60至80年)运行的被许可人可以申请第三次40年的更新，这将使核电站的总运行时长达到120年。因此，寻求运行超过80年的申请人需要考虑是否补充指南，以解决更长运行寿命所特有的任何老化和环境影响。对于初始更新(将运行从40年延长至80年)的申请人则无需进行此类差距分析，因为当前的后续更新指南很容易适用于核电站80年的总运行时长。对于环境影响，由于LR GEIS中的分析对期限是中立的，被许可人可以考虑将LR GEIS作为该环境分析的起点(尽管对于超过80年的环境影响，该分析未在10 CFR第51部中编纂)。作为此次规则制定的一部分，NRC已就该主题编写了临时工作人员指南草案LR - ISG - 2026 - 01《更新的许可证更新审查标准》。NRC也在就这个主题征求公众意见。

B. 基于风险信息和性能的替代标准

当前的许可证续期规则通常被描述为确定性规则，因为它规定了必须证明其功能得以维持的特定结构和部件。根据10 CFR 54.21(a)(1)，如果范围内的结构和部件在无活动部件、配置或属性无变化的情况下(即它们是“被动的”)且使用寿命长，则应纳入老化管理审查。此外，10 CFR 54.21(a)(3)要求申请人证明老化影响将得到充分管理，以便为10 CFR 54.21(a)(1)中“确定的每个结构和部件”维持预期功能。这些法规未明确允许申请人利用风险见解来权衡评估许可证续期时老化评估需求的重要性。

当美国核管理委员会(NRC)发布1995年许可证续期规则时，曾考虑允许采用基于风险信息的方法，特别是概率风险评估(PRA)。由于当时对风险数据和模型质量的担忧，NRC决定不这样做。然而，在1999年3月1日发布的SRM-SECY-98-144《工作人员要求 - SECY-98-144 - 关于基于风险信息和性能的监管的白皮书》中，委员会明确了其对基于风险信息和性能的监管的期望。自那时以来，该机构鼓励使用此类方法来改进监管决策、提高安全性并减轻不必要的监管负担。此后，诸如10 CFR 50.69等风险举措以及基于风险信息的技术规格完成时间和监督频率得到广泛采用，这些都要求PRA具有高度可接受性。自1995年以来，PRA标准已经成熟，数据收集有所改善，NRC对这些活动的审查也得到加强。

因此，NRC提议增加10 CFR 54.21(a)(4)，允许申请人自愿提出基于风险信息和性能的替代方案，以替代当前老化管理审查的规定要求。申请人可以使用这些替代标准来决定哪些结构和部件需要进行老化管理审查以及如何证明老化影响将得到管理。同样，NRC还提议修订10 CFR 54.29《续期许可证颁发标准》，以明确NRC在评估申请人为维持结构和部件功能而采取的行动(或未采取的行动)是否充分时，其安全认定可以依赖风险见解。

许可证续期规则的目的是确保在对老化理解较为有限的长期运行期间维持预期功能。NRC将老化管理要求重点放在被动结构和部件上，因为它们通常缺乏易于监测的性能和状态指标。尽管运行经验表明被动部件通常比主动部件更可靠，并且PRA通常认为它们对电厂风险的贡献较低，但这并不能保证它们在延长的运行期间的未来性能。可能会出现新的退化机制，现有机制可能比预期发展得更快，或者安全裕度可能会降低。此外，可能会出现影响整个系统功能的共因老化问题。

出于这些原因，基于风险信息或性能的替代标准不应不适当地削弱老化管理计划在长期运行中维持预期功能的能力。这些标准不能仅仅因为过去的运行经验表明被动结构和部件可靠就用于消除老化管理审查要求。这些标准需要谨慎应用以维护10 CFR第54部分的意图。作为此次规则制定的一部分，NRC已就该主题编写了临时工作人员指导草案LR-ISG-2026-01《许可证续期的更新审查标准》。

C. 消除对提前申请续期的限制

10 CFR 54.17(c) 中的现行规定指出，被许可人不能在其当前许可证到期前20年以上申请续期。当美国核管理委员会发布1995年许可证续期规则时，它表示这一限制的目的是确保核电站在申请续期前有足够的运行经验来揭示任何老化问题。与此同时，这一20年的限制也是为了给公用事业公司足够的时间来规划替代方案，比如如果许可证未获续期就更换核电站。

美国核管理委员会提议取消这一20年的限制。相反，10 CFR 54.17(c) 中的拟议法规将允许被许可人在其当前运营期内的任何时间申请续期许可证。例如，被许可人可以在其最初的40年许可证有效期内的任何时间申请首次续期，并且他们可以在延长运营期内的任何时间申请后续续期。取消20年的限制将给予被许可人更大的灵活性，比如将其续期申请与同一核电站或其整个机组的其他许可行动进行协调，以使流程更高效。这一变化不会改变10 CFR 2.109中的及时续期规定。

基于类似设施(即类似材料和服务环境)的运行经验可用于为续期决定提供信息，美国核管理委员会已经对几家核电站给予了该法规的豁免。目前，大多数美国核电站已经运行超过40年，许多已经运行超过50年。因此，即使某个特定核电站运行时间较短，全行业也有大量的运行经验可为美国核管理委员会的续期审查提供参考。此外，监管程序将继续为美国核管理委员会提供手段，以核实核电站在许可证续期后是否有效地解决新出现的老化问题。如NUREG - 2191附录B“老化管理计划的运行经验”所述，续期许可证的持有人应具备收集和审查运行经验的流程，以便在适当时评估是否需要加强其老化管理计划。

美国核管理委员会理解，较新的反应堆设计可能在新的服务环境中使用独特材料，因此它们可能不会立即拥有完整的运行经验基础。如果采用较新设计的被许可人在核电站运行初期就申请续期许可证，美国核管理委员会的审查指南(如GALL报告)在某些领域可能不完全适用。在这些情况下，预计申请人将解释他们将如何在充分老化管理的证明中解决任何独特问题和不确定性。

D. 取消豁免所需的申请内容

10 CFR 54.21(c)(2)现行规定要求，续期许可证申请应包括根据10 CFR 50.12授予的特定核电站豁免清单，这些豁免基于限时老化分析(TLAA)，同时还应包括在延长运营期内继续这些豁免的理由。当美国核管理委员会发布1995年规则时，它解释说这一要求很重要，因为有必要进行独立评估，以确保所有基于TLAA的豁免都已作为许可证续期过程的一部分进行了评估。

然而，美国核管理委员会在审查申请时的经验发现，这一要求导致提交的信息重复，并给申请人在准备支持美国核管理委员会申请审查方面增加了不必要的负担。10 CFR 54.21(c)(1)中的规定已经要求申请人识别和评估所有限时老化分析，无论它们是否涉及豁免。重复相同信息以满足10 CFR 54.21(c)(2)的单独要求无助于美国核管理委员会的审查。因此，美国核管理委员会提议删除10 CFR 54.21(c)(2)，以简化流程并减轻申请人的负担。

E. 取消技术规格中规定的申请内容

10 CFR 54.22“申请内容 - 技术规格”中的现行规定要求申请人纳入并说明管理老化影响所需的任何技术规格变更。然而，根据美国核管理委员会在审查续期申请方面的经验，该委员会发现这一要求并无必要。由于续期程序旨在维持核电站当前的许可基础(而非进行变更)，因此很少需要变更技术规格。此外，即便没有这一明确的申请内容要求，审查程序也能够确保识别出任何必要的技术规格变更。因此，美国核管理委员会提议删除10 CFR 54.22。此外，10 CFR 54.9“信息收集要求:行政管理和预算局批准”及10 CFR 54.43“刑事处罚”中也将不再引用该规定。

F. 减少最终安全分析报告在续期后的持续更新内容

许可证续期规则要求申请人提交一份核电站最终安全分析报告(FSAR)的补充文件。该补充文件必须简要描述用于管理老化影响的计划和活动以及对TLAA的评估。此外，在NRC颁发续期许可证后，10 CFR 54.37(b)规定，被许可人必须持续更新FSAR。这些必需的更新内容要“包括新识别的系统、结构和部件”，并“描述将如何管理老化影响”。NRC监管问题摘要(RIS)2007 - 16修订版1，《10 CFR 54.37(b)对续期许可证持有者要求的实施》，日期为2010年4月28日，将“新识别的”系统、结构和部件(SSC)定义为那些与核电站许可基准变更相关的，或者在原许可证续期审查期间已安装但未纳入该审查的部件。

当NRC在1995年发布许可证续期规则时，一些评论者指出，10 CFR 54.37(b)要求在持续的FSAR更新中提供比原续期申请中的简要描述更多的细节。当时，NRC以续期许可证颁发后持续的FSAR更新具有双重目的为由，为这种差异进行了辩解。它们既作为续期申请(因为它们描述了被许可人如何评估新识别的SSC的老化影响)，又作为FSAR补充文件(对老化管理计划建立适当的监管控制)。

然而，基于其监督经验，NRC认为，如果被许可人保留其对新识别的SSC的评估细节以供NRC检查，那么当前要求的FSAR更新中的详细程度是不必要的。因此，NRC提议修订10 CFR 54.37(b)，仅要求对老化管理活动进行简要描述，这与续期申请中的要求一致。在此变更下，只有当新识别的SSC影响老化管理计划或TLAA的简要描述时，才会触发FSAR更新。然而，无论是否需要更新FSAR，被许可人都必须以可审计和可检索的形式保留对新识别的SSC的完整评估。

最后，目前对10 CFR第54部分提出的其他修订(在本文件的XXXII.A.和C.节中描述)将改变被许可人对在延长运行期开始前进行的一些核电站实体添加或修改的处理方式。迄今为止，基于新安装的SSC在延长许可证有效期内不会运行超过40年的想法，它们未被视为受10 CFR 54.37(b)约束。在其对RIS - 2007 - 16修订版1《10 CFR 54.37(b)对续期许可证持有者要求的实施》草案的评论回复中，日期为2009年5月27日，NRC解释说，核电站运行计划和NRC监管活动足以应对运行的前40年中的老化问题，只有当超过该使用寿命时才需要进行老化管理。然而，随着对10 CFR第54部分的其他提议变更——通过附加许可证将续期期限从20年延长至40年，并取消提前申请的20年限制——在NRC完成其许可证续期审查后但在延长运行期开始前新安装的SSC，在延长运行期内可能会显著超过40年的运行时间。因此，在延长运行期开始前安装的任何此类SSC都将受10 CFR 54.37(b)条款的约束。

XXXIII. 背景 - 提高反应堆选址标准的灵活性

美国核管理委员会认识到场地特征描述在确定场地适宜性方面的重要性，以证明能合理保证充分保护公众健康和安全，特别是涉及具有广泛影响的外部危害以及单个始发事件可能导致所有预防和缓解控制失效的情况。为确定特定场地的外部危害并充分描述拟建动力反应堆场地的地质、地震、气象和水文特征而进行的场地调查可能既耗时又昂贵。美国核管理委员会还认识到，包括非固定式反应堆在内的新反应堆技术以及替代燃料的出现，可能证明在选址要求内给予更大灵活性以及为满足这些要求而进行场地调查是合理的。

在当前的监管框架中，10 CFR Part 100《反应堆选址标准》由两个子部分组成:A子部分“1997年1月10日前的固定式动力反应堆场地申请及试验反应堆的评估因素”和B子部分“1997年1月10日及以后的固定式动力反应堆场地申请的评估因素”。10 CFR Part 第100部分B子部分的要求比10 CFR Part 第100部分A子部分的要求更具规定性，获取所需信息的负担也更大。例如，10 CFR Part 第100部分A子部分要求申请人考虑场地的地震、气象、地质和水文情况，但10 CFR Part 第100部分B子部分的要求更具体，如最大概率风速、场地基础材料数据、地震复发率和地下水流速。在当前框架内，所有动力反应堆申请人，即使是那些新反应堆设计占地面积较小、潜在辐射风险较低且安全特性增强的申请人，也将根据10 CFR Part 第100部分B子部分的要求进行相同的场地特征描述和危害分析。

10 CFR Part 第100部分B子部分以及关于可接受的场地特征描述方法的配套指南带来了更高的负担，因为它们主要是在考虑大型轻水反应堆场地的情况下制定的，并受到这些设施的规模和潜在辐射后果的影响。相反，10 CFR Part 第100部分A子部分，包括附录A，包含的规定性要求较少，适用于较旧的轻水反应堆场地，未反映外部危害分析的更新方法或辐射后果较低的试验反应堆。将目前存在的这一监管框架及相关场地特征描述指南应用于新反应堆设计，可能无法体现一种基于风险信息、基于性能的场地特征描述方法，该方法应充分考虑潜在场地的场地、设计和特定危害条件。

因此，美国核管理委员会提议对这些标准进行修改，以引入一种更基于风险信息、基于性能的选址方法。拟议的法规修改将通过在监管框架中引入分级方法，为核电反应堆申请人(包括非固定式反应堆)明确界定一种分级场地特征描述方法，这将允许后果较低的动力反应堆申请人通过适当规模的场地调查来证明场地适宜性，而不是采用当前10 CFR Part 第100部分B子部分中可能更繁琐的要求。此外，与该拟议规则一并发布供公众评论的指导文件草案将提供一种基于风险信息的方法，反应堆申请人可在任何许可途径下利用该方法优化其场地特征描述，以实现外部危害风险的可接受水平。这一拟议方法与最近的其他规则制定行动一致，如10 CFR Part 53规则制定，并将为跨许可框架的申请人提供类似要求。

美国核管理委员会长期以来倾向于在人口密度低的地区选址反应堆，但认识到安全、环境、经济或其他因素可能证明在人口密度较高的地区选址核电站是合理的。因此，美国核管理委员会提议修订10 CFR Part 第100部分A和B子部分的法规，以便在通过对在这些地区选址反应堆的社会风险和社会效益进行评估证明合理时，允许在人口密度较高的地区选址反应堆。这一拟议修改与最近的10 CFR Part 53规则制定一致，并将为跨许可框架的申请人提供类似要求。

XXXIV. 讨论 - 增强反应堆选址标准的灵活性

对10 CFR Part 100的拟议修改将允许10 CFR Part 50或52下的动力反应堆申请人在确定场地特征的适当水平方面拥有更大的灵活性。具体而言，这些拟议修改将利用监管框架中现有灵活性，用于许可测试和动力反应堆(包括非固定式反应堆)，允许某些后果较轻的动力反应堆申请人使用与10 CFR Part 100附录A中测试反应堆相同的选址标准。此外，这些拟议修改将删除10 CFR Part 100附录A中关于地震危害分析确定性方法的过时信息，该信息不再适用于新的反应堆申请。对10 CFR 100.10“评估场地时应考虑的因素”的拟议修改将简化该规定，并附带关于如何满足10 CFR Part 100附录A监管要求的指南。对10 CFR Part 100附录B的拟议标题更改将保留更具规定性的监管要求，这些要求仍将适用于后果更严重的动力反应堆申请人。这些更具规定性的监管要求将继续确保此类申请有适当的选址标准。10 CFR Part 100附录A和B的现有标题目前反映在10 CFR 50.34(a)和(b)中。因此，需要对这些章节进行相应修改，以使10 CFR Part 100的拟议修改与10 CFR 50.34(a)和(b)中所述的申请内容要求保持一致。这些相应修改包括更新10 CFR 50.34(a)和(b)，以删除对1997年1月10日或之后的申请以及固定式动力反应堆的引用。

实施此方法对10 CFR Part 100的具体拟议修改如下所述。10 CFR Part 100附录A的标题将更改为“附录A - 一级动力和测试反应堆的评估因素”。10 CFR Part 100附录A将全部删除，因为它提供了一种确定安全停堆地震的方法，该方法已过时且与当前在核电站场地进行概率地震危害分析的实践不一致。进行可接受的概率地震危害分析所需的信息将包含在指南中。对10 CFR 100.3“定义”的拟议修订将是相应修改，以定义10 CFR Part 1s0拟议修订中引入的新术语:“一级反应堆”和“二级反应堆”。这些术语将根据未缓解的后果来定义。对10 CFR 100.8“信息收集要求:OMB批准”的拟议修订将是相应修改，以删除对附录A的提及，附录A将被删除。对10 CFR 100.10的拟议修订将删除对10 CFR Part 100附录A的引用并删除解释性文本。该解释性文本将包含在与本拟议规则一起发布以供公众评论的指南文件草案中。随着10 CFR Part 100附录A的删除，将在10 CFR 100.10(b)中添加对10 CFR Part 50附录S的新引用，以为根据10 CFR Part 100附录A进行选址的申请人提供地震工程标准。对10 CFR 100.11“禁区、低人口区和人口中心距离的确定”的其他拟议修改与禁区、低人口区和人口中心距离相关，旨在与10 CFR Part 100附录B中的剂量参考值保持一致，该附录引用了10 CFR 50.34(a)(1)。对10 CFR 100.11中描述后果分析的文本的其他拟议修改将与10 CFR 50.34(a)(1)(ii)(D)中的文本拟议修订保持一致，以使其更具技术包容性并对具有功能安全壳的设计更有意义。拟议规则还将修订10 CFR 100.11的脚注1，该脚注提供了关于裂变产物释放的更多信息，以使其更具技术包容性，并允许对具有机械源项和功能安全壳的设计进行评估。此外，拟议规则将删除10 CFR 100.11脚注2中的过时信息，该脚注讨论了使用25雷姆(0.25 Sv)全身有效剂量当量作为参考值。

对 10 CFR 第 100 部 A 分篇的这些提议修改，将使符合 10 CFR 第 100 部 A 分篇一级准入标准的动力反应堆申请人，能够制定适当水平的厂址特征描述信息，以支持许可证或执照申请。一级反应堆的提议准入标准是，证明在厂址禁区边界未缓解后果小于 25 雷姆(0.25 希沃特)全身等效剂量。与这些提议的规则修改一同发布供公众评论的指导文件草案，将提供关于如何确定未缓解后果、选择定义厂址参数包络时要纳入的厂址参数，以及对任何动力反应堆申请人应用分级方法进行地震和其他外部危害特征描述的指导。指导文件草案还将描述现有厂址特征描述信息的适当用途和替代厂址调查技术，这将提高监管清晰度和审查效率。

对 10 CFR 第 100 部 A 分篇的提议准入标准以及对可能因单一始发事件(如地震)影响所有安全控制的外部危害的分级方法指导，将基于未缓解后果分析。未缓解后果分析对于考虑外部危害的共因失效方面以及确定可接受风险的适当目标性能标准是必要的。关于进行未缓解后果分析的适当方法的信息，将在与本提议规则一同发布供公众评论的指导文件草案中提供。

此外，指导文件草案中的一个附录将提供使用未缓解后果分析优化地震设计基准的考虑因素。美国核管理委员会认识到，核设施的地震设计基准通常对成本和进度有重大影响。该附录将使申请人能够优化地震设计基准，在确保安全的同时减轻地震设计负担。

随着提议在 10 CFR 第 100 部 A 分篇引入一级反应堆概念，10 CFR 第 100 部 B 分篇的标题将改为“B 分篇——二级动力反应堆厂址申请的评估因素”。美国核管理委员会提议对 10 CFR 100.20“评估厂址时要考虑的因素”和 100.23“地质和地震选址标准”进行进一步修改，以反映新的“二级”术语。二级反应堆将是尚未证明符合一级准入标准的动力反应堆。这将包括在厂址禁区边界未缓解后果大于 25 雷姆(0.25 希沃特)全身等效剂量或未缓解后果未确定的动力反应堆。作为本次规则制定的一部分，对 B 分篇未提议其他修改，并且将维持该框架以适应后果更高的反应堆申请。

美国核管理委员会提议保持其长期以来倾向于在低人口密度地区选址反应堆的偏好，同时在有正当理由时提供灵活性，允许在人口密度较高地区选址反应堆。美国核管理委员会认识到，安全、环境、经济或其他因素可能证明在人口密度较高地区或居民超过约 25000 人的人口密集中心内选址核电站是合理的。因此，美国核管理委员会提议修订 10 CFR 100.10、100.11(a)(3)、100.21(b)和 100.21(h)，以允许申请人通过对在人口密度较高地区选址反应堆相关的额外社会风险(如反应堆事故导致的人口剂量潜在增加或经济后果)进行评估，并将这些风险与特定提议厂址的社会效益(如利用退役化石燃料发电厂的现有基础设施的能力)进行比较，来证明在这些厂址选址反应堆的合理性。将制定这些评估的实施指南。

对 10 CFR 第 100 部的提议修改以及与本次规则制定一同发布供公众评论的指导文件草案中提供的解释，可能会使厂址调查更及时、更高效，地震设计基准更合适，对新动力反应堆申请的审查更简化。

XXXV. 背景 - 轻水反应堆常规及耐事故燃料设计的富集度提高

A. 耐事故燃料

耐事故燃料(ATF)是先进的核燃料技术，有可能通过在正常运行、瞬态工况和事故场景下提供更好的性能，来提高美国核电站的安全性。《核能创新与现代化法案》第107节“耐事故燃料委员会报告”将耐事故燃料定义为一种新技术，它能使现有的商业核反应堆对核事故(如《原子能法》(42 U.S.C. 2014)第11节所定义)具有更强的抵御能力，并在现有商业核反应堆的许可寿命内降低发电成本。

虽然本拟议规则不会得出任何针对特定燃料设计的结论，但它将促进采用更高的富集度和更高的燃耗，使获得许可使用传统或耐事故燃料设计的实体，在大多数情况下，能够使用铀 - 235(U - 235)富集度大于5.0重量百分比的轻水堆燃料，而无需使用豁免。

B. 规则制定进展

(i) 对提高富集度的早期考虑

通过与利益相关者的互动，美国核管理委员会了解到，许可证持有者和申请者计划请求部署先进的轻水堆燃料概念，并运行燃料以从每根燃料棒中提取更多能量(即，在更高的燃耗下运行燃料)。具体而言，美国核管理委员会预计会收到将燃料燃耗限值提高到高于美国核管理委员会在大多数安全分析方法中设定的每公吨铀62吉瓦日(GWd/MTU)棒平均燃耗限值的请求。为了实现更高的燃耗限值，许可证持有者和申请者需要请求将燃料富集度从目前5.0重量百分比的U-235标准提高到约10.0重量百分比的U-235。此外，2019年2月，核电行业代表在核能源研究所(NEI)的白皮书《利用提高的富集度和燃料燃耗用于轻水反应堆的经济效益和挑战》中确定了提高富集度燃料对轻水堆的潜在优势。

2021年9月，美国核管理委员会发布了《为美国核管理委员会有效许可事故容错燃料做准备的项目计划》1.2版，该计划将追求更高的燃耗和提高富集度描述为核电行业事故容错燃料工作的关键组成部分。目前，该行业计划在2020年代中后期部署批量富集度高于目前5.0重量百分比U-235标准的燃料。10 CFR 50.68“临界事故要求”的(b)(7)款要求，动力反应堆燃料中的U-235富集度按重量计不得超过5.0%，除非美国核管理委员会批准豁免此限制。当前监管框架的制定并未预见到会使用富集度大于5.0重量百分比U-235的燃料。美国核管理委员会将目前的重量百分比限值确定为其安全分析方法的合理边界假设。作为此次规则制定的一部分，美国核管理委员会评估了该框架，并考虑了在保持对公众健康和安全充分保护的合理保证的同时，是否可以调整目前的重量百分比限值。此外，美国核管理委员会还考虑了规则制定是否会支持对许可行动进行更有效的审查。

为回应行业对富集度在5.0至10.0重量百分比U-235之间的轻水堆燃料的兴趣，美国核管理委员会工作人员于2021年12月20日向委员会提交了一份规则制定计划，即SECY-21-0109《关于轻水反应堆使用提高富集度的传统和事故容错燃料设计的规则制定计划》。工作人员请求委员会批准启动规则制定，以修订美国核管理委员会的要求，以便于使用富集度大于5.0重量百分比U-235的轻水堆燃料。在SECY-21-0109中，工作人员建议进行规则制定，以减少豁免请求的数量，并提高监管效率和一致性。工作人员解释说，关于这个主题的规则制定将使工作人员能够全面审查富集度大于5.0重量百分比U-235的燃料的潜在监管影响，并识别和评估改变影响这些燃料使用的监管要求的潜在成本和收益。规则制定还将为这些问题提供通用解决方案，并邀请利益相关者参与影响该监管领域的决策，而不是像当前监管框架那样逐案决定问题。

在2022年3月16日的SRM-SECY-21-0109《工作人员要求 - SECY-21-0109 - 关于轻水反应堆使用提高富集度的传统和事故容错燃料设计的规则制定计划》中，委员会批准了工作人员启动规则制定的计划，以修订对使用富集度大于5.0重量百分比U-235的轻水堆燃料的要求。委员会表示，出于防扩散和保障措施的原因，该规则的条款应仅适用于高富集度、低浓缩铀(HALEU)燃料，并且工作人员的分析应集中在未来应用中最有可能考虑的富集度范围内。

此外，委员会指示:1)与更高富集度和燃耗水平的燃料相关的燃料破碎、迁移和扩散(FFRD)问题应在该规则制定的监管基础中得到适当解决和分析；2)工作人员在制定该规则以及相关的监管基础和指导时应采用基于风险的方法。

(ii) 其他考虑因素

2024年4月11日，委员会在SRM-SECY-16-0033号文件《工作人员要求 - SECY-16-0033 - 最终规则草案 - 基于性能的应急堆芯冷却系统要求及相关燃料包壳验收标准》中将10 CFR 50.46c最终规则草案退回给工作人员。因此，本次规则制定提议利用先前提出的基于性能的应急堆芯冷却系统(ECCS)要求方法，包括扩大对先进燃料的适用性，并将10 CFR 50.46c最终规则草案中的脆化研究结果纳入新的自愿性10 CFR 50.46a提议规则中。本文件的XXXV.C.(v)(c)节“10 CFR 50.46c规则制定及包壳脆化研究结果”和XXXVI.F.(v)节“替代ECCS分析要求及验收标准”对此进行了讨论。

C. 受影响法规的背景和历史

本节介绍了每个受影响监管领域的监管历史、背景及其与燃料浓缩的关系。

(i) 10 CFR 70.24和10 CFR 50.68临界事故要求

美国核管理委员会最初评估的一项与燃料浓缩相关的规定是10 CFR 70.24，即“临界事故要求”。该规定于1974年作为10 CFR第70部分“特殊核材料的国内许可”规则制定的一部分而制定(《联邦法规汇编》第39卷，第39020页；1974年11月5日)。第70.24条确保处理特殊核材料(SNM)的被许可人具备适当的监测系统以检测临界事故，并制定应急计划。

在20世纪80年代和90年代，核电反应堆被许可人寻求豁免10 CFR 70.24中的多项要求，包括与有源临界监测报警能力、临界应急演练以及疏散、去污、辐射暴露医疗治疗和重新进入协议相关的要求，这些要求也必须通过定期的临界安全演练来证明。正如1997年7月21日发布的SECY - 97 - 155“工作人员关于商业核电站豁免10 CFR 70.24的行动”中所讨论的，为回应这些众多的豁免请求，工作人员评估了核电站燃料处理操作期间意外临界事故的可能性，并得出结论，对于动力反应堆设施而言，此类事件不太可能发生，因为现有的行政和设计控制基于不超过5.0重量百分比的U - 235燃料浓缩。因此，1998年美国核管理委员会发布了10 CFR 50.68，为这些被许可人提供了替代10 CFR 70.24的选择，前提是他们符合某些标准(《联邦法规汇编》第63卷，第63127页；1998年11月12日)。

根据10 CFR 50.68，如果被许可人能够证明新的和新鲜燃料储存设施的适当次临界裕度，以有效增殖系数(keff)表示，即中子产生与中子吸收和泄漏的估计比率，则可以决定不遵守10 CFR 70.24的要求，而是必须遵守10 CFR 50.68(b)中的要求。第50.68(b)条规定了以下keff限值:

10 CFR 50.68(b)(2):对于未加硼水中的新鲜燃料湿式储存架，在95%概率和95%置信水平下，keff≤0.95。
10 CFR 50.68(b)(3):对于低密度含氢流体(雾)中的新鲜燃料储存，在95%概率和95%置信水平下keff≤0.98。此keff限值仅适用于当前运行的轻水反应堆机队，如果它们使用易受自然天气或灭火雾化条件慢化影响的松质新燃料储存库。如果新燃料储存在燃料池中(即10 CFR 50.68(b)(2)的湿式储存条件)，则不适用于10 CFR 50.68(b)(3)。
10 CFR 50.68(b)(4):对于未加硼水中的乏燃料湿式储存架，在95%概率和95%置信水平下keff ( \leq {0.95} )。
10 CFR 50.68(b)(4):对于加硼水中的乏燃料湿式储存架，在95%概率和95%置信水平下keff≤0.95；此外，在不考虑可溶性硼信用的情况下，在95%概率和95%置信水平下keff必须保持<1.0。

除了keff要求外，10 CFR 50.68(b)(6)仅要求在燃料处理和移动期间进行辐射监测。最后，10 CFR 50.68(b)(7)将当前应用限制于新鲜燃料的5.0重量百分比的U - 235。美国核管理委员会在2006年增加了10 CFR 50.68(c)(《联邦法规汇编》第71卷，第66648页；2006年11月16日)以划定独立乏燃料储存设施干式储存桶装载的适用性。

大多数在运反应堆目前遵守10 CFR 50.68(b)的要求，以替代10 CFR 70.24中的临界监测要求。当进行燃料转换变更时，如果富集度增加，被许可人必须作为燃料转换的一部分，对乏燃料水池临界性进行安全分析，因为富集度增加可能会导致与10 CFR 50.68(b)(4)适用的keff安全限值的裕度降低。在NUREG-1430《标准技术规格 - 巴布科克和威尔科克斯核电站》、NUREG-1431《标准技术规格 - 西屋核电站》、NUREG-1432《标准技术规格 - 燃烧工程核电站》、NUREG-1433《标准技术规格 - 通用电气核电站(BWR/4)》、NUREG-1434《标准技术规格 - 通用电气核电站BWR/6》以及NUREG-2194《标准技术规格 - 西屋先进非能动1000(AP1000)核电站》的标准技术规格设计特征4.3“燃料储存”中列出的新燃料和乏燃料储存区域，也有特定核电站的临界安全限值。这些NUREG中的指南有助于美国核管理委员会审查任何可能影响10 CFR 50.68合规性的拟议燃料变更。

尽管如此，鉴于10 CFR 50.68(b)(7)将当前应用限制在5.0重量百分比的U-235，如果反应堆被许可人过渡到使用富集度高于5.0重量百分比U-235的燃料，那么10 CFR 50.68将无法作为10 CFR 70.24的替代方案。在没有制定规则的情况下，美国核管理委员会预计，寻求过渡到富集度高于5.0重量百分比U-235燃料的反应堆被许可人可能会请求豁免10 CFR 50.68。

与10 CFR 50.68不同，10 CFR 70.24没有富集度限制，因此被许可人或申请人可以遵守10 CFR 70.24并实施高于5.0重量百分比U-235的富集度。遵守10 CFR 70.24并寻求豁免该部分主动临界监测和应急计划要求的被许可人或申请人，不能以10 CFR 50.68中使用的次临界裕度方法来证明豁免的合理性。此外，根据10 CFR 70.24(d)(2)，一旦被许可人选择遵守10 CFR 50.68，其持有的任何10 CFR 70.24豁免即失效。行业利益相关者也承认10 CFR 50.68次临界裕度方法具有更大的监管灵活性，被许可人表示有兴趣将10 CFR 50.68方法应用于更高的富集度，以替代满足10 CFR 70.24临界安全方法。本文档第三十六部分A节“10 CFR 50.68中的临界事故要求”讨论了针对此问题的拟议修正案。

(ii) 10 CFR 51.51和51.52中的环境要求

在10 CFR 51.51的S-3表“铀燃料循环环境数据表”中，引用了1974年4月发布的WASH-1248《铀燃料循环环境调查》以及1976年10月发布的NUREG-0116《轻水堆燃料循环后处理和废物管理部分的环境调查:特别工作组报告》(WASH-1248补编1)中的原始环境评估。

在10 CFR 51.52的汇总表S-4“燃料和废物进出一座轻水冷却核动力反应堆运输的环境影响”中，引用了1972年12月发布的WASH-1238《放射性物质进出核电站运输的环境调查》以及1975年4月发布的NUREG-75/038补编1《放射性物质进出核电站运输的环境调查》中的环境评估。

上述环境调查基于铀-235富集度高达4.0重量百分比。美国核管理委员会随后的分析纳入了2013年6月发布的修订版1的NUREG-1437《核电站许可证续期通用环境影响声明:最终报告》第4.12.1.1节，确认10 CFR 51.51的S-3表和10 CFR 51.52的S-4表对于铀-235富集度高达5.0重量百分比也具有约束性。美国核管理委员会尚未对当前10 CFR 51.51中与铀燃料循环相关的环境影响，或当前10 CFR 51.52中对于铀-235富集度大于5.0重量百分比的富集新鲜、未辐照燃料运输至反应堆的环境影响进行核准评估。

根据10 CFR 51.51并与10 CFR 51.50“环境报告 - 建造许可证、早期场地许可证或综合许可证阶段”相关，S-3表的环境数据适用于铀-235富集度高达5.0重量百分比，并适用于轻水堆建造许可证阶段、早期场地许可证阶段或综合许可证阶段的环境报告。此外，按照10 CFR 51.50的要求，建造许可证、早期场地许可证或综合许可证的申请人必须提交一份环境报告，其中包含10 CFR 51.45“环境报告”、10 CFR 51.51和10 CFR 51.52中规定的信息。

根据10 CFR 51.52，为轻水堆建造许可证阶段、早期场地许可证阶段或综合许可证阶段编写的环境报告必须包含一份关于燃料和放射性废物进出轻水堆运输的环境影响的声明。如果满足10 CFR 51.52(a)中扩展至铀-235富集度5.0重量百分比的条件，则S-4表给出这些环境影响，并可在申请人的环境报告中如此声明。如果轻水堆建造许可证、早期场地许可证或综合许可证的申请人无法满足使用S-4表的条件(例如，电厂的富集度大于铀-235富集度5.0重量百分比)，则环境报告必须包含对燃料和放射性废物进出反应堆运输的环境影响的完整描述和详细分析，包括正常运输条件下的环境影响值以及运输事故的环境风险。

对于建造许可证、早期场地许可证和综合许可证申请以外的许可行动(例如，许可证修订申请)，可能不需要提交环境报告，铀燃料循环以及燃料和废物的运输可能被视为支持电厂运行所必需的。在这种情况下，美国核管理委员会将评估许可行动对铀燃料循环或燃料和废物运输或两者的环境影响。

本文件的XXXVI.B节“铀燃料循环环境数据 - 10 CFR 51.51中的S-3表”和XXXVI.C节“燃料和废物运输的环境影响 - 10 CFR 51.52中的S-4表”包括对拟议修正案的讨论，以支持在10 CFR 51.51的铀燃料循环中使用铀-235富集度大于5.0重量百分比的燃料以及10 CFR 51.52中的运输和废物要求。在一项单独的规则制定中，美国核管理委员会正在考虑改变S-3表和S-4表中考虑的环境影响类型。

(iii) 裂变材料包装要求

为充分利用先进轻水堆(ATF)的能力，预计许可证持有者和申请者将寻求批准运输铀 - 235富集度在5.0%至10.0%(重量)之间的裂变材料。商用轻水堆燃料的燃料循环包括六氟化铀( \left( {\mathrm{{UF}}}{6}\right) )的浓缩以及将浓缩后的( {\mathrm{{UF}}}{6} )运往燃料制造厂商进行转化为二氧化铀( \left( {\mathrm{{UO}}}{2}\right) )。浓缩后的( {\mathrm{{UF}}}{6} )采用美国核管理委员会(NRC)批准的、包含3０英寸钢瓶的包装进行运输。

10 CFR 71.55(b)“裂变材料包装的一般要求”中的规定要求，运输包装的设计和制造及其内容物的限制应确保在水泄漏到包容系统时仍保持次临界状态。这种带有慢化作用的临界分析可确保在水意外泄漏到包容容器并为裂变材料提供慢化材料的情况下运输过程中的临界安全。

在2004年对10 CFR第71部的修订案(69 FR 3698；2004年1月26日)中，NRC在10 CFR 71.55(g)中对10 CFR 71.55(b)实施了一项例外规定，该规定编纂了NRC长期以来以及全球范围内评估水泄漏到( {\mathrm{{UF}}}{6} )包装中的做法。如果满足以下所有条件，则可使用( {\mathrm{{UF}}}{6} )运输包装的这一例外规定:

在假设事故条件规定的测试后，( {\mathrm{{UF}}}_{6} )钢瓶仍保持不漏。
钢瓶的阀体除了与钢瓶连接的部位外，不会撞击包装的任何其他部件。
包装的制造、维护和修理过程中有足够的质量控制。
每个包装在每次装运前都要进行测试以证明其密封性。
铀的浓缩度不超过5.0%(重量)的U - 235。

这一例外规定是对( {\mathrm{{UF}}}_{6} )钢瓶结构和包容完整性的基于性能的评估，与内容物的浓缩水平无关。

同样，如果申请者规定包装采用特殊设计特征以确保任何单个包装错误都不会导致泄漏，并且在每次装运前采取适当措施确保包容系统不漏，则10 CFR 71.55(c)也对10 CFR 71.55(b)的要求提供了一项例外规定。此例外规定不限制包装内容物的浓缩度。

在2004年对10 CFR第７1部的修订案中，NRC对10 CFR 71.55(g)中的具体例外规定及其5.0%(重量)U - 235的浓缩度限制的依据解释如下:1)它将与全球做法保持一致，2)运行经验和历史表明浓缩度小于或等于5.0%(重量)U - 235的燃料运输是安全的，3)运输一种基本商品(六氟化铀原料)是必要的。

目前，10 CFR第71部中的规定具有充分的基于性能的特点，除了10 CFR 71.55(g)外，没有直接提及或限制放射性内容物的浓缩水平。关于10 CFR 71.55(g)的监管问题在于，它为( {\mathrm{{UF}}}{6} )规定了一个浓缩度限制(5.0%(重量)U - 235)，但并未涵盖申请者未来可能选择在其( {\mathrm{{UF}}}{6} )运输包装中运输的浓缩度范围。

本文件的XXXVI.D节“10 CFR 71.55中的裂变材料包装要求”包括对10 CFR 71.55中裂变材料包装要求的拟议修订的讨论，以支持使用浓缩度大于5.0%(重量)U - 235的燃料。

(iv) 10 CFR Part 50附录A(通用设计准则19)和10 CFR 50.67(b)(2)(iii)

10 CFR Part 50附录A《核电站通用设计准则》中的通用设计准则(GDC)第19条“控制室”(GDC 19)，对结构、系统和部件(SSC)规定了最低设计、制造、建造、测试和性能要求，以合理确保设施运行时不会对公众健康和安全造成不当风险。此外，10 CFR 50.67“事故源项”规定，如果满足10 CFR 50.67(b)(2)中的某些要求，适用的被许可人可自愿修改设计基准放射性后果分析中使用的事故源项。

GDC 19和10 CFR 50.67(b)(2)(iii)都规定了基于剂量的特定准则，即5雷姆(0.05 Sv)全身等效剂量(TEDE)，用于证明控制室设计的可接受性。它们代表了一层独特的纵深防御，假设发生重大事故，导致反应堆堆芯大量熔化，随后释放大量裂变产物。在实际应用中，GDC 19和10 CFR 50.67(b)(2)(iii)基于性能，要求被许可人或申请人使用传统的确定性放射性后果分析方法提供控制室可居住性设计，以判断设计的可接受性。

对于设计基准事件(DBE)，控制室可居住性达到可接受水平，对于合理确保控制室能够继续配备人员并有效运行以减轻假设事故的影响、保护公众健康和安全而言是必要的。GDC 19和10 CFR 50.67(b)(2)(iii)是设计准则，不应被解释为运行限制。虽然设计准则以剂量计算，但它们是用于表征SSC设计、制造、建造、测试和性能最低要求的品质因数。设计准则并不代表正常和紧急情况下实际接受的职业照射，这些照射主要由10 CFR Part 20《辐射防护标准》控制。

1971年最终规则(36 FR 3255；1971年2月20日)的前言首次公布了GDC，仅对这些准则进行了总体阐述，未讨论各个准则。然而，有记录显示对拟议的GDC 11(32 FR 10213；1967年7月11日)进行了修改，该准则后来成为最终的GDC 19。拟议的GDC 11提及10 CFR Part 20的职业照射限值，而非规定具体的剂量准则数值。业界对该提案的评论普遍建议删除对10 CFR Part 20的提及(见1971年1月28日的SECY-R-143《10 CFR 50 - 核电站通用设计准则修正案》)。委员会通过删除对10 CFR Part 20职业照射限值的提及并代之以当前的“事故期间全身5雷姆，或身体任何部位等效剂量”来解决这些评论。

10 CFR 50.67部分是在1991年对10 CFR Part 20进行修订后不久制定的，为被许可人提供了自愿监管机制，以用新的TEDE准则取代原来的全身和甲状腺设计准则。10 CFR 50.67最终规则的前言包括了委员会将5雷姆(0.05 Sv)TEDE确立为使用替代源项的被许可人的GDC 19数值设计准则的理由。该理由包括以下内容:

GDC 19中的准则基于主要职业照射限值。
使用5雷姆(0.05 Sv)TEDE作为控制室准则并不意味着该值在紧急情况下是可接受的照射，也不意味着10 CFR Part 20的其他辐射防护标准(包括单个器官剂量限值)不适用。该准则仅用于评估在假设的设计基准事故(DBA)条件下保护控制室操作人员的设计规定的可接受性。这些分析中假设的DBA条件虽然可信，但通常并不代表实际事故序列，而是被指定为保守替代方案，以创建用于评估工程安全特征可接受性的边界条件。
《联邦法规汇编》第10编第20.1206节“计划特殊照射”规定，允许计划特殊剂量为年剂量限值的五倍。此外，当时美国环境保护局(EPA)的相关指南《核事故防护行动指南和防护行动手册》(EPA - 400/R - 92 - 001，1992年5月发布)规定，对于从事救生或保护大量人群等应急服务的工作人员，剂量限值为年剂量限值的五倍。委员会并未表明事故期间的控制室剂量可被视为计划特殊照射，也未表明EPA应急工作人员剂量限值可替代通用设计准则19。然而，委员会表示，这些规定提供了一个有用的视角，支持以下结论:由于导致这种剂量水平的事件发生概率相对较低，5雷姆(0.05 希沃特)准则所隐含的器官剂量可被视为可接受的。

当前控制室设计准则的制定并未预见到许可证持有者目前运营其设施、管理其燃料或考虑高达但低于20.0重量百分比U - 235的燃料富集度的方式。当前大型轻水反应堆机队的燃料利用历史呈现出逐渐向更高燃料燃耗和更高富集度发展的趋势。最初的控制室设计准则是在20世纪60年代末制定的，当时燃耗率和富集度相对较低。在那个时候，设施的设计基准有足够的余量来适应控制室设计准则，即使功率提升至最初许可的稳态热功率水平的120%。如今，供应商、许可证持有者和核电行业的其他成员已向美国核管理委员会表示，他们正在寻求进一步提高功率，使用高达10.0重量百分比U - 235的燃料富集度，且燃料燃耗限值高于62吉瓦日/公吨铀的棒平均燃耗。

根据反应堆堆芯如何采用增加U - 235富集度的燃料元件进行设计以及在更高燃耗水平下运行以达到更长循环时间，许可证持有者的设计基准事故放射性后果分析结果将会增加。这种增加的影响将减少许可证持有者为提供运行灵活性而保留的余量。过低的设计准则可能会不必要地给许可证持有者带来负担，使其为了保留运行灵活性余量而进行大量分析以寻求增加富集度。这些额外的分析可能不会带来安全效益，并可能因维护活动增加而增加工作人员的实际操作照射。

根据《联邦法规汇编》第10编第50.2节“定义”中“安全相关结构、系统和部件”的当前定义，在设计基准事件(或事故)期间被认为具有缓解功能的任何安全相关结构、系统和部件必须被指定为“安全相关”。为证明符合控制室设计准则而进行的传统放射性后果分析评估安全相关结构、系统和部件的性能，因为在设计基准事故期间及之后依赖它们保持功能，以确保有能力预防或减轻可能导致潜在照射的事故后果。这些分析并非旨在呈现实际事件序列，而是旨在作为替代方案，以便对核电站工程安全特征的响应进行确定性评估。这些事故分析有意采用保守方法，以应对事故发展、裂变产物传输和大气扩散中的不确定性。除少数例外情况，这些分析不考虑非安全相关结构、系统和部件或操作人员的行动，否则这些行动会降低放射性后果结果。这种分析方法可以确保得到保守结果，但结果也可能存在很大不确定性。由于建模方法和固有不确定性，过于保守的结果可能导致许可证持有者进行大量重新分析，以保留运行灵活性余量，但这不一定能提高安全性。

辐射后果分析还证实了该设施设计和许可依据的几个方面，前提是将安全相关的安全重要物项作为输入参数。这些输入参数通常是设施更新后的最终安全分析报告(FSAR)和技术规格中规定的特定值和限值，依据10 CFR 50.36《技术规格》。在维护或测试期间发现的与技术规格的偏差(例如，更高的泄漏率或更低的过滤效率)表明设施的许可依据存在不符合项问题。在这种情况下，必须进行额外的维护以纠正差异，使设施重新符合既定的许可要求。确保设施合规所需的维护程度会显著影响工作人员所受的辐射暴露量。通过利用设施技术规格中的特定值和限值进行的辐射后果分析，控制室设计标准的数值会影响持证人在进行维护活动时的决策，从而直接影响工作人员接触电离辐射的量。极低的设计标准值可能导致过多的维护，从而可能导致可避免的职业暴露和不必要的运行干扰。相反，极高的值可能允许不可接受的性能下降，随着时间的推移可能损害整体安全和性能。在更高且安全的控制室设计标准性能水平上，仍可实现对公众健康和安全以及职业放射安全的充分保护，同时平衡对工作人员的剂量节省，并提供一些监管宽免以保持运行灵活性。如本文件第三十六部分E节“10 CFR 50.67和一般设计准则19中的控制室要求”所述，美国核管理委员会(NRC)提议解决这些问题，以便持证人无需进行可能广泛的重新分析或过度的维护活动，或可能请求豁免，即可证明合规且无需相应提高安全性。

美国核管理委员会的辐射防护与应急响应框架

美国核管理委员会全面的辐射防护与应急响应框架涵盖正常运行和事故工况，是控制室设计标准制定工作的另一个重要方面。该框架有助于保护职业工作人员免受电离辐射，并使持证人做好应对异常和紧急情况的准备，以保护公众健康和安全。

1971年制定一般设计准则19时，10 CFR Part 20将职业辐射暴露限制为每日历季度全身剂量3雷姆(0.03 Sv)，前提是核实总终身剂量不超过5雷姆(0.05 Sv)乘以个人年龄(岁)减去18的结果。因此，一名工作人员在给定年份中可接受高达12雷姆(0.12 Sv)的辐射暴露。

10 CFR 20.1201《成人职业剂量限值》中当前的职业辐射剂量年度限值为5雷姆(0.05 Sv)全身有效剂量(TEDE)。根据10 CFR 20.1201，一名成年工作人员在跨越两个日历年度的12个月期间内可接受高达10雷姆(0.10 Sv)TEDE的职业辐射暴露。当前的10 CFR 20.1206还允许成年工作人员接受除10 CFR 20.1201规定的限值剂量之外的剂量，且这些剂量单独计算，为个人终身年度剂量限值的五倍，且在任何一年中累积速度不超过5雷姆(0.05 Sv)TEDE。因此，一名成年工作人员在单个日历年度内可接受高达10雷姆(0.10 Sv)TEDE的辐射暴露。在1991年对10 CFR Part 20的修订(56 FR 23360；1991年5月21日)中设定这些标准时，委员会得出结论，工作人员偶尔接受高达两倍职业剂量限值的暴露对辐射工作人员具有充分的保护作用。

美国核管理委员会(NRC)在10 CFR Part 50附录E《生产和使用设施的应急计划与准备》中的应急计划法规，以及10 CFR 50.47《应急计划》中关于核电反应堆的规划标准，要求每个核电反应堆许可证持有者制定一份应急计划，使NRC有合理的把握确信在发生辐射紧急情况时能够并将会采取充分的防护措施。10 CFR 50.47(b)(11)中的规定要求许可证持有者建立在紧急情况下控制辐射照射的手段，并规定控制辐射照射的手段必须包括与美国环境保护局(EPA)应急工作人员和救生活动保护行动指南(PAG)一致的照射准则。EPA在其当前版本的《PAG手册:放射性事件的防护行动指南和规划指南》中发现的照射准则建议，在紧急情况下接受的剂量应保持在合理可行尽量低的水平，并在可行的范围内限制在5雷姆(0.05希沃特)。保护贵重财产的行动准则是在较低剂量不可行时为10雷姆(0.10希沃特)，拯救生命或保护大量人群的行动准则在较低剂量不可行时为( {25}\mathrm{{rem}}\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )，如果工作人员是充分了解所涉风险的志愿者，那么对于拯救生命或保护大量人群而言，大于( {25}\mathrm{;{rem}}\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )的照射可能是合适的。

可能导致控制室辐射照射相当于10 CFR Part 20规定的5雷姆(0.05希沃特)全身等效剂量(TEDE)正常职业照射限值的事件，将导致启动设施的应急响应计划和应急响应组织。这些应急行动包括在必要时为控制室操作人员设定更高的照射限值，以保障公众健康和安全，这在10 CFR 50.54《许可证条件》第(x)款和10 CFR 20.1001第(b)款允许的范围内。应急协调员还可授权发放碘化钾片用于甲状腺防护或使用应急呼吸防护设备。

委员会的应急规划和响应框架包括一系列监管要求和行业承诺，这些要求和承诺是为应对从设计基准情景到极不可能发生的严重事故事件等一系列潜在事件而量身定制的。这种全面的方法通过建立强大的规划和响应能力，确保做好准备以有效保护公众健康和安全。

事故和紧急情况下工作人员辐射防护的科学建议及法规

NRC审查了几份资料来源，以了解负责制定辐射防护标准建议的国家和国际组织的当前建议。此次审查的目的是确定是否有必要重新审视控制室设计标准数值的科学和技术依据。本文件的XXXVI.E节《10 CFR 50.67和一般设计准则19中的控制室要求》描述了NRC如何利用此次审查为该拟议规则的制定提供信息。

国际放射防护委员会(ICRP)2009年发布的第109号出版物《委员会关于在紧急照射情况下保护人员的建议的应用》规定，紧急照射情况下的参考范围为急性照射或每年2至10雷姆(0.02至0.10希沃特)。该参考水平代表残留剂量或风险水平，超过该水平通常认为计划允许照射发生是不合适的。ICRP认为，剂量接近10雷姆(0.10希沃特)几乎总是需要采取防护措施的理由，并且应对参考水平之上或之下的所有照射进行优化防护。

国际原子能机构(IAEA)2024年指南《放射性紧急情况应急人员便携式数字助理:应急工作人员折返剂量指南》规定的范围为5至100雷姆(0.05至1希沃特)，具体取决于所需行动的严重程度。

2018年美国国家辐射防护与测量委员会(NCRP)第180号报告《电离辐射照射管理:美国的辐射防护指南》规定如下:1)在救生活动或防止灾难性情况的行动中，这包括其他紧急救援活动，应在指挥层面实施50拉德(0.5戈瑞)的累积全身吸收剂量(50拉德)；2)对于其他应急活动，包括初始救生、救援和损害控制响应后的延长活动，应急工作人员的有效剂量不应超过10雷姆(0.10希沃特)。现代健康物理学与辐射流行病学知识

美国核管理委员会(NRC)用于在正常和紧急情况下保护个人的全面辐射防护与应急响应框架，是基于国家和国际组织的科学建议制定的。这些建议基于现代基础健康物理学和辐射流行病学知识。NRC对这些组织建议的考量促使其制定了本提案，将控制室设计标准值从5雷姆(0.05希沃特)全身等效剂量(TEDE)修订为10雷姆(0.10希沃特)TEDE，并增加了相关条款，以证明高达25雷姆(0.25希沃特)TEDE的更高数值是合理的。

拟议的控制室设计标准值范围远低于可观察到的确定性健康影响阈值，如急性辐射综合征和造血综合征，这些效应在约70至100拉德(0.7至1戈瑞)的剂量下会出现。该范围也远低于未经治疗的电离辐射平均致死剂量，估计约为300至500拉德。这表明，相对于可能使工作人员在应对事件时无法履行安全职能的急性辐射影响而言，拟议的设计标准范围处于安全限度之内。此外，该标准范围导致的癌症死亡辐射风险较小，在实际事件期间，辐射防护和应急规划行动将进一步降低这一风险。这确保了仍能提供高水平的保护，从而将长期健康影响降至最低。

在《监管指南8.29，修订版1》“关于职业辐射暴露风险的说明”中，美国核管理委员会采用的风险值为，职业剂量为1雷姆(0.01希沃特)TEDE时，患致命癌症的风险为万分之四，即每接受1雷姆TEDE，患致命癌症的几率约为两千分之一。与该风险估计相关的不确定性并不排除更高风险的可能性，也不排除在低职业剂量和剂量率下风险甚至可能为零的可能性。工作人员所承受的辐射风险取决于所接受的剂量。根据当前的健康物理学模型，一年内接受5雷姆(0.05希沃特)的工作人员所面临的风险是仅接受0.5雷姆(0.005希沃特)的另一名工作人员的10倍。

因此，在一组10000人中，每人都受到1雷姆(0.01希沃特)的电离辐射，并且使用每10000雷姆(100希沃特)剂量产生4例影响的风险系数，这10000人中可能有4人会因这1雷姆(0.01希沃特)的剂量而死于延迟性癌症，此外该组中预计还会有2000人因所有其他原因死于正常癌症。从个人角度来看，1雷姆(0.01希沃特)的剂量可能会使个体工作人员死于癌症的几率从20%增加到20.04%。如果一个人的终身职业剂量是( {10}\mathrm{{rem}}\left( {{0.1}\mathrm{{Sv}}}\right) )，估计将增加到20.4%。终身剂量为100雷姆(1.0希沃特)可能会使死于癌症的几率从20%增加到24%。这种癌症风险的小幅增加可以在一生中推断出来，然而，由于辐射导致的癌症发病率增加不太可能被察觉。这是因为癌症发病率基线的正常变异性远大于推断出的与辐射相关的癌症发病率。作为参考，根据2021年发布的《NUREG - 0713，第43卷:商业核反应堆及其他设施的职业辐射暴露》，向美国核管理委员会报告的辐射工作人员的平均可测量剂量在2021年为0.16雷姆(0.0016希沃特)。

(v) 燃料散布

(a) 10 CFR 50.46与燃料分散

1974年，原子能委员会(AEC)在10 CFR 50.46《轻水核动力反应堆应急堆芯冷却系统验收标准》(1974年1月4日，联邦法规汇编第39卷，第1001页)中规定了假想失水事故(LOCA)期间的应急堆芯冷却系统(ECCS)验收标准。10 CFR 50.46中的堆芯冷却验收标准基于当时可用的研究、运行经验以及适用于该时代的燃料运行条件。当时尚不了解FFRD现象的潜在影响，10 CFR 50.46或10 CFR Part 50附录K《ECCS评估模型》中所述的配套分析方法也未提及该现象。这些法规未提及此类现象，可能是因为在20世纪70年代初，燃料卸料燃耗远低于目前认为FFRD现象构成风险的阈值局部燃耗(即55 GWd/MTU)。鉴于目前正在考虑提高浓缩度和提高燃料卸料燃耗，美国核管理委员会(NRC)正在审查规则制定的初衷以及迄今为止的知识现状和运行经验，以制定一个基于性能的监管框架，该框架以一种能够合理保证充分保护公众健康和安全的方式来处理燃料分散问题。

最初的10 CFR 50.46(b)中的验收标准包括10 CFR 50.46(b)(1)和(b)(2)中分别对峰值包壳温度(PCT)和最大局部氧化(MLO)的限制，以及10 CFR 50.46(b)(4)中堆芯应保持可冷却的要求。正如AEC在1973年宣布其对10 CFR 50.46最终规则的决定的意见中所述，对PCT和MLO的限制旨在“确保锆合金包壳保持足够完整，以将( {\mathrm{{UO}}}_{2} )燃料芯块保留在各自的燃料棒中，并因此保持在易于冷却的阵列中”。换句话说，这些标准旨在防止燃料脱离包壳的限制。

关于可冷却性标准，AEC设想了两种不可接受的情况:1)包壳膨胀到冷却剂通道被堵塞的程度；2)允许燃料芯块一起落入难以冷却的堆中。1973年AEC的意见指出，由于PCT和MLO标准，可冷却性标准应该是多余的，但鉴于其基本和历史重要性，AEC将其作为一个基本目标保留。换句话说，堆芯可冷却性标准的目标不应被视为与PCT和MLO标准不同。虽然10 CFR 50.46的PCT和MLO标准排除了脆性失效，但AEC理解并接受会发生延性失效(即膨胀和破裂)，但正如在制定可冷却性标准时考虑的第一种不可接受情况中所述，这种失效将受到限制，不会堵塞冷却剂流动。燃料分散通常与在局部燃耗超过55 GWd/MTU时封装细碎燃料的包壳的延性失效有关。根据历史记录，AEC预计燃料在延性失效后仍将被包壳限制，因为当时细燃料破碎和分散不是已知现象，而且在20世纪70年代初达到的燃料卸料燃耗下也不会发生。

1973年AEC批准10 CFR 50.46后，运行反应堆的燃料卸料燃耗继续增加。燃料破碎和重新定位最早在20世纪80年代初被发现，当时在几个试验设施进行的实验表明，辐照燃料在失水事故期间可能破碎成小块，并可能轴向重新定位，落入膨胀区域。1984年，NRC决定在通用问题(GI)计划中考虑这些现象的影响，具体为GI-92《失水事故期间燃料破碎》，如2021年9月发布的NUREG-0933《通用安全问题的解决》所述。NRC发现，10 CFR Part 50附录K中已知的保守性将超过10 CFR Part 50附录K计算中由于燃料破碎和重新定位而在膨胀区域产生的热量。

20世纪90年代初，GI-92的结论是，燃料破碎和迁移的优先级不应高于GI计划的低优先级类别。这意味着没有足够的理由对按照10 CFR Part 50附录K进行的现有ECCS性能分析进行重大重新审查。然而，当时正在努力开发和许可更现实(因而更不保守)的ECCS性能模型。因此，NRC预计ECCS评估方法将在计算中适当考虑燃料破碎和迁移。结果，NRC决定不需要单独的GI，该问题后来在1995年从GI计划中删除。

直到2006年，之前的任何研究都没有预期到破碎并迁移到气球区域会导致燃料颗粒通过破裂开口流失。2006年，几项研究测试对这一假设提出了挑战。在美国能源部(DOE)阿贡国家实验室对局部燃耗高达64 GWd/MTU的燃料棒进行的整体失水事故(LOCA)测试中，观察到少量燃料损失(约一个燃料芯块的量)。由于材料量很小，这一发现被认为没有安全意义。2006年4月，在挪威的哈顿反应堆项目中对局部燃耗非常高的91.5 GWd/MTU的燃料棒段进行了一次LOCA测试。该测试结果显示，破裂开口上方的燃料材料大量损失。在这个高燃耗燃料样本中，超过40%的燃料材料呈近乎粉末状，如2012年3月发布的NUREG-2121《失水事故期间的燃料破碎、迁移和散布》所述。

2008年，NRC的核监管研究办公室(RES)发布了2008年5月30日的研究信息函(RIL)-0801《修订10 CFR 50.46中脆化准则的技术依据》，其中讨论了假设的失水事故期间高燃耗燃料性能领域的研究结果。RIL-0801指出，正在对燃料散布进行更多研究，但得出结论称，“NRC目前62 GWd/MTU的燃耗限值(峰值棒的平均值)可能足够低，足以防止失水事故期间发生重大燃料损失”。RIL-0801建议进行规则制定，以修订10 CFR 50.46(b)中的准则，以考虑可能导致现行准则不保守的高燃耗现象。

2012年，NRC发布了NUREG-2121，以总结当时FFRD的知识状态和历史。NUREG-2121得出结论，需要进行更多实验研究，以量化燃料散布的程度和下游影响。此外，在2015年11月30日的SECY-15-0148《相对于失水事故期间应急堆芯冷却系统性能最终规则草案(50.46c)，失水事故(LOCA)条件下燃料破碎、迁移和散布的评估》中，工作人员得出结论，对于运行中的反应堆，FFRD“不存在紧迫的安全问题”，并且10 CFR 50.46c的规则制定不应因解决FFRD而延迟。SECY文件还指出，更多研究正在进行，如果需要，在进行更多研究后，可以启动未来的监管行动来解决FFRD。

2021年12月，RES发布了RIL 2021-13号文件《高燃耗下燃料碎片化、迁移和弥散研究的解读》，向美国核管理委员会(NRC)核反应堆监管办公室通报RES对迄今为止FFRD研究的解读。在RIL 2021-13号文件中，工作人员为与FFRD相关的现象定义了保守的经验边界，例如预计在失水事故期间弥散的燃料量。此外，RIL 2021-13号文件还识别了与FFRD相关现象的数据缺口。虽然RIL 2021-13号文件中的模型可用于估计可能弥散到冷却剂中的燃料潜在质量，但该RIL并未试图解决燃料弥散到冷却剂中的后果。为全面描述此类后果，NRC需要更好地了解冷却剂中弥散的燃料颗粒的行为及其在失水事故条件下对堆芯可冷却性和安全性的影响，这些条件可能因燃料棒肿胀导致堆芯几何形状发生重大变化、存在显著且变化的单相和两相堆芯流以及动态失水事故载荷。NRC参与了多个国内和国际合作研究项目，如Studsvik包壳完整性项目，这些项目部分解决了RIL 2021-13号文件中提出的数据缺口。此外，NRC发起了一项关于燃料弥散后果的现象识别和排序表(PIRT)活动。专家PIRT小组的调查结果记录在NUREG/CR-7307号文件《高燃耗燃料碎片化、迁移、弥散及其对压水堆和沸水堆设计基准事故后果的现象识别和排序表》中，并为正在随本拟议规则征求意见的DG-1434号文件《解决轻水堆失水事故中燃料弥散的后果》提供了参考。该PIRT还将有助于为未来的研究工作以及NRC对可能评估FFRD的申请的审查提供参考。

2022年，在SRM-SECY-21-0109号文件中，作为批准工作人员启动这项提高富集度规则制定计划的一部分，委员会指示应在规则制定的监管基础中适当处理和分析FFRD。NRC在监管基础中考虑了几种替代方案，以及在监管基础的公众意见中收到的其他选项，以制定以下解决FFRD的前进方向。

(b) 10 CFR 50.46a规则制定

2010年，工作人员通过SECY - 10 - 0161号文件《最终规则:冷却剂丧失事故技术要求的风险知情变更(10 CFR 50.46a)(RIN 3150 - AH29)》向委员会提交了一份最终规则草案以供批准，该草案将在10 CFR 50.46a中制定替代的应急堆芯冷却系统(ECCS)要求。该规则将当前的失水事故破裂尺寸范围划分为两个区域。两个区域之间的划分将由过渡破裂尺寸(TBS)划定。第一个区域包括直至并包括TBS的小破裂。第二个区域包括大于TBS的破裂，直至并包括最大反应堆冷却剂系统(RCS)管道的双端剪切破裂(DEGB)。这些较大破裂的可能性远低于第一个区域中的较小破裂，这一点被用于支持对较大破裂采用不同的监管处理方式。

在本次规则制定中，美国核管理委员会(NRC)提议以10 CFR 50.46a规则制定为基础，作为分析解决燃料损坏风险降低(FFRD)问题的一种手段。如本文件第三十六.F.(ii)节“过渡破裂尺寸的原始确定”所述，将大破口失水事故视为超设计基准事故处理所获得的分析裕度，预计将消除或大幅减少计算出的燃料分散量。虽然自SECY - 10 - 0161号文件发布以来，NRC已尝试用现有信息更新该提议规则，但NRC预计利益相关者将在其对该提议规则的评论中提供大量额外信息，这些信息可能支持NRC进一步为该规则的这些方面提供风险知情依据。

(c) 10 CFR 50.46c规则制定与包壳脆化研究结果 2016年，工作人员通过SECY - 16 - 0033号文件向委员会提交了一份最终规则草案，以制定10 CFR 50.46c。该最终规则草案将为确定核电反应堆应急堆芯冷却系统的可接受性建立基于性能的监管要求。与10 CFR 50.46中的现有规定类似，10 CFR 50.46c中应急堆芯冷却系统性能要求草案主要基于燃料棒包壳性能的验收标准。最终规则将把10 CFR 50.46验收标准的适用性从仅适用于圆柱形锆合金或ZIRLO™ 1包壳内的氧化铀芯块扩展到任何轻水堆燃料，无论燃料设计或包壳材料如何。最终规则草案还纳入了改进的基于性能的要求，以解决RIL - 0801中描述的关于燃料包壳完整性和降解机制的研究结果问题。

( {}^{1} ) ZIRLO是西屋电气公司有限责任公司的注册商标。

2024年4月11日，委员会在SRM - SECY - 16 - 0033号文件《工作人员要求 - SECY - 16 - 0033 - 最终规则草案 - 基于性能的应急堆芯冷却系统要求及相关燃料包壳验收标准》中将10 CFR 50.46c最终规则草案退回给工作人员。在这份SRM文件中，委员会表示工作人员应重新考虑10 CFR 50.46c最终规则草案中提出的主题，并提供了以下指示:

工作人员应采用适当的风险知情监管方法，以解决SECY - 16 - 0033中描述的失水事故条件下包壳脆化影响的研究结果问题。
工作人员应在处理其他相关技术问题(如FFRD和失水事故的风险知情处理，包括10 CFR 50.46a最终规则草案)的同时评估第1项。
工作人员应评估是否应将诸如包壳温度等特定应急堆芯冷却系统标准编入法规，还是在监管指南中加以解决。

本次规则制定提议利用先前提议的基于性能的应急堆芯冷却系统要求方法，包括扩大对先进燃料的适用性，并将10 CFR 50.46c最终规则草案中的脆化研究结果纳入新的自愿性10 CFR 50.46a提议规则及相关指南。以下讨论描述了10 CFR 50.46c最终规则草案计划解决且本次规则制定提议解决的脆化研究结果。

所有采用新的自愿性 10 CFR 50.46a 拟议规则的持照人将通过其更新后的分析及相关验收标准来处理脆化研究结果。对于未选择采用新要求的持照人，美国核管理委员会(NRC)将继续进行年度安全评估，以确认能合理保证提供充分保护。在这项规则制定完成后，由于研究结果表明当前标准可能无法始终确保反应堆再注水后燃料包壳保持韧性(即淬火后韧性，PQD)，NRC 将继续考虑对于这些未采用拟议的 10 CFR 50.46a 的持照人是否需要任何新的监管要求。NRC 预计其对进一步行动的评估将考虑 1)应急堆芯冷却系统(ECCS)年度安全评估的资源需求及结果；2)行业采用 10 CFR 50.46a 的计划；3)在颁布这项自愿性替代拟议规则之外，是否有安全依据支持额外要求。如果行业内大多数采用 10 CFR 50.46a，那么未来可能几乎不需要或无需采取监管行动来解决这些问题。

1. 包壳脆化研究结果概述

自1997年以来，美国核管理委员会开展了一项燃料包壳研究计划，以调查高辐照燃料包壳在事故条件下的行为。该研究计划包括在阿贡国家实验室进行的广泛的失水事故研究和测试计划，以及在库尔恰托夫研究所(由法国辐射防护与核安全研究所和美国核管理委员会支持)和哈尔登反应堆项目(由经济合作与发展组织 - 核能机构主持、18个国家的国家组织赞助的联合资助项目)开展的联合资助项目。在这些研究计划中，研究了合金成分和燃料燃耗对事故条件下包壳脆化(例如，延展性丧失)的影响。这些研究计划确定了以前未知的新的包壳脆化机制，并扩展了美国核管理委员会对先前确定机制的认识。

2. 主要研究发现:包壳脆化

这些研究发现已在RIL-0801中进行了总结，阿贡国家实验室该项目的详细实验结果包含在2008年7月31日发布的NUREG/CR-6967《假想失水事故期间的包壳脆化》中。自NUREG/CR-6967和RIL-0801发布以来，针对脆化现象进行了额外测试，并记录在补充报告中。当额外测试与RIL-0801中的结论和建议相关时，RIL-0801已得到补充，以引用这些额外报告并纳入研究结果(《10 CFR 50.46中包壳脆化准则的研究信息更新》，2011年12月29日)。

i. 氢增强β层脆化

在现行的10 CFR 50.46中，通过符合关于临界热流密度比(PCT)(10 CFR 50.46(b)(1))和局部包壳氧化(10 CFR 50.46(b)(2))的监管标准来保持包壳延展性，可提供一定程度的保证，即燃料包壳不会发生严重失效，且燃料棒将保持在可冷却的栅格阵列内。如NUREG/CR-7219《假想失水事故期间的包壳行为》中总结的20世纪90年代至21世纪10年代中期的失水事故研究项目，识别出了新的包壳脆化机制，表明当前临界热流密度比(2200华氏度(°F)(1204摄氏度(°C))和局部包壳氧化(17%等效包壳反应(ECR))标准的组合可能并不总能确保包壳最小破损准则(PQD)。如NUREG/CR-7219第1.5节所解释的，在失水事故条件下，氧扩散到母材中会促使包壳内冶金结构的厚度(称为β层变薄)和延展性(称为β层脆化)降低，而该冶金结构决定了包壳的宏观力学性能。包壳内氢的存在会加速这种脆化过程。氢由锆在水中的腐蚀产生，其中一部分被包壳吸收，这通常称为“吸氢”。

美国核管理委员会的包壳脆化项目未研究包壳降解机制，也未为超出现有( {2200}{}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{1204}{}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) )临界热流密度比准则的基于性能的要求制定技术基础。除了包壳脆化(通过氧扩散)之外的降解机制示例包括过度放热的金属 - 水反应、合金特定的共晶物以及由于塑性变形导致的燃料棒几何形状丧失。因此，现有( {2200}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{1204}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) )限值仍然是锆基合金临界热流密度比的上限。然而，如DG-1263《确定锆基合金包壳的分析限值》中该脆化准则所反映的，并基于燃料包壳研究项目的结果，可能需要更低的临界热流密度比来保持延展性。尽管在本次规则制定中10 CFR 50.46中的( {2200}{}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{1204}{}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) )限值保持不变，但拟议的10 CFR 50.46a中的验收标准将确立应对包壳降解现象的要求，其中包括包壳脆化。DG-1263中提议将( {2200}{}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{1204}{}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) )温度作为可接受限值，而非编入10 CFR 50.46a中。

ii. 氧从包壳内径进入

如NUREG/CR-7219第1.5.6节所解释的，由于间隙闭合前气相三氧化铀传输、燃料 - 包壳结合形成(二氧化铀与二氧化锆固溶体)以及与该层结合的燃料，辐照包壳内表面可能存在氧源。在失水事故条件下，这种可用氧可能扩散到包壳的母材中，这可能导致包壳变得更脆。

iii. 突破氧化

如NUREG/CR-7219第1.5.5节所述，二氧化锆可以以几种晶体形式或同素异形体存在。在正常运行期间，形成的二氧化锆层具有单斜晶体结构，既不是完全致密的也不是完全保护性的。在失水事故(LOCA)条件下，单斜氧化物将转变为四方结构，并且在LOCA条件下新形成的氧化物也是四方的。四方氧化物是致密的、附着性好的并且能防止氢吸收。然而，存在机械条件(例如，拉应力的局部区域)和化学条件(例如，金属表面的杂质)，这些条件会促使二氧化锆从四方相转变回单斜相。四方相向单斜相的转变是一种不稳定性，它在金属 - 氧化物界面的局部区域开始并在整个氧化层中迅速扩展。因为这种转变导致氧化速率增加，所以它被称为破裂氧化。随着单斜氧化物中的裂纹导致氧化速率增加，还会发生大量的氢吸收。在LOCA瞬态期间以这种方式进入的氢会促进包壳的快速脆化。

虽然所有锆合金在暴露于足够长时间的高温蒸汽氧化时最终都会经历破裂氧化，但燃料包壳研究计划表明，合金成分和制造工艺(例如，表面粗糙度)会影响这种现象发生的时间。

iv. 基于延性的分析极限对破裂区域的适用性

在假定的失水事故期间，由于一回路冷却剂系统(RCS)的快速降压与包壳温度升高相结合，一部分燃料棒可能会被预测经历燃料棒鼓胀和包壳破裂。破裂棒的数量取决于几个变量包括初始条件(例如，燃料棒设计、棒内压力、棒功率)和事故条件(例如，失水事故破裂尺寸、包壳温度)。燃料棒的破裂部分可能会经历除了在燃料棒其余部分遇到的氧扩散脆化之外的降解机制，包括通过破裂处进入燃料棒的蒸汽中大量的氢吸收。

为了研究破裂燃料棒的力学行为，美国核管理委员会(NRC)进行了测试，旨在使制造好的和充氢的包壳试样以及暴露于高温蒸汽氧化后通过液态水快速冷却或骤冷的高燃耗燃料棒段发生鼓胀和破裂。研究结果和结论记录在NUREG - 2119《鼓胀和破裂包壳的力学行为》中。该测试证实，持续暴露于高温蒸汽环境会削弱包壳破裂周围燃料棒本已存在缺陷的区域。因此，对临界热流密度(PCT)和积分温度时间进行限制对于保持可接受的机械强度和断裂韧性以维持可冷却的燃料几何形状是必要的。积分温度时间与在失水事故期间所经历的高温下花费的时间有关，并且通常以等效冷却比(ECR)来表示。此外，研究表明，随着预先存在的包壳氢含量增加，长时间暴露于蒸汽氧化导致的强度和断裂韧性下降会加剧。

这些研究结果已总结在RIL - 0801中，阿贡国家实验室该项目的详细实验结果包含在2008年7月31日的NUREG/CR - 6967《假定失水事故期间的包壳脆化》中。自NUREG/CR - 6967和RIL - 0801发布以来，针对脆化现象进行了额外的测试，这些测试已记录在补充报告中。当额外测试与RIL - 0801中的结论和建议相关时，RIL - 0801已得到补充以引用这些额外报告并纳入研究结果(《10 CFR 50.46中包壳脆化准则的研究信息更新》，日期为2011年12月29日)。

这些研究结果为美国核管理委员会提供了两种修订燃料性能要求的选择:1)在破裂区域内建立单独的性能要求(即保持足够断裂韧性以确保破裂区域存活的分析极限)，或2)将基于氢的脆化分析极限应用于整个燃料棒。

在缺乏对因失水事故(LOCA)工况导致堆芯退化情况下的载荷、包壳应力和包壳应变进行可靠分析的情况下，没有绝对的指标来确定需要多少延展性或强度，以确保燃料棒包壳在失水事故后淬火期间及之后能够保持其几何形状。同样不清楚的是，由于假设的失水事故后的潜在载荷，一些燃料棒断裂成两段会对堆芯冷却能力产生什么影响。燃料棒包壳的破碎对堆芯冷却能力的损害要比燃料棒断成两段更严重。即使是最小的延展性也能确保包壳具有高强度和韧性，因此具有高抗断裂性。另一方面，脆性包壳可能在低强度下失效并破碎。因此，即使对失水事故载荷的了解有限，保持延展性的意图也是有益的。NUREG - 2119中记录的研究表明，如果考虑壁厚减薄和双面氧化，那么基于氢脆化的限制，如DG - 1263图2中给出的限制，足以确保鼓包和破裂区域的合理行为。

因此，美国核管理委员会(NRC)选择通过对整个燃料棒应用单一的基于性能的标准来提议修订燃料性能要求。这一决定认识到破裂区域内的部分包壳可能无法保持延展性。这一立场反映在DG - 1263中，并得到NUREG - 2119中记录的技术依据的支持。

D. 监管依据

美国核管理委员会(NRC)于2023年9月8日在《联邦公报》(88 FR 61986)上发布了监管依据，以支持“轻水反应堆常规和事故容错燃料设计的富集度提高”的规则制定。在监管依据中，NRC提出了草案建议，重点关注轻水反应堆高富集度、低浓缩铀燃料所需的那些要求，特别是针对已批准的常规或事故容错燃料设计。NRC就这些建议征求公众意见，并提出了与确定的监管主题相关的具体问题。NRC得出结论，有足够的监管依据来进行规则制定，以解决与使用富集度大于5.0重量百分比U-235的燃料相关的监管问题。NRC于2023年10月25日举行了一次公众会议，讨论监管依据，并于2023年11月21日发布了会议总结。

监管依据的公众意见征集期于2024年1月22日结束。NRC收到了15份关于监管依据的公众意见提交，可在www.regulations.gov上根据案卷编号NRC-2020-0034进行查阅。本文件表1提供了这些公众意见提交的ADAMS参考文献。本文件第三十六.F.(xiv)节“关于监管依据燃料扩散方面的公众意见讨论”包括NRC对这些意见的总结和回应，NRC利用这些意见为该拟议规则和监管分析草案的制定提供参考。

表1 - 关于监管依据的公众意见提交的ADAMS参考文献

评论者	评论者类型	accession编号
迈克尔·拉夫尼茨基	个人	ML23312A238
忧思科学家联盟	倡导组织	ML23331A263
压水堆业主集团	核工业贸易协会	ML24017A175
铀浓缩公司美国分公司	核工业公司	ML24022A127
世界核运输协会	核工业贸易协会	ML24022A128
约翰·帕里洛	个人	ML24022A241
格兰特·韦德	个人	ML24022A242
沸水堆业主集团	核工业贸易协会	ML24023A601
匿名者1	匿名	ML24023A602
匿名者2	匿名	ML24023A603
核能研究所	核工业贸易协会	ML24023A604
西屋电气公司	核工业公司	ML24023A655
康妮·克莱因	个人	ML24024A051
法马通公司	核工业公司	ML24024A071
卡琳·沃克	个人	ML24025A012

XXXVI. 讨论 - 轻水反应堆常规燃料设计和事故容错燃料设计的富集度提高

本拟议规则将修订与常规和事故容错轻水反应堆燃料设计使用相关的现行法规。通过与利益相关者的互动，美国核管理委员会了解到，许可证持有者和申请者计划在部署事故容错燃料概念的同时，请求提高燃料燃耗限值(即高于每公吨铀-235 62吉瓦日的平均棒值)。

为了实现更高的燃耗限值，许可证持有者和申请者需要请求将燃料富集度提高到高于目前5.0重量百分比铀-235的标准。

美国核管理委员会在此次规则制定中的目标之一是，对使用富集度高于5.0重量百分比铀-235的燃料的申请进行有效且高效的许可，包括减少对现有法规豁免请求的需求，同时继续为公众健康和安全提供充分保护的合理保证。

美国核管理委员会提议修订六个技术领域的要求。

A. 《联邦法规汇编》第10编第50.68节中的临界事故要求

美国核管理委员会提议修订《联邦法规汇编》第10编第50.68(b)(7)节，允许遵守或提议遵守该节临界安全要求的被许可人或申请人将其燃料的铀 - 235富集度提高到超过当前5.0重量百分比的限制。每个被许可人或申请人可以在现有的5.0重量百分比铀 - 235富集度限制和其运行许可证中规定的值之间进行选择。富集度限制通常作为《联邦法规汇编》第10编第50.36(c)(4)节所定义的技术规格设计特征来规定，并且如本文件第XXXV.C.(i)节“《联邦法规汇编》第10编第70.24节和第10编第50.68节临界事故要求”所述，目前是各种反应堆技术通用标准技术规格的一部分。

提议的变更不会影响安全性。选择更高富集度的被许可人和申请人将被要求确保与使用铀 - 235富集度高达5.0重量百分比的燃料来实施《联邦法规汇编》第10编第50.68节的被许可人所需的亚临界最小裕度相同。通过对更高富集度燃料应用与铀 - 235富集度高达5.0重量百分比的燃料相同的有效增殖因数安全限值，来维持这些安全裕度。寻求在使用铀 - 235富集度高于5.0重量百分比的燃料时实施《联邦法规汇编》第10编第50.68节要求的被许可人或申请人，需要向美国核管理委员会提交燃料转换许可证修订申请以供审查和批准。这些申请需要包括计算结果，以表明新燃料和乏燃料储存应用符合《联邦法规汇编》第10编第50.68节规定的有效增殖因数安全限值。

提议的修订还将满足本次规则制定的一个目的:允许被许可人选择实施铀 - 235富集度大于5.0重量百分比的燃料，而无需被许可人寻求对《联邦法规汇编》第10编第,50.68节要求的特定豁免。

这一变更不会导致任何可能影响电厂工人或公众的重大放射性后果。虽然富集度增加会使乏燃料池中添加更多放射性物质，但这种增加不会改变燃料储存区域内及周边工人的职业剂量或厂区边界外公众的预期剂量率，因为池中的物质完全被水屏蔽。

《联邦法规汇编》第10编第50.68(b)(2)、(3)和(4)节规定的有效增殖因数安全限值将维持在当前水平，并保持相同的所需概率和置信水平。美国核管理委员会委托进行的可行性研究，即2024年5月的ORNL/TM - 2024/3350号文件《富集度增加对核临界安全影响的范围研究》表明，现有的燃料技术，如整体可燃吸收剂涂层和钆可燃毒物，应能够在整个低浓铀范围内(即高达19.75重量百分比铀 - 235)维持符合《联邦法规汇编》第10编第50.68节的要求。然而，如果富集度增加对亚临界要求产生不利影响，则需要对燃料储存设施进行额外修改以恢复合规性。

美国核管理委员会收到了关于监管依据的若干意见，建议美国核管理委员会在对《联邦法规汇编》第10编第50.68节进行任何变更时，协调修订《监管指南》1.240号文件《新燃料和乏燃料池临界分析》。2021年3月，美国核管理委员会发布了《监管指南》1.240号文件，该文件认可了2019年9月发布的NEI 12 - 16号文件第4版《轻水反应堆电厂燃料储存临界分析指南》。美国核管理委员会在制定监管依据的过程中审查了该指南，并确定《监管指南》1.240号文件和NEI 12 - 16号文件第4版均不特别依赖于富集度水平，无论是当前水平还是本提议规则中考虑的水平。在此次审查中，美国核管理委员会还指出，《监管指南》1.240号文件C.1.o节规定，该文件的建议基于目前在行业中广泛使用的现有燃料应用，未来实施的新的和新颖的配置及概念可能需要对继续使用这些假设和建议提供额外的理由。然而，美国核管理委员会未发现任何监管指南不适用于本提议规则中考虑的富集度水平的情况。此外，被许可人可以在许可证修订申请中提供任何必要的理由。因此，美国核管理委员会得出结论，作为本次规则制定工作的一部分，该指南无需立即更新。美国核管理委员会指出，行业利益相关者期望的《监管指南》1.240号文件的未来修订应在标准监管指南维护和修订程序下另行进行。

B. 铀燃料循环环境数据——10 CFR 51.51中的表S-3

美国核管理委员会提议在10 CFR 51.51(b)中为使用铀-235富集度高达20.0重量百分比的表S-3提供监管依据。此规则制定行动基于当前轻水堆持证人提供的使用铀-235富集度高达10.0重量百分比的浓缩核燃料的信息，以及新反应堆开发商使用铀-235富集度大于10.0重量百分比且小于20.0重量百分比的高浓低富集铀的信息。监管依据将包含在10 CFR 51.51(b)、表S-3注释1的拟议修正案中。具体而言，将对注释1进行修正，增加对NUREG-2249《新核反应堆许可通用环境影响声明——最终报告》的讨论，内容涉及铀-235富集度高达20.0重量百分比对仍受表S-3限制的铀燃料循环的环境影响，以及解释添加此文件理由的文本。NUREG-2249讨论了美国能源部的高浓低富集铀(HALEU)供应计划，该计划旨在根据2020年《能源法案》确保国内HALEU燃料供应。如NUREG-2249第3.14.1.3节所述，美国能源部已确定并与合作伙伴签订合同，提供用于生产六氟化铀形式的HALEU的浓缩服务。此外，美国能源部已确定并与合作伙伴签订合同，将以六氟化铀形式储存的HALEU转化为其他化学形式(即金属或氧化物)用于燃料制造。美国能源部的HALEU供应计划正在进行中，已生产出首批HALEU，预计未来几年产能将进一步扩大。NUREG-2249得出结论，对于铀的浓缩，表S-3将限制离心浓缩设施生产HALEU的环境影响，且影响较小。

注释1还将进行修正，增加对NUREG-2266《富集度增加和燃耗水平提高的事故容错燃料的环境评估》的引用，内容涉及最大组件平均燃耗高达80,000兆瓦日/公吨铀仍受表S-3限制的环境影响，以及解释添加此文件理由的文本。这是因为WASH-1248中的分析基于12个月的换料周期以及比当前轻水堆机队更低的富集度和燃耗水平。自WASH-1248发布以来实现的更高燃耗水平导致铀燃料的利用率更高(即从燃料中提取能量的效率更高)。这也导致换料操作之间的时间延长，并且对于许多运行中的核电站，每年移除的燃料组件数量减少。部署和使用富集度增加和燃耗水平提高的核燃料将导致提取能量的燃料效率进一步提高，从而导致换料操作期间移除的乏核燃料组件数量进一步减少，并进一步延长换料操作之间的时间。因此，使用富集度增加和燃耗水平提高的核燃料将使支持换料所需的年度核燃料需求降至低于支持表S-3的分析中所使用的数字。

C. 燃料和废物运输的环境影响——10 CFR 51.52中的表S-4

美国核管理委员会(NRC)提议，通过应用NUREG-2266中的配套运输分析，允许在10 CFR 51.52的表S-4中用于富集度提高至8.0重量百分比U-235的新核燃料运输。NUREG-2266所依赖的配套堆芯分析中的最大富集水平高达8.0重量百分比U-235。这项提议的修正案将包括对10 CFR 51.52(a)中富集和燃耗条件的更改，在表S-4中添加新注释2，同时将当前注释2移至注释3，并在表S-4中添加新注释4以取代当前注释3。NUREG-2266中的运输分析将在表S-4注释2中引用，其中的文本解释了添加此文件以处理该富集水平以及( {\mathrm{{UO}}}_{2} )燃料高达80,000兆瓦日/公吨燃耗水平的理由。任何富集度高于8.0重量百分比U-235的许可行动都必须根据10 CFR 51.52(b)逐案处理，提供燃料和废物运输环境影响的完整描述和详细分析。NUREG-2266第3节“运输”中的方法可用于此类详细分析。注释2还将包括TRISO燃料高达133,000兆瓦日/公吨燃耗水平的环境影响，该水平仍受表S-4限制。

本次规则制定还提议对10 CFR 51.52(a)、(b)和(c)进行修订和更新，这些条款规定了轻水反应堆燃料和废物进出反应堆运输的环境影响评估。除轻水冷却核动力反应堆(即非轻水反应堆)外的反应堆将与轻水反应堆使用相同的铀燃料循环，包括铀燃料循环阶段之间的材料运输以及进出核电站的运输。非轻水反应堆的燃料运输和废物运输，与轻水反应堆的燃料和废物运输一样，对于支持电厂运行是必要的。因此，无论对于轻水反应堆还是非轻水反应堆，美国核管理委员会都必须评估运输的环境影响。同样，美国核管理委员会在10 CFR 51.50(b)(3)和(c)中的规定已经对非轻水反应堆的铀燃料循环环境影响进行了评估。为确保对非轻水反应堆燃料和废物运输的监管清晰度与对非轻水反应堆铀燃料循环的监管清晰度类似，以及对轻水反应堆和非轻水反应堆的燃料和废物运输的监管清晰度类似，10 CFR 51.50(b)(3)和(c)中的“除轻水冷却核动力反应堆外”字样将添加到10 CFR 51.52的引言段落和10 CFR 51.52(b)中。

美国核管理委员会还提议将(c)段表S-4中的信息更新为放射性物质运输的当前条件以及对此类运输重要的影响。运输重量值将根据美国运输部当前的法规进行调整，卡车为每辆卡车80,000磅(23 CFR Part 658，“卡车尺寸和重量、路线指定——长度、宽度和重量限制”)，铁路车辆为每节铁路车厢每个桶240吨，这是根据美国能源部关于已开发的阿特拉斯乏燃料铁路车厢的信息(美国能源部文章，“设计用于运输乏核燃料的新铁路车厢获批运行”，2024年6月4日)。美国核管理委员会还将从表S-4中删除累积剂量值，因为此信息与表S-4中提供的受照射个人剂量冗余，并且仅占每人每年平均天然本底辐射暴露310毫雷姆(0.0031 Sv)的极小部分。例如，更新后的表S-4路线沿线的1,469,000人每年将从天然辐射源接收约1469人-雷姆。因此，当前表S-4中的3或4人-雷姆仅会使路线沿线1,469,000人因所有年度运输的燃料和废物运输而产生的额外累积辐射暴露增加微不足道的约0.3%。

每座反应堆每年475美元的财产损失将从表S - 4中删除，因为该数值可追溯到WASH - 1238附录C中的1972年，如NUREG - 2266所示，运输事故的风险非常小，而且美国尚未发生过导致财产损失超过商业危险材料运输事故损失金额的放射性物质运输事故。如有必要，为确定运输事故造成的财产损失风险，可根据具体情况应用WASH - 1238附录C中的相同方法，即评估年度运输里程乘以每英里事故概率，再乘以当年发生财产损失的每次事故的平均财产损失价值。

D. 《联邦法规汇编》第10编第71.55节中的裂变材料包装要求

美国核管理委员会(NRC)提议通过分级方法提高其裂变材料包装要求中的允许浓缩范围，并针对铀 - 235浓度从5.0重量百分比到10.0重量百分比增加一项额外设计要求，以便能够使用《联邦法规汇编》第10编第71.55(g)节中的例外规定，并取消考虑水泄漏的要求。现有的5.0重量百分比铀 - 235浓缩限制是基于标准行业和全球惯例，而非对浓缩至该水平的( {\mathrm{{UF}}}{6} )慢化剂泄漏对临界性的计算影响。由于批准该例外规定的依据依赖于《联邦法规汇编》第10编第71.73节“假设事故条件”中规定测试期间气瓶的性能要求，NRC得出结论，对于含有铀 - 235浓度大于5.0重量百分比的( {\mathrm{{UF}}}{6} )的单个气瓶增加设计特征(如阀门保护装置)将符合《联邦法规汇编》第10编第71.55(g)节中基于性能的现行要求以及从运行经验中获得的风险见解。这一设计增强要求将提供针对水泄漏的额外纵深防御，考虑到意外临界的相对后果随浓缩水平增加的情况。

NRC曾考虑在拟议规则中纳入铀 - 235浓度在10.0重量百分比至但小于20.0重量百分比之间的浓缩情况。尽管NRC可以考虑额外的规范性且不包含特定技术的纵深防御设计要求，以减轻随着该浓缩水平范围临界事件风险增加的情况，但NRC无法为从《联邦法规汇编》第10编第71.55(b)节提供冗余、规范性且不包含特定技术的例外规定制定技术或监管理由，而这一例外规定在《联邦法规汇编》第10编第71.55(c)节中已对所有裂变材料运输包装在功能上存在。《联邦法规汇编》第10编第71.55(c)节中的规定可用于实现相同的期望监管结果，包括( {\mathrm{{UF}}}_{6} )包装的浓缩至但小于20.0重量百分比的铀 - 235，同时保持效率、清晰度和可靠性的良好监管原则。

对《联邦法规汇编》第10编第71.55(g)节的这一拟议修正案与监管依据建议不同，该建议不寻求对法规进行修改。该建议部分理由基于工作人员的假设，即仅基于规则制定和许可成本，规则变更将不产生成本影响。然而，该分析未考虑对行业的间接运输成本，核工业在对监管依据的评论中将这一排除描述为背离良好监管原则。NRC收到了关于监管依据的公众意见，这些意见表明对于燃料浓缩设施和燃料制造商而言，存在足够的净积极影响，从而可以考虑一种具有成本效益且能保持对公众健康和安全充分保护的规则制定方法。

在为该拟议规则制定监管依据的过程中，核工业和NRC发现对《联邦法规汇编》第10编第71.55(g)节的变更可能会与美国运输部和国际原子能机构(IAEA)的标准产生不一致。在制定监管依据时，美国国家标准学会(ANSI)正在修订其N14.1标准《核材料 - 六氟化铀 - 运输包装》(ANSI N14.1)。标准ANSI N14.1随后最终确定，将其纳入美国运输部法规可能会消除监管依据中确定的任何潜在不一致。具体而言，ANSI N14.1保留了对5.0重量百分比铀 - 235限制的参考，但现在允许监管机构有更多灵活性，可独立于浓缩限制做出最终安全判定。此外，未来运输法规与IAEA的常规协调活动也可能消除任何不一致。

E. 10 CFR 50.67和通用设计准则19中的控制室要求

本拟议规则将把控制室设计标准的数值从5雷姆提高到10雷姆(0.05至0.10希沃特)；考虑到电厂特定的风险概况或风险信息，该数值最高可达25雷姆(0.25希沃特)全身有效剂量当量。提高该数值将通过提供额外的安全裕度和避免职业照射来保持运行灵活性，从而支持增加燃料富集度以及预期的相关功率水平和燃料燃耗的提高。此外，美国核管理委员会将对10 CFR 50.67进行细微的编辑修改，以便在为“全身有效剂量当量”提供缩写“TEDE”后删除该术语。

对监管依据文件的评论表明，对修改控制室设计标准的提议可能产生的误解和对潜在结果的担忧。尽管控制室设计标准与运行剂量限值不同，但美国核管理委员会认识到这两个概念有一些相似之处。具体而言，10 CFR第20部中的运行职业照射限值和控制室设计标准在数值上是等效的，并且使用相同的“雷姆全身有效剂量当量”单位。作为这项规则制定工作的一部分，美国核管理委员会试图明确解释，提议的修改仅适用于控制室设计标准，不会改变10 CFR第20部的正常运行和应急照射限值。

美国核管理委员会认识到，为了运行灵活性，许可证持有者在其许可基准内保持裕度所面临的挑战，以及控制室设计标准本身的少量裕度。修改控制室设计标准提议背后的关键驱动因素是提高监管效率和一致性，同时继续为公众健康和安全提供充分保护。过低的设计标准可能会不必要地给许可证持有者增加负担，因为为了运行灵活性而寻求增加富集度时，需要进行广泛的分析以保持裕度。如本文件第XXXV.C.(iv)节“10 CFR Part 50附录A(通用设计准则19)和10 CFR 50.67(b)(2)(iii)”所述，这些分析不一定会带来安全效益，并且由于维护活动增加，可能会增加工人的实际运行照射。

考虑到电厂特定的风险概况或风险信息，10 CFR 50.67和通用设计准则19中提议的控制室设计标准数值将从5雷姆提高到10雷姆(0.05至0.10希沃特)。核电反应堆许可证持有者在实施先进核燃料技术和运行灵活性时，将受益于5至10雷姆(0.05至0.10希沃特)全身有效剂量当量之间更高且安全的性能水平。如果需要超过10雷姆(0.10希沃特)全身有效剂量当量的额外运行灵活性，可以利用设施特定的风险概况或风险信息来证明高达25雷姆(0.25希沃特)全身有效剂量当量的更高数值是合理的。

根据10 CFR 20.1201和20.1206中的现行规定，成年工人在正常运行期间的单一日历年内或跨越两个日历年度的12个月期间内，可接受高达10雷姆(0.10希沃特)全身有效剂量当量的辐射照射。旨在评估给定控制室设计对于极低概率潜在反应堆事故可接受性的5雷姆(0.05希沃特)全身有效剂量当量的控制室设计标准，至少比正常运行中被认为可接受的标准低两倍。因此，提议将控制室设计标准提高到10雷姆(0.10希沃特)全身有效剂量当量与委员会现行的正常运行规定是一致的。

拟议规则将使那些设施特定风险概况证明有必要的许可证持有者能够采用更高的控制室设计标准，范围为10至25雷姆(0.10至0.25希沃特)全身有效剂量当量。这个范围与负责辐射防护标准的国家和国际组织的建议一致。这些建议基于现代基础健康物理学和辐射流行病学知识。这些组织通常建议紧急照射剂量高达25雷姆(0.25希沃特)全身有效剂量当量或50拉德(0.5戈瑞)全身。因此，旨在评估给定控制室设计对于极低概率潜在反应堆事故可接受性的提议的10雷姆(0.10希沃特)全身有效剂量当量的控制室设计标准，通常受到在事故期间防止辐射照射的建议值的限制。如本文件第XXXV.C.节“受影响法规的背景和历史”所述，针对事故和紧急情况下工人的辐射防护的最新科学建议有助于形成将控制室设计值从最初基于10 CFR第20部职业照射限值的5雷姆(0.05希沃特)全身有效剂量当量提高的提议的技术基础。

拟议数值的上限将与委员会主要在功率反应堆选址法规中使用的25雷姆(0.25希沃特)全身有效剂量当量限值一致，以在紧急情况下保护公众，如10 CFR 100.11《禁区、低人口区和人口中心距离的确定》、10 CFR 50.34《申请内容；技术信息》、10 CFR 50.67以及10 CFR第52部中关于禁区边界和低人口区的规定。正如在更新美国核管理委员会选址标准的最终规则前言中所讨论的(61 FR 65157；

1996年12月11日)，委员会使用25雷姆(0.25希沃特)全身有效剂量当量并不意味着委员会认为这是事故情况下公众可接受的紧急剂量限值，而仅表示这是一个参考值，用于评估旨在减轻事故放射性后果的电厂特征和厂址特性，以便在假定事故情况下确保公众面临低风险。委员会基于应用该标准的广泛经验，并认识到其应用假设中的保守性(即与堆芯重大损坏相关的安全壳内大量裂变产物释放；最大允许安全壳泄漏率；假定任何裂变产物净化系统(如安全壳喷淋)发生单一故障；不利的厂址气象扩散特性；假定一个人在羽流中心线的禁区边界处停留两小时且无防护措施)，确定25雷姆(0.2希沃特)全身有效剂量当量标准显然能提供足够的保护水平。作为该评估保守性的一个例证，委员会指出，1979年3月三里岛核电站事故中，涉及堆芯重大损坏，实际个人所接受的最大全身剂量估计约为０.1雷姆(0.001希沃特)。

对现代健康物理学和辐射流行病学知识的回顾为提议将控制室设计标准修订到更高且安全的性能水平提供了进一步的技术背景。本次回顾的一个重要区别(见本文件第三十五章C节“受影响法规的背景和历史”)突出表明，控制室设计标准的辐射单位“雷姆全身有效剂量当量”在技术上与反应堆事故预期的确定性健康影响不对应，而这种确定性健康影响会妨碍操作人员履行保护公众健康和安全的安全职能。这些确定性健康影响最好用“拉德”辐射单位表示。10 CFR第20部适用于事故和紧急情况的年度职业照射限值5雷姆(0.05希沃特)全身有效剂量当量设定得足够低，不会达到任何确定性阈值剂量。

为阐明19号通用设计准则(GDC 19)中所载并在10 CFR 50.６7中重复的控制室设计标准的目的，并将控制室设计标准与辐射防护和应急准备框架区分开来，美国核管理委员会(NRC)提议对这两项规定进行若干编辑性修改。10 CFR 50.67(b)(２)(iii)和GDC 19中的“Adequate radiation protection”(足够的辐射防护)一词将替换为“The necessary design, fabrication, construction, testing, and performance criteria for structures, systems, and components important to safety”(对安全重要的结构、系统和部件所需的设计、制造、建造、测试和性能标准)。正如10 CFR第50部附录A《核电站通用设计准则》引言中所解释的，对安全重要的结构、系统和部件(SSCs)是指那些能合理保证设施运行不会对公众健康和安全造成不当风险的SSCs。就控制室设计而言，GDC 19的原作用是确保提供足够的SSCs，以便在事故期间可进入控制室。控制室SSCs的充分性将由工作人员在事故期间进入控制室而不超过GDC 19规定的辐射设计标准的能力来确定。然而，随着时间的推移，GDC 19中的“Adequate radiation protection”一词已与NRC的充分保护法定标准混为一谈。充分保护是通过被许可人遵守NRC的综合监管框架来实现的，GDC只是其中一部分，而不仅仅是特定的设计标准。为提高这些规则之间的一致性，10 CFR 50.67(b)(2)(iii)和GDC 19中的“Adequate radiation protection”一词将替换为“The necessary design, fabrication, construction, testing, and performance”，以与10 CFR第50部附录A保持一致。10 CFR第50部附录A要求主要设计标准确立对安全重要的SSCs所需的设计、制造、建造、测试和性能要求。

为进一步阐明10 CFR 50.67和GDC 19与辐射防护及应急响应框架相关的目的，10 CFR 50.67和GDC 19中的短语“接受辐射的人员”将被替换为“计算得出的”，并且短语“进入和”将被删除，因为为证明符合标准而进行的传统设计基准事故(DBA)放射性后果分析并未评估实际“接受辐射的人员”的辐射暴露情况，也未评估从厂区边界前往控制室的电厂人员情况。基于剂量的控制室设计标准的使用并不意味着在应急情况下这是可接受的暴露，也不意味着10 CFR第20部和第50部的辐射防护标准及应急响应标准可能不适用。相反，这些分析评估了在假定的设计基准事故条件下保护控制室操作员的设计规定的可接受性。这些分析中假定的设计基准事故条件虽然可信，但通常并不代表实际的事故序列。这些设计基准事故条件被指定为保守的替代方案，以创建用于评估工程安全设施可接受性的边界条件。

然而，罕见事件(例如涉及多重故障的事件)可能超出设计者最初设想的设施设计基准。在此类事件期间，委员会关于辐射防护和应急响应计划的规定要求被许可方采取措施尽量减少实际辐射暴露。当班应急协调员有权且有责任立即单方面启动任何应急行动。这些应急行动包括在必要时设定更高的暴露限值，以保障公众健康和安全。此外，不仅要对电离辐射剂量或摄入量的检测和评估做出安排，还要对可能必须采取的减轻干预措施做出安排，以进一步保护工作人员。传统的设计基准事故放射性后果分析不一定会考虑这些减轻干预措施，因为它们并未直接评估控制室宜居性包络设计本身的性能。因此，预计在事件期间实际接受的剂量将远低于实际事故场景中的计算结果。

为DG-1425(RG 1.183的拟议修订版2)《评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》制定的分级、风险知情且基于性能的框架，将能够在2024年9月发布的《分级风险知情基于性能的控制室设计标准框架方法》所述的定义风险知情边界内，使用传统确定性放射性后果分析方法进行基于性能的评估。这些边界将由事故和应急情况下辐射工作人员可接受的辐射暴露准则以及使用现代概率风险评估(PRA)方法的当代可接受核设施风险概况来定义。这样一个框架在确定如何以鼓励和奖励符合委员会1999年3月1日发布的SRM-SECY-98-144号文件《工作人员要求——SECY-98-144——关于风险知情和基于性能的监管的白皮书》中政策的方式满足既定验收标准时将提供灵活性。在实践中，该方法将产生一个框架，该框架部分使用设施的安全设计和运行来证明以较低的厂特定风险指标采用更高的控制室设计标准是合理的。

DG-1425框架利用了被许可方现有的概率风险评估(PRA)模型。用于证明指定标准与电厂风险相称的PRA模型的可接受性，将从以下几个方面进行确定:范围、详细程度、与PRA技术要素的一致性(即技术稳健性)，以及电厂表示和PRA配置控制。PRA模型应与RG 1.174中的理念以及RG 1.200中对该模型的技术充分性期望保持一致。例如，使用来自美国核管理委员会(NRC)批准的许可证修订申请中的总体堆芯损坏频率(CDF)结果是可以接受的，该申请将风险知情的完成时间计划纳入了设施的技术规格中(即技术规格工作组旅行者505，“提供风险知情的延长完成时间 - RITSTF倡议4b”)。基线PRA模型将估计电厂内部和外部所有重大风险源的总体CDF(例如，内部、洪水、火灾、地震、大风等)。

对于分级、基于风险信息和基于性能的控制室设计标准框架而言，堆芯损坏频率(CDF)风险指标最为合适。这是因为CDF考虑了广泛的事故场景，并且在推导最大假设事故源项时，通常能够涵盖与控制室可居住性所考虑序列相关的风险。不考虑辐射防护保护行动的CDF风险指标，与为证明合规而进行的传统设计基准事故(DBA)放射性后果分析之间也具有一致性。此外，控制室可居住性设计主要关注人员在事故期间及之后维持反应堆安全的能力，这与防止堆芯损坏和减轻放射性释放的总体目标紧密一致，而这些目标由CDF风险指标体现。

在本拟议规则的监管依据中，美国核管理委员会(NRC)就该文件附录A“控制室要求”中提出的替代方案征求了意见。此外，NRC提出了两个问题。第一个问题寻求关于控制室设计标准的数值选择，是更符合旨在限制紧急情况下职业照射的法规，还是更符合旨在限制正常运行期间年度职业辐射照射的法规的意见。第二个问题寻求关于采用分级、基于风险信息的方法来证明符合一系列可接受的控制室设计标准值，而非单一选定值(如当前的5雷姆(0.05希沃特)全身有效剂量当量(TEDE))，是否能为当前和未来的核技术提供必要灵活性的意见。

总体而言，公众意见支持工作人员关于修订控制室设计标准的建议。支持替代方案2的意见通常建议在修订后的法规中采用25雷姆(0.25希沃特)TEDE的值。评论者表示，采用25雷姆(0.25希沃特)TEDE的值将更符合美国和国际各组织关于高达25雷姆(0.25希沃特)TEDE的应急剂量限制的建议。几乎所有意见都包括关于制定分级、基于风险信息的控制室设计标准方法的建议。一些意见依据概率风险评估(PRA)技术和方法以及对设施风险的当代理解，为低概率、高后果事件的更高数值提供了正当理由。

部分基于收到的意见，NRC提议将控制室设计标准的数值从5雷姆(0.05希沃特)TEDE提高到10雷姆(0.10希沃特)TEDE，但考虑到电厂特定的风险概况或风险信息，范围最高可达25雷姆(0.25希沃特)TEDE。为回应利益相关者的关注，NRC为配套的监管指南制定了分级、基于风险信息和基于性能的控制室设计标准框架。

F. 燃料分散

(i) 概述

根据委员会在SRM-SECY-21-0109中的指示、对监管基础的公众意见(见本文件XXXVI.F.(xiv)节，“对监管基础中燃料散布方面的公众意见讨论”，以获取关于监管基础中燃料散布部分收到的公众意见的详细信息)、监管基础中描述的每种替代方案对本规则制定时间表的预期影响、这些替代方案的技术成熟度以及每种替代方案对安全的预期影响，NRC提议在本规则制定中解决燃料散布问题。具体而言，拟议规则将把TBS以上的大破口失水事故指定为超设计基准事故，允许对此类大破口失水事故进行最佳估计分析，同时制定基于性能的包壳脆化标准，并澄清和更新NRC对大破口失水事故可冷却性的定义，以涵盖堆芯中的燃料以及任何分散到一回路系统或安全壳中的燃料。

对TBS以上大破口失水事故的应急堆芯冷却系统分析中提议的灵活性，可能使使用拟议规则的实体能够证明，对于TBS以上的大破口失水事故不会发生燃料散布。在有更多数据或分析以其他方式解决燃料散布问题之前，例如证明如果发生燃料散布燃料仍可冷却且散布的其他下游后果没有任何重大有害影响之前，这些实体将能够根据拟议的10 CFR 50.46a(e)(3)，对这类大破口失水事故使用最佳估计(即基于与预期的、正常运行条件一致且无偏差或不确定性的条件)建模。拟议规则将把现有的10 CFR 50.46a(其中包含一回路系统排放系统的验收标准)重新指定为10 CFR 50.46b，并在新提议的10 CFR 50.46a中建立一套替代的基于风险的要求，实体可以选择遵守这些要求以替代满足10 CFR 50.46中当前的应急堆芯冷却系统要求。使用这些替代的应急堆芯冷却系统要求将为一些实体提供改变其设施设计和运行各个方面的机会，尽管在许可证修订审查期间将评估与工厂物理安全或网络安全相关的变更的潜在影响。

在拟议的10 CFR 50.46a以及对拟议的10 CFR 50.46a的本讨论中使用时，“实体”将包括建造许可证、运行许可证、综合许可证、标准设计批准和制造许可证的申请人及持有人，以及标准设计认证规则的申请人(包括NRC发布最终标准设计认证规则后此类申请人)。

拟议规则将把当前大破口失水事故尺寸范围分为两个区域。两个区域之间的划分将由TBS划定。第一个区域将包括小尺寸破口，直至并包括TBS。第二个区域将包括大于TBS的破口，直至并包括最大一回路系统管道的双端断裂大破口。虽然这两类破口都不太可能发生，但较大破口被认为发生的可能性比第一个区域中的较小破口低得多。根据拟议规则，小于TBS的破口的应急堆芯冷却系统设计要求将与当前10 CFR 50.46应急堆芯冷却系统规则下所有破口的要求保持一致。相比之下，根据拟议规则，对于大于TBS的管道破口，由于其发生可能性较低，可以使用不太保守的假设来分析应急堆芯冷却系统设计要求。尽管对于实施拟议的10 CFR 50.46a的实体而言，大于TBS的破口尺寸的大破口失水事故将被归类为“超设计基准事故”，但许可证申请中的这些破口尺寸仍将接受监管评估。拟议规则将要求实体保持减轻所有大破口失水事故影响的能力，直至并包括最大一回路系统管道的双端断裂大破口。对于大于TBS的大破口失水事故的缓解分析无需假设厂外电源丧失或同时发生单一故障事件。实体还将被允许考虑使用非安全级系统。

使用拟议的基于风险的替代要求进行失水事故分析的实体可能会发现，其电厂设计或运行不再受与先前设计基准事故分析相关的某些参数限制。减少设计基准事故的限制将使一些实体能够提出广泛的设计或运行变更，直到所需事故分析中的另一个参数成为限制因素。潜在的设计变更可能包括提高燃料燃耗和其他管理改进；提高功率；以及改变所需的蓄压器数量、柴油启动时间、设备顺序、阀门行程时间和安全壳喷淋系统设定值。这些设计和运行变更中的一些可能会提高电厂安全性，因为实体可以修改其系统，以更好地减轻更可能发生但仍然非常罕见的较小失水事故。其他变更，如提高功率，可能会增加放射性物质意外释放的总体风险，如果证明整个电厂风险增加很小，则可能是可以接受的。

拟议的基于风险的10 CFR 50.46a将包括风险接受标准，用于评估未来的设计变更，以确保任何风险增加都足够小。这些接受标准将与RG 1.174《在基于风险的特定电厂许可基础变更决策中使用概率风险评估的方法》中基于风险的许可修正案指南一致，并确保从风险角度来看变更的可接受性以及保留足够的纵深防御、安全裕度和性能监测。本文件第三十六.F.(vi)节“设施、技术规格或程序的基于风险的变更”中详细讨论了基于风险的评估过程的要求。

除了将现行的10 CFR 50.46a重新指定为10 CFR 50.46b并制定新的拟议的10 CFR 50.46a之外，美国核管理委员会还将对现有的10 CFR 50.46和50.69；10 CFR Part 50附录A中的GDC 17、35、38、41、44和50；10 CFR Part 50附录K；10 CFR 52.54；以及10 CFR Part 52附录G进行相应变更。

(ii) 过渡破裂尺寸的原始确定

为协助确定过渡破裂尺寸以支持先前的10 CFR 50.46a规则制定(见本文件第三十五.C.(v)(b)节，“10 CFR 50.46a规则制定”)，美国核管理委员会(NRC)通过专家征询过程，针对典型沸水反应堆(BWR)和压水反应堆(PWR)的反应堆冷却剂系统(RCS)中与老化相关的管道破裂，制定了作为破裂尺寸函数的管道破裂频率(NUREG-1829，“通过征询过程估算冷却剂丧失事故(LOCA)频率”，2008年3月)。当数据或建模方法不足时，征询过程用于量化现象学知识。NUREG-1829征询仅专注于确定由不可隔离的反应堆冷却剂压力边界(RCPB)或一次系统侧与材料老化相关的故障引发的事件频率。这项工作未考虑AP1000和其他类似的被动安全反应堆设计。

根据每种反应堆类型(即压水反应堆和沸水反应堆)的专家征询结果，确定了一个基准过渡破裂尺寸，该尺寸对应于每100,000反应堆年一次的破裂频率(每年1x10-5，即( {10}^{-5} ))。然后，美国核管理委员会考虑了征询过程中的不确定性、专家征询过程中未明确考虑的可能导致被动部件故障的其他潜在机制，以及通过向上调整过渡破裂尺寸以考虑这些因素，RCS中特定位置更高的破裂/故障敏感性。导致总体冷却剂丧失事故频率的其他机制包括非被动部件故障导致的冷却剂丧失事故以及低概率直接和间接事件(例如，大于安全停堆地震的地震和掉落重物)导致的冷却剂丧失事故。这些冷却剂丧失事故强烈依赖于特定电厂因素。

由非被动部件故障(如阀门卡住打开、密封件或垫圈吹出)引起的冷却剂丧失事故的发生频率高于由被动部件故障引起的冷却剂丧失事故。考虑到部件故障打开或吹出时可能产生的开口尺寸(例如，安全阀、泵密封)，由非被动部件故障导致的冷却剂丧失事故将是小破口冷却剂丧失事故。阀门卡住打开导致的冷却剂丧失事故受辅助管道尺寸限制。在一些压水反应堆中，反应堆压力容器进出口管道中有大型环路隔离阀。然而，由于系统中由此产生的贯穿孔尺寸，预计阀杆填料完全失效不会导致高冷却剂损失率，因为阀门的密封方式使得它们打开时限制泄漏(即，它们在打开配置中是背座式的)。基于这些考虑，非被动冷却剂丧失事故的尺寸相对较小，并以选定的过渡破裂尺寸为界。

掉落重物也可能导致冷却剂丧失事故，这可能会导致反应堆冷却剂系统管道破裂或损坏安全相关设备。大多数重物在反应堆关闭且一次系统降压的换料期间被吊起，进一步降低了冷却剂丧失事故和堆芯冷却丧失的风险。在功率运行期间，人员进入安全壳通常很少且持续时间短，并且通常无法使用最大的起重机。还有旨在限制重物掉落风险的运行限制。因此，功率运行时移动的负载比换料期间少得多。此外，反应堆冷却剂系统受到周围混凝土墙、地板、导弹防护层和生物防护层的固有保护。出于这些原因，美国核管理委员会认为重物掉落对总体冷却剂丧失事故频率影响不大，也不会影响过渡破裂尺寸。

由于场地地震活动、地震设计考虑因素以及特定电厂的布局和空间配置等因素，地震引发的大破口失水事故(LOCA)频率在不同电厂之间可能有很大差异。地震大破口频率还受到假定地震事件发生之前管道老化程度的影响。地震概率风险评估(PRA)的见解来自美国核管理委员会(NRC)的地震安全裕度研究计划以及20世纪90年代末提交的外部事件电厂个体审查报告。基于这些研究，管道和其他被动式反应堆冷却剂管道破裂(RCPB)组件通常具有较高的抗震能力，因此，不是显著的风险贡献因素。然而，这些研究没有明确考虑组件性能退化对风险贡献的影响。因此，NRC在21世纪初进行了一项研究，以评估未退化和退化的被动系统组件的地震性能(NUREG - 1903，《过渡破口尺寸的地震考虑因素》，2008年2月)。这项工作审查了运行经验、地震PRA见解和模型，以评估未退化和退化管道的失效可能性。运行经验审查考虑了核电站、化石燃料电厂以及其他工业设施中因强烈地震而发生的被动组件故障。在峰值地面加速度为0.2g至0.5g(其中g为重力加速度，约为9.81米/秒²)的地震中，电厂尚未发生因地震导致的大型管道灾难性故障。然而，管道老化可能会增加与地震引发的管道故障相关的大破口失水事故频率。NUREG - 1903报告评估了退化管道上的地震载荷，并得出结论，在罕见的大地震(即对应于每年超过概率相当于( {10}^{-5} )或( {10}^{-6} )的平均年频率)期间，管道周围必须存在一个大约30%壁厚且环绕管道圆周145度的大型既有裂缝，管道才会发生故障。NRC得出结论，在这样的地震事件中，大到足以导致管道故障的缺陷出现的可能性足够低，因此无需修改过渡破口尺寸(TBS)以应对地震引发的直接管道故障。

间接RCPB故障是主系统破裂，是主系统和非主系统组件故障或结构支撑故障(如反应堆冷却剂泵支撑和蒸汽发生器支撑)的结果。结构支撑故障可能会导致组件位移，从而对管道造成应力并可能导致故障。NRC对两座电厂进行了研究，以估计在罕见的大地震(即每年( {10}^{-5} )至( {10}^{-6} ))情况下，由于结构支撑故障导致的条件管道故障概率。这些研究使用了NUREG - 1488《落基山脉以东69个核电站场地的修订利弗莫尔地震危险性估计》(1994年4月)中的地震危险性曲线。如NUREG - 1903中所述，这些研究结果表明，主要组件支撑故障导致的间接引发的管道故障的平均故障概率约为每年( {10}^{-6} )，低于TBS标准。然而，NRC在NUREG - 1903中指出，间接故障分析高度依赖于特定电厂。因此，NRC分析中评估的示例电厂不一定对所有电厂都具有局限性。

NRC考虑了间接故障对TBS选择的重要性。对于NUREG - 1903中考虑的情况，主要组件支撑故障导致的间接引发的管道故障可能性低于每个反应堆每年( {10}^{-5} )，这是用于选择TBS的频率标准。此外，主管道系统和主系统组件的中位抗震能力通常高于核电站内其他安全相关组件。由于这些相对能力，NRC预计，足以导致主系统内发生后续故障的地震事件也会引发多重缓解系统中的组件故障，甚至导致多个一回路冷却剂系统(RCS)管道破裂。因此，地震引发的间接故障的风险贡献预计将更多地取决于电厂组件和系统的相对脆弱性，而不是TBS的大小。因此，NRC确定，对于地震引发的间接大破口失水事故，无需调整TBS。

选择TBS时的最后一个考虑因素是实际管道系统设计(如管道尺寸)和运行经验。例如，由于系统配置和运行环境，某些管道被认为比相同尺寸范围内的其他管道更容易老化和发生故障。

对于压水堆，美国核管理委员会确定，内径6至10英寸(即内部尺寸)是与《NUREG - 1829》中1×10⁻⁵/年的第95百分位大破口失水事故频率估计值相关的适当管道破裂尺寸范围。该范围仅略小于连接到反应堆冷却剂系统主回路管道(即热管段、冷管段和跨接管段)的压水堆波动管，波动管通常是直径12至14英寸、壁厚为160标准的管道，内径为10.1至11.2英寸。反应堆冷却剂系统主回路管道直径在30英寸左右，其壁厚比波动管厚得多。专家判断小组得出结论认为，该主回路管道破裂的可能性远低于其他反应堆冷却剂系统管道。停堆冷却管线和安全注入管线也可能是直径12至14英寸、壁厚为160标准的管道，同样连接到反应堆冷却剂系统。在某些情况下(例如巴布科克和威尔科克斯工厂)，堆芯注水管道可能比连接到主回路管道的波动管和余热排出管道更大。反应堆冷却剂管道及其连接管道的直径和厚度差异形成了一条合理的分界线来定义过渡破裂尺寸。因此，在《SECY - 10 - 0161》中，为了将波动管、停堆冷却管、堆芯注水管和安全注入管纳入被认为等于或小于过渡破裂尺寸的管道范围内，对于压水堆，美国核管理委员会工作人员将过渡破裂尺寸指定为反应堆冷却剂主回路管道以外的反应堆冷却剂管道组件(RCPB)的最大横截面积。

对于沸水堆，美国核管理委员会确定，内径13至20英寸是与《NUREG - 1829》中( 1 \times {10}^{-5}/\mathrm{{yr}} )的第95百分位大破口失水事故频率估计值相关的适当管道破裂尺寸范围。从沸水堆的判断中收集到的信息还表明，对于超过约18至20英寸范围的破裂尺寸，管道破裂的估计频率显著下降。在评估沸水堆设计后，美国核管理委员会确定，连接到再循环回路管道和给水管道的典型余热排出管道直径约为18至24英寸。这些管道尺寸与破裂尺寸一致，超过该尺寸，预计管道破裂频率将显著降至每年( {10}^{-5} )以下。美国核管理委员会工作人员认识到，不同电厂的连接管道尺寸略有不同。因此，对于沸水堆，在《SECY - 10 - 0161》中，工作人员将过渡破裂尺寸指定为安全壳内给水管道或余热排出管道两者中较大的横截面积。

由于大破口失水事故(TBS)破口对堆芯冷却的影响随破口位置而异，美国核管理委员会(NRC)评估了TBS破口频率是否随位置变化，以及TBS破口尺寸是否因此会随位置变化。在压水堆(PWR)中，稳压器波动管仅连接到一根热管段，连接到冷管段的管道通常比波动管小。冷管段(包括中间管段)的运行温度也略低，因此热激活降解机制在冷管段中的进展预计比热管段更慢。给定尺寸破口的发生频率由该尺寸完全切断管道的频率(即完全周向破口)加上该尺寸在同等或更大尺寸管道中的部分破口频率(即部分周向或纵向破口)组成。因此，NRC考虑了一种方案，即通过考虑这两种破口成分的频率贡献，使热管段和冷管段的TBS明显不同:1)在每个连接管道内的极限位置处，连接到热管段或冷管段的管道的完全破口；2)在热管段或冷管段内的极限位置处，与热管段或冷管段相适应的恒定尺寸的部分破口。然而，此次专家征询并非旨在得出特定于管道系统的失水事故(LOCA)频率。因此，专家征询提供的细节不足以得出关于热管段和冷管段失效频率差异或大直径管道内较小LOCA发生频率的结论。因此，NRC得出结论，与热管段和冷管段部分破口相关的TBS尺寸应保持与主回路以外最大管道系统的内部横截面积相等。同样，专家征询结果也没有包含足够的细节来量化沸水堆(BWR)再循环、余热排出和给水系统管道之间的破口频率差异。因此，也无法为BWR再循环管道建立更小的部分破口TBS准则。值得注意的是，减轻直至包括TBS破口在内的此类部分破口的影响仍在所有内径等于或大于TBS的反应堆冷却剂管道破裂(RCPB)管道的设计基准范围内。

在此期间，NRC还评估了TBS破口应作为单端破口还是双端破口进行分析。假定的双端破口是指管道破裂导致破口处管道两端完全分离和位移，从而使冷却剂从位移管道的两侧流失。单端破口会形成一个孔口，冷却剂会从中流过。为解决这个问题，NRC审查了专家征询过程以及在制定频率估计时给予专家的指导。NRC得出结论，专家征询的LOCA频率估计对应于每个破口尺寸处具有等效圆直径的破口面积。这种对应关系代表单端破口。此外，专家们是基于对压力边界部件假定失效机制的了解进行估计的，而不是基于破口处的流量。流量由破口位置和系统配置决定，这决定了反应堆冷却剂是否会从破口两端排出。

当前轻水堆(LWR)的设计基准分析要求对反应堆冷却剂系统(RCS)中最大管道的双端大破口(DEGB)进行分析。根据拟议规则，所有直至包括TBS的破口都将按照现有要求进行分析。将压水堆的TBS指定为双端破口的一个可能原因是，稳压器波动管的完全破口会导致反应堆冷却剂从破口两端流出。尽管这在LOCA初期会发生，但堆芯冷却要求主要由从破口热管段侧流出的冷却剂流量决定，从稳压器侧流出的冷却剂流量贡献要小得多。因此，将TBS破口指定为与波动管双端破口等效的面积会过于保守。对于沸水堆，双端破口面积的影响也被认为过于保守。为沸水堆选定的TBS将基于余热排出或主给水管线中较大的那个。这些管线中的单端破口将涵盖反应堆再循环和给水系统中较小管线的双端破口。因此，NRC提议TBS应基于单端破口，这合理地体现了专家征询结果，并代表了与RCS中假定管道破口相关的流量。NRC提议的TBS定义在拟议中的10 CFR 50.46a(a)(9)中。作为一种选择并为了提供最大灵活性，拟议中的10 CFR 50.46a(a)(9)定义将允许一个实体制定并证明一个替代的TBS。

(iii) 确定过渡破裂尺寸的持续有效性

由于作为在10 CFR 50.46a中制定替代紧急堆芯冷却系统(ECCS)要求的早期规则制定工作的一部分，过渡破裂尺寸(TBS)的开发工作几乎是在20年前进行的，美国核管理委员会(NRC)评估了21世纪初开发的TBS如今是否仍然有效。这项研究确定了在NUREG - 1829或NUREG - 1903中未考虑或低估的可能情况，这些情况可能导致压水堆(PWR)或沸水堆(BWR)电厂的一回路压力边界破裂尺寸大于TBS。这些破裂可能直接由于运行瞬态(例如，未能紧急停堆的预期瞬态、水锤、压力热冲击)，或间接由于电厂内的其他故障(例如，吊车掉落、二次侧故障)。与老化相关的反应堆冷却剂压力边界(RCPB)部件退化可能是一个促成或必要的因果因素。此外，破裂可能源于单个RCPB部件的故障或多个共因RCPB部件故障(例如，未能紧急停堆的预期瞬态事件导致不同PWR环路中多个退化的安全注入系统管线破裂)。不当维护和人为因素也可能是一个因果因素(例如，检查后未正确拧紧稳压器人孔螺栓)。此类破裂的可能性也被考虑到后续许可证续期结束(即80年)或可采用此拟议规则的电厂的许可期限的最大范围。

在努力确定TBS的持续有效性时，NRC仅考虑了在2015年12月31日根据10 CFR第50部获得运营授权的反应堆(即NRC未考虑AP1000设计或任何其他新的轻水堆反应堆设计)，因为NUREG - 1829研究未考虑在2015年12月31日之后获得运营授权或根据10 CFR第52部获得运营授权的电厂设计。在该日期之后获得许可的轻水堆可能具有不同的管道材料、配置以及运行和服务条件等因素，这些因素可能会影响管道破裂频率，进而影响TBS。NUREG - 1829结果持续适用性的技术理由详细描述见2024年11月13日的《关于NUREG - 1829持续适用性的白皮书》，而NUREG - 1903持续适用性的技术理由见2024年11月18日的《关于NUREG - 1903持续适用性的白皮书》。

为确认过渡破裂尺寸(TBS)当前的有效性，美国核管理委员会(NRC)使用xLPR代码版本2.3进行了一系列概率断裂力学分析，以确认在NUREG - 1829中分析的基准案例。对于这些分析，从最初的基准案例管道系统中选择了四个进行验证:12英寸再循环管线、28英寸再循环管线、30英寸热管段和10英寸波动管线。这些分析中一般采用了NUREG - 1829中的基准案例条件、假设和输入。然而，对于压水堆(PWR)案例，补充了来自2021年8月13日的技术信函报告TLR - RES/DE/REB - 2021 - 09《使用极低破裂概率代码对西屋四环路压水堆一回路冷却剂环路管道进行概率性泄漏先于破裂评估》和2021年9月28日的技术信函报告TLR - RES/DE/REB - 2021 - 14《使用极低破裂概率代码对压水堆管道系统进行概率性泄漏先于破裂评估》的输入；对于沸水堆(BWR)案例，根据需要补充了来自1988年1月的NUREG - 0313《沸水堆冷却剂压力边界管道材料选择和加工指南技术报告》、2000年6月的NUREG/CR - 6674《60年厂龄部件疲劳分析》和1988年12月的NUREG/CR - 4792《沸水堆反应堆冷却剂管道失效概率，第1卷:总结报告》的输入。分析运行至80年，并进行了几个敏感性案例分析，以研究缓解措施和检查对失效概率的影响。计算了25、40、60和80个日历年度的小破口、中破口和大破口失水事故(LOCA)的年频率，以及80年时裂纹、泄漏和破裂的累积概率。分析和结果总结可在《NUREG - 1829持续适用性白皮书》的5.3节中找到。所进行的分析表明，当前工作中针对基准案例问题计算的年频率要么在NUREG - 1829中确定的频率范围内，要么具有代表性。

除了概率断裂力学分析外，NRC还进行了一次内部和外部的意见征集，类似于在NUREG - 1829最初编制过程中进行的全面意见征集。这次意见征集的目的有两个。第一个目标是确定可能导致压水堆或沸水堆核电站一次压力边界破裂尺寸大于TBS的情景。第二个目标是确定NUREG - 1829对当前情况的代表性。内部意见征集包括NRC内部在结构完整性分析、材料性能、老化相关退化、风险评估和热工水力分析方面具有专业知识的主题专家。外部意见征集询问了NUREG - 1829意见征集工作最初的两名参与者。外部意见征集确认，NUREG - 1829的估计保守地代表了当前失水事故的频率，特别是破裂尺寸大于TBS的失水事故频率。内部和外部意见征集均未发现任何在TBS编制过程中未考虑的或自TBS编制以来发生了重大变化且可能破坏其技术基础的一般性问题或情景。

然而，内部和外部意见征集都确实确定了在拟议的规则制定和相关指南中应解决的主题。其中一些主题包括概率风险评估(PRA)要求；电厂变更的影响；主环路和再循环管道中的应力腐蚀开裂；间接管道失效；直接和间接地震失效评估；保持缓解能力；NUREG - 1829的不确定性；以及可能增加特定电厂失水事故频率的属性。在这次规则制定工作中，许多这些主题已经在得到解决，意见征集有助于完善对这些主题的拟议处理方式，并识别一些最初未考虑的新问题。这些意见征集的更详细总结在《NUREG - 1829持续适用性白皮书》中。

美国核管理委员会回顾了自最初的NUREG - 1829工作以来的运行经验，以此作为确定管道和非管道失效频率的基础。仅有少数几起小型(即直径小于2英寸的管道)非能动系统一回路压力边界破裂事件，且运行经验表明，诸如开裂、壁厚减薄或贯穿壁泄漏等退化机制是破裂的先兆。先兆事件频率可直接根据运行经验计算得出，而需要通过建模来估计这些先兆事件可能导致各种规模失水事故的可能性，进而估计失水事故频率。NUREG - 1829中的失水事故频率估计部分基于截至约2004年积累的运行经验。美国核管理委员会的最新工作考虑了1970年至2004年以及2005年至今的运行经验趋势。这种分类用于比较两个时间段内的先兆事件频率以及最终的失水事故频率，以评估自NUREG - 1829完成以来的趋势。

在本拟议规则中，针对压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)系统以及大于和小于过渡破裂尺寸(TBS)的破口尺寸，计算了每个时间段的定量失水事故频率估计值。最初，针对适用于特定管道或非管道一回路压力边界系统或部件的每种退化机制进行了估计。然后，将特定属性频率乘以每个部件的属性数量(例如焊缝数量)，接着将每种适用退化机制的贡献合并起来，以得出特定部件的管道和非管道频率。再将特定部件频率进一步合并，以确定总体管道和非管道失水事故频率估计值。最后，将管道和非管道的贡献相加，从而最终将失水事故频率估计值确定为破裂尺寸的函数。在确定特定退化机制的估计值时，最初就考虑了不确定性，并进行了适当合并，以便最终估计值以具有相关平均值以及( {5}^{\text{ th }} )和( {95}^{\text{ th }} )百分位数失水事故频率估计值的分布形式表示。研究结果预测，基于2005年至今的运行经验，沸水堆和压水堆的大破口失水事故频率估计值(即NUREG - 1829中从略低于过渡破裂尺寸开始到最高类别，包括电厂最大管道的双端大破口的最大失水事故尺寸类别)低于基于1970 - 2004年运行经验的估计值。因此，这项工作支持以下预期:用于确定过渡破裂尺寸的NUREG - 1829失水事故频率估计值保守地代表了当前估计值，并且为拟议的10 CFR 50.46a确定的过渡破裂尺寸是合适的。此活动的更多详细信息可在《关于NUREG - 1829持续适用性的白皮书》的第5.2节中找到。

在《关于NUREG - 1829持续适用性的白皮书》中，美国核管理委员会对引出结果、运行经验、美国机械工程师协会(ASME)正在进行的规范活动以及近期研究结果进行了定性分析，以确定这些结果是否会影响拟议的过渡破裂尺寸或可能导致大于过渡破裂尺寸的破口。美国核管理委员会分析了诸如铸造奥氏体不锈钢和不锈钢焊缝的热脆化；压水堆二次不锈钢管道中的应力腐蚀开裂；碳宏观偏析、小表面开口缺陷和准层状缺陷对反应堆压力容器完整性的影响；辐射脆化；以及非能动系统检查频率的变化等主题。美国核管理委员会评估了每个项目对直接和间接失效的影响，并确定这些机制不会影响拟议的过渡破裂尺寸。

《NUREG-1903报告》以及美国核管理委员会(NRC)的原始分析考虑了直接(有缺陷和无缺陷)和间接管道失效对过渡破裂尺寸(TBS)选择的影响。对于直接无缺陷管道失效，NRC最初采用筛选方法，针对26座压水堆中应力最高的热管段、冷管段或跨接管(吸入管)段，获取了对应失效概率为1%时应力超过情况的概率。NRC得出结论，与用作确定TBS基础的每年( {10}^{-5} )频率相比，无缺陷管道的失效概率极低。对于此次原始评估，NRC使用了与每个选定厂址对应的劳伦斯利弗莫尔国家实验室地震危险均值曲线。此后，根据2011年福岛第一核电站事故后NRC于2012年3月12日根据10 CFR 50.54(f)发布的信函《根据联邦法规汇编第10编50.54(f)关于福岛第一核电站事故近期特别工作组对见解的审查建议2.1、2.3和9.3的信息请求》，美国所有现役核动力反应堆许可证持有者都重新进行了评估并提交了其地震危险与筛选报告(SHSRs)。因此，已使用更新的厂址危险信息对原始评估结果进行了更新。

此外，为了更好地确定在当前NRC评估中地震荷载条件是否会显著增加超过TBS的破裂概率，通过将特定厂址的平均危险曲线与从电力研究协会(EPRI)报告(3002000709)《地震概率风险评估实施指南》中获取的代表性平均大破口失水事故管道易损性函数进行卷积，得到了无条件平均管道失效概率值。该分析结果表明，所考虑的少数电厂的无缺陷管道失效概率远低于TBS频率标准。此外，研究结果还表明，即使使用最保守的设计应力强度值和最保守的失效准则，对应失效概率为1%时的超过概率也均低于TBS阈值。因此，有明确迹象表明，无缺陷管道因地震荷载导致失效的概率通常非常低，这与NUREG-1903中NRC的原始评估结论以及过去强烈破坏性地震期间管道系统的出色性能经验(《1985年4月地上工业管道历史强震地震响应与破坏的总结与评估》)一致。

《NUREG-1903报告》还表明，对于直接有缺陷管道失效，由于与对应( {10}^{-5} )和( {10}^{-6} )超过概率地震事件应力相关的临界缺陷通常较大，大于TBS的管道破裂概率可能每年小于( {10}^{-5} )。然而，考虑到结果的适用性有限以及近期地震危险更新对TBS的影响，这一结论需要根据拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(i)由一个实体逐案进行核实。

对于在原始NUREG - 1903分析中考虑的两种间接管道失效情况，主要部件支撑失效导致间接诱发管道失效的可能性每年小于( {10}^{-5} )，这是用于选择过渡破裂尺寸(TBS)的频率标准。基于此频率标准，NUREG - 1903报告得出结论，间接诱发的管道失效不太可能主导管道的组合失效。然而，美国核管理委员会(NRC)指出，这一结论不一定具有约束力，可能不适用于所有场地，因为该评估使用的是通用地震危险曲线和代表性主要支撑脆弱性，而非特定厂址的危险曲线和脆弱性。上述《地震危害研究报告》(SHSRs)中记录的近期地震危害更新使情况更加复杂。2021年12月16日发布的NUREG/KM - 0017《美国核电站地震危害评估:近期特别工作组建议2.1结果》中记录的评估结果表明，相对于先前评估，一些场地在地震超越频率和地面运动响应谱形状方面都经历了显著变化。综合来看，这些变化影响了用作关键部件支撑脆弱性分析输入的地震需求估计，以及间接诱发管道失效的无条件失效概率。关于这项工作的更多详细信息可在《关于NUREG - 1903持续适用性的白皮书》中找到。由于与间接管道失效相关的风险是特定于厂址的，NRC将在拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(i)中要求每个实体使用最新的地震危害信息对间接管道失效进行评估。该评估将是实施10 CFR第50.46a条所需的综合风险评估的一部分，并且根据相关风险的重要性，分级方法是可行的。关于此主题的更详细指导将在DG - 1426《支持轻水反应堆应急堆芯冷却系统替代验收标准的风险知情评估过程方法》和DG - 1428《过渡破裂尺寸的特定厂址适用性》中提供。

定期在役检查是一项关键的性能监测策略，用于验证预测部件失效的分析在部件分析期间是否始终准确，并提供一种方法来识别可能影响分析和部件结构完整性的新出现的退化情况。压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)中的反应堆冷却剂边界管道既是美国机械工程师协会(ASME)1级管道，又是风险显著的管道，通常通过规定的在役检查程序、风险知情检查程序或根据10 CFR 50.55a《规范和标准》的强化检查程序进行检查。例如，在压水堆中，可以通过ASME规范案例N - 770《使用UNS N06082或UNS W86182焊接填充材料制造的1级压水堆管道和容器喷嘴对接焊缝的替代检查要求和验收标准(有无列出的缓解措施)》对连接热管到反应堆压力容器喷嘴的异种金属焊缝进行检查，该规范案例被10 CFR 50.55a引用，根据采用的缓解措施类型要求不同的检查频率。此外，同一管道系统中的不锈钢焊缝通常涵盖在ASME规范案例N - 716 - 2《替代分类和检查要求》的R.1.20类别中，该规范案例通过RG 1.147修订版20《在役检查规范案例可接受性，ASME第XI卷，第1分卷》被10 CFR 50.55a引用。然而，规范案例的措辞并未要求在整个程序中检查这些焊缝的最小数量(见规范案例N - 716 - 2的第4(b)(2)节)。此外，ASME规范界正在齐心协力使用风险论据来减少管道(从而增加检查间隔时间)和其他部件(如蒸汽发生器壳体焊缝)的检查，对于没有活跃退化的情况，这可能会扩展到1级管道。美国电力研究协会(EPRI)和ASME的这项工作在2023年的白皮书《优化性能监测计划的统计方法白皮书草案》中有所涉及。

在预测失水事故频率时，NUREG-1829中进行的分析依赖于对相关管道持续的在役检查。假定的检查是历史规定的ASME检查程序和频率(例如，每10年一次)。增加检查间隔时间对在启发式评估中估计的预测失水事故频率的影响尚不清楚，因此需要进行性能监测，以确认用于计算失水事故频率的分析方法是否仍然充分，并识别可能对部件完整性构成挑战的新的老化情况。为了提供适当的性能监测，拟议的10 CFR 50.46a(b)(3)要求对直径大于TBS的管道系统中的焊缝进行抽样检查程序。根据拟议规则，对于作为既定检查程序一部分进行检查的那些焊缝，可以给予认可(例如，这些焊缝可以包含在风险知情管道检查程序中检查的样本中，以代替同一风险知情类别中的其他焊缝)。压水堆中的异种金属焊缝易受主水应力腐蚀开裂影响，根据规范案例N-770定期进行检查，而类似的环向焊缝则是风险知情程序的一部分。由于压水堆反应堆冷却剂回路中类似金属的环向1类焊缝数量众多，或者沸水堆中那些被归类为A类焊缝(即通用信函88-01中定义的耐腐蚀材料焊缝)的环向焊缝数量众多，直径大于TBS的系统中的焊缝有可能不包含在作为风险知情检查程序一部分进行检查的样本中。此外，未来ASME规范的更改可能会减少这些环向焊缝的检查数量。因此，拟议规则将要求许可证持有者在拟议的10 CFR 50.46a实施之前以及随后的每个在役检查间隔期，按照10 CFR 50.55a对压水堆中这些类似金属环向焊缝或沸水堆中A类环向焊缝进行NRC批准的风险知情抽样检查，这些焊缝具有最高的失效可能性。这项拟议要求与现行检查程序相结合，将在核电站的许可寿命期间提供适量的性能监测数据。支持这项拟议要求的更多技术背景可在《关于NUREG-1829持续适用性的白皮书》中找到。

NRC还考虑了当前已获许可的AP1000设施；10 CFR Part 52附录A至G中列出的其他当前已获认证的设计(即AP600、ESBWR、APR1400、System 80+、美国先进沸水反应堆和NuScale设计)；以及其他未来轻水反应堆核电站应用拟议TBS的可能性。最初进行启发式评估时，在制定失水事故频率时未考虑这些较新的反应堆设计。当前的验证工作也未考虑这些较新核电站与其他当前运行的压水堆之间的设计差异对TBS的影响。这些较新的核电站可能有不同的管道材料、配置以及运行和服役条件等其他因素，这些因素可能会影响管道破裂频率，进而影响TBS。因此，NRC决定拟议的TBS不适用于较新的核电站设计，并且这些反应堆应按照本文件XXXVI.F.(xii)节“对新反应堆设计的适用性”中所述，统一视为“新反应堆”。

(iv) 对过渡破裂尺寸的电厂特定适用性的评估由于NUREG - 1829和NUREG - 1903研究得出的是代表性而非极限估计，并且“关于NUREG - 1829持续适用性的白皮书”和“关于NUREG - 1903持续适用性的白皮书”中最近的验证工作仅确认了这些代表性估计的持续适用性，独特的电厂属性可能导致特定电厂的大破口失水事故频率高于NUREG - 1829或NUREG - 1903中报告的频率。因此，拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(i)要求，对于申请在2015年12月31日依据10 CFR第50部获得运营授权的电厂实施拟议的10 CFR 50.46a的实体，进行评估以证明10 CFR 50.46a(a)(9)中定义的过渡破裂尺寸对其各自电厂的适用性。此外，拟议的10 CFR 50.46a(a)(9)和10 CFR 50.46a(c)(1)(i)还允许提出并论证替代的过渡破裂尺寸。同样，拟议的10 CFR 50.46a(c)(2)要求，对于申请在所有其他轻水反应堆实施拟议的10 CFR 50.46a的实体，提交一份分析报告，证明拟议的反应堆设计与2015年12月31日依据10 CFR第50部获得运营授权的反应堆设计相似。该分析应证明，NUREG - 1829和NUREG - 1903的结果(这些结果支持了本文件XXXVI.F.(iii)节“确定过渡破裂尺寸的持续有效性”中拟议的过渡破裂尺寸定义的制定)通常适用于这些电厂设计。所有其他电厂的申请人也需要提出并论证适当的过渡破裂尺寸。

此外，拟议的针对2015年12月31日依据10 CFR第50部获得运营授权的反应堆的10 CFR 50.46a(c)(1)(i)，以及针对所有其他轻水反应堆的拟议的10 CFR 50.46a(c)(2)，将要求证明拟议的10 CFR 50.46a(a)(9)中定义的过渡破裂尺寸在电厂初始变更后仍然适用，以使过渡破裂尺寸保持有效。拟议的10 CFR 50.46a(d)(4)将要求证明依据本拟议规则实施的后续电厂变更也不会使过渡破裂尺寸无效。大多数预期的电厂变更不应影响过渡破裂尺寸，因此，为证明此类变更的可接受性，几乎无需(如果有的话)进行评估。然而，一些变更，如功率提升，有可能通过提高运行温度、冷却剂流速和中子通量来影响过渡破裂尺寸。

DG - 1428中提供了进行电厂特定评估的指南，以证明过渡破裂尺寸的初始适用性以及依据本拟议规则实施变更后的后续适用性。

(v) 应急堆芯冷却系统分析的替代要求和验收标准

对于热阱温度及以下的破口，拟议的10 CFR 50.46a(e)(2)(ii)规定，验收标准需满足高概率水平(即，如RG 1.157《应急堆芯冷却系统性能的最佳估算计算》中所解释的95%概率水平)，这是目前10 CFR 50.46对所有破口所要求的。与大于拟议热阱温度的破口发生概率较低相一致，拟议规则的10 CFR 50.46a(e)(3)将规定，除现行10 CFR 50.46外，对于大于拟议热阱温度的破口，还需满足应急堆芯冷却系统分析的替代要求。因此，拟议的10 CFR 50.46a(e)(3)(ii)将要求相关实体，使用一组比现行失水事故要求更为宽松的标准，分析直至并包括一回路系统最大管道双端断裂的破口的应急堆芯冷却系统冷却性能。这些分析需采用美国核管理委员会认可的方法进行，并需证明应急堆芯冷却系统冷却性能符合拟议规则中规定的验收标准。

此外，拟议规则将把应急堆芯冷却系统验收标准从现行的10 CFR 50.46修改为更基于性能的标准，并将针对RIL - 0801中的所有破口研究结果。拟议规则将在拟议的10 CFR 50.46a(e)(1)中确立两项应急堆芯冷却系统性能标准，并在拟议的10 CFR 50.46a(f)中确立燃料系统要求。

(a) 应急堆芯冷却系统性能标准

应急堆芯冷却系统的安全相关物项旨在在假设的失水事故期间及之后提供余热排出功能。应急堆芯冷却系统未能执行其预期功能将导致可冷却几何形状丧失，随后堆芯重新配置。虽然应急堆芯冷却系统的主要性能要求本质上很简单(即排出余热并维持可冷却几何形状)，但系统设计必须考虑所有退化机制以及应急堆芯冷却系统旨在冷却的特定燃料系统的任何独特性能特征，以实现规定的性能目标。对于特定燃料系统，必须有足够的经验数据，以便相关实体识别所有退化机制(例如脆化、结构完整性丧失)和任何独特性能特征(例如共晶或放热反应、可燃气体生成)。考虑适用的退化机制进而可以规定关键参数(例如包壳或燃料温度)的限值，这些限值将确定应急堆芯冷却系统必须排出余热并确保维持可冷却几何形状的持续时间。此外，可能需要针对特定燃料的分析要求，以准确或保守地模拟影响应急堆芯冷却系统性能证明的独特现象(例如燃料棒鼓胀和破裂、包壳内径氧气进入)。

拟议规则的第50.46a(e)(1)节将确立以下主要应急堆芯冷却系统性能要求:

有足够的冷却剂，以便在失水事故加热和骤冷期间及之后燃料保持在可冷却几何形状中。
有足够的长期冷却，以便在燃料中残留的长寿命放射性所需的延长时间段内排出衰变热。

符合这些性能要求将提供合理保证，即在失水事故期间及之后维持可冷却燃料几何形状这一总体目标得以实现。此外，拟议规则将规定证明符合应急堆芯冷却系统性能要求的具体分析要求。例如，为证明符合这些系统性能要求，将使用考虑特定燃料系统的所有已知退化机制和独特性能特征的特定燃料性能目标及相关分析限值，以及可接受的评估模型来评估应急堆芯冷却系统性能。

在之前的评论中，法马通建议对最终的10 CFR 50.46c规则草案进行修改，使其更基于性能。这些修改包括两个应急堆芯冷却系统性能标准，据法马通称，这两个标准将支持新燃料类型。美国核管理委员会同意，法马通建议的性能标准将带来诸如使这些性能要求更基于性能等益处。拟议的10 CFR 50.46a(e)(1)中的两个性能标准与法马通建议的性能标准密切一致。拟议规则与法马通建议之间的差异也是对最终的10 CFR 50.46c规则草案的一项修改(见本文件的XXXV.C.(v)(c)节，“10 CFR 50.46c规则制定及包壳脆化研究结果”)。在该规则草案中，堆芯温度是第一个应急堆芯冷却系统性能要求。在本拟议规则中，美国核管理委员会将堆芯温度替换为燃料可冷却性，以潜在地允许证明燃料棒外燃料的可冷却性和安全性，例如由FFRD产生的分散细燃料碎片。

(b) 燃料可冷却性

如本文件第三十五.C.(v)(a)节“10 CFR 50.46与燃料散布”所述，自1973年以来，美国原子能委员会(AEC)和美国核管理委员会(NRC)的立场是，10 CFR 50.46(b)(4)中可冷却几何准则的目标是将燃料芯块保持在包壳内，将燃料棒保持在燃料组件格架内。虽然NRC现行法规未明确涉及燃料散布问题，但可冷却性准则的目标表明，不允许在失水事故期间发生大量燃料散布，因为燃料离开燃料棒会导致燃料棒结构丧失和燃料组件构型丧失。然而，自1973年以来，关于失水事故的知识水平以及在失水事故期间模拟复杂现象的能力有了大幅提高，预计还将继续提高。因此，更新对可冷却性的理解是适当的。根据NUREG/CR - 7307中的结论(该文件描述了NRC赞助的燃料散布后果PIRT演习)，有理由得出结论，一定量的燃料散布可能是可冷却的，并且预计可以用当今可用的工具和实验能力来证明这一点。PIRT专家小组认为，可以进行相对简单的边界计算来解决散布的主要下游后果。

虽然传统上认为堆芯构型、燃料组件阵列几何形状和燃料棒结构会受到任何大量燃料散布的挑战，但NRC愿意考虑这样一种可能性，即即使有一定量的燃料散布，堆芯构型、燃料组件阵列几何形状和燃料棒结构仍可能大体保持完整。虽然目前可能进行简单的边界计算，但尚未开发出进行更详细分析和更详细论证以支持反应堆安全分析所需的模型和测试，也未定义关于多少分散燃料可接受的具体限值。因此，与任何其他失水事故现象一样，在根据现有法规和拟议规则批准涉及燃料散布的失水事故分析方法之前，NRC将审查相关的建模方法，包括其基础验证和实验依据，以确保其可信度。如果计算得出发生燃料散布，实体需要提供技术依据，说明堆芯中保留的燃料和散布到反应堆容器或安全壳中的燃料的可冷却性。

拟议的10 CFR 50.46a为处理超出热屏障(TBS)的破口提供了明确的基于风险的框架，这可能放宽所需的分析假设。拟议的基于风险的框架不是在满足应急堆芯冷却系统(ECCS)要求时运用风险见解的唯一允许方式。NRC将继续根据关于基于风险的监管的现有监管框架，包括诸如RG 1.174等监管指南，评估监管合规情况。在运用风险见解时，应继续保持可接受的纵深防御水平和安全裕度。由于以更基于性能的方式处理可冷却性并将散布视为与可冷却性不相容，可能会有其他许可途径来处理可冷却性，例如本规则制定的监管依据中假设的其他替代方案或行业在专题报告中提议的方案。

拟议规则将代表委员会在可冷却性问题上立场的转变，以允许对燃料散布进行论证。这一拟议的变化可能引发关于堆芯几何形状何时不再被视为可冷却的问题。拟议的在ECCS性能分析中证明燃料可冷却性(在拟议的10 CFR 50.46a(e)(1)(i)和(f)(3)中)以及处理包壳降解现象(在拟议的10 CFR 50.46a(f)(1)中)的要求将提供合理保证，即不会出现不可接受的情况。不可接受的情况将包括但不限于以下情况:

广泛的脆性包壳失效。失水事故期间包壳的脆性失效可能导致包壳破碎并释放棒内的大量燃料。虽然在考虑快速裂变率下降(FFRD)时燃料可能从燃料棒的破裂开口处散布出去，但预计散布的燃料比不保持峰值热流密度(PQD)时要少。此外，在广泛脆性包壳失效的情况下，堆芯的一般燃料组件构型将丧失，这将对堆芯可冷却性产生重大有害影响。出于这些原因，NRC将在10 CFR 50.46中维持锆合金和( {\mathrm{{UO}}}_{2} )燃料系统的临界热流密度(PCT)和峰值热流密度(PQD)标准，但将其纳入指南(即DG - 1263)以支持拟议的10 CFR 50.46a。DG - 1263中的PCT和PQD标准将处理拟议的10 CFR 50.46a(f)(1)，该条规定必须处理包壳降解现象。
燃料/包壳熔化。除了确保堆芯损坏准则(PQD)外，应急堆芯冷却系统(ECCS)提供的应急冷却剂旨在防止在失水事故(LOCA)期间燃料熔化。如果应急堆芯冷却系统无法提供足够的冷却以防止燃料熔化，那么这种情况可能导致燃料无法冷却的结果。虽然本次规则制定提议将高于技术安全基准(TBS)的失水事故重新归类为超设计基准事故，但美国核管理委员会(NRC)仍然认为，在失水事故期间避免燃料熔化对于确保可冷却的堆芯几何形状是合适的。同样，燃料弥散性重要信息需求(PIRT)将燃料在定位格架上的积聚视为一个问题。如果燃料颗粒沉积在定位格架上，并且包壳受到双面加热，那么这可能会导致包壳熔化，从而损坏堆芯结构。必须避免这种假设情况。对于保留其燃料的锆合金和( {\mathrm{{UO}}}_{2} )燃料系统，DG - 1263中的临界热流密度准则(PCT)，将满足美国联邦法规第10编第50.46a(f)(1)条中关于有美国核管理委员会批准的限制以解决包壳降解现象的提议要求，可防止在失水事故期间燃料熔化。

(c) 可接受的方法和分析假设

拟议的10 CFR 50.46a(e)将保留现有10 CFR 50.46中的要求，即必须根据可接受的评估模型计算应急堆芯冷却系统(ECCS)的冷却性能。目前可接受的评估模型有两种类型:一种是真实描述大破口失水事故(LOCA)期间一回路系统(RCS)行为的模型，另一种是符合10 CFR Part 50附录K中规定的要求和可接受特征的模型。10 CFR Part 50附录K评估模型纳入保守性，以此作为证明ECCS设计满足验收标准的一种手段。相比之下，真实或最佳估算模型试图在考虑不确定性的情况下准确模拟预期现象，从而使ECCS验收标准不被超过的概率很高。因此，必须与适用的实验数据进行比较，并且必须识别和评估评估模型及输入中的不确定性。所有这些现有要求都包含在拟议的10 CFR 50.46a(e)(2)中，适用于热阱基准事故(TBS)及以下的破口情况。

按照10 CFR 50.46目前的要求，采用真实建模进行的ECCS分析必须以很高的概率证明不会超过验收标准。美国核管理委员会(NRC)在监管指南1.157中的立场是，95%的概率构成可接受的高概率。拟议规则的50.46a(e)(2)节保留了这一高概率作为热阱基准事故(TBS)以下破口情况的统计验收标准。对于热阱基准事故(TBS)及以上的破口情况，拟议的10 CFR 50.46a(e)(3)将背离高概率要求，规定至少达到最佳估算水平的保证是可接受的。对于这些破口情况，最佳估算将指名义和无偏分析。因此，对于热阱基准事故(TBS)以上破口情况的真实评估模型，相关实体无需考虑不确定性。如拟议的10 CFR 50.46a(e)(3)所述，最佳估算分析也可考虑厂外电源。

拟议的10 CFR 50.46a(e)(2)和(e)(3)将分别要求在两个破口尺寸区域内单独确定最具限制性的破口情况:1)热阱基准事故(TBS)及以下的破口情况，以及2)大于热阱基准事故(TBS)直至并包括一回路系统(RCS)中最大管道双端破裂的破口情况。每个破口尺寸区域可采用不同的方法、分析假设和验收标准。与10 CFR 50.46当前要求一致，相关实体必须通过假设最严重的单一故障并同时考虑厂外电源丧失情况来分析热阱基准事故(TBS)及以下的破口情况，并且仅考虑安全相关安全级设备(SSC)的缓解能力。对于大于热阱基准事故(TBS)的破口情况，相关实体可考虑安全和非安全相关安全级设备(SSC)的运行情况(取决于特定电厂数据或分析所支持的系统可用性)，前提是在厂外电源丧失后可通过手动操作(例如在大约30分钟内)轻松为该设备提供厂内电源。对非安全相关设备的这一要求将是严重事故管理的纵深防御考虑因素。为此类事故考虑的安全级设备(SSC)应至少具有与其他超设计基准事故中考虑的设备相似的 pedigree。所有在分析大于热阱基准事故(TBS)的破口情况时考虑的非安全设备都需要如此标识，并评估它们是否应列入电厂技术规格书中，以满足10 CFR 50.36(c)(2)(ii)的标准4。10 CFR 50.36(c)(2)(ii)的标准4规定，必须为“运行经验或概率风险评估表明对公众健康和安全有重大影响的结构、系统或部件”制定运行的技术规格限制条件。尽管大于热阱基准事故(TBS)的失水事故(LOCA)被重新归类为超设计基准事故，但美国核管理委员会(NRC)仍然认为减轻此类事件对公众健康和安全具有重要意义。10 CFR 50.36(c)(2)(ii)的标准4是为缓解另一起超设计基准事故——未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)而使用的设备制定技术规格的依据。例如，在NUREG - 1434第5.0版第2卷“标准技术规格——通用电气BWR/6电厂”中的BWR/6标准技术规格中，通常非安全相关的未能紧急停堆的预期瞬态再循环泵跳闸系统被规定为满足10 CFR 50.36(c)(2)(ii)的标准4。

(d) 特定燃料性能及分析要求

拟议规则的第50.46a(f)节将纳入燃料设计的性能要求。燃料设计需具备经核管理委员会批准的限值，以实现以下目标:

应对包壳劣化现象
维持燃料的可冷却性
避免可燃气体的爆炸浓度
证明在任何计算得出的应急堆芯冷却系统初始成功运行之后，应急堆芯冷却系统必须提供足够的冷却剂，以在燃料中剩余的长寿命放射性所需的延长时间段内去除衰变热并防止包壳进一步失效。

对于由圆柱形锆合金包壳内的氧化铀或铀钚混合氧化物燃料芯块组成的燃料设计，DG - 1263中提供了满足应对包壳劣化标准要求的方法。根据这一要求，各实体在制定关于临界热流密度比(PCT)、峰值包壳温度(PQD)和脱离氧化的标准时，应考虑本文件第三十五.C.(v)(c)节“10 CFR 50.46c规则制定及包壳脆化研究结果”中讨论的研究结果，如DG - 1263中详细所述。与现行的10 CFR 50.46(b)(1)和(b)(2)不同，核管理委员会提议在拟议的10 CFR 50.46a中不纳入PCT和PQD要求。相反，核管理委员会提议将PCT和PQD标准纳入指南，以实现监管灵活性。例如，可能需要高于( {2200}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{1204}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) )的燃料性能附加标准，以应对可能在( {2200}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{1204}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) )以下不会出现的其他高温失效机制。将DG - 1263中的PCT、最大局部氧化和最大氢生成标准纳入指南而非编入拟议的10 CFR 50.46a将提供这种灵活性。

对于当前标准可能不适用的新燃料，如非锆合金包壳燃料，无需豁免拟议的10 CFR 50.46a，因为这些标准将在指南中列出。由于缺乏制定特定标准所需的运行经验且为加快规则制定进度，核管理委员会未将由圆柱形锆合金包壳内的氧化铀或铀钚混合氧化物燃料芯块组成的燃料设计之外的燃料设计指南作为本次规则制定的一部分。核管理委员会已确定，这些新燃料应能够基于技术理由获得许可，而无需监管豁免。例如，由于详细标准将在指南中列出，对于超过10 CFR 50.46(b)(1)中( {2200}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{1204}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) )限值且历史上一直用于由圆柱形锆合金包壳内的氧化铀或铀钚混合氧化物燃料芯块组成的燃料设计的PCT替代标准，可提供正当理由。

如本文件第三十六.F.(ii)节“转变破裂尺寸的原始确定”中所讨论的，在拟议的10 CFR 50.46a下，一定量的燃料分散可被证明是可冷却的，因此是可接受的。在燃料性能研究与开发(FFRD)期间，燃料在包壳韧性失效(即鼓胀和破裂)后会分散，也可从包壳脆性失效中分散。如本文件第三十五.C.(v)(a)节“10 CFR 50.46与燃料分散”中所述，历史上通过确保符合10 CFR 50.46(b)，即使单个燃料棒的脆性失效也得到了预防。根据本拟议规则，核管理委员会可能会审查高于转变破裂尺寸(TBS)的破裂情况下FFRD安全论证的申请，因此考虑高于TBS的失水事故中脆性失效导致的燃料分散的安全论证是合乎逻辑的。此类脆性失效应受到限制，以使堆芯中燃料棒束的总体配置不会广泛丧失，因为燃料棒束配置的广泛破坏会对堆芯可冷却性产生重大有害影响。

关于脆性失效预计导致的燃料分散量的研究很少，但如果包壳脆性失效后可确保可冷却性和安全性，那么核管理委员会可能会认为高于TBS的破裂情况是可接受的。各实体需要证明允许燃料棒脆性失效及由此导致的燃料分散的安全理由。

此外，如适用，拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(f)条中的标准可替代拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46(b)条中的标准，而无需采用拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a的其余部分，如拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46(a)(3)(i)条所述。

《联邦法规汇编》第10编第50.46(b)(5)条中的现行规定要求，对于长期冷却，在应急堆芯冷却系统(ECCS)任何计算得出的成功初始运行之后，计算得出的堆芯温度应保持在可接受的低值。它还要求在燃料中剩余的长寿命放射性物质所需的延长时间段内去除衰变热。拟议规则的第50.46a(f)(4)条将保留《联邦法规汇编》第10编第50.46(b)(4)条中的这些要求，并规定应在燃料中剩余的长寿命放射性物质所需的延长时间段内防止包壳失效。

(e) 反应堆运行限制

拟议的10 CFR 50.46a(i)规定，如果美国核管理委员会确定应急堆芯冷却系统(ECCS)冷却性能评估不符合拟议的10 CFR 50.46a(e)(1)至(e)(3)以及10 CFR 50.46a(f)中规定的评估模型和分析方法要求，美国核管理委员会核反应堆监管办公室主任可对反应堆运行施加限制。不符合规定可能是由于以下因素造成的，例如缺乏足够的数据库来评估模型不确定性、在适当数据库范围之外使用模型、使用与10 CFR Part 50附录K要求不一致的模型，或者发现方法批准时未知的现象。不符合方法要求不一定意味着ECCS能力不可接受，而仅意味着使用该方法的分析结果不能用于证明符合适当的验收标准。因此，根据具体情况，美国核管理委员会可能有必要在这些问题得到解决之前对运行施加限制。这一要求将与现有10 CFR 50.46(a)(2)中的现行ECCS法规一致。

(vi) 对设施、技术规格或程序的风险知情变更

拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条将把超出安全停堆地震动水平的失水事故指定为超设计基准事故，允许对此类失水事故进行最佳估算分析。拟议的对超出安全停堆地震动水平的失水事故的应急堆芯冷却系统分析灵活性，将使寻求应用拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条的设施能够实施广泛的变更。

请求批准使用《联邦法规汇编》第10编第50.46a条的实体将进行风险知情评估，以证明设施变更将满足拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(h)条中的风险知情接受标准。需要评估的变更将在拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(d)(3)条中规定，并且将包括所有满足拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条中的替代应急堆芯冷却系统分析要求但不满足现行《联邦法规汇编》第10编第50.46条中的应急堆芯冷却系统分析要求的“可行”变更(即，如果核管理委员会批准该实体使用拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条的请求则将允许的变更)。

拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(h)(1)、(2)和(3)条将要求实体在其风险知情评估中证明，电厂风险的增加(如果有)将符合适当的风险接受标准，将维持纵深防御，将维持足够的安全裕度，并且将实施足够的性能测量计划。根据拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(e)(3)条允许的应急堆芯冷却系统性能分析对电厂、其技术规格或其程序所做的所有变更——拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(h)(1)条所做的变更除外——都需要由核管理委员会审查和批准。根据拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条可以实施广泛的变更，如果实体实施不当，可能会对公众健康和安全或共同防御与安全造成重大不利影响。核管理委员会的审查和批准将提供核查，以确保实体已根据拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条中的接受标准对每个拟议变更进行了适当评估。现行的《联邦法规汇编》第10编第50.36(b)条要求，授权运行《联邦法规汇编》第10编第50.21条所述类型的生产或使用设施(“104类许可证；用于医疗治疗和研发设施”)或第50.22条所述类型的设施(“103类许可证；用于商业和工业设施”)的每份许可证都要包括技术规格，因此对技术规格的变更需要修改许可证。但是，《联邦法规汇编》第10编第50.36条没有提供风险阈值，也没有要求进行风险知情评估以证明拟议的变更不会对公众健康和安全或共同防御与安全造成重大不利影响。因此，对于根据《联邦法规汇编》第10编第50.46a条提出的技术规格变更，《联邦法规汇编》第10编第50.46a(h)(2)条将提供实体评估每个拟议变更所需的风险接受标准，超出《联邦法规汇编》第10编第50.36条的要求。因此，核管理委员会的拟议规则将要求核管理委员会对根据拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(h)(2)条发起的所有变更进行审查和批准。

除设计认证申请人或主许可证持有人之外，若有实体试图进行某些拟议规则允许的变更，且无需事先经核管理委员会审查和批准，则该实体需向核管理委员会提交其风险知情流程，该流程将用于评估这些变更的可接受性，如拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(v)所述。该实体的流程还需包括一种方法，用于评估技术基准状态(TBS)与2015年12月31日依据10 CFR第50部获授权运行的核电站在拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(i)所述评估中使用的验收标准的持续适用性，或与2015年12月31日未依据10 CFR第50部获授权运行的实体在拟议的10 CFR 50.46a(c)(2)所述评估中使用的验收标准的持续适用性。仅进行拟议规则允许的一项或几项变更的实体无需提交风险知情评估流程。相反，该实体只需提交其对所请求的每项变更的风险知情评估。拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)将包含拟议规则允许的自行变更的验收标准。在拟议框架下，如果实体实施拟议的10 CFR 50.46a的初始申请未包括风险知情评估流程，则该实体可在之后的任何时间提交另一项许可证修订申请，请求批准风险知情评估流程。DG - 1426将为拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(iv)中规定的风险知情评估以及拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(v)中规定的风险知情评估流程提供指导。

(a) 风险知情评估的要求

根据该规则进行的所有实体发起的变更的可接受性将以风险知情的方式进行判断。风险知情评估过程将包括评估是否符合拟议的10 CFR 50.46a(h)中的风险标准、纵深防御标准、安全裕度标准和性能测量标准的方法。美国核管理委员会在监管指南1.174中已将这些属性确定为一组风险评估工具，以确保设施变更不会危及公众健康和安全。

符合风险标准将在拟议规则的监管结构中发挥关键作用。各实体将被要求使用风险评估来确定与设施变更相关的风险变化。鉴于委员会关于“在核监管活动中使用概率风险评估方法”的最终政策声明(60 FR 42622；1995年8月)阐述了委员会鼓励使用概率风险评估并在概率风险评估方法和数据的现有技术支持范围内扩大其在所有核监管事项中的应用范围的意图，拟议规则的10 CFR 50.46a(h)(4)将要求，如果所评估的变更可能大幅增加风险，则使用技术上可接受的概率风险评估来证明符合拟议的10 CFR 50.46a的要求。拟议的10 CFR 50.46a(h)(4)(i)至(iv)列出了为本拟议规则目的可接受的概率风险评估的四个一般属性。然而，美国核管理委员会认识到，非定量的概率风险评估方法和途径也可用于补充或辅助概率风险评估的定量方面，特别是当支持特定电厂改造决策所需水平的定量概率风险评估方法的执行不合理时，因为该决策的安全重要性不值得采用概率风险评估所固有的技术复杂性水平。因此，拟议的10 CFR 50.46a(h)(5)将确立除概率风险评估之外的风险评估方法的最低要求。这一拟议要求将为各实体提供灵活性，如果这些方法产生的结果足以确定符合拟议规则中的风险接受标准，则可使用非概率风险评估方法(或不同方法的组合)。

(b) 评估风险变化时的电厂变更聚合

实体经常对其设施、技术规范和程序进行变更。如果没有拟议的10 CFR 50.46a应急堆芯冷却系统(ECCS)要求，一些实体在被批准使用本拟议规则后能够进行的变更在之前是不被允许的(即允许的变更)。其他变更则没有关联，因为变更的依据以及必要时NRC的批准将依赖于法规、指南或设施优先级，而这些并不依赖于拟议的10 CFR 50.46a ECCS要求。不相关的变更会间接影响拟议的10 CFR 50.46a相关变更的风险变化，因为它们会改变设施的风险状况。如果在评估拟议的10 CFR 50.46a风险估计变更时将不相关变更与允许的变更合并(捆绑)，结果通常会与将不相关变更视为与设施当前设计和运行相关的基线风险的一部分时不同。监管导则1.174允许捆绑变更(在RG 1.174中称为组合变更)，并在将可能降低风险的不相关电厂变更与一组允许的变更合并以评估总风险变化以便与接受准则进行比较时提供额外的接受准则。

允许将不相关变更捆绑到拟议的10 CFR 50.46a风险估计变更中会鼓励实体使用风险知情方法来利用降低风险的机会。然而，在某些情况下，捆绑可能会掩盖重大风险异常值的产生。为确保不会产生异常值，拟议规则将不允许在未经NRC审查和批准的情况下将不相关变更与允许的变更捆绑。具体而言，拟议的10 CFR 50.46a(h)(2)(i)和(iii)将允许在实体根据10 CFR 50.90“许可证、建造许可证或早期场地许可证的修订申请”提交变更申请时，在计算风险变化时将未被拟议的10 CFR 50.46a允许的变更与被拟议的10 CFR 50.46a允许的变更捆绑。

一般而言，拟议规则将要求实体通过申请对其设施、技术规范或程序的任何变更获得NRC审查和批准(这些变更可根据拟议的10 CFR 50.46a实施)。然而，拟议规则将允许除设计认证申请人或ML持有人之外的实体在变更涉及风险的最小变化且对纵深防御能力、安全裕度或性能监测没有重大影响时，进行一部分电厂和程序变更而无需NRC批准。如果NRC先前已得出结论，除设计认证申请人或ML持有人之外的实体有适当的技术流程来适当地识别这部分变更，则无需对这些变更进行事先的NRC审查和批准。涉及风险最小变化且对纵深防御、安全裕度和性能监测没有重大影响(且不涉及技术规范变更)的电厂变更，不会导致涉及公众健康和安全或共同防御与安全的重大问题。

花费实体资源来准备以及NRC资源来审查和批准涉及风险最小变化的电厂变更批准申请并非资源的有效利用。相反，如果NRC事先审查并批准实体识别对风险影响最小且不会对纵深防御、安全裕度、性能监测或电厂实物安全产生重大影响的变更的流程(包括实体的概率风险评估(PRA)和其他风险评估方法的可接受性)和标准，那么NRC就无需对每个单独的变更进行审查和批准。因此，NRC在10 CFR 50.46a(h)(1)中提议一种方法，允许除设计认证申请人或ML持有人之外的实体获得对识别根据拟议的10 CFR 50.46a可能进行的最小电厂和程序变更的流程的“预先批准”。

拟议的10 CFR 50.46a(h)规定，如果满足拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)和(h)(3)中的要求，设计认证申请人或制造许可证持有者以外的实体可根据拟议的10 CFR 50.46a的规定进行变更，而无需事先获得美国核管理委员会(NRC)的批准。拟议规则还将要求该变更须符合10 CFR 50.59“变更、试验和实验”的规定。遵守10 CFR 50.59的要求对于确保未经NRC批准而进行的设施变更不会导致可能影响公众健康和安全的电厂状况是必要的。为确保设施变更将导致可接受的风险变化、维持足够的纵深防御、保持安全裕度并实施充分的性能测量计划，将要求遵守拟议的10 CFR 50.46a(h)中的风险评估要求。

设计认证申请人在NRC对设计进行认证之前或之后，均不受拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)中变更程序的约束。尚未获得NRC批准的设计认证申请人不需要此项规定，因为其可在NRC发布其设计的最终标准设计认证规则之前变更其申请中规定的设计。NRC还已确定，其设计已获认证的设计认证申请人未经NRC通过制定规则进行审查和批准，不得变更已获认证的设计。允许设计认证申请人通过拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)在未经NRC批准的情况下对已获认证的设计进行变更，将与在制定规则中对设计进行认证的目的不一致，并将有效削弱NRC对设计认证的监管控制。NRC在审查COL申请时将审查与已获认证设计的任何偏差。NRC还将把制造许可证持有者排除在此选项之外，以避免削弱NRC对已批准制造设计的监管控制，这与现有10 CFR 52.171(b)(1)中的要求一致，即制造许可证持有者未经NRC批准，不得对授权制造的核动力反应堆设计进行变更。

(d) 电厂变更的风险接受标准

对于拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)不允许的设施、技术规格或程序变更，拟议的10 CFR 50.46a(h)(2)要求提交来自风险知情评估的信息，除其他事项外，证明拟议变更导致的风险总增加将非常小，且电厂总体风险仍将很小。“非常小”和“小”的这些描述旨在与它们在RG 1.174中的用法一致，RG 1.174引入了替代指南，以确保电厂总体风险仍受委员会关于“核电站运行安全目标”的政策声明(51 FR 28044；1986年8月4日)的限制。

1. 风险估计

为满足委员会在拟议的10 CFR 50.46a(h)(2)(ii)中的要求，即风险的总体增加非常小，一个实体需要评估每个设施变更的风险变化，并表明该变化符合验收准则。如果随着时间的推移进行了一系列变更，拟议的10 CFR 50.46a(h)(2)(iii)将要求评估这些变更的累积影响，并表明其符合验收标准。拟议的10 CFR 50.46a(h)(2)(iii)还将允许一个实体将拟议的10 CFR 50.46a未涵盖的设施变更所导致的风险变化与拟议的10 CFR 50.46a涵盖的设施变更所导致的风险变化相结合，以满足验收准则。总体而言，这组捆绑在一起的已涵盖变更和不相关变更将被称为“根据”拟议的10 CFR 50.46a“做出的变更”。

对于每一项需要进行基于风险评估的变更，在首次做出变更时，需要评估根据拟议的10 CFR 50.46a做出的所有设施变更所导致的风险总体变化，并将其与“非常小”的验收标准进行比较，随后，对于每一项会导致风险增加超过最小幅度的后续已涵盖变更，也需要进行同样的比较。要求将根据拟议的10 CFR 50.46a做出的所有设施变更所导致的风险总体变化与拟议的10 CFR 50.46a验收标准进行比较，而不是允许将风险变化进行分割并分别与验收标准进行比较，这将确保随着时间的推移实施的所有变更的总体风险增加不会超过非常小的幅度。如果不将适用风险指标的总体增加与验收标准进行比较，那么若干单项变更中每项变更的风险增加都保持在拟议规则的风险验收标准以下，但累计起来可能会导致风险大幅增加。大幅增加可能无法满足委员会提出的总体工厂风险仍保持较小的标准。此外，将每次变更的风险增加与验收标准独立于所有先前变更进行比较，将使“非常小”的标准不足以监测和控制随着时间的推移实施的一系列工厂变更所导致的风险增加。

将总体风险增加与风险增加标准进行比较，并允许在风险估计变化中捆绑不相关变更，将支持美国核管理委员会在RG 1.174中所述的立场，即根据基于风险的综合决策的关键原则，各实体应采用一种风险管理方法，在这种方法中，风险见解不仅用于系统性地增加风险，还用于在适当且具有成本效益的情况下帮助降低风险。

2. 验收标准

10 CFR 50.46a(h)(2)(ii) 中提议的风险验收指南使用了堆芯损坏频率(CDF)和早期大量释放频率(LERF)风险指标。如1998年5月20日发布的《工作人员要求 – SECY - 98 - 015 – 电力反应堆风险知情监管的最终通用监管指南和标准审查计划》中所讨论的，委员会批准使用监管指南1.174，该指南纳入了委员会在1998年3月19日为SECY - 97 - 287(1997年12月12日发布的《风险知情监管的最终监管指南:政策问题》)发布的监管导则中的指示。根据工作人员的提议，委员会批准在不考虑基线计算的CDF/LERF的情况下，对CDF和LERF进行非常小幅度的增加，前提是被许可人进行跟踪且美国核管理委员会工作人员进行监测这些变化的累积影响。这些风险指标基于从美国核管理委员会的安全目标及其定量健康目标衍生出的附属目标。具体而言，CDF风险指标用作个体潜在癌症死亡风险的替代指标，LERF风险指标用作个体早期死亡风险的替代指标。美国核管理委员会在做出监管决策时使用CDF和LERF已有30多年。1998年美国核管理委员会采用监管指南1.174时，认可将CDF和LERF作为评估核电站风险和确保安全的适当措施。自采用监管指南1.174以来，美国核管理委员会在应用风险知情监管以支持各种应用方面已有27年经验，包括修订设施程序和计划(如在役试验和在役检查计划)、修订设施运行限值、对最终安全分析报告进行更改以及实施风险知情技术规格。基于这一经验，美国核管理委员会已确定，CDF和LERF是评估设施、技术规格和程序变更导致的风险变化的可接受措施，但某些影响安全壳性能但不影响CDF或LERF的变更除外。影响安全壳性能的变更被视为纵深防御评估的一部分。

在2007年8月10日发布的《工作人员要求 – SECY - 07 - 0082 – 对失水事故技术要求进行风险知情变更的规则制定；10 CFR 50.46a，“轻水核动力反应堆应急堆芯冷却系统的替代验收标准”》中，委员会得出结论，为更紧密遵循监管指南1.174中提出的方法，工作人员在10 CFR 50.46a最终规则草案中应将对核电站的变更限制为非常小的风险增加。如监管指南1.174中所讨论的，非常小的风险增加与通过当前CDF和LERF衡量的核电站总体风险无关。对于现有反应堆设施，每反应堆年CDF增加( {10}^{-6} )或更少以及每反应堆年LERF增加( {10}^{-7} )或更少属于非常小的风险增加。将根据提议的10 CFR 50.46a允许的核电站变更的验收标准限制为非常小的风险增加，可确保不会仅仅因为大破口失水事故(LOCA)的始发事件频率大于技术基准安全(TBS)(其量级为( {10}^{-5} )且与小风险增加标准相同)而允许重大的核电站变更。在2012年10月22日发布的《工作人员要求 – SECY - 12 - 0081 – 新反应堆的风险知情监管框架》中，委员会批准了工作人员的建议，即在初始燃料装载时或之前将新反应堆从大量释放频率过渡到LERF，并停止在监管中使用大量释放频率。根据10 CFR第50部申请新反应堆运行限值或根据10 CFR第52部申请建造许可证的申请人可能需要过渡到LERF，以便在风险知情评估中证明提议的变更符合提议的10 CFR 50.46a(h)中的要求。

自1998年采用监管指南1.174以来，美国核管理委员会已将风险定量变更指南应用于单个核电站变更以及随着时间推移实施的一系列核电站变更。美国核管理委员会发现，这些指南以及CDF和LERF值(与纵深防御、安全监测和性能测量标准一起使用时)能够区分预计不会危及公众健康和安全的变更及变更序列与可能危及公众健康和安全的变更及变更序列。

如果变更不会显著增加大破口失水事故(LOCA)频率，也不会使证明技术安全要求(TBS)适用于申请人设施的评估无效，并且该变更在适用的情况下符合10 CFR 50.59、10 CFR 52.98(b)、10 CFR 52.98(c)和10 CFR 52.98(d)的规定，那么拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)将允许设计认证申请人或多机组(ML)许可证持有者以外的实体在无需事先获得美国核管理委员会(NRC)批准的情况下进行变更，前提是这些变更只会使风险有极小的增加，且对纵深防御能力、安全裕度和性能监测没有重大影响。极小的风险增加是指，单独定性考虑或与所有其他极小增加一并考虑时，永远不会变得显著的增加。极小的风险增加是指增加幅度小于任何被许可人认为非常小的风险增加幅度的10%。因此，极小的增加是指对于堆芯损坏频率(CDF)而言，每个反应堆年增加量小于( {10}^{-7} )，对于大量早期释放频率(LERF)而言，每个反应堆年增加量小于( {10}^{-8} )。这些数值比RG 1.174中允许的最大风险增加指南低两个数量级，比非常小的标准低一个数量级。尽管多个变更单独评估时，每个变更都可能是极小的风险增加，但综合评估时，它们可能会超过非常小的标准。这些变更中的大多数只会使风险有小得多(在某些情况下甚至无法测量)的增加。如果设计认证申请人或多机组(ML)许可证持有者以外的实体实施了数量意外之多的极小风险变更，那么拟议的10 CFR 50.46a(j)(3)中的定期报告要求将提供充分的通知，以确保NRC了解潜在的重大变更(或任何集体影响)，以便NRC能够在必要和适当时采取额外的监督行动。

(e) 纵深防御

拟议规则的第50.46a(h)(3)(i)节将要求以风险为依据的评估证明纵深防御得以维持。纵深防御是美国核管理委员会安全理念的一个要素，即采用一系列措施，以防止事故发生，或在核设施发生故障、事故或自然事件时减轻损害。按照美国核管理委员会的构想和实施方式，纵深防御除了提供防止裂变产物释放的多重屏障方法外，还提供冗余。纵深防御仍然是应对设备和人员表现方面不确定性的有效方法。美国核管理委员会已确定，必须在所有以风险为依据的监管活动中确保保留足够的纵深防御。

(f) 安全裕度

拟议的10 CFR 50.46a(h)(3)(ii)要求保留足够的安全裕度以应对不确定性。这些不确定性包括现象学、建模、电厂建设和电厂运行。如果没有这项拟议规定，相关实体可能会进行不当降低安全裕度的电厂变更，从而导致风险不可接受地增加或对电厂安全相关物项构成挑战。这项拟议要求将确保存在足够的安全裕度来应对这些不确定性，这样如果超过验收标准或限值，就不会出现不可接受的结果或后果(例如结构失效)。

(g) 性能测量计划

拟议规则的第50.46a(h)(3)(iii)条将要求各实体实施适当的性能测量计划和反馈策略，以确保基于风险的评估继续反映实际的电厂设计和运行情况。基于风险的评估将包括风险评估、维持足够的纵深防御以及维持足够的安全裕度。这一拟议要求将规定监测计划的设计应能在电厂安全受到损害之前检测到安全相关系统和部件的性能退化。

(vii) 泄漏检测要求

在委员会关于SECY - 07 - 0082的安全评审备忘录(SRM)中，委员会指示美国核管理委员会(NRC)工作人员加强10 CFR 50.46a最终规则草案所提供的针对大破口的纵深防御。该安全评审备忘录还指示NRC工作人员评估各种方法，以通过改进泄漏检测方法的要求来加强该最终规则草案。NRC确定，满足这一指示的充分泄漏检测能力可通过降低大破口区域管道破裂的可能性，增强针对大于热阱失水事故(TBS)的失水事故(LOCA)的纵深防御。因此，拟议的10 CFR 50.46a(d)(2)将要求许可证持有者在设施中配备泄漏检测系统，并在必要时采取行动，以识别、监测和量化泄漏情况，确保大于TBS的一回路压力边界部件泄漏不会导致不利的安全后果。

由于拟议的10 CFR 50.46a不会改变小于TBS的管道和部件的设计基准，拟议的10 CFR 50.46a(d)(2)的要求将仅适用于大于TBS的管道和部件。NRC认识到，满足这些拟议要求的泄漏检测方法可能无法确定泄漏源是来自大于还是小于TBS的管道或部件。只要为所有大于TBS的管道提供了充分的泄漏检测，区分大于或小于TBS的管道泄漏就没有必要。

(viii) 程序要求

拟议规则将在拟议的10 CFR 50.46a(d)中纳入若干具体的程序要求，这些要求将适用于被批准实施拟议的10 CFR 50.46a的实体。只要该实体受拟议的10 CFR 50.46a替代应急堆芯冷却系统要求的约束，这些要求就将继续适用于该实体，直至被许可人通过提交10 CFR 50.82(a)要求的认证永久停止运营。拟议的程序要求将要求实施拟议的10 CFR 50.46a的实体进行以下操作:

(a) 维护应急堆芯冷却系统模型和/或分析方法，以证明符合应急堆芯冷却系统验收标准。

(b) 在设施中保持足够的反应堆冷却剂泄漏检测设备，并识别、监测和量化泄漏情况，以确保不会因大于技术基准规格的一次压力边界部件泄漏而导致不利的安全后果。

(d) 进行评估，以确定所有计划中的核电站变更的影响，并且不实施任何会使技术基准规格对该设施的适用性无效的设施变更。

(e) 在完成拟议的10 CFR 50.46a(b)(3)要求的检查后的120天内，按照拟议的10 CFR 50.46a(b)(3)向核管理委员会提交一份报告，详细说明检查结果以及这些结果对技术基准规格的任何影响。

以下讨论描述了每个程序要求。

(a) 维护应急堆芯冷却系统模型和/或分析方法，以证明符合应急堆芯冷却系统验收标准

拟议规则的50.46a(d)(1)节将要求，只要实体受拟议的10 CFR 50.46a要求的约束，实体应急堆芯冷却系统模型和/或分析方法的计算结果必须证明符合应急堆芯冷却系统验收标准。实体还将被要求根据需要修改应急堆芯冷却系统模型和/或分析方法，以解决此期间影响应急堆芯冷却系统性能的任何纠错和电厂设计变更。

(b) 在设施中保持足够的反应堆冷却剂泄漏检测设备，并识别、监测和量化泄漏情况，以确保不会因大于过渡破裂尺寸的一次压力边界部件泄漏而导致不利的安全后果

拟议的10 CFR 50.46a(d)(2)中对足够的泄漏检测能力的要求，在本文件第三十六章F.(vii)“泄漏检测要求”中进行了讨论。对于所有一次冷却剂压力边界管道和其他破裂可能导致大于技术基准规格的破裂的部件，都需要足够的泄漏检测。

除了满足所有其他适用要求外，拟议的10 CFR 50.46a(d)(3)还将要求实体对拟议的10 CFR 50.46a可能导致的变化进行风险知情评估。如果一个实体有根据拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(iv)提交并经核管理委员会批准的变更方法，只要满足拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)中的验收标准，该被许可人就可以在无需核管理委员会批准的情况下进行一些变更。否则，该实体将被要求提交其风险知情评估结果供核管理委员会审查和批准。该实体需要保留根据拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)进行的所有风险知情评估的结果，并按照拟议的10 CFR 50.46a(j)(3)的要求定期向核管理委员会提交结果摘要。

(d) 进行评估，以确定所有计划中的设施变更的影响，并且不实施任何会使技术基准规格对该设施的适用性无效的设施变更

对于10 CFR 50.46a(a)(9)中定义的TBS要正确适用于某个实体的设施，该实体需要进行评估，以证明TBS适用于该特定设施。对于那些决定提出替代TBS的实体，作为提议的TBS依据的一部分，需要进行类似的评估。但是在初始评估证明了TBS的适用性之后，实体可能会对设施进行重大变更，从而使初始评估无效。因此，在设施被批准使用提议的10 CFR 50.46a之后，提议的规则将要求该实体通过审查所有后续的电厂变更，确保TBS仍然适用于该设施，以确保设施的修改不会影响TBS的适用性。被许可人的现有配置管理程序，其中包含控制根据10 CFR 50.59进行的电厂变更的流程，可以通过筛选或评估进行修改，以识别可能使NRC通用研究的适用性无效的未来电厂变更。大多数预期的电厂变更不应影响TBS，因此几乎不需要(如果需要的话)进行评估来证明此类变更的可接受性。但是，一些变更，如功率提升，可能会通过提高运行温度、冷却剂流速和中子通量来影响TBS。

(e) 在检查发生后的停机120天内，根据提议的10 CFR 50.46a(b)(3)，向NRC提交一份报告，详细说明检查结果以及这些结果对TBS的任何影响

根据提议的10 CFR 50.46a(b)(3)，对于内径大于TBS的RCPB管道，被许可人需要在实施提议的10 CFR 50.46a之前，按照10 CFR 50.55a(g)的要求，检查压水堆中类似金属管道圆周焊缝的NRC批准的风险知情样本，以及沸水堆中的A类焊缝(如通用信函88-01中所定义)，并在每个后续的在役检查间隔期(如10 CFR 50.55a(y)中所定义)进行检查。在该检查期间发现的任何迹象应根据ASME第XI节的要求进行处理，并应评估任何迹象对TBS持续适用性的影响。

(ix) 报告要求

(a) 应急堆芯冷却系统报告要求

10 CFR 50.46(a)(3) 目前规定的应急堆芯冷却系统报告要求是在 1988 年对 10 CFR 50.46 进行修订时添加的(《联邦法规汇编》第 53 卷，第 35996 页；1988 年 9 月 16 日)。在该最终规则之前的拟议规则(《联邦法规汇编》第 52 卷，第 6334 页；1987 年 3 月 3 日)引发了对报告要求的多项公众意见，其中一些意见建议放宽甚至取消报告要求(见美国核管理委员会公众意见摘要，“PR - 05$0 - 52FR06334 - 应急堆芯冷却系统:验收标准修订”，1987 年 3 月 3 日)。

针对这些意见，美国核管理委员会确定了要求报告应急堆芯冷却系统评估模型的变更或错误的几个原因。第一，委员会认为重大变更或错误会引发对整个评估模型充分性的潜在质疑。第二，委员会指出，即使是微小或无关紧要的错误和变更也构成了与先前审查和接受内容的偏差。最后，委员会还指出，将模型应用于模型初始审查期间未考虑的领域可能会因超出模型预期范围而导致错误。委员会表示，总体而言，报告要求是对当时现有要求的澄清和放宽。

20 多年后，在对 10 CFR 50.46c 进行规则制定时，美国核管理委员会再次收到了许多关于报告要求的公众意见，其中一些意见建议放宽或取消报告要求。针对这些公众意见，与 10 CFR 50.46(a)(3) 目前的规定相比，美国核管理委员会在新的 10 CFR 50.46a 中提出了对报告要求的若干放宽和澄清。然而，美国核管理委员会提议在很大程度上保留 1988 年对应急堆芯冷却系统法规修订后的确定性报告要求，并增加对影响积分温度时间(即 ECR)计算的变更和纠错的报告要求。

对应急堆芯冷却系统评估模型及其应用的变更或错误进行报告仍然很有必要，原因如下。第一，考虑到所有设计基准事件的安全分析，失水事故分析需要实质上更复杂的热工水力计算。报告要求允许对这些计算进行微小变更和纠错。第二，报告要求为沟通和处理这些变更及错误的影响提供了监管框架。最后，报告要求比通过专题报告修订和许可证修订来处理变更及错误的替代方案负担更小。美国核管理委员会在决定在拟议的 10 CFR 50.46a 中保留报告要求时，除了 1988 年规则制定中提出的与安全相关的报告要求原始理由外，还考虑了这些益处。

拟议的 10 CFR 50.46a(j) 中的应急堆芯冷却系统报告标准总体上与 SECY - 16 - 0033 中 10 CFR 50.4$c 最终规则草案中的标准相匹配。主要差异之一是，对于大破口事故以上的破口，一个实体可以为“重大变更”提出替代定义。此外，拟议的 10 CFR 50.46a(j)(1)(iii) 将放宽对标准设计认证申请人(包括委员会通过最终设计认证法规后的申请人)或根据 10 CFR 第 52 部获得标准设计批准的申请人或持有人的报告要求，前提是这些申请人被批准使用拟议的 10 CFR 50.46a。根据拟议的 10 CFR$0.46a(j)(1)(iii)，被批准使用拟议的 10 CFR 50.46a 中替代应急堆芯冷却系统标准的标准设计批准持有人、申请人和标准设计认证申请人，将被要求在内部记录所有影响应急堆芯冷却系统评估模型的变更和错误的性质及估计影响。该文件将接受美国核管理委员会的检查。此外，如果变更或错误的累积影响导致无法确保符合拟议的 10 CFR 50.46a(f) 中的替代应急堆芯冷却系统标准，那么拟议的 10 CFR 50.46a(j)(1)(iv) 将继续要求向美国核管理委员会通报相关变更或错误以及相关纠正措施，以便美国核管理委员会评估对受影响的标准设计批准或标准设计认证产生影响的可能性。

根据拟议的10 CFR 50.46a(j)(1)(i)-(iii)，在向核管理委员会提交的申请中，标准设计批准的申请人或持有人、标准设计认证的申请人或持有人无需再向核管理委员会报告此信息，而是由建造许可证、运行许可证或综合许可证的申请人负责对应急堆芯冷却系统进行可接受的分析。对于标准设计批准的申请人或持有人以及标准设计认证的申请人，拟议的放宽要求是合理的，因为在建造许可证、运行许可证或综合许可证的申请中引用设计之前向核管理委员会报告变更和错误不会带来切实的公共健康和安全益处，前提是这些变更或错误不会使标准设计批准或标准设计认证不符合核管理委员会的要求。不会有公共健康和安全益处，因为变更或错误不会影响运行反应堆的运行，甚至不会影响核管理委员会对申请的安全审查。

此外，根据10 CFR 50.46(a)(3)(ii)的现有30天报告要求，10 CFR 50.46a(j)(1)(ii)、(j)(1)(iv)、(j)(2)(ii)和(j)(2)(iii)中拟议的报告要求将要求在发现后60天内向核管理委员会提交报告，以便更好地与10 CFR 50.73“被许可人事件报告系统”的报告时间框架保持一致。如10 CFR 50.46(a)(3)(ii)所述，发现超过10 CFR 50.46验收标准的变更或错误将是10 CFR 50.55“建造许可证、早期场地许可证、综合许可证和制造许可证的条件”(e)款、10 CFR 50.72“运行核动力反应堆的即时通知要求”以及10 CFR 50.73中所述的可报告事件。同样，发现超过拟议的10 CFR 50.46a标准的变更或错误也将是10 CFR 50.55(e)、10 CFR 50.72和10 CFR 50.73规定的可报告事件。由于超过拟议的10 CFR 50.46a标准将根据这些规定进行报告，核管理委员会提议将拟议的10 CFR 50.46a(j)(1)和(2)要求的报告与10 CFR 50.73中的60天时间框架保持一致。相对于10 CFR 50.46允许的额外时间将基于许多极限大破口失水事故的低始发事件频率，这将在具体电厂基础上得到确认，以便采用拟议的10 CFR 50.46a。额外的时间也可能导致在拟议的10 CFR 50.46a要求的报告中提供给核管理委员会的信息更加准确。

10 CFR 50.46a拟议规则将澄清现有的报告和纠正措施要求。拟议的10 CFR 50.46a(j)(1)将根据预测响应、重要性水平(即拟议规则所定义的重大或不重大)以及错误、变更或运行是否会导致超过验收标准，区分四种可能的报告标准组合。对于每种情况，拟议规则将提供所需的行动、报告以及提供必要报告的时间框架。

目前，10 CFR 50.46(a)(3)中的报告要求规定，实体必须报告应急堆芯冷却系统评估模型或评估模型应用中的变更或错误，以及这些变更或错误对预测的临界热通量的估计影响。拟议的10 CFR 50.46a将重大变更或错误的定义扩大到包括积分温度时间(即应急堆芯冷却比率)。任何延长温度瞬变的变更或错误可能会进一步挑战临界热通量分析极限；然而，它们可能不会显著改变预测的临界热通量。因此，这种变更或错误不会在现有报告要求中体现。核管理委员会将在拟议的10 CFR 50.46a中纳入积分温度时间变更和错误的报告要求，以改善提交给核管理委员会的报告内容和沟通。核管理委员会还提出这一要求，以便告知该机构对应急堆芯冷却系统评估模型或其应用中的未来变更或发现的错误的应对措施。

当各自变化的绝对幅度之和大于 ( {50}{}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{10}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) ) PCT 或对于 10 CFR 50.46a(k)(1) 中提议定义的低于热屏障(TBS)处的破裂为 1.0% 堆芯冷却剂流失率(ECR)时，将会发生重大变化或错误。1.0% ECR 的变化与典型的峰值包壳温度(PCT)记录分析中包壳温度 ( {50}{}^{ \circ }\mathrm{F} )(10 ( {}^{ \circ }\mathrm{C} ))变化时计算得到的 ECR 变化相关。10 CFR 5(46a(k)(1) 中提议的重大变化定义将特定于锆合金包壳。对于其他包壳材料，可能需要一个新的重大变化或错误定义。此外，10 CFR 50.46a(k)(1)(ii) 提议将使用最大局部氧化(即 ECR 百分比)来评估变化或错误对预测的累积温度时间的影响。在 10 CFR 50.46a(k)(2) 中，对于高于热屏障(TBS)的破裂，重大变化或错误是指导致满足 10 CFR 50.46a(e)(1) 和 (f) 提议要求的能力显著降低的变化或错误。对于高于热屏障(TBS)的大破口失水事故(LOCA)，此重大变化或错误的级别高于低于热屏障(TBS)处大破口失水事故(LOCA)的标准，以便实体能够定义重大变化的替代标准。如果未定义替代标准，则将应用 10 CFR 50.46(k)(1) 中提议的相同报告标准。

10 CFR 50.46(a)(3) 中关于“在可接受的评估模型或此类模型的应用中发现的任何变化或错误”的现有报告要求一直是造成混淆的根源。常见的两个误解领域与以下方面有关:1)在估计重大变化或错误(即大于 ( {50}^{ \circ }\mathrm{F}\left( {{10}^{ \circ }\mathrm{C}}\right) ))时的基线 PCT 和累积温度时间值，以及 2)30 天报告要求，包括“提供重新分析或采取可能需要的其他行动以证明符合 ( \text{ § }{50.46} ) 要求的提议时间表”。与 10 CFR 50.46c 最终规则草案类似, 美国核管理委员会(NRC)在本次规则制定中提议修订现有报告要求，以便:1)根据 10 CFR 50.46a(j) 的要求更明确地确定报告中要使用的基线值；2)根据 10 CFR 50.46a(j)(1)(ii) 和 (iv) 的要求，要求实体在描述重大变化的报告中包括提供重新分析的提议范围和时间表；3)区分提议重新分析范围和时间表的要求与提议实施可能需要的纠正措施以证明符合 10 CFR 50.46a(e) 提议要求的要求。

与 10 CFR 50.46(a)(3) 的情况一样，在符合 10 CFR 50.46a(j)(1)(ii) 和 (iv) 要求所需的重新分析范围以及报告实体可能提议的时间表方面将存在灵活性。自 1988 年对 10 CFR 50.46 进行修订颁布以来，美国核管理委员会(NRC)已经接受了多次评估，这些评估是在与堆芯冷却剂注入系统(ECCS)评估模型的全面实施相比显著受限的范围内进行的。在这些情况下, 美国核管理委员会(NRC)得出结论，此类评估满足了 CFR 50.46(a)(3)(ii) 的要求。委员会不提议在这方面改变其方法。此外，提议的重新分析时间表也可以包含适当的灵活性。美国核管理委员会(NRC)已经接受了长达四年的提议时间表，这些时间表是使用监管承诺进行管理的，这些承诺可以根据运行条件的要求和核安全考虑因素进行更改或更新。10 CFR 50.46a(j)(1)(ii) 和 (iv) 提议将保留这种灵活性。

拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(k)(1)条将为各实体在估算重大变更或错误的影响时提供堆芯熔化温度(PCT)和积分温度时间的阈值。用于评估重大变更或错误的基准预测应是核电站最新最终安全分析报告(UFSAR)中记录的PCT和积分温度时间值。这些值应代表作为许可证修订申请(如功率提升、燃料转换)的一部分提交并经美国核管理委员会审查的最新失水事故分析，或按照美国核管理委员会批准的方法纳入设施许可基准并经后续年度报告修订后的分析。

现行的《联邦法规汇编》第10编第50.46(a)(3)条要求各实体在一份描述重大错误或变更的性质及其对预测的堆芯熔化温度的估计影响的报告中，纳入一份提供重新分析或采取其他必要行动以证明符合《联邦法规汇编》第10编第50.46条要求的拟议时间表。这一要求导致了一种误解，即当报告的重大错误未导致预测的堆芯熔化温度超过其2200华氏度(1204摄氏度)的验收标准时，不需要提供重新分析的拟议时间表，也不需要采取其他行动来证明符合要求。正如在《联邦法规汇编》第10编第50.46条1988年修订版的前言中所解释的，长期以来美国核管理委员会的立场是，设施运行超过《联邦法规汇编》第10编第50.46条的验收标准是一个直接的安全问题，需要迅速采取纠正行动，并且该规则中的“采取其他行动”措辞旨在解决这一问题。现行的《联邦法规汇编》第10编第50.46(a)(3)(iii)条的最后一句强调了这一立场:“受影响的申请人或持证人应立即提议采取措施以证明符合要求或使核电站设计符合( \text{ § }{50.46} )要求。”因此，报告和重新分析要求将进一步分为拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(j)(1)条和第10编第50.46a(j)(2)条，以区分在发现重大变更或错误导致设施运行超过拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条验收标准时适用的要求，与在发现重大变更或错误但未导致设施运行超过拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条验收标准时适用的要求。

当发现应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型或其应用发生变更或出现错误时，实体应负责估算预测结果的变化幅度，以便:1)确定是否需要立即采取措施以证明符合要求或使核电站设计或运行符合拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(e)条要求；2)确定报告要求。根据拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(j)条，实体报告和采取纠正行动的义务将根据被许可人的情况是否属于以下三种可能情形之一而有所不同:

变更或错误未导致任何预测响应超过任何验收标准且其本身不重大。

在这种情形下，拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(j)(1)(i)条要求实体采取以下行动:

a. 提交一份年度报告，记录变更和/或错误、预测结果的估计变化幅度，以及实体确定变更或错误不重大的依据。

b. 根据《联邦法规汇编》第10编第50.71条“记录维护、报告编制”的(e)款修订UFSAR。

c. 将修订后的UFSAR的PCT/ECR预测用作未来评估的基准。

变更或错误未导致任何预测响应超过任何验收标准但重大。

在这种情形下，拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a(j)(1)(ii)条要求实体采取以下行动:

a. 在进行变更、发现错误或两者兼有时的60天内，提交一份报告，记录变更、错误或两者，预测结果的估计变化幅度，提供重新分析的拟议范围和时间表，以及实施纠正行动的说明和时间表。重新分析必须在适合解决报告的ECCS评估模型或其应用中的重大变更或错误的详细范围内进行。拟议的重新分析时间表应反映在将变更或错误的估计影响应用于现有结果后，对变更或错误的幅度以及与美国核管理委员会验收标准的可用余量的考虑。

b. 按照a段提议的时间表，向核管理委员会提供重新分析。这可以通过根据提议的10 CFR 50.46a(j)(1)提交后续报告来完成，该报告描述重新分析并提供更新结果。重新分析的范围可以有限，但必须使用可接受的评估模型进行。

c. 根据10 CFR 50.71(e)修订《最终安全分析报告》，纳入新的评估模型结果。

d. 将修订后的《最终安全分析报告》评估模型结果用作未来评估的基线。

导致任何预测响应超过提议的10 CFR 50.46a(f)中的四个验收标准之一的变更或错误。

在这种情况下，提议的10 CFR 50.46a(j)(1)(iv)和10 CFR 50.46a(j)(2)(i)将要求该实体采取以下行动:

a. 立即采取行动使核电站符合验收标准。

b. 在进行变更、发现错误或两者兼有的60天内，提交一份报告，记录变更、错误或两者，预测结果变化的估计幅度，纠正措施和/或补偿措施的描述，以及提供重新分析的提议范围和时间表，以及实施纠正措施的描述和时间表。重新分析必须在适合解决ECCS评估模型报告的变更或错误或其应用中的变更或错误的详细范围内进行。提议的重新分析时间表应考虑变更或错误的幅度以及变更或错误导致核管理委员会的验收标准被超过这一事实。该实体还可能需要在适用的10 CFR 50.55(e)、10 CFR 50.72和10 CFR 50.73要求的报告中提交此信息。

c. 按照提交给核管理委员会的时间表向其提供重新分析。这可以通过根据提议的10 CFR 50.46a(j)(1)提交后续报告来完成，该报告描述重新分析并提供更新结果。重新分析必须使用可接受的评估模型进行。根据10 CFR 50.71(e)修订《最终安全分析报告》，纳入新的评估模型结果。

d. 将修订后的《最终安全分析报告》评估模型结果用作未来评估的基线。

如场景3所述，提议的10 CFR 50.46a(j)(1)(iv)和(j)(2)(i)将适用于ECCS评估模型或其应用中的变更或错误，这些变更或错误会影响相对于提议的第10 CFR 50.46a(f)中所有验收标准的预测性能。例如，压水堆硼沉淀计算中的错误或变更使应急操作程序的时间无效，被认为是核电站是否符合提议的10 CFR 50.46a(f)(4)不确定的情况。在这种情况下，核管理委员会将认为这是一个潜在的严重安全问题，需要立即关注并可能进行纠正。在提议的10 CFR 50.46a(j)(2)(i)中，如果拥有建设-运营许可证的被许可人在委员会根据10 CFR 52.103(g)“综合许可证下的运营”做出认定之前，识别出导致提议的10 CFR 50.46a(f)中的验收标准被超过的变更或错误，由于在核电站首次启动之前超过验收标准的安全重要性较低，因此不需要立即采取行动使设施符合要求。同样，在提议的10 CFR 50.46a(j)(2)(ii)和(iii)中，对于设计认证申请人(包括委员会通过最终设计认证法规后的申请人)以及标准设计批准的申请人和持有人，如果变更或错误纠正导致计算的ECCS性能不符合提议的10 CFR 50.46a(e)中的标准，则不需要立即采取行动。在这种情况下，受影响的申请人或持有人需要在60天内向委员会提出适当步骤，以证明符合提议的10 CFR 50.46a要求，同时提交一份报告，说明导致无法确保符合要求的变更或错误的性质以及它们对极限瞬态的影响估计。

基于应急堆芯冷却系统性能论证的复杂性，根据拟议规则，各实体可能需要报告对临界热流密度(PCT)和累积温度时间的多个估计影响，以评估相对于分析限值的可用裕度。例如，如果反应堆堆芯中的燃料棒群体被细分、分析并根据不同的分析限值(例如与燃耗相关的燃料棒群体)进行判断，该实体可能需要报告对临界热流密度(PCT)和累积温度时间分析限值的多个估计影响及估计可用裕度。如果需要，这将加强与美国核管理委员会(NRC)的沟通，特别是有助于理解重新分析的拟议范围和时间表。

(b) 基于风险的评估流程报告

拟议规则的第50.46a(j)(3)条将要求定期报告根据拟议的10 CFR 50.46a(d)(3)需要进行基于风险的评估且根据拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)未经核管理委员会事先批准而实施的变更。如果在报告期内根据拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)未进行涉及风险微小变化的变更，则拟议的10 CFR 50.46a(j)(3)条不要求提交报告。

(c) TBS适用性要求

拟议规则的第50.46a(j)(3)条将要求一个实体根据拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)(iii)，简要总结该实体做出的认定依据，即根据拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)所做的每项变更，不会使根据拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(i)对2015年12月31日根据10 CFR第50部获授权运行的运行反应堆，或根据拟议的10 CFR 50.46a(c)(2)对2015年12月31日并非根据10 CFR第50部获授权运行的实体所做的TBS适用性评估无效。

拟议的10 CFR 50.46a(j)(4)将包括对定期检查的报告要求，这些定期检查用于确保内径大于TBS的管道系统不会发生重大劣化，以免破坏TBS的技术基础。在每个在役检查间隔期间，被许可人将被要求在完成拟议的10 CFR 50.46a(b)(3)规定的检查后的停运完成后120天内提交一份总结报告。如果在这些检查期间发现任何可报告的迹象，那么被许可人的总结报告将需要包括对这些迹象对TBS以及任何其他ASME第XI节要求的影响的评估。该报告可以与10 CFR 50.55a(b)(2)(xxxii)要求的总结报告合并，后者有相同的报告时间要求。拟议的10 CFR 50.46a(j)(4)规定的报告中的详细程度将与10 CFR 50.55a(b)(2)(xxxii)规定的报告一致。

(x) 文件要求

拟议规则的第50.46a(I)节将要求各实体保留足够的记录，以证明符合拟议的10 CFR 50.46a要求。在根据拟议的10 CFR 50.46a(h)进行变更时，各实体将被要求记录得出以下结论的依据:只要该实体受拟议的10 CFR 50.46a约束，拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)和(h)(2)中的验收标准将得到满足且将继续得到满足。根据拟议的10 CFR Part 50附录K的第二部分，各实体将被要求记录用于进行ECCS计算的评估模型的依据。各实体还将被要求按照10 CFR 50.71(e)中的要求更新FSAR，以记录根据拟议的10 CFR 50.46a所做的电厂设计变更。所有文件可在NRC检查和/或审核期间接受审查。

(xi) 申请的提交与审查

(a) 实施拟议的10 CFR 50.46a要求的初始申请

当一个实体首次申请使用拟议的10 CFR 50.46a要求时，该实体需要根据10 CFR 50.34、10 CFR 50.90或10 CFR第52部提交申请，以供NRC审查和批准。初始申请需要包含拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(i)至(vii)中规定的信息(如适用)。这将包括与TBS对设施的适用性相关的信息(如果该实体希望制定替代TBS，申请中所需的信息将包括本文件第三十六.F.(xii)节“对新反应堆设计的适用性”中讨论的那些项目)；识别拟使用的ECCS分析方法的信息；描述对拟议规则所允许并在申请中提出的所有变更进行风险知情评估的信息；描述在未经NRC事先批准的情况下进行风险知情变更的拟议程序的信息(如果申请人寻求批准此类程序)；描述为符合拟议的10 CFR 50.46a(e)中的ECCS验收标准而应计入的非安全设备的信息；以及描述泄漏检测计划将如何满足拟议的10 CFR 50.46a(d)(2)中的标准的信息。

实体对其现有ECCS分析的初始变更无需根据10 CFR 50.59的规定由该实体进行审查，因为拟议规则将要求NRC对实施拟议的10 CFR 50.46a要求的初始申请进行审查和批准。在拟议的10 CFR 50.46a评估模型和初始ECCS大破口失水事故分析通过拟议的10 CFR 50.46a申请的批准而确立后，ECCS分析的后续变更将受10 CFR 50.59中的程序(该程序提供了确定哪些变更是被许可人有权进行的标准)以及拟议的10 CFR 50.46a(j)中关于向评估模型和分析方法报告变更(无论是因错误纠正还是变更)的要求的控制。初始申请可以请求一项或多项设施变更。

初始申请还将包括请求NRC批准一项使用拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)中的规定来评估拟议的10 CFR 50.46a所允许的未来设施变更的可接受性的程序。如果请求批准评估未来变更的程序，申请将需要包括拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(iv)中描述的信息。

(b) 根据拟议的10 CFR 50.46a进行变更的后续申请

在NRC批准实体针对拟议规则下的ECCS分析和风险知情评估程序的初始申请后，该实体可以根据10 CFR 50.90提交拟议变更的申请。这些许可证修正案申请需要包含以下内容:

对于被许可人，10 CFR 50.90要求的信息；
来自风险知情评估的信息，证明拟议的10 CFR 50.46a(h)(2)和(h)(3)中的风险标准、纵深防御标准、安全裕度和性能监测标准将得到满足；
证明拟议的10 CFR 50.46a(e)(1)中的ECCS验收标准将得到满足的信息；以及
证明拟议的变更不会使设施的大破口失水事故频率增加到使TBS对该设施的适用性无效的程度的信息。

在审查了带有拟议变更的申请后，如果变更符合拟议的10 CFR 50.46a(h)(2)和(h)(3)中的标准以及所有其他适用的NRC法规，包括当前对核电站实物安全的要求，NRC可以批准该变更。此外，NRC将评估拟议变更对设施安全的潜在影响，以确保变更不会显著降低核电站抵御安全威胁的“内在能力”，从而确保变更不会对共同防御和安全不利，并将为公众健康和安全提供充分保护。

未提交请求NRC批准使用拟议的10 CFR 50.46a(h)(1)中的规定来评估拟议的10 CFR 50.46a所允许的未来变更的可接受性的程序的实体，可以通过提交包含拟议的10 CFR 50.46a(c)(1)(iv)中描述的信息的申请，随时提出这样的请求。

(xii) 对新反应堆设计的适用性

如本文件第三十六.F.(ii)节“过渡破裂尺寸的原始确定”和(iii)节“确定过渡破裂尺寸的持续有效性”中所讨论的，TBS是在NUREG - 1829中确定的，该文件基于2015年12月31日根据10 CFR第50部授权运行的商业轻水反应堆设计。根据10 CFR第52部或该日期之后授权运行的轻水反应堆可能具有不同的管道材料、配置以及运行和服务条件等因素，这些因素可能会影响管道破裂频率，进而影响TBS。新的轻水反应堆设计(即2015年12月31日之后根据10 CFR第50部或10 CFR第52部授权运行的商业轻水反应堆类别)可能具有与当前运行电厂相似的管道材料、服务条件和运行程序、管道设计以及与年龄相关的降解缓解和控制程序。有几种新的轻水反应堆设计，NRC预计其超过TBS的失水事故频率可能与当前轻水反应堆一样低。因此，申请人可以在有充分理由的情况下将拟议的10 CFR 50.46a要求应用于这些新反应堆设计。根据10 CFR第50部或第52部希望应用拟议的10 CFR 50.46a的新大型轻水反应堆或小型模块化反应堆实体，必须按照拟议的10 CFR 50.46a(c)(2)的规定提交分析供NRC批准，证明为何应用替代的应急堆芯冷却系统要求是合适的，以及何种适当的TBS才能使新设计符合拟议的10 CFR 50.46a规则。

在其分析中，该实体必须证明拟议的反应堆设施与2015年12月31日根据10 CFR第50部授权运行的反应堆相似。在阐述拟议设计与2015年12月31日根据10 CFR第50部授权运行的反应堆的相似性时，该实体应阐述包括但不限于以下方面的设计、建造和制造以及运行因素:

新反应堆的建造管道材料和建造技术与2015年12月31日根据10 CFR第50部授权运行的运行机组中的材料和技术的相似性；
新反应堆的服务条件和运行程序(例如在役检查和测试、泄漏检测、质量保证等)与2015年12月31日根据10 CFR第50部授权运行的运行机组的相似性；
新反应堆的管道设计(例如管道尺寸和管道配置)与2015年12月31日根据10 CFR第50部授权运行的运行机组中的设计的相似性；
遵守与缓解和控制与年龄相关的降解相关的现有监管要求、监管指南和行业计划(例如老化管理、疲劳监测、水化学、应力腐蚀开裂缓解等)；以及
与用于支持拟议TBS开发的机组相比，可能增加失水事故频率的任何特定电厂属性。

拟议的10 CFR 50.46a(c)(2)还要求分析包括对适当TBS的建议以及证明拟议的TBS与拟议的10 CFR 50.46a的技术基础一致的理由(即TBS将包括足够的余量，以确保在考虑运行经验数据的有限可用性和失水事故频率估计中的不确定性时，所有始发事件大于TBS的破裂估计频率每年不超过( {10}^{-5} ))。对于那些采用通过打开专门设计的阀门在任何规模的失水事故期间快速降低一回路系统压力从而有效增加破裂尺寸的设计特征的新反应堆(大型轻水反应堆和小型模块化反应堆)设计，也有必要证明TBS的可接受性。理由应考虑流体条件的综合影响，例如排放节点处的流动质量，这可能会极大地影响燃料所经历的温度瞬变。用于确定拟议TBS的方法应在理由中进行描述。

(xiii) 对10 CFR 50.46的修订

美国核管理委员会(NRC)提议对10 CFR 50.46进行多项修订。提议的10 CFR 50.46(a)将包含一个指向提议的10 CFR 50.46a的指针，作为一种自愿选择。提议的10 CFR 50.46(a)(3)(i)将进行修订，以允许使用提议的10 CFR 50.46a(f)中的应急堆芯冷却系统(ECCS)标准，而非10 CFR 50.46(b)中的标准。为与这些修订保持一致，对于被批准使用提议的10 CFR 50.46a(f)的实体，提议的10 CFR 50.46a中适用的ECCS报告要求将作为提议的10 CFR 50.46(a)(iv)和50.46(a)(v)添加进来。这些修订不会使当前根据10 CFR 50.46获得的豁免失效，并且由于允许使用燃料技术中立的提议的10 CFR 50.46a(f)标准替代规定性的10 CFR 50.46(b)标准，可能会减少非锆合金和非ZIRLO包壳的豁免数量。

(xiv) 关于以下方面燃料分散问题公众意见的讨论

监管依据

在关于监管依据的公众意见中，核电行业代表在NRC提供的备选方案中未提出一致建议。备选方案5要求NRC进行规则制定，修改10 CFR 50.46，以便利用管道断裂力学的见解来处理大破口失水事故，并由此处理大破口失水事故期间的燃料散布问题。NEI和西屋公司支持备选方案5的一个修改版本，该版本将与EPRI的“替代许可策略”保持一致。EPRI替代许可策略提议利用管道断裂力学来表明，在大口径管道破裂之前，有足够的概率能够检测到管道泄漏并采取操作员行动，从而不会发生可能挑战燃料完整性的更大规模失水事故。EPRI于2024年4月通过专题报告向NRC提交了其替代许可策略。

NEI还与沸水堆业主组织一起支持备选方案4，这是一项规则制定，将对剂量进行通用的边界评估，并将风险见解用于堆芯熔化后后果。NEI和沸水堆业主组织认为前一个备选方案不是沸水堆的解决方案，因为它将采用先漏后破(LBB)概念，而LBB仅被批准用于压水堆。如1987年修订《一般设计准则》4“环境和动态效应设计基准”(52 FR 41288；1987年10月27日)的最终规则前言所述，历史上NRC不允许将LBB应用于应急堆芯冷却系统设计、安全壳设计或设备鉴定。压水堆业主组织和法马通表示支持一种采用综合决策的方法，就像处理与通用安全问题(GSI)-191相关的堆内下游效应时所做的那样。

此外，NEI、沸水堆业主组织和西屋公司支持备选方案2，这是一项将大破口失水事故重新分类为超设计基准事故的规则制定，不过他们建议，由于预计的进度影响，应将更新10 CFR 50.46c的规则制定与这项提高富集度的规则制定分开进行。法马通回应的一些方面也与这个备选方案一致，比如他们在提议的前进方向中表示，“[大破口失水事故]中的散布和可冷却性评估量将基于完全最佳估计模型(即与预期的、正常运行条件一致的条件，无偏差或不确定性)”。此外，针对监管依据联邦公报通知中向公众提出的关于燃料散布的问题2，NEI、西屋公司和法马通表示，他们认为通过对大破口失水事故进行真正的最佳估计分析，有理由证明没有高燃耗燃料棒破裂，因此不会散布燃料，特别是结合先进燃料带来的预期益处时。

行业建议称进度是他们支持特定备选方案的一个重要原因。监管依据试图对每个备选方案的规则制定进度影响进行定性比较。在对这些备选方案进行进一步考虑后，NRC对估计影响的准确性有所提高，监管依据中给出的定性进度估计也有了显著更新。NRC现在认为备选方案2比备选方案4和5所需时间更少，因为可以利用之前10 CFR 50.46a规则制定草案的工作成果。例如，NRC已经制定了技术依据和规则语言，所以大部分工作将是确认技术依据仍然适用、使规则现代化以及制定指南。此外，可以利用之前对10 CFR 50.46c规则制定所做的工作来制定一个基于性能的规则及指南，这将有助于未来寻求其他许可途径的努力。因此，备选方案2中的风险知情方法和之前10 CFR 50.46c规则中的基于性能的方法已被纳入本提议规则。

忧思科学家联盟和两名公众表示，他们不支持任何允许燃料散布的方法。另一名公众建议NRC等到对燃料散布进行更多研究和分析之后再做决定。NRC在决定采用基于性能的备选方案2时，考虑了所有这些意见以及其他因素，如本文件第三十六.F.(i)节“概述”中所讨论的。

XXXVII. 具体问题

美国核管理委员会正在就拟议规则、指导文件草案和监管分析草案征求公众的意见和建议。美国核管理委员会尤其希望公众就以下方面发表评论并提供支持理由:

某些结构、系统和部件的快速建造

问题1:美国核管理委员会是否应考虑发放一项或多项通用许可证，以便作为现有或未来标准设计认证规则的一部分开展建设活动？如果美国核管理委员会发放此类通用许可证，是否应要求通用许可证持有人参考另一个已完成建设的核电站(从而使通用许可证排除首个同类申请人)？如果不要求，美国核管理委员会应在通用许可证中纳入哪些条件，以确保通用许可证授权的建设活动能够安全完成？请说明你做出答复的依据。

问题2:美国核管理委员会发布法规，规定与《原子能法》第109节所述其他活动(进口、出口、建设或运营除外)的生产和利用设施相关的通用许可证，是否有用？请说明你做出答复的依据。

问题3:拟议的监管变更是否实现了其预期目标，即允许申请人在快速建设与因解决安全问题而进行变更的监管风险之间进行适当平衡的基础上做出商业决策？是否有其他方法既能提供所需的灵活性，又能更好地让申请人通过与美国核管理委员会工作人员的互动来确定他们承担的监管风险程度(例如，在建设期间设置美国核管理委员会检查的停顿点)？

以风险为依据的10 CFR 50.59以及允许方法变更具有灵活性

根据委员会在1993年7月21日关于1993年4月2日发布的“与先进轻水反应堆(ALWR)设计相关的政策、技术和许可问题”的工作人员要求备忘录(SRM)(SECY-93-087)中的指示，美国核管理委员会工作人员认为数字仪表与控制系统(DI&C)中的共因故障(CCF)属于超设计基准事件(BDBE)。此外，SECY-93-087指出，共模故障可能会破坏硬件架构结构实现的冗余性，并可能导致DI&C系统执行的监测、控制、反应堆保护和工程安全功能所提供的多层纵深防御中的不止一层失效。因此，共因故障可能会导致“对安全至关重要的安全相关物项(SSC)出现故障，其结果与最终安全分析报告中先前评估的任何结果都不同”(见10 CFR 50.59 (c)(2)(vi))，并且被许可人在实施拟议的DI&C修改之前，必须根据10 CFR 50.90获得许可修正案。

问题4:鉴于这些考虑因素，对10 CFR 50.59的拟议修订是否充分解决了已过渡到DI&C的设施可能出现的问题？如果没有，请就解决这些问题所需的变更提供具体意见。

施工许可证要求及相关许可证的更新

问题5:10 CFR 50.34中是否有其他要求，NRC应考虑进行修改以使其更具技术包容性或提供更多清晰度？是否应根据10 CFR 50.34措辞更新对10 CFR 50.67进行相应修改以保持一致？请为您的回复提供依据。

问题6:10 CFR 50.34中是否有NRC应考虑修改的要求，这些要求对及时、高效提交CP申请造成了不必要的障碍，或者在CP阶段是不必要的？请为您的回复提供依据。

确定施工期间反应堆设计变更的阈值以及

根据美国联邦法规第 10 编第 52 部分运行

问题 7:美国联邦法规第 10 编第 52 部分各附录中定义的拟议修订，确定了通用设计控制文件(DCD)中包含各类一级信息(即定义和一般规定、设计描述、ITAAC、重要厂址参数和重要接口要求)的具体章节。美国联邦法规第 10 编第 52 部分各附录中第八章的拟议修订描述了与每类一级信息相关的变更控制程序。对于通用 DCD 中的一级信息类别，是否会有足够的监管清晰度，以便能够轻松识别变更控制程序？请提供您的答复依据。

问题 8:美国联邦法规第 10 编第 52 部分附录 D 第八章 B 节的拟议修订，将在建设和运行期间有效地将 AP1000 设计的二级信息视为二级信息。然而，对于附录 A(ABWR)和 E(ESBWR)，二级信息在电厂达到满功率之前不会被视为二级信息。这种差异的依据是从参考 AP1000 设计的 COL 中获得的建设和许可经验，而 ABWR 和 ESBWR 设计缺乏这种经验。附录 D 中在建设期间给予 AP1000 设计的灵活性，是否也应扩展到附录 A 和 E 中的 ABWR 和 ESBWR 设计？请提供您的答复依据。

问题 9:美国联邦法规第 10 编第 53.1535(b)款规定:“对于本部分下的 COL 持有者，若 NRC 尚未根据美国联邦法规第 10 编第 53.1452(g)款做出认定，则必须在被许可人开始建造安全相关构筑物(SSC)以实施需要 NRC 批准的变更或偏离之日起 45 天内，请求美国联邦法规第 10 编第 53.1525 或 53.1550 款要求的修订。被许可人自行承担进行此类变更的风险，同时认识到修订有可能不被批准。”这与美国联邦法规第 10 编第 52 部分的规定不同，它采用了明确支持美国核管会法规指南 1.237《根据美国联邦法规第 10 编第 52 部分的认证设计进行联合许可建造的新核电站建设期间变更指南》中所述变更程序的要求。美国联邦法规第 10 编第 52 部分的规定是否应修订，以同样明确支持此变更程序？请提供您的答复依据。

问题 10:美国联邦法规第 10 编第 52.98 和 53.1550 款的拟议修订允许参考制造许可证(ML)的运行许可证(OL)或 COL 持有者，在变更与委员会对制造反应堆的 ML 修订所批准的变更相同，并且确定变更实施将与委员会批准 ML 修订的依据一致且不涉及任何需要修订其 OL 或 COL 的额外变更时，对最终安全分析报告(FSAR)进行变更而无需获得许可证修订。对于参考设计认证的 COL，是否应提供这种灵活性？请提供您的答复依据。

问题 11:本文档第十二节中描述的美国联邦法规第 10 编第 50.59 款的拟议规则变更，是否也应适用于美国联邦法规第 10 编第 52 部分附录中的类似美国联邦法规第 10 编第 50.59 款的程序？请提供您的答复依据。

核动力反应堆应急准备规定演习的修订

美国核管理委员会(NRC)正在考虑对10 CFR 50附录E“培训”部分F中演习的进行方式进行基于风险的修订。10 CFR 50附录E第四部分F.2.b要求每两年对场内应急计划进行一次演习，以确保应急响应组织(ERO)在关键技能方面的熟练程度得以维持。NRC正在评估对演习进行方式的基于风险的修订，以确保按照10 CFR 50附录E第四部分F.2.j的要求，通过适当的演习频率和演习周期的执行来维持ERO的熟练程度。被许可方进行演练和演习，以培养和维持关键技能，如及时准确地对事件进行分类和通报；评估放射性释放并制定防护行动；规划、分析和实施缓解行动；在紧急情况下保护工作人员；以及与场外应急组织协调，包括通过媒体渠道向公众传播信息。每次演习后，被许可方会对其行动进行评估，以符合10 CFR 50.47(b)(14)的规定，该规定部分内容为“因演习或演练发现的缺陷(将)得到纠正”。1996年，NRC将演习的应急计划规定从每年一次修订为每两年一次(61 FR 30129；1996年6月14日)，以便在保持准备状态的同时，给予被许可方应急计划培训活动更大的灵活性。NRC正在考虑再次修订频率，改为每三年或每四年进行一次。例如，每四年一次的演习周期可以辅以额外的演练，以确保在演习年份之间维持熟练程度。此外，NRC正在考虑在10 CFR 50附录E第四部分F.2.c中增加措辞，以便在场外当局不参与第四部分F.2.b要求的场内应急计划演习时，允许使用桌面演习或其他提高绩效的方法。这些潜在变化可以增加调度灵活性并减轻资源负担，同时保持对维持ERO熟练程度的合理保证。如果某些场地的演习频率改为每四年一次，NRC正在考虑对10 CFR 50附录E第四部分F.2.j.(iii)中的演习周期从8个日历年度改为16个日历年度进行相应更改，以反映提议的每四年一次演习的变化。然而，演习周期的改变可能会影响ERO展示应对各种紧急事件所需关键技能熟练程度的能力，特别是在ERO成员更替率较高的场地。在1996年从每年一次改为每两年一次的过程中，NRC收到了一些关于被许可方在演习间隔时间更长的情况下维持熟练程度的能力以及这种增加的间隔如何也会影响州和地方应急响应人员表现的评论。这些评论最终得到解决，NRC确定演习频率的改变仍然提供了合理保证。有了另外三十年的经验、全灾种应急准备方面的进展以及未来一系列潜在的新型先进反应堆设计，NRC再次希望就演习的进行方式征求意见。NRC敦促利益相关者就以下问题发表意见:

问题12:对演习进行方式的改变对申请人、被许可方和场外应急组织有哪些潜在的好处和挑战？请提供你回答的依据。

问题13:在评估每两年、每三年或每四年进行一次演习是否合适时，应考虑哪些与维持场内ERO熟练程度相关的具体标准？请提供你回答的依据。

问题14:潜在的改变将如何影响10 CFR 50附录E第四部分F.2.c要求的场外计划演习的进行？请提供你回答的依据。

问题15:如果演习频率发生变化，演习周期是否应该改变或以其他方式修订，以确保ERO有足够的机会在10 CFR 50附录E第四部分F.2.j下展示足够的表现？请提供你回答的依据。

应急规划区的考虑因素

对10 CFR 50.33(g)(1)的拟议更改将为功率小于300兆瓦热的设施的厂区边界应急规划区提供确定性。此拟议更改基于美国核管理委员会(NRC)工作人员对现有技术分析的审查，这些分析估计了各种反应堆设计和设计功率水平的放射性后果。NRC正在考虑一些因素，这些因素可能使某些反应堆设计的申请人无需进行详细分析来支持厂区边界应急规划区的确定，或得出不需要应急规划区的结论。这些因素可能包括使用新型燃料形式或功能性安全壳的性能，这些可能一般性地表明预先确定的即时防护措施是不必要的。NRC还在考虑一些因素，这些因素可能使功率小于300兆瓦热的设施的申请人需要进行额外分析。

问题16:是否有其他设计因素或分析应予以考虑，以确保应急规划区确定的确定性？请在评论中说明考虑的技术依据，以及它们与应急规划区确定的关系，特别是与10 CFR 50.33(g)(2)的标准的关系。

问题17:在确定功率小于300兆瓦热的设施的申请人是否需要进行额外分析以证明厂区边界应急规划区合理时，除功率水平外，是否应考虑设计特征或厂址属性？请提供您的答复依据。

运行程序的可选提交

美国核管理委员会(NRC)提议在10 CFR 52.158(c)中新增一项规定，允许微功率反应堆(ML)申请人自愿提交标准化运行程序信息以供审批，并修订10 CFR 52.171，以便对NRC在ML审查中批准的此类信息给出最终定论。NRC提出这些修改是为了回应利益相关方在工厂预制反应堆部署背景下的关切。

问题18:NRC是否应考虑对10 CFR 52.47、52.63、53.1239和53.1263中设计认证的要求做出类似修改？请说明您的答复依据。

问题19:如果NRC要在设计认证申请中新增一项关于可选提交标准化运行程序信息的规定，请描述在设计认证过程中应如何将变更控制作为一部分加以考虑。

核电站早期场地许可证

问题20:随着取消续期要求的提议变更，更新早期场地许可证(ESP)的所有变更都必须通过修订进行。工作人员还可以考虑哪些其他选项来提高ESP的可用性？《委员会关于延期核电站的政策声明》(52 FR 38077；1987年10月14日)中的规定是否可以应用于ESP？请提供答复依据。

问题21:对于引用ESP的COL申请，10 CFR 52.39和53.1188中提议的变更将把安全和环境问题的最终确定期限限制在ESP颁发或更新修订批准后的20年内。由于提议的规则还将保留申请人在引用ESP时审查新的重要信息的要求，NRC要求就将最终确定期限限制在20年是否有必要以确保在许可决定中考虑所有相关环境信息提供意见。

制造许可证期限延长

问题22:制造许可证期限延长与最近于2025年7月2日颁布的直接最终规则《修订设计认证期限》一致，其中美国核管理委员会将设计认证的15年期限替换为40年期限。委员会有兴趣确定制造许可证或设计认证期限限制是否必要。美国核管理委员会是否应取消制造许可证、设计认证或两者的期限限制？请为您的答复提供依据。

核电站许可证续期

安全指南

美国核管理委员会目前针对首次续期和后续续期分别制定了单独的安全指南，分别适用于运营40至60年以及60至80年的情况。此外，一些持证人可能很快会申请第三次续期，目前尚未针对此制定指南。一种选择是维持一套单一的安全指南，该指南代表老化管理的最新技术水平，涵盖首次续期、后续续期以及后续各阶段。该指南将确定一种可接受的老化管理和评估限时老化分析的方法，而不论续期期限如何。以下问题适用于首次(NUREG - 1801)和后续(NUREG - 2191)许可证续期的通用老化经验教训报告以及首次(NUREG - 1800)和后续(NUREG - 2192)许可证续期的标准审查计划。

问题23:美国核管理委员会是否应将其安全指南整合为一个与时间无关的集合(即同一指南适用于所有延长运营阶段)，而不是针对首次续期、后续续期以及即将到来的第三次续期分别制定单独的指南？是否应考虑其他不同的方法？请为您的回答提供依据。

老化管理的实施

问题24:鉴于提议改为使用40年的“附加”许可证，美国核管理委员会对于目前要求在延长运营期之前实施的老化管理活动应采取何种监管方法？目前在续期许可证中包含的条件应进行修订，还是通过不同方式施加？请为您的回答提供依据。缩短许可证续期期限的考虑因素

问题25:美国核管理委员会是否应保留一项选择，允许寻求较短续期(与现有许可证剩余年限相加不超过40年)的持证人申请“替代”许可证？

关于传统和事故容错燃料设计的富集度增加

轻水反应堆

扩大10 CFR 71.55(g)中的富集水平

美国核管理委员会(NRC)提议修改10 CFR 71.55(g)，扩大对10 CFR 71.55(b)中5.0至10.0重量百分比U-235之间富集水平的豁免。NRC不考虑扩大对10.0重量百分比U-235至但小于20.0重量百分比U-235富集水平的豁免，原因有两个:1)关于包壳破裂允许水泄漏的整体机制和后果的技术数据有限，这会提供额外的风险见解；2)当前使用10 CFR 71.55(c)的运输包认证途径充分解决了运输( {\mathrm{{UF}}}_{6} )富集超过10.0重量百分比U-235的潜在需求，没有富集限制，并且是技术中立的。

问题26:10 CFR 71.55(c)提供了一个认证途径，其规定性要求有限且没有富集限制。NRC是否应在10 CFR 71.55(g)的豁免中增加另一个选项，以考虑10.0重量百分比U-235至但小于20.0重量百分比U-235的富集水平？请提供你回复的依据。

基于性能的应急堆芯冷却系统(ECCS)棒脆化标准的监管确定性

问题27:如果圆柱形锆基包壳内氧化铀或铀钚氧化物芯块的燃料系统标准位于指南中，且拟议规则的10 CFR 50.46a(f)是基于性能的，是否会有足够的监管确定性？请提供你回复的依据。

检查要求

NRC提议对内径大于技术规格书(TBS)的管道系统中的环向焊缝增加无损评估检查要求，以确保在这些系统中维持可接受的性能监测水平，从而使大于TBS的破裂仍然极不可能发生。

NRC评估了几种抽样方案，以确定在这些系统中提供防止大于TBS破裂的保证的最有效方法。这些检查可能支持TBS在特定工厂的适用性。本拟议规则中的选项是:

在拟议规则实施前以及此后的每个后续在役检查间隔期，检查那些具有最有利于退化且具有最高失效可能性的属性(例如运行温度、焊接类型、制造历史)的焊缝的智能样本。

其他方案包括:

在核电站剩余的许可期内至少对所有焊缝检查一次。
在拟议规则实施前以及此后的每个后续在役检查间隔期，检查焊缝总体的随机样本。

问题28:请就拟议的抽样方案在提供防止这些系统中大于TBS破裂的保证方面的有效性提供反馈。其他抽样方案、替代抽样方案或依赖现有性能监测策略的整体方法是否有优缺点，NRC应考虑哪些，为什么？抽样方案应在核电站进入超出当前运行机组授权的延长运行之前还是之时要求(例如，如果授权超过80年)？

NRC还提议要求评估本拟议规则要求的检查期间发现的任何已识别迹象对TBS的影响。NRC认识到任何此类发现必须根据ASME第XI节进行处理，这将要求证明这些迹象对于继续服役仍然是可接受的，或者在将部件重新投入使用之前进行修复。然而，NRC在本拟议规则中未包括关于什么构成对任何检查发现的可接受额外评估的标准。NRC正在考虑可接受的额外评估将由两部分组成。第一部分将是确定性或概率性断裂力学分析，以证明检查期间识别出的导致破裂可能性大于TBS的任何迹象的失效可能性每年小于( {10}^{-6} )。第二部分将是，如果这些迹象证明正在发生主动退化，则将所有类似焊缝群体的风险知情检查类别重新定性为与预期退化机制相称。然后，该焊缝群体的所有未来检查将根据与该检查类别相关的ASME第XI节要求进行。

问题29:NRC有兴趣获得关于此拟议评估方法的有效性的反馈，更广泛地说，关于对检查期间发现的任何迹象的可接受额外评估应包含什么的反馈。

DG-1261 - 脱离氧化

问题30:DG-1261修订版1《测量脱离氧化行为》包含脱离氧化测试标准。美国核管理委员会(NRC)希望获得对此监管立场的反馈。请提供你回复的依据。NRC对自基础研究发表以来质量保证措施和行业运行经验如何演变的具体信息感兴趣，以及这些发展是否应促使对该条款进行潜在调整。

监管分析

问题31:NRC希望获得对监管分析草案的反馈，特别是关于拟议的10 CFR 50.46a下功率提升率相关的益处。请提供你回复的依据。

DG-1426 - 风险知情评估和风险知情评估流程

希望根据拟议规则进行变更的实体必须进行风险知情评估，并证明拟议变更符合拟议的10 CFR 50.46a(h)中的接受标准。拟议规则中的接受标准包括，由于拟议变更导致的堆芯损坏频率(CDF)和早期大量释放频率(LERF)的总增加量非常小，且电厂整体基线风险仍然很小。“小”和“非常小”在监管指南(RG)1.174和DG-1426中有定义。接受标准限于非常小的变更而非小变更，部分原因是设计基准事故(TBS)始发事件频率与小变更的限值相同(即CDF变化约为( 1 \times {10}^{-5} ))。如果接受标准限于小变更，概率风险评估(PRA)将表明不缓解TBS或设计扩展工况大破口失水事故(DEGB LOCA)总是小于小阈值，从而使风险评估变得不必要且负担过重。

寻求在未经NRC事先批准的情况下根据拟议规则进行变更的实体必须有NRC批准的风险知情评估流程，并证明估计风险的任何增加都是最小的。对于可能在未经NRC事先批准的情况下进行的拟议变更，所提议的接受标准选择为比需要NRC事先批准的变更的接受标准低一个数量级，以与其他既定的风险知情计划保持一致。

DG-1426包含NRC可接受的用于进行风险知情评估和建立满足拟议规则要求的风险知情评估流程的指南草案。本DG遵循RG 1.174中风险知情变更的结构。实体在进行风险知情评估时能够利用为先前的风险知情修正案所做的变更，例如10 CFR 50.69《核动力反应堆结构、系统和部件的风险知情分类和处理》或技术规格任务组文件505《提供风险知情的延长完成时间 - RITSTF倡议4B》。因此，NRC预计风险知情评估不会造成负担。

根据现行的10 CFR 50.59《变更、试验和实验》，如果事故或故障的频率或后果增加超过最小量，被许可人需要获得许可证修正案。如10 CFR 50.59最终规则的前言所述(64 FR 53582；1999年10月4日)，概率风险评估(即CDF和LERF的总增加量)不能用于确定是否满足最小增加标准，因为10 CFR 50.59涉及设计基准事件(DBE)，而RG 1.174包括设计基准之外严重事故的风险。与本文档第十二节“讨论 - 10 CFR 50.59的风险知情及方法变更的灵活性”中描述的拟议的10 CFR 50.59变更类似，拟议的10 CFR 50.46a中的风险知情评估流程将通过允许被许可人使用CDF和LERF的总增加量来确定与本拟议规则促成的变更相关的风险增加是否最小，从而提供额外的灵活性。

在本拟议规则中，美国核管理委员会(NRC)纳入了风险知情评估和风险知情评估流程，这些内容曾包含在先前拟议但已废止的10 CFR 50.46a规则制定中，见SECY - 10 - 0161。作为先前该规则制定工作的一部分，NRC收到了公众和反应堆保障咨询委员会就风险知情评估和风险知情评估流程提出的意见，这些意见涉及诸多方面，包括变更的“极小”阈值的使用、“风险极小增加”的定义、概率风险评估(PRA)的维护和升级、累积风险评估以及风险知情评估流程与10 CFR 50.59的关系。此外，NRC工作人员在SRM - SECY - 07 - 0082中收到了委员会关于使用变更“极小”阈值的指示。虽然本拟议规则中涉及了其中一些问题，但NRC仍在寻求更多信息，以确定是否需要进一步修改。

问题32:NRC希望了解关于10 CFR 50.46a中提议的风险知情评估和风险知情评估流程以及DG - 1426中的实施指南的任何其他考虑因素或反馈，包括是否应将其全部修改或从拟议规则中删除。具体而言，将风险知情评估作为实施规则的必要部分有哪些优缺点？此外，将所有变更限制为风险极小增加有哪些优缺点？按照拟议规则，将变更限制为风险极小增加的风险知情评估，或两者兼而有之，是否会给实施变更带来负担？从拟议规则中删除风险知情评估和风险知情评估流程有哪些优缺点？如果NRC从拟议规则中删除风险知情评估和风险知情评估流程，应如何评估可能影响风险计算的变更？请为您的回答提供任何支持依据或理由。

新反应堆适用性

问题33:拟议规则将基于核电反应堆许可证持有者在管道材料、管道设计、服务条件、运行程序以及与老化相关的降解程序的缓解和控制方面的运行经验来建立一个技术基准规范(TBS)。拟议规则将允许新反应堆向NRC提交替代TBS，其中包括证明拟议的反应堆设计与2015年12月31日根据10 CFR第50部获授权运行的反应堆设计相似。由于基本设计差异，这一规定可能不适用于某些新反应堆设计，包括小型模块化反应堆。例如，一些新反应堆设计可能具有新颖的失水事故(LOCA)缓解策略，如被动特性或在管道系统中使用阀门及相关法兰以确保冷却剂存量保持。一些申请人可能能够证明管道系统中特定位置的失效频率极低，并且在电厂运行期间能够保持极低水平。作为TBS的替代方案，在电厂运行期间，管道系统的失效频率可以设定并保持极低水平，以证明放宽与拟议规则类似的分析所需假设是合理的(例如，对纵深防御特性的实际处理和最佳估算分析)。NRC希望收到关于拟议规则对此类新反应堆设计适用性的反馈。请在您的反馈中说明，鉴于新颖的设计特点，对LOCA要求进行风险知情是否合适，以及何种措辞能够恰当地允许实体对新反应堆设计管道系统中特定位置的破裂进行处理，类似于拟议规则中大于TBS的破裂尺寸。请在您的反馈中还说明，基于非尺寸的TBS选项是否会提高拟议规则对这些设计的适用性，并为您的回答提供任何支持依据或理由。替代过渡破裂尺寸

问题34:NRC在拟议规则中纳入了授权性语言，允许目前运行的动力反应堆许可证持有者推荐并证明替代TBS的合理性。NRC希望得到关于此选项的反馈。请在您的反馈中说明此替代方案可能实现的潜在优势，以及这些潜在益处更可能普遍实现还是针对个别电厂实现。请还提供如果类似电厂有不同的TBS值可能导致监管一致性丧失的任何缺点，以及对满足拟议的10 CFR 50.46a(b)(3)中的检查要求的任何潜在影响。请还描述为替代TBS制定风险知情技术基础所需的任何相关成本的影响，以及由于缺乏当前制定此基础的指南而产生的相关不确定性。

替代10 CFR 50.46a许可途径

问题35:本拟议规则将为10 CFR 50.46增加一种自愿性替代方案，旨在通过允许被许可人采用量身定制的方法进行应急堆芯冷却系统(ECCS)性能评估来提供灵活性。这种灵活性在10 CFR 50.46(a)(1)中提出，这将使申请人和被许可人能够在两种验收标准途径之间进行选择。第一种途径在拟议的10 CFR 50.46(b)中提出，即现行的10 CFR 50.46验收标准。第二种途径在拟议的《联邦法规汇编》第10编50.46a(f)中提出，其中包含新的基于性能的验收标准。美国核管理委员会预计，拟议的《联邦法规汇编》第10编50.46a(f)中的基于性能的要求将有助于实施潜在的替代方法来满足最终安全分析报告(FFRD)，例如本规则制定的监管依据中所述的那些方法，其中一些方法美国核管理委员会已经在考虑。这些替代方法可能对选择不采用拟议的《联邦法规汇编》第10编50.46a其余部分的被许可人有益。请就拟议规则中可能对这些替代方法的实施产生意外后果的任何要素发表评论。

应急堆芯冷却系统报告要求

问题36:业界提议，可以采用分级方法，根据超出现行10 CFR 50.46标准的情况放宽应急堆芯冷却系统报告要求。请就如何应用分级方法放宽10 CFR 50.46和拟议的10 CFR 50.46a中的应急堆芯冷却系统报告要求发表看法。请提供你答复的依据。

重要性判定阈值

问题37:对于重大误差，拟议的固定50度峰值包壳温度(PCT)阈值可能会高估或低估变化的安全重要性，这取决于与验收标准的可用裕度。此外，它没有考虑将PCT以外的参数作为验收标准的设计。替代方法，如基于裕度的阈值，可以更准确地反映实际风险重要性。请就确定失水事故(LOCA)评估模型中误差重要性的替代方法发表你的看法，并说明理由和提供任何支持信息(例如，验收标准与验收参数批准最大值之间裕度的减少百分比)。应急堆芯冷却系统性能

问题38:拟议规则明确仅提供基于技术规格书(TBS)的方法来解决最终安全分析报告(FFRD)。基于技术规格书的方法可能无法提供足够的裕度来证明在拟议规则允许的燃耗范围上限处的可冷却性，因此可能导致实施和许可方面的挑战。美国核管理委员会先前在《增加浓缩度规则》(文档编号:NRC - 2020 - 0034)的监管分析中纳入了一种基于剂量后果的方法来解决最终安全分析报告(FFRD)。在拟议的10 CFR 50.46a(f)中基于性能的应急堆芯冷却系统验收标准中纳入一个明确的基于剂量后果的选项有哪些优缺点？对于这样一个选项需要解决哪些实施挑战(例如，验收阈值)？请提供你答复的理由和任何支持信息。

核电站和核燃料的简化质量保证标准

后处理厂

问题39:10 CFR附录T旨在通过为额外的质量保证灵活性提供分级方法并与国际标准保持一致，来解决核供应链限制问题。拟议规则将附录T的适用性限制于参照根据附录B建造和运行的首台(FOAK)工厂的同类第n台(NOAK)工厂。美国核管理委员会如何将附录T的适用性扩大到首台工厂和现有持证人，包括可能需要的任何防护措施或限制(例如，对首台工厂的供应商检查和对同类第n台工厂的新供应商检查)？美国核管理委员会是否应考虑附录T的替代方法，如认可ISO 19443或对附录B进行修改？请提供建议的依据，包括任何意外后果。

问题40:拟议的10 CFR 50.54(a)(5)中质量管理体系(QMS)的变更流程要求，质量管理体系的变更在实施前须提交给美国核管理委员会批准。变更流程是否应采用分级方法，或效仿10 CFR 50.54(a)(4)，即仅将减少承诺的变更提交给美国核管理委员会事先批准？如果有首选方法，请解释。

10 CFR的替代风险知情和基于性能的验收标准

第50部和第52部

问题41:美国核管理委员会正在就提高拟议规则的灵活性征求意见。目前，该规则不允许被许可人或申请人在不向美国核管理委员会提交申请的情况下采用先前批准的替代方案，前提是工作人员批准的依据已得到证明并记录在案，适用于采用者的工厂或设施。增加这种灵活性是否会增加或加速拟议规则的使用？有哪些可行的方法来解决这种灵活性与10 CFR 50.59中的要求之间的任何冲突？

选址

问题42:拟议规则引入了一种新的分级选址方法，该方法为10 CFR Part 100中A子部分的限制较少的要求提供了准入标准(即，证明在厂址禁区边界处未缓解的后果小于25雷姆(0.25 Sv)全身有效剂量当量)，作为B子部分中规定性选址要求的替代方案。相关的指导草案提供了有关如何评估此准入标准的详细信息。鉴于这种新的分级选址方法的重要性，在实施这种新方法方面是否存在一些影响，需要在指导文件中进一步探讨或在最终规则阶段加以解决？

XXXVIII. 监管灵活性认证

根据1980年《监管灵活性法案》(美国法典第5编第605(b)条)的要求，委员会证明本规则若获通过，不会对大量小实体产生重大经济影响。本拟议规则仅影响核电站的许可和运营。拥有这些核电站的公司不属于《监管灵活性法案》规定的“小实体”定义范围，也不属于核管理委员会制定的规模标准范围(10 CFR 2.810)。

XXXIX. 监管分析

美国核管理委员会已就这项拟议法规编制了一份监管分析草案。该分析审查了美国核管理委员会所考虑的替代方案的成本和收益。美国核管理委员会请求公众就监管分析草案发表意见。监管分析草案可按本文档“文件获取方式”部分所示获取。对分析草案的意见可按本文档“地址”标题下所示提交给美国核管理委员会。

XL. 回溯调整与问题终局性

本节介绍本拟议规则以及本文第XLVII节“指南的可用性”中所述指南文件草案的回溯调整和问题终局性影响，这些影响适用于相关的美国核管理委员会(NRC)批准以及某些在其申请中引用NRC批准的申请人。NRC与依据10 CFR第50部获得许可的核电站相关的回溯调整规定见10 CFR 50.109“回溯调整”。10 CFR第52部批准的问题终局性规定(类似于10 CFR 50.109中的回溯调整规定)位于10 CFR第52部的各项规定中。NRC管理指令(MD)8.4“回溯调整、向前调整、问题终局性和信息请求的管理”描述了委员会关于回溯调整和问题终局性的政策。

10 CFR第53部包含回溯调整和问题终局性规定。这些规定适用于会影响10 CFR第53部被许可人以及某些在其申请中引用10 CFR第53部NRC批准的申请人的NRC行动。NRC尚未根据10 CFR第53部颁发任何许可证或其他批准，因此本拟议规则不会影响任何10 CFR第53部的被许可人或申请人。因此，本拟议规则对10 CFR第53部的修改不构成10 CFR第53部规定的回溯调整，也不会影响根据10 CFR第53部颁发的批准的问题终局性。

10 CFR 50.109(a)(1)对“回溯调整”的定义相关部分为:设施的系统、结构和部件或设计的修改或添加；或设施的设计批准或制造许可证(ML)；或设计、建造或运营设施所需的程序或组织，这是由于委员会法规中的新规定或修订规定导致的。10 CFR 52.98中关于综合许可证(COL)的问题终局性规定相关部分指出，除按照10 CFR 50.109的规定外，委员会不得修改、添加或删除COL的任何条款或条件。本质上，如果一项变更不构成回溯调整，那么该变更不会影响COL的问题终局性。

10 CFR第52部包含ML的问题终局性规定。目前没有实体持有10 CFR第52部规定的ML。因此，拟议的修改:1)修订10 CFR 52.173以将ML的有效期最长改为40年；2)修订10 CFR 52.181以将续签ML的有效期最长改为40年；3)修订10 CFR 50.71(f)关于ML持有人对最终安全分析报告(FSAR)的更新；以及4)修订10 CFR 52.171(b)(1)以允许ML持有人使用10 CFR 50.59中的规定来确定FSAR中所述设施或程序的变更是否需要委员会事先批准对ML的修订，不会影响ML的问题终局性。

同样，拟议的对10 CFR 52.98的修改，即允许引用ML的COL持有人使用10 CFR第50部适用的变更程序来确定FSAR中所述设施或程序的变更是否需要委员会事先批准，不会影响引用ML的COL的问题终局性，因为没有可供COL引用的ML。此外，拟议的对10 CFR 50.59的修改，即允许10 CFR第50部下的运营许可证(OL)持有人或10 CFR第52部下引用依据ML制造的反应堆的COL持有人，如果变更与经修订批准的ML中的变更相同，并且确定实施这些变更将与委员会批准ML修订的依据一致且不会涉及任何需要修订OL或COL的额外变更，则无需申请许可证修订即可对FSAR中所述设施或程序进行变更，这不构成10 CFR第50部运营许可证的回溯调整，也不会影响引用ML的10 CFR第52部COL的问题终局性，因为没有可供OL或COL引用的ML。

两套拟议的变更将影响10 CFR Part 52下标准设计认证的问题终局性。首先，美国核管理委员会(NRC)提议通过确定通用设计认证文件中与10 CFR Part 52附录A、D、E、F和G的II.D节中每类一级信息相对应的具体章节和表格，来澄清这些附录中一级信息的定义。其次，NRC提议修订10 CFR Part 52附录A和E的II.F节和VIII.B节，以便在核电站首次达到满功率后，将所有二级*信息恢复为二级状态。这些拟议的变更将修改这些附录中已认证标准设计的认证信息。设计认证的问题终局性规定载于10 CFR 52.63(a)(1)，并禁止修改认证信息，除非委员会在制定规则时确定满足某些标准。在这种情况下，委员会确定这些拟议的变更将减轻不必要的监管负担，并按照10 CFR 52.63(a)(1)(iii)维持对公众健康与安全以及共同防御与安全的保护。因此，NRC可能提议进行这些变更。

根据10 CFR 52.63(a)(2)，在根据10 CFR 52.63(a)(1)(iii)进行的规则制定中，委员会将考虑这些益处是否足以证明对已获许可的核电站或正在考虑其许可申请的核电站而言成本是合理的。NRC编写了一份分析报告，探讨拟议变更的益处是否足以证明对已获许可的核电站或正在考虑其许可申请的核电站而言成本是合理的(见本文件第三十九节“监管分析”)。

10 CFR Part 52下对标准设计认证的其他拟议变更不会影响那些已认证设计或引用已认证设计的COL持有人的问题终局性，因为拟议变更不会修改设计的认证信息。委员会在2007年10 CFR Part 52最终规则中解释说，10 CFR 52.63(a)适用于对认证信息的变更(即10 CFR Part 52设计认证附录中通过引用纳入的通用设计控制文件中的信息)，但不适用于对已认证设计规则语言的变更(72 FR 49381；2007年8月28日)。因此，删除10 CFR Part 52附录D的第九节，因为它与10 CFR 52.99和52.103重复，不会影响现有设计认证或引用现有已认证设计的COL的问题终局性，因为拟议变更不会修改设计的认证信息。

在其他拟议变更中，许多变更不会构成10 CFR Part 50下的改造，也不会影响10 CFR Part 52下COL的问题终局性，因为它们将是对现有要求的非强制性放宽。如MD 8.4中所解释的，对法规的非强制性放宽通常不符合10 CFR 50.109(a)(1)中“改造”的定义。因此，这些拟议变更不会构成10 CFR Part 50下的改造，也不会影响10 CFR Part 52下COL的问题终局性。以下拟议变更将是对现有要求的非强制性放宽:

修订10 CFR Part 50附录E的IV.F.2.a.(i)至(iii)段以及10 CFR 50.160(c)(1)和(c)(2)段，以删除在根据10 CFR Part 50颁发运行许可证之前或10 CFR Part 52 COL的燃料首次装料预定日期前两年内证明合规的要求。10 CFR Part 50运行许可证申请人或10 CFR Part 52 COL持有人可在各自里程碑后的两年内进行初始演练，并将符合拟议规则。
修订10 CFR Part 50附录E的IV.D.3段，以修订对备用警报和通知系统方法要求的时间。被许可人可继续采用单一主要方法和单一备用方法，并将符合拟议规则。
修订10 CFR 50.33(g)、50.47(c)(2)和50.160(b)(3)，以确保羽流暴露途径应急规划区(EPZ)不大于实施预定的即时防护措施所需的范围。被许可人可继续拥有半径约10英里( \left( {{16}\mathrm{;{km}}}\right) )的羽流暴露途径EPZ，并将符合拟议规则。
通过删除 10 CFR 50.33(g)(1)、50.47(b)(10)、50.47(c)(2)以及 10 CFR 第 50 部附录 E 的 IV.F.2.a.(i)段和脚注 1 中对吸入途径应急规划区的引用，消除定义吸入途径应急规划区的要求。许可证持有者可以继续拥有半径约 50 英里( \left( {{80}\mathrm{;{km}}}\right) )的吸入途径应急规划区，并将符合拟议规则。
修订 10 CFR 第 50 部附录 E 的 IV.E.8.b 段，要求应急计划指明应急运行设施相对于应急规划区边界的位置。根据当前 10 英里(16 公里)应急规划区的要求，许可证持有者可以继续将其应急运行设施设置在距核动力反应堆厂址 10 至 25 英里(16 至( {40}\mathrm{;{km}} ))之间，或者设置在距核动力反应堆厂址小于 10 英里( \left( {{16}\mathrm{;{km}}}\right) )的主要设施以及距核动力反应堆厂址 10 至 25 英里(16 至( {40}\mathrm{;{km}} ))之间的备用设施处，并将符合拟议规则。
修订 10 CFR 50.54(t)，消除要求许可证持有者确保应急准备(EP)计划的所有计划要素由对应急准备计划实施无直接责任的人员进行审查的规定。许可证持有者可以继续由对应急准备计划实施无直接责任的人员审查其应急准备计划要素，并将符合拟议规则。
修订 10 CFR 第 50 部附录 E 的 IV.5、IV.6 和 IV.7 段，消除与疏散时间估计更新相关的某些要求。许可证持有者可以继续更新其应急规划区常住人口估计和疏散时间估计分析，并将符合拟议规则。
修订 10 CFR 第 50 部附录 E 的 IV.E.9.d 段，消除要求许可证持有者每月测试与适当的核管理委员会区域办公室运营中心之间通信的规定。许可证持有者可以尝试每月与核管理委员会区域办公室运营中心通信，并将符合拟议规则。
修订 10 CFR 71.55，扩大 10 CFR 71.55(b)中对铀 - 235 富集度在 5.0 至 10.0 重量百分比之间的包装的豁免范围。包装的铀 - 235 富集度可以低于 5.0 重量百分比，并将符合拟议规则。

修订 10 CFR 50.67 和 10 CFR 第 50 部附录 A 的通用设计准则(GDC)19，将控制室设计准则的数值从 5 雷姆(0.05 至 0.10 希沃特)提高到 10 雷姆(0.10 至 0.25 希沃特)全身等效剂量，并允许设施特定风险状况需要的许可证持有者采用更高的控制室设计准则，范围为 10 至 25 雷姆(0.10 至 0.25 希沃特)全身等效剂量。许可证持有者可以满足当前控制室宜居性设计要求，并将符合拟议规则。

取消对 10 CFR 50.55a(b)至(h)段所提议替代方案的限制，以便现在可以使用 10 CFR 50.55a(z)(1)和(2)段中的现有标准，对 10 CFR 50.55a 中的所有监管要求提议替代方案。许可证持有者可以继续仅对 10 CFR 50.55a(b)至(h)段提议替代方案，并将符合拟议规则。
修订 10 CFR 第 50 部附录 A，以明确:1)在许可申请文件中可以识别并证明偏离通用设计准则的情况，无需单独提出豁免请求；2)证明符合 10 CFR 第 50 部附录 A 的通用设计准则 28 可以基于不同于控制棒弹出或控制棒掉落事故的设计基准事故。许可证持有者可以继续提交豁免请求或通过评估控制棒弹出或控制棒掉落事故来证明符合通用设计准则 28，并将符合拟议规则。
修订 10 CFR 54.37(b)，仅要求最终安全评估报告包括对老化管理活动的简要描述，该描述应酌情涉及新识别的安全相关构筑物、系统和部件，与续期申请中的要求一致。

本拟议规则中的一些变更在《联邦法规汇编》第10编第50部中不构成追溯性改造，也不影响《联邦法规汇编》第10编第52部下批准的问题终局性，因为拟议变更将提供一套自愿性替代要求。被许可人可以继续遵守当前适用要求，且无需遵守拟议规则。以下拟议变更将不要求《联邦法规汇编》第10编第50部或第52部批准的持有人遵守拟议的规则变更:

修订各项法规，允许《联邦法规汇编》第10编第50部和第52部下的申请人和被许可人选择使用《联邦法规汇编》第10编第50.160条。
修订《联邦法规汇编》第10编第52.26条，删除应急响应计划包含固定期限的要求，并对《联邦法规汇编》第10编第52部A分编进行相关一致性修改。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.68(b)(7)条，允许铀-235富集度超过5.0重量百分比。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.46a条并进行一致性修改，为轻水反应堆应急堆芯冷却系统提供替代验收标准。
添加《联邦法规汇编》第10编第50.221条，以建立一个可选的验证、确认和不确定性量化(VVUQ)计划。
在《联邦法规汇编》第10编第50部中添加附录T，以建立替代《联邦法规汇编》第10编第50部附录B中现行质量保证要求的内容。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.4、50.34、50.54、50.55和52.79条中的各段落，进行一致性修改以反映在《联邦法规汇编》第10编第50部中添加附录T的情况。
添加《联邦法规汇编》第10编第50.220条和第52.220条，允许被许可人和申请人自愿提交并使用包含技术、基于风险或基于性能的验收标准，作为现有规定性要求的替代方案。

拟议的几项变更仅适用于未来的申请人，并由当前的被许可人自行决定是否适用，因此在《联邦法规汇编》第10编第50部中不构成追溯性改造，也不影响《联邦法规汇编》第10编第52部批准的问题终局性。申请人和潜在申请人(申请许可证、许可和其他监管批准)通常不在追溯性改造或问题终局性法规的范围内。这些法规包括界定这些规定何时开始适用的措辞；一般而言，追溯性改造和

问题终局性法规在许可证、许可或其他批准颁发时开始适用。以下拟议变更仅适用于未来的申请人，并由当前的被许可人自行决定是否适用:

修订《联邦法规汇编》第10编第50部附录E的I.5款，以便逐案确定对于有厂界应急规划区或无应急规划区的动力反应堆，遵守附录E某些章节要求的必要性程度。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.33(g)、50.47(c)(2)和50.160(b)(3)条，以简化应急规划区的确定。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.33(g)条，取消提交州、地方和参与的部落政府实体响应计划的要求。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.34(a)(10)条以及第10编第50部附录E的I.1、I.2和II节，删除申请人在初步安全分析报告中提交应对紧急情况初步计划的要求。
修订《联邦法规汇编》第10编第52.158条和第52.171条，允许多机组申请人选择在其申请中提交基本完整的运行程序信息，并使作为多机组审查一部分经核管理委员会审查和批准的此类程序信息具有终局性。
修订《联邦法规汇编》第10编第54.31条，将许可证的最长续期延长至40年。
新增《联邦法规汇编》第10编第54.21(a)(4)条，允许申请人自愿提出基于风险信息和性能的替代方案，以取代老化管理审查现行的规定性要求。
修订《联邦法规汇编》第10编第54.17(c)条，取消申请许可证续期的20年限制。
修订《联邦法规汇编》第10编第54.21(c)(2)条，取消提交根据《联邦法规汇编》第10编第50.12条授予的特定工厂豁免清单的要求，这些豁免基于限时老化分析，并说明在延长运营期内继续这些豁免的理由。
修订《联邦法规汇编》第10编第54.22条，取消申请人必须纳入并说明管理老化影响所需的任何技术规格变更的要求。
修订《联邦法规汇编》第10编第100部分，允许《联邦法规汇编》第10编第50或52部分下的动力反应堆申请人在确定适当的厂址特征描述水平方面有更大的灵活性。
修订或新增《联邦法规汇编》第10编第50.10、50.34(b)、50.57、50.58、51.4、52.79(a)、52.85、52.97(d)和52.98条，修订“建设”的定义，使其更好地聚焦于安全重要事项，并降低现行定义的成本影响，允许某些申请人请求通用终局性，并允许在一般许可证下进行某些建设活动。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.2条，增加“设计基准事件”和“超设计基准事件”的定义，并对《联邦法规汇编》第10编第50.49(b)(1)(ii)条进行相应修改。
在《联邦法规汇编》第10编第50.75条中新增(b)(2)款，允许新反应堆申请人和被许可人使用替代退役资金保证途径。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.75(c)(1)条，删除最低金额表中要求功率小于1200兆瓦热的反应堆使用1200兆瓦热反应堆认证金额的措辞。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.75(e)条，在目前仅提及“被许可人”的所有适当位置加入“申请人或”。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.34(a)(4)和(b)(4)条以及第10编第50.34(a)脚注1中关于建设许可证和运行许可证申请要求的内容，并对《联邦法规汇编》第10编第52.47、52.79、52.137和52.157条进行相应修改。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.34条(a)(1)(ii)(D)款以及脚注3和6，使用包含技术的语言，并对《联邦法规汇编》第10编第52.17、52.47、52.79、52.137和52.157条进行相应修改。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.34(a)(1)(ii)(D)(1)条脚注4，删除关于1959年国家标准局手册中建议的过时信息。
修订《联邦法规汇编》第10编第52.1条，增加1级、2级和2*级的定义，这些定义将适用于拟议规则生效日期(如最终确定)后颁发的设计认证。

本拟议规则中的其余拟议变更不构成《联邦法规汇编》第10编第50部分规定的改造，也不影响《联邦法规汇编》第10编第52部分COL的问题终局性，并且它们不是对现有要求的非强制性放宽、自愿替代要求，也不适用于仅未来的申请人。这些拟议变更不会要求被许可人修改或添加系统、结构、组件或设施设计；或设施的设计批准或ML；或设计、建造或运营设施所需的程序或组织。因此，拟议变更不符合《联邦法规汇编》第10编第50.109条中“改造”的定义，因此不构成改造，也不会影响《联邦法规汇编》第10编第52部分COL的问题终局性。以下拟议规则变更属于这一类别:

修订《联邦法规汇编》第10编第50.160(b)(1)(iv)(A)(2)条以及第10编第50部附录E的IV.D.2款，以使用现代术语。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.54(q)条，以修订应急计划变更流程并使其具备风险依据。确定被许可人的应急计划变更是否需要事先获得核管理委员会批准的标准以及在《联邦法规汇编》第10编第50.54(q)条中获取该批准的流程，不属于《联邦法规汇编》第10编第50.109(a)(1)条所定义的“回溯性改造”范围，因为它们是核管理委员会设计的行政变更流程的一部分，而该流程并非设施设计、建造或运营所必需。此外，被许可人可能用于决定是否变更其应急计划的程序也不是设施设计、建造或运营所必需的。其他拟议的变更流程修订如下:
新增《联邦法规汇编》第10编第50.59(e)条，以建立一个基于风险的替代现有《联邦法规汇编》第10编第50.59条变更流程的方案。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.59(c)(2)(viii)条，允许被许可人在未经核管理委员会事先批准的情况下，对(更新后的)《最终安全分析报告》中所述的分析方法进行某些变更，前提是这些变更是根据《联邦法规汇编》第10编第50.221条经核管理委员会批准的验证与确认计划进行的。
修订《联邦法规汇编》第10编第52部附录A、D、E、F和G的VIII.A节，以修订被许可人请求变更一级设计描述信息和一级重要厂外应急行动能力信息的变更流程，以及修订商业运行期间变更和偏离的变更流程。
修订《联邦法规汇编》第10编第52部附录A、D、E、F和G的VIII.B.5.c节，以修订用于确定影响特定核电站设计控制文件中识别的堆外严重事故设计特征解决的二级信息拟议偏离是否需要许可修正案的变更流程标准。

修订《联邦法规汇编》第10编第52部附录D的VIII.B节，以允许使用VIII.B.5.b和B.5.c节中类似《联邦法规汇编》第10编第50.59条的标准，来确定引用《联邦法规汇编》第10编第52部附录D的被许可人是否可在未经核管理委员会事先批准的情况下偏离二级*信息。

修订《联邦法规汇编》第10编第51.51(b)节中的表S - 3。表S - 3中的信息为评估铀燃料循环环境影响的贡献提供依据，以支持核管理委员会在核反应堆许可行动时履行《国家环境政策法》规定的义务。由于表S - 3仅提供核反应堆以外的环境影响信息，核管理委员会对表S - 3的拟议修订不会导致符合《联邦法规汇编》第10编第50.109(a)(1)条中“回溯性改造”定义的修改或添加。
修订《联邦法规汇编》第10编第51.52节中的表S - 4。表S - 4中的信息为评估进出核反应堆的燃料和废物运输的环境影响贡献提供依据，以支持核管理委员会在核反应堆许可行动时履行《国家环境政策法》规定的义务。由于表S - 4仅提供核反应堆以外的环境影响信息，核管理委员会对表S - 4的拟议修订不会导致符合《联邦法规汇编》第10编第50.109(a)(1)条中“回溯性改造”定义的修改或添加。
修订《联邦法规汇编》第10编第50.67条以及第10编第50部附录A的一般设计准则19，以澄清相关规定。
修订现行的《联邦法规汇编》第10编第50.34、50.46、50.46a和50.69条；第10编第50部附录A的一般设计准则17、35、38、41、44和50条；第10编第50部附录K；《联邦法规汇编》第10编第52.47、52.54、52.79、52.137和52.157条；以及第10编第52部附录G，以反映拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条。这些拟议变更中的许多将支持拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条的实施，该条将为轻水反应堆的应急堆芯冷却系统提供自愿性替代标准。这些拟议的一致性变更不符合回溯性改造的定义，原因与拟议的《联邦法规汇编》第10编第50.46a条(自愿性替代要求)不符合回溯性改造定义相同。其他拟议的一致性变更将影响申请人的规定，因此，根据《联邦法规汇编》第10编第50部不构成回溯性改造，也不会影响《联邦法规汇编》第10编第52部批准的问题终局性。
从10 CFR 50.49(b)(1)中删除脚注3，并将脚注4重新指定为脚注1。
修订10 CFR 50.75(e)、(g)和(h)以进行编辑更正。
修订10 CFR 52.63(a)(1)(vii)，删除“提高标准化程度”这一作为委员会在通过制定规则修改、撤销或对认证信息施加新要求之前必须满足的标准。
修订10 CFR 52.63(a)(4)(ii)，删除在通过特定工厂命令对设计施加新要求之前，特殊情况是否超过因标准化降低可能导致的任何安全性降低这一作为委员会必须满足的标准。
修订10 CFR 52.63(b)(1)，删除委员会审查所请求豁免对标准化影响的要求。
修订10 CFR 52.93和52.171，删除委员会讨论变更对标准化的影响作为偏离ML信息正当理由标准的要求。

如本文件“指南可用性”部分所述，NRC正在发布24份指南草案文件，若最终确定，将为NRC接受的符合本拟议规则各方面的方法提供指导。此外，如指南文件中所讨论的，申请人和被许可人无需遵守指南中规定的立场。因此，将指南文件作为最终指南发布不构成10 CFR第50和53部分下的回溯性调整，也不会影响根据10 CFR第52和53部分颁发的任何批准的问题终局性。

XLI. 监管的累积影响

美国核管理委员会(NRC)力求将监管累积效应(CER)带来的潜在负面后果降至最低。NRC认为，此次规则制定活动的放松监管影响不太可能给利益相关者带来实施挑战。此外，在此次规则制定期间，NRC将可能影响新规则要求实施日期的监管行动(如命令、通用通信、许可证修订申请和一般性检查结果)的发布列为次要事项。

为全面了解此次规则制定可能产生的任何潜在CER影响，NRC提出以下问题。对这些问题的回复是自愿的，在最终规则制定过程中将考虑任何意见。

NRC提议的生效日期为最终规则发布日期后的30天。这是否为实施拟议要求提供了足够的时间？请说明回复理由。
此次规则制定是否存在意外后果，应如何应对？请说明回复理由。
请对NRC在支持本拟议规则的监管分析中的成本和效益估计发表评论。

第四十二条. 清晰写作

2010年《清晰写作法案》(公法第111 - 274号)要求联邦机构以清晰、简洁且组织良好的方式撰写文件。美国核管理委员会撰写本文件时，力求符合《清晰写作法案》以及1998年6月10日发布的总统备忘录《政府写作中的平实语言》(63联邦法规31885)。美国核管理委员会就本文件所使用语言的清晰度和有效性征求意见。

XLIII. 国家环境政策法

委员会提议根据经修订的1969年《国家环境政策法》以及10 CFR Part 51 A子部分中的委员会规定确定，如果本规则获得通过，将不会是对人类环境质量有重大影响的主要联邦行动，因此不需要编写环境影响声明。关于潜在环境影响的这一拟议决定的依据是，本联邦公报通知中所述规则的实施不会对环境产生重大影响。拟议要求将在应用中属于行政性质或程序事项，或提供与现有要求相当的安全水平；因此，实施本拟议规则中的规定将产生与现有要求类似的环境影响。

本环境评估草案的拟议决定是，此行动不会对人类环境质量产生重大影响。然而，公众利益相关者应注意，可按照“地址”标题下所示将对本环境评估任何方面的意见提交给核管理委员会。本文件“文件获取方式”部分指明了环境评估草案的获取方式。本环境评估及拟议的无重大影响认定可通过识别号NEPA ID EAXX - 429 - 00 - 000 - 1770782365进行追踪。

XLIV. 《文书削减法案》

本拟议规则包含根据1995年《文书削减法案》(美国法典第44编第3501节及其后各节)新增或修订的信息收集内容。本拟议规则已提交给管理和预算办公室，以供审查和批准这些信息收集内容。

提交类型:新增

信息收集的标题:《反应堆许可、安全监督和选址实践现代化》

管理和预算办公室批准文号:3150 - 0008、3150 - 0011、3150 - 0093、3150 - 0151、3150 - 0155、3150 - 0264和3150 - 0274。

适用时的表格编号:不适用。

要求或请求收集信息的频率:信息收集一次性、不定期和定期提交。收集频率会因在10 CFR 50.46a下新增定期报告、引入质量管理体系(QMS)变更和应急准备(EP)框架过渡的事件驱动提交而改变，同时在10 CFR 50.54(t)下将EP计划审查从每年一次减为每两年一次。QMS变更记录必须保存三年，而其他记录通常要求在许可证有效期内保存。

要求或请求谁做出回应:本拟议规则将影响一系列向核管理委员会申请或持有许可证的实体。受影响的实体包括新申请人以及根据10 CFR第50、52、53、54、71、100部分和10 CFR 50.55a运营的现有许可证持有人。

每年回应数量的估计:2,075.1(2,063.1份报告回应，10 CFR第50部分的10.3份记录保存回应；10 CFR第53部分的1.7份报告回应)。

每年预计的回应者数量:130(10 CFR第50部分为120，10 CFR第53部分为5，10 CFR第100部分为5)。

每年遵守信息收集要求或请求所需总小时数的估计:33,321.6(10 CFR第50部分报告83,116.6小时 + 记录保存6,150小时；10 CFR第53部分 - 835小时报告；10 CFR第100部分 - 55,110小时报告)。

摘要:核管理委员会提议修订其法规，以使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化。拟议规则引入了自愿性基于风险和绩效的替代方案，更新了应急准备要求，通过10 CFR第50部分的新附录T简化了质量保证标准，并修订了选址标准以纳入风险见解。这些变更影响与许可证申请、许可证修订请求、定期报告和记录保存相关的信息收集。新的收集内容包括根据10 CFR 50.46a进行的应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型报告和监测、根据10 CFR 50.54(a)(5)、50.55(f)(5)和53.1565进行的质量管理体系变更批准，以及根据10 CFR 50.160进行的应急准备框架过渡请求。拟议规则还通过消除重复要求(如综合许可证申请中的规定应急准备内容和应急准备计划更新条款)以及简化10 CFR第100部分下的地震/地质选址标准来减轻负担。总体而言，由于自愿性替代方案需要额外的技术分析和文件，拟议规则导致负担净增加，但通过现代化和简化举措的有针对性减少得到平衡。

本拟议行动包括对10 CFR第50.55a节以及第50、52、53、54、71和100部分的若干要求进行修订。对10 CFR第2和51部分的拟议变更不包含根据1995年《文书削减法案》新增或修订的信息收集内容。

核管理委员会正在就本拟议规则中包含的信息收集的潜在影响以及以下问题征求公众意见:

拟议的信息收集对于核管理委员会履行职能是否必要，包括该信息是否具有实际用途？请解释你的回答。
拟议信息收集的负担估计是否准确？请解释你的回答。
是否有办法提高拟收集信息的质量、实用性和清晰度？请解释你的回答。
如何将拟收集信息给受访者带来的负担减至最小，包括使用自动收集技术或其他信息技术形式？

管理和预算办公室(OMB)批准文件包及拟议规则的副本可在本文件的“文件获取方式”部分获取，或通过拨打1-800-397-4209、301-415-4737联系美国核管理委员会公共文件室参考工作人员，或发邮件至PDR.Resource@nrc.gov免费查看。

你可以通过在https://www.regulations.gov上搜索文档编号NRC-2025-0975来获取与OMB批准文件包相关的提交信息并发表评论。

你可以通过以下方式就这些拟议信息收集的任何方面提交评论，包括减轻负担的建议以及上述问题:

联邦法规制定网站:访问https://www.regulations.gov并搜索文档编号NRC-2025-0975。

在[插入《联邦公报》发布后30天的日期]前提交评论。

公众保护通知

除非要求或需要收集信息的文件显示当前有效的管理和预算办公室(OMB)控制编号，否则核管理委员会(NRC)不得进行或资助信息收集，个人也无需回应。

XLV. 行政命令

以下是与本拟议规则相关的行政命令:

A. 行政命令12866:监管规划与审查(经行政命令14215修订，确保所有机构的问责制)

信息与监管事务办公室(OIRA)已确定，本拟议规则属于经行政命令14215修订的行政命令12866第3(f)节规定的具有重大经济影响的监管行动。因此，美国核管理委员会(NRC)将本拟议规则提交给OIRA进行审查。NRC必须按照行政命令12866第6(a)(3)(B)节的要求进行经济分析。更多信息可在本文件的“监管分析”第三十九节中找到。

B. 行政命令14154:释放美国能源

美国核管理委员会审查了这份拟议规则文件，并确定它符合行政命令14154中概述的政策和指令。

C. 行政命令14192:通过放松管制释放繁荣

此行动初步确定为行政命令14192所定义的放松管制行动。本拟议规则文件估计成本的详细信息可在本文件第三十九节“监管分析”中找到。

D. 行政命令14267:减少反竞争监管壁垒

行政命令14267要求美国核管理委员会确定需废除或修改的反竞争法规。

美国核管理委员会确定了10 CFR 50.34以及10 CFR第52部的相关部分，因为这些法规可能通过使用关于施工许可证所需提交的最低信息水平可能不明确的语言以及使用不具有技术包容性的过度规定性语言来对市场参与造成障碍。对这些法规的拟议废除/修改将通过消除可能给新市场进入者造成不必要进入障碍的监管要求来支持行政命令14267的目标。有关更多信息，请参阅本文件第十八节“讨论 - 施工许可证要求及相关许可证的更新”。

美国核管理委员会确定了10 CFR 50.54，因为该法规通过提高进入壁垒而具有反竞争效果。它也服务于一项重要的监管目标，因为该法规的许多部分对于合理确保充分保护是必要的。对该法规的拟议修改将通过增加替代方案以促进新市场进入者的进入来支持行政命令14267的目标。对10 CFR 50.54 的拟议修正案将是符合规定的变更以反映在拟议的10 CFR第50部附录T中增加基于性能的质量保证标准，作为符合条件的申请人使用10 CFR第50部附录B的替代方案。有关更多信息，请参阅本文件第十六节“讨论 - 纳入核电站和燃料后处理厂的简化质量保证标准”。

美国核管理委员会确定了10 CFR 50.160，因为该法规通过将基于性能的应急准备标准的使用限制于功率小于1000兆瓦热的小型模块化反应堆、非轻水反应堆及其他新技术而对市场参与造成障碍。对该法规的拟议修改将通过使基于性能的法规适用于所有新市场进入者来支持行政命令14267的目标。有关更多信息，请参阅本文件第二十四节“讨论 - 修订核动力反应堆的应急准备法规”。

美国核管理委员会确定了10 CFR 100.3，因为该法规通过限制可用的潜在设施选址，特别是对于那些在厂址边界之外不需要低人口区的设计，对市场参与造成障碍。对该法规的拟议废除/修改将通过消除可能给新市场进入者造成不必要进入障碍的监管要求来支持行政命令14267的目标。有关更多信息，请参阅本文件第三十四节“讨论 - 提高反应堆厂址标准的灵活性”。

四十六. 自愿协商一致标准

1995年的《国家技术转让与促进法》(公法第104-113号)要求联邦机构使用由自愿协商一致标准机构制定或采用的技术标准，除非使用此类标准与适用法律不一致或在其他方面不切实际。在本拟议规则中，核管理委员会将修订10 CFR第50、51、52和71部中与轻水反应堆常规和先进燃料设计使用更高浓缩度相关的规定。此行动不会构成制定包含普遍适用要求的标准。

XLVII. 指南的可用性

美国核管理委员会正在发布24份指南草案以供公众评论，以支持本规则制定中拟议要求的实施。你可以通过在http://www.regulations.gov上搜索文档编号NRC-2025-0975来获取与指南草案相关的信息和意见提交。你可以按照本文档“地址”部分所述的方法，就这些指南草案提交意见。

《DG-1261，修订版1，“测量脱开氧化行为”》将成为一份新的监管指南。
《DG-1262，修订版1，“确定淬火后延展性”》将成为一份新的监管指南。
《DG-1263，修订版1，“确定锆基合金包壳的分析极限”》将成为一份新的监管指南。
《DG-1425，“评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项”》将成为现有RG 1.183的修订版2。
《DG-1426，“一种基于风险的评估过程方法，支持轻水反应堆应急堆芯冷却系统的替代验收标准”》将成为一份新的监管指南。
《DG-1428，“过渡破裂尺寸的电厂特定适用性”》将成为一份新的监管指南。
《DG-1430，“基于性能的应急准备”》将成为现有RG 1.242的修订版1。
《DG-1434，“解决轻水反应堆冷却剂丧失事故中燃料散布的后果”》将成为一份新的监管指南。
《DG-1454，“反应堆安全评估中确定的和有数据支持的阈值的实施”》将成为一份新的监管指南。
《DG-1456，“核动力反应堆应急响应规划与准备”》将成为现有RG 1.101的修订版8。
《DG-1457，“核动力反应堆应急计划变更指南”》将成为现有RG 1.219的修订版2。
《DG-1460，“核电站的应用”》将成为现有RG 1.206的修订版2。
《DG-1461，“根据10 CFR Part 52引用经认证设计的综合许可证下新建核电站建设期间变更的指南”》将成为现有RG 1.237的修订版1。
《DG-1462，“一种基于性能的方法来定义特定场地的地震地面运动”》将成为现有RG 1.208的修订版1。
《核电站气象监测计划》(DG-1463)将成为现有监管导则RG 1.23的修订版2。
《10 CFR 50.220和52.220下提出基于风险和性能的替代验收标准的申请内容指南》(DG-1464)将成为一份新的监管导则。
《非轻水反应堆许可证、认证和批准申请的许可基础及内容的技术包容性应用方法指南》(DG-1465)将成为现有监管导则RG 1.253的修订版1。
《10 CFR 50.59“变更、试验和实验”的实施指南》(DG-1466)将成为现有监管导则RG 1.187的修订版4。
《确保核反应堆退役资金的可用性》(DG-1467)将成为现有监管导则RG 1.159的修订版3。
《10 CFR 50.221“建模与仿真的可信度要求”的实施指南》(DG-1468)将成为一份新的监管导则。
《新反应堆应用场地特征化的分级方法》(DG-4036)将成为一份新的监管导则。
《核电站环境报告的编制》(DG-4037)将成为现有监管导则RG 4.2的修订版5。
《许可证续期的更新审查标准》(LR-ISG-2026-01)将成为新的临时工作人员指南。
《NUREG-0800》第14章第14.3节“检查、试验、分析和验收标准”将对现有标准审查计划(2007年3月发布)进行修订。

本次规则制定之外的监管导则更新草案包含在DG-1425中。DG-1425的这些额外更新包括以下内容:

根据美国国家标准学会/美国核学会5.4《计算氧化物燃料中挥发性裂变产物的分数释放方法》(2011年5月)，对除最大假设事故(冷却剂丧失事故)之外的事故的稳态释放分数进行更新，将适用性扩展到更高燃耗和更高富集度；
关于沸水堆主蒸汽隔离阀(MSIV)泄漏建模和抑制池洗涤去除裂变产物的额外指南；
关于考虑沸水堆主蒸汽管道和凝汽器内MSIV泄漏的滞留和保留的指南；以及
关于使用最佳估计加不确定性方法确定放射性模型输入的指南。

下表中列出的文件可供感兴趣的各方获取

人员通过以下一种或多种所示方法。

文件	ADAMS 登记号 / 网页链接 / 《联邦公报》引用
拟议规则文件
拟议规则的监管分析草案:使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化	ML26181A099
拟议规则的环境评估草案:使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化	ML26181A100
拟议规则的管理和预算办公室支持声明草案:使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化	ML25328A182
拟议规则的管理和预算办公室负担表草案:使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化	ML26034C042
拟议规则的非官方加线规则文本:使反应堆许可、安全监督和选址实践现代化(NRC - 2025 - 0975；RIN 3150 - AL44)，日期为2026年7月	ML26029A079
指导文件草案
DG - 1261，修订版1，“测量脱离氧化行为”，日期为2026年7月	ML24284A338
DG - 1262，修订版1，“确定淬火后延展性”，日期为2026年7月	ML24284A340
DG - 1263，修订版1，“确定锆基合金包壳的分析极限”，日期为2026年7月	ML24304A946
DG - 1425，“评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项”，日期为2026年7月	ML24185A179
DG - 1426，“一种支持轻水反应堆应急堆芯冷却系统替代验收标准的风险知情评估过程方法”，日期为2026年7月	ML24284A342
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DG-1454，《反应堆安全评估中确定的和有数据支持的阈值的实施》，日期为2026年7月	ML25283A021
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DG-1465，《关于用于告知非轻水反应堆许可证、认证和批准申请的许可基础及申请内容的技术包容性应用方法指南》，日期为2026年7月	ML25260A526
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DG-1467，《确保核反应堆退役资金的可用性》，日期为2026年7月	ML25273A081
DG-1468，《10 CFR 50.221“建模与仿真的可信度要求”实施指南》，日期为2026年7月	ML25269A145

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DG-4037，《核电站环境报告的编制》，日期为2026年7月	ML25268A122
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其他参考文献
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纳入核电站和燃料后处理厂简化的质量保证标准
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南方核运营公司沃格特勒核电站3号和4号机组，“撤回关于二级*信息变更的豁免及许可证修正案申请(监管行动报告14-008)”，日期为2014年12月15日	ML14349A624
美国核管理委员会信函，“为沃格特勒核电站3号和4号机组颁发综合许可证及有限工作授权”，日期为2012年2月10日	ML113540620
美国核管理委员会信函，“为沃格特勒核电站3号和4号机组颁发二级许可证修正案第44号(监管行动报告15-007)”，日期为2016年2月1日	ML15191A128
南方核运营公司沃格特勒核电站3号和4号机组，“许可证修正案及豁免申请:二级*偏离评估程序变更(监管行动报告-17-037)”，日期为2017年12月21日	ML17355A416

美国核管理委员会信件，“沃格特勒核电站3号和4号机组——发布修订案142和141以及给予豁免，主题:二级*偏离评估流程的变更(LAR 17 - 037)”，日期为2018年9月20日	ML18235A029
南方核运营公司沃格特勒3号和4号机组，“许可证修订申请和豁免申请:取消一级和二级*要求”，日期为2024年7月25日	ML24207A108
南方核运营公司沃格特勒核电站3号和4号机组，“撤回许可证修订申请和豁免申请:取消一级和二级*要求”，日期为2024年9月2日	ML24269A253
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核电站应急准备规定的修订
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南方核运营公司沃格特勒发电站ESP场地档案编号52-011；早期场地许可证及有限工作授权；早期场地许可证编号ESP-004，日期为2009年8月26日	ML092290157

公共服务企业集团电力有限责任公司和公共服务企业集团核能有限责任公司，公共服务企业集团厂址早期许可证档案编号52 043；早期许可证，早期许可证编号ESP - 005，日期为2016年5月5日	ML16084A798
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制造许可证期限延长
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核电站许可证续期
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增强反应堆选址标准的灵活性
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《联邦公报》通知 - 最终规则，“临界事故要求”，日期为1998年11月12日	63联邦法规63127
《联邦公报》通知 - 直接最终规则，“乏燃料池中干式储存桶或运输包装内燃料的临界控制”，日期为2006年11月16日	71联邦法规66648

《联邦公报》通知 - 最终规则，“核动力反应堆的早期场地许可证；标准设计认证和合用许可证"，日期为1989年4月18日	54 FR 15372
《联邦公报》通知 - 最终规则，“应急堆芯冷却系统；验收标准修订”，日期为1988年9月16日	53 FR 35996
《联邦公报》通知 - 最终规则，“核动力厂通用设计准则”，日期为1971年2月20日	36 FR 3255
《联邦公报》通知 - 最终规则，“修改通用设计准则4关于防止假定管道破裂动态影响的要求”，日期为1987年10月27日	52 FR 41288
《联邦公报》通知 - 最终规则，“动力反应堆安全要求”，日期为2009年3月27日	74 FR 13926
《联邦公报》通知 - 最终规则。“反应堆场地准则，包括核动力厂的地震和地震工程准则”，日期为1996年12月11日	61 FR 65157
《联邦公报》通知 - 最终规则，“辐射防护标准”，日期为1991年5月21日	56 FR 23360
《联邦公报》通知 - 拟议规则，“应急堆芯冷却系统；验收标准修订”，日期为1987年3月3日	52 FR 6334
《联邦公报》通知 - 拟议规则，“核动力厂建设许可证通用设计准则”，”，日期为1967年7月11日	32 FR 10213
《联邦公报》通知 - 监管依据 “轻水反应堆常规和事故容错燃料设计的富集度增加”，日期为2023年9月8日	88 FR 61986
《联邦公报》通知 - 最终政策声明，“在核监管活动中使用概率风险评估方法；最终政策声明”，日期为1995年8月16日	60 FR 42622
最终规则制定包，SECY - 16 - 0033 “SECY - 16 - 0033最终规则草案 - 10 CFR 50.46c:冷却剂丧失事故期间的应急堆芯冷却系统性能”，日期为2016年3月16日	ML15238A947

美国政府问责局/资源社区与经济发展司-99-95，“核监管:利用风险信息进行安全监管所需的策略”，日期为1999年3月19日	https://www.gao.gov/products/rced-99-95
国际原子能机构STI/PUB/1710，“福岛第一核电站事故”，日期为2015年	https://www.iaea.org/publications/10962/the -fukushima-daiichi-accident
国际原子能机构放射应急第一响应者便携式数字助理，“应急工作人员返回剂量指南”，日期为2024年	https://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/epr-first res-pda/html/ti2-turn-back-dose.htm#ftn.10
国际辐射防护委员会第109号出版物，“委员会关于在应急照射情况下保护人员的建议的应用”，日期为2009年	https://www.icrp.org/publication.asp?id=ICR P%20Publication%20109
国际辐射防护委员会第23号出版物，“参考人任务组报告”，日期为1975年	https://journals.sagepub.com/pb-assets/cmscontent/ANI/P_023_1975_Repoi t_on_the_Task_Group_on_Reference_Man rev0.pdf
国际辐射防护委员会第26号出版物，“国际辐射防护委员会的建议”，日期为1977年	https://www.icrp.org/publication.asp?id=ICR P%20Publication%2026
东京电力公司福岛核电站事故调查委员会，“最终报告”，日期为2012年7月	http://www.cas.go.jp/jp/seisaku/icanps/eng/f inal-report.html
管理指令8.4，“改造、前瞻性调整、问题终局性和信息请求的管理”，日期为2019年9月20日	ML102973087
亚瑟·T·豪威尔给威廉·F·凯恩的备忘录，“戴维斯-贝斯核电站反应堆压力容器封头降解经验教训报告”，日期为2002年9月30日	ML022740211
D.H.多尔曼给M.M.多恩的备忘录，“在监管决策中应用风险知情原则的委员会指示的实施”，日期为2019年11月18日	ML19319C832
日本厚生劳动省，“日本厚生劳动省对东京电力公司福岛第一核电站事故相关工作中辐射防护的应对措施及行动第7版(2019财年)”，日期为2020年1月	https://www.mhlw.go.jp/english/topics/2011 eq/workers/ri/gr/gr_200131.pdf
美国国家研究委员会电离辐射生物效应委员会，“低水平电离辐射照射的健康影响”，日期为1990年	https://www.ncbi.nlm.nih.gov/books/n/nap12 24/pdf/

美国国家科学院国家研究委员会，《福岛核事故对提高美国核电站安全性的启示》，日期为2014年	https://nap.nationalacademies.org/catalog/1 8294/lessons-learned-from-the-fukushima-nuclear-accident-for-improving-safety-of-us nuclear-plants
NCRP第180号报告，《电离辐射照射管理:美国的辐射防护指南》，日期为2018年	https://ncrponline.org/shop/reports/report-no-180-management-of-exposure-to-ionizing-radiation-radiation-protection-guidance-for-the-united-states-2018-2018/
NEI 00-02，修订版1，《概率风险评估(PRA)同行评审过程指南》，日期为2006年5月	ML061510619
NEI 06-09，修订版0，《风险知情技术规格倡议4b，风险管控技术规格(RMTS)指南》，日期为2006年11月	ML12286A322
NEI 06-12，修订版2，《B.5.b阶段2和3提交指南》，日期为2006年12月	ML070090060
NEI 12-06，修订版4，《多样化和灵活应对策略(FLEX)实施指南》，日期为2016年12月	ML16354B421
NEI 12-16修订版4，《轻水反应堆核电站燃料储存临界分析执行指南》，日期为2019年9月	ML19269E069
NEI白皮书，《轻水反应堆使用提高浓缩度和燃料燃耗的经济效益与挑战》，日期为2019年2月	ML21259A191
美国核管理委员会通用信函第88-01号，《美国核管理委员会对沸水反应堆奥氏体不锈钢管道中IGSCC的立场》，日期为1988年1月25日	ML031130463
美国核管理委员会通用信函第88-20号，《严重事故脆弱性的单个核电站检查 - 10 CFR 50.54(f)》，日期为1988年11月23日	ML031470299
美国核管理委员会信函，《根据联邦法规汇编第10编第50.54(f)条就福岛第一核电站事故近期特别工作组审查的见解中的建议2.1、2.3和9.3征求信息》，日期为2012年3月12日	ML12053A340
美国核管理委员会备忘录，《关于10 CFR Part 20重大修订的八组问答中的问答》，日期为1994年6月15日	ML12166A179

美国核管理委员会备忘录，“《10 CFR 50.46中包壳脆化标准研究信息更新》”，日期为2011年12月29日	ML113050484
美国核管理委员会第EA-12-049号命令，“关于超出设计基准外部事件缓解策略要求修改许可证的命令(立即生效)”，日期为2012年3月12日	ML12056A045
美国核管理委员会项目计划，版本1.2，“为美国核管理委员会对事故容错燃料进行高效且有效的许可准备的项目计划”，日期为2021年9月	ML21243A298
美国核管理委员会公众意见摘要，“PR - 050 – 52FR06334 – 应急堆芯冷却系统:验收标准修订”，日期为1987年3月3日	ML23151A468
美国核管理委员会白皮书，《关于NUREG - 1829持续适用性的白皮书》，日期为2024年11月13日	ML24205A015
美国核管理委员会白皮书，《白皮书草案:优化性能监测计划的统计方法》，日期为2023年9月26日	ML23272A168
美国核管理委员会白皮书，《关于NUREG - 1903持续适用性的白皮书》，日期为2024年11月18日	ML24323A205
《NUREG/BR-0006》，第9版，“填写核材料交易报告的说明”，日期为2020年8月	ML20240A155
NUREG/BR-0007，第8版，《材料状态报告的编制与分发说明》，日期为2020年8月	ML20240A181
《核管理委员会法规文件汇编/CR-4792》第1卷，总结报告，“沸水反应堆冷却剂管道失效概率”，日期为1988年12月	ML033450494
NUREG/CR-6674，《60年厂龄部件的疲劳分析》，日期为2000年6月	ML003724215
美国核管理委员会规章文件/研究报告6967号，《假想的冷却剂丧失事故期间的包壳脆化》，2008年7月	ML082130389
NUREG/CR-7009，《最先进反应堆后果分析(SOARCA)项目中应用的MACCS最佳实践》，日期为2014年8月	ML14234A148

《NUREG/CR - 7110》第1卷，修订版1，“先进反应堆后果分析项目:皮奇博特综合分析”，日期为2013年5月	ML13150A053
《NUREG/CR - 7219》，“假想的冷却剂丧失事故期间的包壳行为”，日期为2016年7月31日	ML16211A004
《NUREG/CR - 7307》，“关于高燃耗燃料破碎、迁移、扩散及其对压水堆和沸水堆设计基准事故后果的现象识别和排序表”，日期为2024年5月	ML24155A058
《NUREG/KM - 0017》，“美国核电站地震危险性评估:近期特别工作组建议2.1结果”，日期为2021年12月	ML21344A126
《NUREG - 0116》，WASH - 1248补充1，“轻水堆燃料循环后处理和废物管理部分的环境调查:特别工作组报告”，日期为1976年10月	ML14098A013
《NUREG - 0313》，“沸水堆冷却剂压力边界管道材料选择和加工指南技术报告”，日期为1988年1月	ML031470422
《NUREG - 0654/FEMA - REP - 1》，修订版2，“支持核电站的放射性应急响应计划编制和评估标准及准备工作”，日期为2019年12月	ML19347D139
《NUREG - 0713》第43卷，“2021年商业核电站及其他设施的职业辐射照射:第54次年度报告”，日期为2024年2月	ML24060A017
《NUREG - 0737》，“三里岛行动计划要求的澄清”，日期为1980年11月	ML051400209
《NUREG - 0800》，标准审查计划第11.1节，修订版4，“冷却剂源项”，日期为2016年1月	ML15029A022
《NUREG - 0933》，“通用安全问题的解决”，日期为2021年9月	ML21251A113
《NUREG - 1150》第1卷，“严重事故风险:美国五座核电站的评估”，日期为1990年12月	ML120960691
《NUREG - 1430》，修订版5，第1卷，规范，“标准技术规范 - 巴布科克和威尔科克斯工厂”，日期为2021年9月	ML21272A363

《核管理委员会法规指南1430》，第5版，第2卷，依据，“标准技术规格——巴布科克和威尔科克斯工厂”，日期为2021年9月	ML21272A370
《核管理委员会法规指南1431》，第5版，第1卷，规格，“标准技术规格——西屋工厂”，日期为2021年9月	ML21259A155
《核管理委员会法规指南1431》，第5版，第2卷，依据，“标准技术规格——西屋工厂”，日期为2021年9月	ML21259A159
《核管理委员会法规指南1432》，第5版，第1卷，规格，“标准技术规格——燃烧工程工厂”，日期为2021年9月	ML21258A421
《核管理委员会法规指南1432》，第5版，第2卷，依据，“标准技术规格——燃烧工程工厂”，日期为2021年9月	ML21258A424
《核管理委员会法规指南1433》，第5版，第1卷，规格，“标准技术规格 - 通用电气工厂(沸水反应堆/4型)”，日期为2021年9月	ML21272A357
《核管理委员会法规指南1433》，第5版，第2卷，依据，“标准技术规格——通用电气工厂(沸水反应堆/4型)”，日期为2021年9月	ML21272A358
《核管理委员会法规指南1434》，第5版，第1卷，规格，“标准技术规格——通用电气沸水反应堆/6型工厂”，日期为2021年9月	ML21271A582
《核管理委员会法规指南1434》，第5版，第2卷，依据，“标准技术规格 - 通用电气沸水反应堆/6型工厂”，日期为2021年9月	ML21271A596
《核管理委员会法规指南1437》，第1版，“核电站延寿通用环境影响声明:最终报告”，日期为2013年6月	ML13106A241
《核管理委员会法规指南1465》，“轻水核电站事故源项”，日期为1995年2月	ML041040G63
《核管理委员会法规指南1488》，“落基山脉以东69个核电站厂址的利弗莫尔地震危险性估计修订版”，日期为1994年4月	ML052640591
《核管理委员会法规指南1829》，“通过征求意见过程估算冷却剂丧失事故(LOCA)频率”，日期为2008年4月	ML082250436

《NUREG-1855，修订版1，“风险知情决策中与概率风险评估相关的不确定性处理指南”》，日期为2017年3月	ML17062A466
《NUREG-1903，“过渡破裂尺寸的地震考虑因素”》，日期为2008年2月	ML080880140
《NUREG-2119，“鼓胀和破裂包壳的力学行为”》，日期为2012年2月	ML12048A475
《NUREG-2121，“冷却剂丧失事故期间的燃料破碎、重新定位和扩散”》，日期为2012年3月	ML12090A018
《NUREG-2194，修订版1，第1卷，规范》，“标准技术规范 - 西屋先进被动式1000(AP1000)核电站”，日期为2024年1月	ML24026A214
《NUREG-2194修订版1，第2卷，依据》，“标准技术规范 - 西屋先进被动式1000(AP1000)核电站”，日期为2024年1月	ML24026A234
《NUREG-2266，修订版0，“富集度增加和燃耗水平提高的事故容错燃料的环境评估”》，日期为2024年7月	ML24207A210
《WASH-1238，“进出核电站的放射性物质运输的环境调查”》，日期为1972年12月	ML14092A626
《NUREG-75/038，WASH-1238的补编1，“进出核电站的放射性物质运输的环境调查”》，日期为1975年4月	ML14091A176
《ORNL/TM-2024/3350，“富集度增加对核临界安全影响的范围研究”》，日期为2024年5月	ML24163A016
太平洋地震工程研究中心，PEER报告2000/09，“1999年8月17日地震的结构工程勘察:土耳其科贾埃利(伊兹密特)”，日期为2000年12月	https://peer.berkeley.edu/publications/2000 09
在日本原子能机构燃料安全研究会议上的报告，“哈尔登反应堆项目近期和计划中的失水事故实验概述”，日期为2007年5月16 - 17日	ML081370546
公众会议公告，“关于讨论监管的公众会议通知”	ML23278A141

轻水反应堆常规和耐事故燃料设计富集度提高的依据(监管信息编号3150.AK79；NRC - 2020 - 0034)，日期为2023年10月25日
公开会议公告，“美国核管理委员会2024年9月3日第五届年度高燃耗研讨会”，日期为2024年7月18日	ML24243A162
公开会议总结，“2022年6月22日，关于轻水反应堆常规和耐事故燃料设计富集度提高的拟议规则制定公开会议总结”，日期为2022年7月21日	ML22208A001
公开会议总结，“2023年10月25日，公开会议:轻水反应堆常规和耐事故燃料设计富集度提高的监管依据”，日期为2023年11月21日	ML23319A259
监管依据，“轻水反应堆常规和耐事故燃料设计的富集度提高”，日期为2023年9月	ML23032A504
监管指南1.147，修订版20，“在役检查规范案例可接受性，美国机械工程师协会第XI卷，第1分卷”，日期为2021年12月	ML21181A222
监管指南1.157，“应急堆芯冷却系统性能的最佳估算计算”，日期为1989年5月	ML003739584
监管指南1.174，修订版3，“在基于风险的特定核电站许可基础变更决策中使用概率风险评估的方法”，日期为2018年1月	ML17317A256
监管指南1.201，修订版1，“根据安全重要性对核电站结构、系统和部件进行分类的指南”，日期为2006年5月	ML061090627
监管指南1.240，“新燃料和乏燃料水池临界分析”，日期为2021年3月	ML20356A127
监管指南1.3，修订版2，“用于评估沸水反应堆冷却剂丧失事故潜在放射性后果的假设”，日期为1974年6月	ML003739601
监管指南1.4，修订版2，“用于评估潜在放射性的假设”	ML003739614

《压水堆冷却剂丧失事故的后果》，日期为1974年6月
RG 8.29，修订版1，《关于职业辐射暴露风险的指令》，日期为1996年2月	ML003739438
RIL 0801，《10 CFR 50.46中脆化标准修订的技术依据》，日期为2008年5月30日	ML081350225
RIL 2021 - 13，《高燃耗下燃料破碎、迁移和分散研究的解读》，日期为2021年12月	ML21313A145
SAND 2011 - 0128，《使用高燃耗或MOX燃料的轻水核电站事故源项》，日期为2011年1月1日	ML20093F003
SAND 2023 - 01313，《高燃耗燃料源项事故序列分析》，日期为2023年4月	ML23097A087
SECY - 10 - 0161，《最终规则:冷却剂丧失事故技术要求的风险知情变更(10 CFR 50.46a)(RIN 3150 - AH29)》，日期为2010年12月10日	ML102210460
SECY - 15 - 0148，《相对于冷却剂丧失事故(LOCA)期间应急堆芯冷却系统性能最终规则草案(50.46c)，冷却剂丧失事故(LOCA)条件下燃料破碎、迁移和分散的评估》，日期为2015年11月30日	ML15230A200
SECY - 21 - 0109，《轻水反应堆使用增加富集度的传统和事故容错燃料设计的规则制定计划》，日期为2021年12月20日	ML21232A237
SECY - 97 - 155，《工作人员关于商业核电站豁免10 CFR 70.24的行动》，日期为1997年7月21日	ML20211L130
SECY - R - 143，《10 CFR 50的修订 - 核电站通用设计标准》，日期为1971年1月28日	ML072420278
SRM - SECY - 07 - 0082，《工作人员要求 - SECY - 07 - 0082 - 对冷却剂丧失事故技术要求进行风险知情变更的规则制定；10 CFR 50.46a，“应急堆芯冷却系统的替代验收标准”》	ML072220595

《轻水核动力反应堆》，2007年8月10日
SRM-SECY-10-0161，“工作人员要求 – SECY-10-0161 – 最终规则:对冷却剂丧失事故技术要求的风险知情变更(10 CFR 50.46a)(RIN-3150-AH29)”，2012年4月26日	ML12117A121
SRM-SECY-12-0081，“工作人员要求 – SECY-12-0081 – 新反应堆的风险知情监管框架”，2012年10月22日	ML12296A158
SRM-SECY-16-0033，“工作人员要求 – SECY-16-0033 – 最终规则草案 – 基于性能的应急堆芯冷却系统要求及相关燃料包壳验收标准”，2024年4月11日	ML24102A281
SRM-SECY-21-0109，“工作人员要求 – SECY-21-0109 – 关于轻水反应堆使用增加浓缩度的传统和事故耐受燃料设计的规则制定计划”，2022年3月16日	ML22075A103
SRM-SECY-97-287，“工作人员要求 – SECY-98-287 – 关于风险知情监管的最终监管指南:政策问题”，1998年3月19日	ML003753490
SRM-SECY-98-015，“工作人员要求 – SECY-98-015 – 动力反应堆风险知情监管的最终通用监管指南和标准审查计划”，1998年5月20日	ML2024-8A848
SRM-SECY-98-144，“工作人员要求 – SECY-98-144 – 关于风险知情和基于性能的监管的白皮书” dated March 1, 1999	ML003753601
技术报告，“分级风险知情基于性能的控制室设计标准框架方法”，2024年9月	ML24150A080
TLR-RES/DE/REB-2021-09，“使用极低破裂概率代码对西屋四回路压水堆一回路冷却剂管道进行概率性破前泄漏评估”，2021年8月13日	ML21217A088
TLR-RES/DE/REB-2021-14，“压水堆管道系统的概率性破前泄漏评估”	ML21266A045

使用《极低破裂概率规范》，日期为2021年9月28日
TSTF-18-07，修订版2，“旅行者TSTF-505的安全评估草案‘提供风险知情的延长完成时间’及TSTF-505提交的TSTF评论”，日期为2018年7月2日	ML18183A493
其他文件
行政命令12866，《监管规划与审查》，1993年10月4日	《联邦法规汇编》第58卷第51735页
行政命令14154，“释放美国能源”，2025年1月29日	90联邦法规汇编第8353页
行政命令14192，“通过放松管制释放繁荣”，2025年2月6日	90联邦法规9065
行政命令14215，“确保所有机构的问责制”，2025年2月24日	90联邦法规汇编第10447页
行政命令14267，“减少反竞争监管壁垒”，2025年4月15日	90联邦法规第15629页
行政命令14300，《下令对核管理委员会进行改革》，2025年5月29日	90联邦法规22587
总统备忘录，“政府文件中的平实语言”，1998年6月10日	63联邦法规第31885页

美国核管理委员会(NRC)编制了一份拟议法规文本变更的非正式加红线删除版本，旨在帮助读者识别这些变更。NRC仅将此非正式加红线版本作为读者工具提供，且该文件列于本文档的“文件可用性”部分。对法规文本的评论应在此拟议规则中提出。

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主题列表

10 CFR Part 2

行政实践与程序、反垄断、副产品材料、机密信息、机密商业信息、信息自由、环境保护、危险废物、核能、核材料、核电站与反应堆、处罚、报告与记录保存要求、性别歧视、源材料、特殊核材料、废物处理与处置。

10 CFR Part 50

行政实践与程序、反垄断、改装、机密信息、刑事处罚、教育、应急规划、防火、消防、政府间关系、核电站与反应堆、处罚、辐射防护、反应堆选址标准、报告与记录保存要求、举报。

10 CFR Part 51

行政实践与程序、环境影响声明、危险废物、核能、核材料、核电站与反应堆、报告与记录保存要求。

10 CFR Part 52

行政实践与程序、反垄断、联合许可证、早期场地许可证、应急规划、费用、检查、问题终局性、有限工作授权、制造许可证、核电站与反应堆、概率风险评估、原型、反应堆选址标准、场地补救、处罚、报告与记录保存要求、标准设计、标准设计认证。

10 CFR Part 53

行政实践与程序、反垄断、改造、建设许可证、组合许可证、机密信息、刑事处罚、早期场地许可证、应急规划、费用、防火、消防、检查、政府间关系、有限工作授权、制造许可证、核电站和反应堆、运营许可证、处罚、原型、辐射防护、反应堆选址标准、报告和记录保存要求、标准设计、标准设计认证、培训计划。

10 CFR Part 54

行政实践与程序、与年龄相关的老化、回溯性改造、机密信息、刑事处罚、环境保护、核电站与反应堆、处罚、辐射防护、报告与记录保存要求。

10 CFR Part 71

刑事处罚、危险材料运输、政府间关系、核材料、包装和容器、处罚、放射性材料、报告和记录保存要求。

10 CFR Part 100

核电站与反应堆、辐射防护、反应堆选址标准、报告与记录保存要求。

基于前言所述原因，并依据经修订的1954年《原子能法》、经修订的1974年《能源重组法》以及美国法典第5编第552条和第553条，核管理委员会提议修订10 CFR第2、50、51、52、53、54、71和100部分:

第2部分——机构实践与程序规则

第2部分的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》第29、53、62、63、81、102、103、104、105、161、181、182、183、184、186、189、191、234条(《美国法典》第42编第2039、2073、2092、2093条，( {2111},{2132},{2133},{2134},{2135},{2201},{2231},{2232},{2233},{2234},{2236},{2239},{2241},{2282}); ) 1974年《能源重组法》第201、206条(《美国法典》第42编第5841、5846条)；1982年《核废料政策法》第114(f)、134、135、141条(《美国法典》第42编第1对134(f)、10154、10155、10161条)；《行政程序法》(《美国法典》第5编第552、553、554条)；1969年《国家环境政策法》(《美国法典》第42编第4332条)；《美国法典》第44编第3504条注释。第2.205(j)条也根据公法第104-134号第31001(s)条发布，《美国法典》第110编第1321-373条(《美国法典》第28编第2461条注释)。

§ 2.109 [修订]

在§ 2.109中，删除并保留段落 (c)。

第50部 - 生产与使用的国内许可

设施

第50部的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》，第11、101、102、103、104、105、108、122、147、149、161、181、182、183、184、185、186、187、189、223、234条(《美国法典》第42编第2014、2131、2132、2133、2134、2135、2138、2152、2167、2169、2201、2231、2232、2233、2234、2235、2236、2237、2239、2273、2282条)；1974年《能源重组法》，第201、202、206、211条(《美国法典》第42编第5841、5842、5846、5851条)；1982年《核废料政策法》，第306条(《美国法典》第42编第10226条)；1969年《国家环境政策法》(《美国法典》第42编第4332条)；《美国法典》第44编第3504条注释。

在§50.2中，按字母顺序添加“超设计基准事件”和“设计基准事件”的定义如下:

§ 50.2 定义。

超设计基准事件是指发生频率低于设计基准事件阈值，但大于或等于可信度阈值的始发事件，该可信度阈值提供了适当的安全水平且被核管理委员会视为可接受，或者是指法规明确要求在许可基准中予以考虑的事件(设计基准事件除外)。本定义以及“设计基准事件”的相应定义，适用于在[最终规则生效日期后180天的日期]或之后提交的关于本部分规定的建设许可证、运行许可证以及早期场地许可证、标准设计的申请。

认证、联合许可证、标准设计批准和制造

本章第52部分规定的许可证。许可证、许可的申请人或持有人

标准设计认证，或本部分或第52部分规定的标准设计批准

本章中不受此要求约束的人员可提议采用此定义

并通过向核管理委员会提交申请，提交“设计基准事件”的相应定义

在一份申请中通过根据( \text{ § }{50.90} )提出的许可修正案请求获得批准，或者

通过本章第52部适用的变更程序。

设计基准事件是指频率大于或等于一个确定的、有数据支持的阈值的始发事件，该阈值提供了适当的安全水平，并被核管理委员会认为是可接受的。本定义以及“超设计基准事件”的相应定义，适用于在[最终规则生效日期后180天]或之后提交的关于本部建设许可证和运营许可证的申请，以及关于早期场地许可证、标准设计认证、综合许可证、标准设计批准和本章第52部制造许可证的申请。本部或本章第52部的许可证、许可、标准设计认证或标准设计批准的申请人或持有人，若不受此要求约束，可通过在申请中提交核管理委员会批准请求、通过( \text{ § }{50.90} )下的许可证修订请求或通过本章第52部适用的变更程序，提议采用本定义以及“超设计基准事件”的相应定义。

在§50.4中，添加(b)(7)(iii)款，内容如下:

§ 50.4书面通信。

(b) ***

(7) ***

(iii) 根据( \text{ § } ) 50.54(a)(5)或§ 50.55(f)(5)对安全分析报告质量管理体系进行的变更，或根据( \text{ § }{50.54}\left( \mathrm{a}\right) \left( 5\right) )或( \text{ § }{50.55}\left( \mathrm{f}\right) \left( 5\right) )对被许可人经美国核管理委员会认可的质量管理体系专题报告进行的变更，必须提交给美国核管理委员会文件控制处，并抄送适当的地区办公室，若已为该设施现场指定了核管理委员会驻地检查员，则还需抄送一份给该检查员。如果通信是以书面形式进行的，必须发送经签署的原件。

在§ 50.10中，修订(a)和(c)款，并添加(h)款，内容如下:

§ 50.10 需要许可证；有限工作授权。

(a) 定义。在本节中，“建设”指本节(a)(1)款所述的活动。

(1) 构成建设的活动包括打桩、地下准备、回填、混凝土浇筑或在挖掘范围内浇筑永久挡土墙、基础安装，或现场组装、架设、制造或测试，这些活动可能影响以下各项的所需功能:

(i) 设施中与安全相关的结构、系统或部件(SSC)，定义见§ 50.2；

(ii) 执行安全重要功能的SSC；以及

(iii) 符合本章第73部分要求所必需的SSC。

(2) 对于根据该法案第104a条或第104c条要求获得许可的生产或使用设施(测试设施和核电站除外)，建设不包括建造将用于设施运营以外活动且也可用于容纳设施的建筑物(例如，建造一座有空间安装培训反应堆的大学实验室大楼)。

(3) 任何被确定不属于§ 50.10(a)(1)所定义范围且由申请人或代表申请人进行的活动，完全由申请人自行承担风险，并且与根据该法案的要求以及根据该法案发布的规则、条例或命令颁发许可证无关。

§ 50.10(a)(1)且由申请人或代表申请人进行的活动，完全由申请人自行承担风险，并且与根据该法案的要求以及根据该法案发布的规则、条例或命令颁发许可证无关。

申请人自行承担风险，并且与根据该法案的要求以及根据该法案发布的规则、条例或命令颁发许可证无关。

该法案以及根据该法案发布的规则、条例或命令。

(c) 建设许可证、授权有限工作授权活动的早期场地许可证、综合许可证或有限工作授权的要求。除本节(h)款规定的情况外，任何人在获得本部颁发的建设许可证、本章第52部分颁发的综合许可证、授权本节(d)款所述活动的早期场地许可证或本节(d)款所述的有限工作授权之前，不得在设施将运行的场地上开始建设生产或使用设施。

(h) 通用许可证的颁发。特此向根据10 CFR第50或52部分申请建设许可证或综合许可证以在申请中指定的场地进行建设活动的利用设施申请人颁发通用许可证，但须符合以下条件:

(1) 申请人已提交且委员会已登记根据10 CFR第50或52部分申请利用设施的建设许可证或综合许可证，该申请符合以下标准:

(i) 申请引用了委员会颁发运营许可证或综合许可证并根据本章( \text{ § } ) 52.103(g)做出认定且委员会根据§ 50.57(d)或§ 52.97(d)给予通用终局性的反应堆设计；

(ii) 本节(h)(1)(i)款所述的运营许可证或综合许可证符合分类排除标准或根据本章第51部分的环境评估得出无重大影响的认定；

(iii) 使用通用许可证的申请包括一项计划，即在必要时对通用许可证下开展活动所造成的任何不利环境影响进行补救；以及

(iv) 申请必须包含信息，证明场地特征受为批准通用终裁而假定的场地参数限制。

(2) 申请人只能在施工开始前按照§ 50.4中的说明通知核管会负责监管研究与运行的主任后才能进行施工。通知必须声明已获得与拟议行动相关的所有适用许可证、执照、批准和其他授权。通知可以采用信函形式，但必须包含申请人的姓名、地址以及负责提供有关本通用许可证下施工的更多信息的人员的姓名和联系方式。

(3) 所有适用的联邦环境磋商均已完成。

(4) 通用许可证授权建造委员会已给予通用终裁的商用核电站设计的那些通用方面，且不授权安装反应堆容器、反应堆冷却剂系统或相关的反应性控制和热移除系统；

(5) 申请人必须允许核管会进行其认为与通用许可证下开展的活动相关的必要检查。

(6) 申请人根据通用许可证自行开展或代表其开展的任何活动完全由申请人承担风险，并且与根据该法案的要求以及根据该法案发布的规则、条例或命令颁发许可证无关。

在§ 50.33中，删除脚注1和2，并将(g)款修订如下:

§ 50.33 申请内容；一般信息。 * * * * *

(g)(1) 如果申请是关于核动力反应堆的运行许可证或综合许可证，或者如果申请是关于早期场地许可证且包含本章§ 52.17(b)(2)(ii)规定的应急应对计划，则申请人必须与负责应急应对的场外组织协调放射性应急准备活动，这些组织包括适用情况下的州、地方和部落政府机构。具体而言，申请人必须确保这些应急响应组织了解设施可能产生的放射性后果，并就适当的防护措施进行了磋商，包括实施预定的即时防护措施的任何应急规划区(EPZ)的范围。申请必须包含描述申请人与这些应急响应组织互动程度的信息。如果申请是关于早期场地许可证，且根据本章( \text{ § }{52.17}\left( \mathrm{;b}\right) \left( 2\right) \left( \mathrm{i}\right) )提出了描述EPZ的应急计划的主要特征，则EPZ的描述必须符合本款(g)(1)的要求。一般来说，核动力反应堆的烟羽暴露途径应急规划区的半径约为2至10英里(3.2至( {16}\mathrm{;{km}} )公里)。对于授权热功率小于300兆瓦的反应堆，烟羽暴露途径应急规划区可设定在场地边界。应急规划区的必要性和大小也可根据( \text{ § } ) 50.33(g)(2)所述的具体情况确定。特定核动力反应堆周围应急规划区的确切大小和配置应根据当地应急响应需求和能力确定，这些需求和能力会受到人口统计学、地形、土地特征、出入路线和管辖边界等条件的影响。应急计划必须描述为避免或减少应急规划区内及以外或场地边界处的剂量以及保护摄入途径而采取的适当行动。

(2) 对于逐案进行的应急规划区确定，申请人或被许可人必须提交一份分析报告，用于确定是否满足( \text{ § }{50.33}\left( g\right) \left( 2\right) \left( i\right) \left( A\right) )和( \left( B\right) )中的标准，以及如果满足这些标准，羽流暴露途径应急规划区的范围。

(i) 烟羽暴露途径应急规划区是指以下区域:

(A) 考虑事故可能性、源项、事故序列的时间以及气象条件，预计设施释放放射性物质后96小时内个人的总有效剂量当量超过1雷姆(10毫希沃特)的区域；以及

(B) 需要采取预定的即时防护措施的区域。

(ii) [保留]

在§ 50.34中，

a. 无论何处出现文本“LOCA's”，均将其删除，并在其位置添加文本“LOCAs”；

b. 无论何处出现文本“PWR's”，均将其删除，并在其位置添加文本“PWRs”；

c. 无论何处出现文本“BWR's”，均将其删除，并在其位置添加文本“BWRs”；

d. 修订(a)(1)引言文本、(a)(1)(ii)(D)、(a)(7)、(b)(6)(ii)、(b)(6)(v)、(b)(10)、(b)(11)以及脚注#1、#3、#4和#6；

e. 删除(a)(4)和(b)(4)的最后一句；

f. 删除并保留(a)(10)段；

g. 在(a)(12)段中，删除短语“1997年1月10日及以后，固定功率”，并在其位置添加“功率”；

h. 添加(b)(14)段；以及

i. 修订(f)(3)(ii)款。

修订和新增内容如下:

§ 50.34 申请内容；技术信息。

(a) 初步安全分析报告。每份建造许可证申请均应包括一份初步安全分析报告。应包含的最低信息( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )如下:

(1) 申请建造许可证的动力反应堆申请人应符合本节(a)(1)(ii)款。所有其他建造许可证申请人应符合本节(a)(1)(i)款。

(ii) ***

(D) 拟在设施中设计的安全特性以及在放射性物质释放到环境之前因事故必须突破的屏障。必须特别关注旨在减轻事故放射性后果的工厂设计特性。在进行此项评估时，申请人应假设裂变产物释放( {}^{\left\lbrack 3\right\rbrack } )，假设设施以预期的最大功率水平运行。申请人应使用潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及任何旨在减轻事故后果的裂变产物清理系统，结合适用的场地特征，包括场地气象条件，对假设的裂变产物释放进行评估和分析，以评估场外放射性后果。场地特征必须符合本章第100部分的规定。评估必须确定:

(1) 在假设的裂变产物释放开始后的任何2小时期间，位于禁区边界任何一点的个人所接受的辐射剂量不会超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 4\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )总有效剂量当量(TEDE)。

(2) 位于低人口区外边界任何一点的个人，在接触假设的裂变产物释放产生的放射性云(在其整个通过期间)时，所接受的辐射剂量不会超过25雷姆(0.25 Sv) TEDE；

-***

(7) 拟应用于设施结构、系统和部件的设计、制造、建造和测试的质量保证计划或质量管理体系的说明。本部分附录B“核电站和燃料后处理厂质量保证标准”规定了核电站和燃料后处理厂质量保证计划的要求。本部分附录T“核电站和燃料后处理厂简化质量保证标准”规定了符合条件的建造许可证申请人可自愿用作本部分附录B替代方案的核电站和燃料后处理厂质量保证计划的简化要求。核电站或燃料后处理厂质量保证计划的说明应包括如何满足附录B的适用要求的讨论，或者对于符合条件的建造许可证申请，核电站或燃料后处理厂的质量管理体系应包括如何满足附录T的适用要求的讨论。

(10) [保留]

(b) ***

(6) ***

(ii) 用于确保安全运行的管理和行政控制措施。本部分附录B“核电站和燃料后处理厂质量保证标准”规定了核电站和燃料后处理厂此类控制措施的要求。本部分附录T“核电站和燃料后处理厂简化质量保证标准”规定了符合条件的运行许可证申请人可自愿用作本部分附录B替代方案的核电站和燃料后处理厂此类控制措施的简化要求。关于核电站或燃料后处理厂将使用的控制措施的信息应包括如何满足本部分附录B的适用要求的讨论，或者对于符合条件的运行许可证申请，核电站或燃料后处理厂的质量管理体系应包括如何满足本部分附录T的适用要求的讨论。

(v) 应急应对计划。申请人必须在将应急计划提交给核管理委员会之前，为预期在紧急情况下做出响应的场外应急组织提供就应急计划提供意见的机会。申请必须包含从场外应急组织收到的关于应急计划的任何意见。

(10) 申请运行许可证的动力反应堆申请人，作为部分符合本部分附录A通用设计准则2的要求，应符合本部分附录S的地震工程准则。

(11) 申请运行许可证的动力反应堆申请人应提供一份

如§ 50.34(a)(1)(ii)所述的场地和设施的描述及安全评估。

(14) 申请人可在其申请中就本部分设计的通用方面请求通用终局性认定，以便申请中的信息若获核管理委员会批准，在其他程序中引用经批准的通用终局性认定信息时，即视为已解决。请求通用终局性认定的运行许可证申请必须包括为设计假定的适用厂址参数，包括相关外部危害的设计基准外部危害水平，以及根据这些厂址参数对设计进行的分析和评估。 *

(f) ***

(3) ***

(ii) 确保10 CFR Part 50附录B和附录T的准则II要求的质量保证(QA)清单包括对安全重要的所有结构、系统和部件。(I.F.1)

[1] 本段落规定了初步安全分析报告中应包含的最低要求的技术信息，而§§50.35(a)(1)至(4)、50.40和50.50规定了颁发建造许可证所需的认定。如果提供的信息能使委员会做出§§50.35(a)(1)至(4)、50.40和50.50中颁发建造许可证所需的认定，则初步安全分析报告中为满足本节(a)段最低技术信息要求而提供的详细程度将被视为足够。申请人可以通过讨论的形式，具体引用与先前已向委员会提交申请的类似设计设施的异同，来提供本段要求的信息。

[3] 本次评估假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为厂址分析而假设的，或从可能的偶然事件考虑而假定的，以界定广泛的设计基准事故范围。此类事故一般假定会导致堆芯大量熔化，随后释放出大量裂变产物。

[4] 使用25雷姆(0.25希沃特)的全身有效剂量当量并非意味着该数值构成事故情况下公众应急剂量的可接受限值。相反，该剂量值在本节中作为参考值列出，可用于评估假定的反应堆事故情况下的电厂设计特征，以确保此类设计能保证在事故发生时公众遭受辐射的风险较低。

( {}^{\left\lbrack 6\right\rbrack } ) 这些计算假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为厂址分析而假设的，或从可能的偶然事件考虑而假定的，以界定广泛的设计基准事故范围。此类事故一般假定会导致堆芯大量熔化，随后释放出大量裂变产物。

将§50.46修订并重新发布如下:

§ 50.46 轻水核动力反应堆应急堆芯冷却系统的验收标准。

(a) 每座沸水或压水轻水核动力反应堆均须配备一个按照本款所述要求设计的应急堆芯冷却系统(ECCS)。

(1) 对于以下情况，必须满足本节或( \text{ § }{50.46} ) a的要求:

(i) 根据本部分持有运营许可证且于2015年12月31日获授权运营的持有者；

(ii) 根据本部分持有运营许可证且于2015年12月31日之后获授权运营，并且其反应堆设计在§ 50.46a(c)(2)下被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的持有者；

(iii) 根据本部分持有建造许可证且其反应堆设计在( \text{ § }{50.46}\mathrm{a}\left( \mathrm{c}\right) \left( 2\right) )下被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的持有者；

(iv) 根据本章第52部分持有综合许可证、标准设计批准书或制造许可证且其反应堆设计在( \text{ § } ) 50.46a(c)(2)下被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的持有者；

(v) 根据本部分申请建造许可证或运营许可证且其反应堆设计在( \text{ § }{50.46} ) a(c)(2)下被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的申请者；以及

(vi) 根据本章第52部分申请综合许可证、标准设计批准书、制造许可证或标准设计认证(包括在NRC发布最终标准设计认证规则之后的此类申请者)且其反应堆设计在本节( \text{ § }{50.46}\mathrm{a}\left( \mathrm{c}\right) \left( 2\right) )下被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的申请者。

(2) 对于以下情况，必须满足本节的要求:

(i) 根据本部分持有运营许可证且于2015年12月31日之后获授权运营，并且其反应堆设计在§ 50.46a(c)(2)下未被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的持有者；

(ii) 根据本部分持有建造许可证且其反应堆设计在( \text{ § }{50.46}\mathrm{a}\left( \mathrm{c}\right) \left( 2\right) )下未被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的持有者；

(iii) 根据本章第52部分持有综合许可证、标准设计批准书或制造许可证且其反应堆设计在§ 50.46a(c)(2)下未被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的持有者；

(iv) 根据本部分申请建造许可证或运营许可证且其反应堆设计在( \text{ § }{50.46}\mathrm{a}\left( \mathrm{c}\right) \left( 2\right) )下未被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的申请者；以及

(v) 根据本章第52部分申请综合许可证、标准设计批准书、制造许可证或标准设计认证(包括在NRC发布最终标准设计认证规则之后的此类申请者)且其反应堆设计在( \text{ § }{50.46a}\left( c\right) \left( 2\right) )下未被证明与2015年12月31日根据本部分获授权运营的反应堆设计相似的申请者。

(3) (i) 应急堆芯冷却系统(ECCS)的设计必须使其在假定的冷却剂丧失事故(LOCA)后的计算冷却性能符合本节(b)款或( \text{ § }{50.46}\mathrm{a}\left( \mathrm{f}\right) )规定的标准。ECCS冷却性能必须根据可接受的评估模型进行计算，并且必须针对不同规模、位置和其他特性的多个假定LOCA进行计算，以确保计算出最严重的假定LOCA。除非本节(a)(3)(ii)款另有规定，评估模型必须包含足够的支持理由，以表明分析技术能够真实描述反应堆系统在LOCA期间的行为。必须与适用的实验数据进行比较，并识别和评估分析方法及输入中的不确定性，以便能够估计计算结果中的不确定性。必须考虑这种不确定性，以便在将计算出的ECCS冷却性能与本节(b)款或( \text{ § }{50.46} ) a(f)(如适用)规定的标准进行比较时，有很高的概率不会超过该标准。本部分附录K的第二部分“所需文件”规定了每个评估模型的文件要求。本节不适用于已提交本章( \text{ § }{50.82}\left( a\right) \left( 1\right) )或( \text{ § }{52.110}\left( a\right) )要求的认证的核动力反应堆设施。

(ii) 或者，可以按照本部分附录K“ECCS评估模型”的要求和可接受特征开发ECCS评估模型。

(4) 如果发现提交的ECCS冷却性能评估不符合本节(a)(3)(i)和(ii)款的规定，核反应堆监管主任可对反应堆运行施加限制。

(5) (i) 根据本部分颁发运行许可证或建造许可证的每个申请人或持证人、本章第52部分标准设计认证的申请人(包括委员会通过最终设计认证规定后的申请人)，或本章第52部分颁发的标准设计批准、综合许可证或制造许可证的申请人或持证人，必须评估可接受评估模型的任何变更或错误或该模型应用中的变更或错误的影响，以确定该变更或错误是否重大。为此，重大变更或错误是指导致计算出的峰值燃料包壳温度与使用最后一个可接受模型为极限瞬态计算的温度相差超过( {50}^{ \circ }\mathrm{F} )，或者是变更和错误的累积，使得各自温度变化的绝对幅度之和大于( {50}{}^{ \circ }\mathrm{F} )。

(ii) 对于可接受评估模型或其应用中发现的影响温度计算的每个变更或错误，运行许可证、建造许可证、综合许可证或制造许可证的申请人或持证人必须按照本章第50.4节或第52.3节(如适用)规定，至少每年向委员会报告变更或错误的性质及其对极限ECCS分析的估计影响。如果变更或错误重大，申请人或被许可人必须在30天内提供此报告，并在报告中包括提供重新分析或采取其他必要行动以证明符合( \text{ § }{50.46} )要求的提议时间表。该时间表可使用先前经核管理委员会批准用于该设施的综合调度系统制定。对于那些未使用核管理委员会批准的综合调度系统的设施，核管理委员会将在收到提议时间表后的60天内制定时间表。导致计算出的ECCS性能不符合本节(b)款规定标准的任何变更或错误纠正均为第50.55(e)、50.72和50.73节所述的可报告事件。受影响的申请人或被许可人必须立即提出措施，以证明符合要求或使工厂设计或运行符合( \text{ § }{50.46} )要求。

(iii)对于可接受的评估模型或其应用中发现的、影响温度计算的每一处变更或错误，标准设计批准的申请人或持有人或标准设计认证的申请人(包括在委员会通过最终设计认证规则后提出申请的申请人)必须按照本章§52.3的规定，至少每年向委员会以及引用该标准设计批准或标准设计认证的任何申请人或被许可人报告变更或错误的性质及其对极限ECCS分析的估计影响。如果变更或错误很重大，标准设计批准的申请人或持有人或标准设计认证的申请人必须在30天内提供此报告，并在报告中附上一份提议的时间表，说明提供重新分析或采取其他必要行动以证明符合( \text{ § }{50.46} )要求的计划。受影响的申请人或持有人必须立即提出措施，以证明符合要求或使工厂设计符合§50.46的要求。

(iv)对于被批准使用§50.46a(f)而非本节(b)款的实体，在可接受的评估模型中发现的变更或错误应按照( \text{ § }{50.46}\mathrm{a}\left( \mathrm{j}\right) \left( 1\right) )和(2)的规定进行报告。

(b)每个以圆柱形锆合金或ZIRLO包壳内的氧化铀芯块为燃料的沸水或压水轻水核动力反应堆的ECCS系统，其设计应使其在假定的失水事故后的计算冷却性能符合以下标准:

(1)包壳峰值温度。计算得出的最大燃料元件包壳温度不得超过2200华氏度。

(2)最大包壳氧化。计算得出的包壳总氧化量在任何位置均不得超过氧化前包壳总厚度的0.17倍。本款中，总氧化是指如果包壳局部吸收并与之反应的所有氧气都转化为化学计量的二氧化锆，包壳金属将局部转化为氧化物的总厚度。如果计算得出包壳会发生破裂，则包壳的内表面必须从计算得出的破裂时间开始计入氧化。氧化前的包壳厚度是指在发生任何计算得出的破裂或肿胀后，但在显著氧化之前，从包壳内部到外部的径向距离。在计算得出的瞬态压力和温度条件导致预测包壳肿胀(无论是否发生包壳破裂)的情况下，未氧化的包壳厚度必须定义为:如果发生破裂，在破裂高度处的水平面上取包壳横截面积；如果计算得出未发生破裂，则在最高包壳温度高度处取包壳横截面积，除以该高度处的平均周长。对于破裂的包壳，周长不包括破裂开口。

(3)最大氢气生成量。计算得出的包壳与水或蒸汽化学反应产生的氢气总量不得超过假设的氢气生成量的0.01倍，假设的氢气生成量是指围绕燃料的包壳圆柱体中的所有金属(不包括围绕气腔体积的包壳)都发生反应时产生的氢气量。

(4)可冷却几何形状。计算得出的堆芯几何形状变化必须使堆芯仍易于冷却。

(5)长期冷却。在计算得出ECCS的任何成功初始运行之后，计算得出的堆芯温度必须保持在可接受的低温值，并且必须在堆芯中剩余的长寿命放射性所需的延长时间内去除衰变热。

(c)在本节中使用时:

(1)失水事故是指假设的事故，该事故是由于反应堆冷却剂以超过反应堆冷却剂补充系统能力的速率从反应堆冷却剂压力边界中的管道破裂中流失而导致的，直至并包括相当于反应堆冷却剂系统中最大管道双端破裂尺寸的破裂。

(2)评估模型是用于评估假设的失水事故期间反应堆系统行为的计算框架。它包括一个或多个计算机程序以及将该计算框架应用于特定失水事故所需的所有其他信息，例如所使用的数学模型、程序中包含的假设、处理程序输入和输出信息的程序、未包含在计算机程序中的分析部分的规范、参数值以及指定计算程序所需的所有其他信息。

(d)本节的要求是对本部分适用于ECCS的任何其他要求的补充。本节(b)款规定的标准，以及根据可接受的评估模型计算得出的冷却性能，是为了实施本部分中关于ECCS冷却性能设计的一般要求，特别是本部分附录A的标准35。

将§ 50.46a修订如下:

§ 50.46a 轻水核电反应堆应急堆芯冷却系统的替代验收标准。

(a) 定义。为本节之目的:

(1) 本节所允许的变更系指设施、技术规格和程序的变更，这些变更满足本节规定的替代应急堆芯冷却系统分析要求，但不满足§ 50.46规定的应急堆芯冷却系统要求。

(2) 包壳系指围绕并容纳裂变材料的材料结构，并提供一道屏障以防止裂变产物向冷却剂传输或释放。

(3) 污垢系指沉积在燃料包壳表面的任何外来物质。

(4) 实体系指建造许可证、运行许可证、综合许可证、标准设计批准书或制造许可证的申请人或持有人，或标准设计认证的申请人(包括在核管理委员会发布最终标准设计认证规则后此类申请人)。

(5) 应急堆芯冷却系统评估模型系指用于评估假设的冷却剂丧失事故(LOCA)期间轻水反应堆系统(包括燃料)行为的计算框架。它包括一个或多个计算机程序以及将该计算框架应用于特定冷却剂丧失事故所需的所有其他信息，例如所使用的数学模型、程序中包含的假设、处理程序输入和输出信息的程序、未包含在计算机程序中的分析部分的规范、参数值以及指定计算程序所需的所有其他信息。

(6) 冷却剂丧失事故(LOCAs)系指假设的事故，即反应堆冷却剂以超过反应堆冷却剂补给系统能力的速率丧失，起因于反应堆冷却剂压力边界管道破裂，直至并包括相当于反应堆冷却剂系统中最大管道双端破裂尺寸的破裂。涉及过渡破裂尺寸及以下破裂的冷却剂丧失事故为设计基准事故。涉及大于过渡破裂尺寸破裂的冷却剂丧失事故为超设计基准事故。

(7) 运行配置系指那些电厂特性，例如功率水平、设备不可用性(包括由纠正性和预防性维护导致的不可用性)以及影响电厂对冷却剂丧失事故响应的设备能力。

(8) 骤冷系指通过液态冷却剂水对燃料包壳进行快速冷却。

(9) 对于在2015年12月31日根据本部分获授权运行的反应堆，过渡破裂尺寸(TBS)系指等于反应堆冷却剂压力边界管道最大横截面流通面积的破裂面积，但不包括压水反应堆的热管段、冷管段或跨接管段管道；沸水反应堆安全壳内给水管线或余热排出管线中较大的横截面流通面积；或特定电厂的替代破裂面积。对于在2015年12月31日之后根据本部分获授权运行的反应堆，以及根据本章第52部分获授权运行的轻水反应堆(LWRs)，过渡破裂尺寸将根据特定电厂确定。

(b) 适用性和范围。

(1) 本段第(i)至(vi)项所列实体可根据本节(c)款申请使用本节要求。本节不适用于已提交本章( \text{ § }{50.82}\left( \mathrm{a}\right) \left( 1\right) )或( \text{ § }{52.110}\left( \mathrm{a}\right) )要求的认证的核电反应堆设施。

(i) 根据本部分持有在2015年12月31日获授权运行的运行许可证的持有人；

(ii) 根据本部分持有在2015年12月31日之后获授权运行的运行许可证的持有人，且其反应堆设计根据本节(c)(2)款证明与在2015年12月31日根据本部分获授权运行的反应堆设计相似；

(iii) 根据本部分持有建造许可证的持有人，其反应堆设计根据本节(c)(2)款证明与在2015年12月31日根据本部分获授权运行的反应堆设计相似。

(iv) 根据本章第52部分持有综合许可证、标准设计批准书或制造许可证的单位，其反应堆设计在本节(c)(2)款中被证明与2015年12月31日根据本部分被授权运行的反应堆设计相似。

(v) 根据本部分申请建造许可证或运行许可证的申请人，其反应堆设计在本节(c)(2)款中被证明与2015年12月31日根据本部分被授权运行的反应堆设计相似。

(vi) 根据本章第52部分申请综合许可证、标准设计批准书、制造许可证或标准设计认证的申请人(包括在NRC发布最终标准设计认证规则后此类申请人)，其反应堆设计在本节(c)(2)款中被证明与2015年12月31日根据本部分被授权运行的反应堆设计相似。

(2) 本节的要求是对适用于应急堆芯冷却系统的任何其他要求的补充，但§50.46除外。本节(e)(1)款规定的标准，其冷却性能根据本节(e)(2)和(3)款中可接受的评估模型或分析方法计算，是为了实施本部分中关于应急堆芯冷却系统冷却性能设计的一般要求，特别是本部分附录A的标准35。

(3) 被许可人必须在( \text{ § }{50.55}\mathrm{a}\left( \mathrm{g}\right) )条件下，对于内径大于技术规格书的那些反应堆冷却剂压力边界管道，在本节实施前以及此后的每个后续在役检查间隔期(如§50.55a(y)所定义)，对压水堆中类似金属管道的圆周焊缝以及沸水堆中被归类为A类焊缝的圆周焊缝进行NRC批准的抽样检查。抽样必须包括那些失效可能性最高的圆周焊缝。对于作为既定检查程序(如基于风险的在役检查程序)一部分进行检查的焊缝，可以给予认可。必须评估在这些检查中发现的任何退化对技术规格书的影响。

(1) 寻求实施本节的实体必须根据适用情况，提交本章§50.34、50.90或第52部分规定的申请，申请应包含以下信息:

(i) 一份书面评估，证明技术规格书对该实体设施的适用性，或提出替代技术规格书并说明该替代技术规格书与本节技术依据的一致性。申请中提议的初始电厂变更的影响必须作为该评估的一部分予以考虑。

(ii) 视情况而定，一份检查报告，详细说明本节(b)(3)款中检查要求的结果以及这些结果对技术规格书影响的评估。

(iii) 用于证明符合本节(e)款应急堆芯冷却系统标准的可接受分析方法的标识。

(iv) 对用于证明设施提议变更符合本节(h)款要求的基于风险的评估的描述。

(v) 对于希望在未经NRC事先审查和批准的情况下进行本节允许变更的设计认证申请人或制造许可证持有人以外的实体，用于评估这些变更可接受性的程序，包括:

(A) 用于评估符合本节(h)(1)、(2)和(3)款接受标准的方法、途径和决策过程的描述；

(B) 用于证明符合本节(h)(4)和(5)款的概率风险评估(PRA)模型和/或非PRA风险评估方法的描述；以及

(C) 用于评估技术规格书与本节(c)(1)(i)款中评估所使用的接受标准对2015年12月31日根据本部分被授权运行的电厂，或对2015年12月31日根据本部分未被授权运行的实体(根据本节(c)(2)款)的持续适用性的方法、途径和决策过程的描述。

(vi) 对用于证明符合本节(e)款应急堆芯冷却系统接受标准的非安全设备的描述。

(vii) 一份书面评估，证明设施现有的泄漏检测程序如何满足本节(d)(2)段中的标准。

(2) 除2015年12月31日根据本部分被授权运行的申请人外，其他寻求实施本节要求的申请人，除了本节(c)(1)(ii)至(vii)段要求的信息外，还必须提交一份分析，说明拟议的反应堆设计为何与2015年12月31日根据本部分被授权运行的反应堆设计相似，以便本节的规定能够适当适用。该分析还必须包括拟议的技术安全基准(TBS)以及对拟议的TBS与本节技术依据一致的理由说明。申请中提出的初始电厂变更的影响必须作为该评估的一部分予以考虑。

(3) 如果符合以下条件，核管理委员会可批准使用本节的申请:

(i) 根据本节(c)(1)(i)段提交评估证明技术安全基准(TBS)适用于2015年12月31日根据本部分被授权运行的设施中的反应堆；

(ii) 证明符合本节(e)(1)段中应急堆芯冷却系统(ECCS)验收标准的方法符合本节(e)(2)和(3)段中的要求；

(iii) 用于根据本节进行变更的基于风险的评估足以确定是否符合本节(h)段中的验收标准；

(iv)(如适用)为根据本节(h)(1)段进行变更而提议使用的基于风险的评估过程足以确定是否符合本节(h)段中的验收标准；

(v) 对于2015年12月31日未被授权运行的每座反应堆，根据本节(c)(2)段提交的评估证明该反应堆设计与2015年12月31日根据本部分被授权运行的反应堆设计相似，且申请人证明其拟议的技术安全基准(TBS)适用于其设施；以及

(vi) 已符合该法案及委员会法规的适用标准和要求。

(d) 程序要求。根据本节(c)段提出的申请获得核管理委员会批准的实体，只要该实体受本节要求约束，就必须遵守以下要求:

(1) 该实体在实施任何纠错和变更后，必须维持符合本节(e)(1)、(2)和(3)段要求的应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型；

(2) 该实体必须在设施配备泄漏检测系统，并在运行期间根据需要采取行动，以识别、监测和量化泄漏情况，确保不会因大于技术安全基准(TBS)的一回路压力边界部件泄漏而导致不利的安全后果；

(3) 根据本节进行的变更，除了要符合核管理委员会的其他适用要求外，还必须通过基于风险的评估进行评估，证明符合本节(h)段中的验收标准；

(4) 该实体必须进行评估，以确定所有计划中的设施变更的影响，并且不得实施任何会显著增加大破口失水事故(LOCA)频率或使根据本节(c)(1)(i)段为2015年12月31日根据本部分被授权运行的运行反应堆执照持有者进行的证明技术安全基准(TBS)适用性的评估无效，或使根据本节(c)(2)段为2015年12月31日未根据本部分被授权运行的实体确定特定电厂技术安全基准(TBS)而进行的评估无效的设施变更；以及

(5) 在运行期间，执照持有者必须在随后的每个在役检查间隔(如§ 50.55a(y)所定义)，对为满足本节(b)(3)段而检查的相同样本进行本节(b)(3)段规定的检查。必须评估自上次检查以来发现的任何额外老化对技术安全基准(TBS)的影响。

(e) 应急堆芯冷却系统(ECCS)性能。

(1) 应急堆芯冷却系统替代验收标准。对于经美国核管理委员会批准使用本节的每个实体，其反应堆必须配备一个应急堆芯冷却系统，该系统设计用于在假设的失水事故发生时及之后满足本款的验收标准。应急堆芯冷却系统性能的论证必须符合本节(e)(2)款关于热阱硼浓度及以下破口的规定，以及本节(e)(3)款关于热阱硼浓度以上破口的规定。

(i) 应急堆芯冷却系统提供足够的冷却剂，以便在失水事故升温及骤冷期间和之后，燃料保持在可冷却的几何形状中。

(ii) 应急堆芯冷却系统提供足够的冷却剂，以便在燃料中剩余的长寿命放射性所需的延长时间内去除衰变热。

(2) 涉及热阱硼浓度及以下破口的失水事故的应急堆芯冷却系统评估性能论证。热阱硼浓度及以下的应急堆芯冷却系统冷却性能必须根据符合本部分附录K第I节要求的评估模型进行计算，或者对于实际评估模型，按照以下要求计算。

(i) 评估模型必须用于针对不同尺寸、位置(包括内径大于热阱硼浓度的管道系统中的失水事故)及其他特性的多个假设失水事故，以确保对涉及热阱硼浓度及以下破口的最严重假设失水事故进行分析。

(ii)评估模型必须包括足够的支持性理由，以表明分析技术真实地描述了失水事故期间反应堆系统的行为。必须与适用的实验数据进行比较，并识别和评估分析方法及输入中的不确定性，以便能够估计计算结果中的不确定性。必须考虑这种不确定性，以便在将计算出的应急堆芯冷却系统冷却性能与本节(e)(1)款规定的应急堆芯冷却系统性能标准进行比较，并符合本节(f)款中的燃料系统验收标准和建模要求时，有很高的概率满足这些标准。

(iii) 应急堆芯冷却系统评估模型必须考虑燃料几何形状的变化。

(3) 涉及大于热阱硼浓度破口的失水事故的应急堆芯冷却系统性能论证。涉及大于热阱硼浓度破口的失水事故的应急堆芯冷却系统冷却性能必须根据符合本部分附录K第I节要求的评估模型进行计算，或者对于实际评估模型，按照以下要求计算。这些计算可以考虑厂外电源的可用性，并且不需要假设单一故障。如果有厂内特定数据或分析支持，并且通过简单的手动操作能够随时向分析中考虑的设备提供厂内电源，则可以假设安全相关或非安全相关设备的可用性。

(i) 评估模型必须用于针对不同尺寸、位置及其他特性的多个假设失水事故，以确保对大于热阱硼浓度直至反应堆冷却剂系统中最大管道双端破裂的最严重假设失水事故进行分析。

(ii) 评估模型必须包括足够的支持性理由，以表明分析技术真实地描述了失水事故期间反应堆系统的行为。必须与适用的实验数据进行比较，以确保至少在最佳估计水平上，计算出的应急堆芯冷却系统冷却性能符合本节(e)(1)款规定的应急堆芯冷却系统性能标准，并符合本节(f)款中的燃料系统验收标准和建模要求。

(iii) 应急堆芯冷却系统评估模型必须考虑燃料几何形状的变化。

(4) 所需文件。对于经批准使用本节的实体，本款的文件要求取代本部分附录K第II节“所需文件”中的要求。

(i) (A) 必须向美国核管理委员会提交应急堆芯冷却系统评估模型的描述。该描述必须足够完整，以便对分析方法进行技术审查，包括所使用的方程、其差分形式的近似、所作的假设以及所有参数的值或其选择程序。

(B) 应美国核管理委员会要求，必须提供与应急堆芯冷却系统评估模型中使用的形式相同的每个计算机程序的详细源代码。

(ii) 对于每个计算机程序，必须通过系统建模、节点划分和计算时间步长的研究或两者来证明解的收敛性。

(iii) 必须对每个应急堆芯冷却系统评估模型进行适当的敏感性研究，以评估节点划分变化、计算中假设占主导地位的现象(包括泵的运行或锁定)以及参数在其适用范围内的值对计算结果的影响。对于结果显示敏感的项目，所作的选择必须有合理依据。

(iv) 在切实可行的范围内，必须将应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型的预测结果或其部分内容与适用的实验信息进行比较。必须记录ECCS评估模型中所使用计算方法的技术充分性。对于实际评估模型，该记录必须证明符合本节(e)(1)和(f)款的性能标准。对于附录K模型，该记录必须证明符合本部分附录K第一部分的要求特征，并且必须证明符合本节(e)(1)和(f)款的性能标准。

(v) 如果美国核管理委员会(NRC)发现提交的ECCS冷却性能评估与本节(e)款不一致，核反应堆监管办公室主任可对反应堆运行施加限制。

(f) 燃料性能标准。燃料系统设计必须有经NRC批准的限值，这些限值要:

(1) 应对包壳劣化现象；

(2) 保持燃料的可冷却性；

(3) 避免可燃气体的爆炸浓度；以及

(4) 证明在ECCS任何计算得出的成功初始运行之后，ECCS必须提供足够的冷却剂，以在燃料中剩余的长寿命放射性所需的延长时间段内移除衰变热并防止包壳进一步失效。

(g) 在反应堆中使用经NRC批准的燃料。

(1) 燃料装载。经批准使用本节的被许可人，除非由此产生的堆芯设计满足本节(e)款的ECCS性能要求以及本节(f)款的燃料系统验收标准和建模要求，或者以其他方式符合其许可证中关于铅测试组件的技术规范，否则不得向反应堆装载燃料。

(2) 运行。如果经批准使用本节的被许可人确定反应堆中的燃料不再符合本节(e)款的ECCS性能要求以及本节(f)款的燃料系统验收标准和建模要求，则被许可人必须立即采取行动，视情况符合本节(e)或(f)款的要求。

(h) 设施、技术规范或程序的变更。希望进行本节允许的变更的实体必须进行基于风险的评估。

(1) 除设计认证申请人或制造许可证持有人之外的实体，在未经NRC事先批准的情况下，可进行本节允许的变更(技术规范的变更除外)，如果:

(i) 对于运行许可证持有人、未引用标准设计认证或标准设计批准的组合许可证持有人或制造许可证持有人(根据本章( \text{ § }{52.98}\left( \mathrm{;b}\right) ))，或引用标准设计批准的组合许可证持有人，该变更在( \text{ § }{50.59} )下是允许的；或者对于引用标准设计认证的组合许可证持有人，该变更在本章§52.98(c)下是允许的；或者对于引用制造许可证的组合许可证持有人，该变更在本章§52.98(d)下是允许的；

(ii) 根据本节(c)(1)(v)款批准的基于风险的评估过程表明，估计风险的任何增加都是最小的，并且符合本节(h)(3)款的标准；以及

(iii) 该变更不会显著增加大破口失水事故(LOCA)频率，也不会使根据本节(c)(1)(i)款为2015年12月31日根据本部分被授权运行的运行反应堆被许可人进行的、证明技术安全要求(TBS)适用于申请人设施的评估无效，或者不会使根据本节(c)(2)款为2015年12月31日未根据本部分被授权运行的实体进行的、用于建立特定工厂TBS的评估无效。

(2) 对于实施本节(h)(1)款不允许的变更，该实体必须提交一份包含以下内容的申请:

(i) 对于反应堆持照人，§50.90要求的信息；

(ii) 来自基于风险评估的信息，证明堆芯损坏频率和早期大量释放频率的总体增加非常小，总体风险仍然很小，并且符合本节(h)(3)款的标准；

(iii) 如果此前已根据本节进行了变更，关于拟议变更以及此前根据本节进行的所有变更对风险的累积影响的基于风险评估的信息。如果为评估可接受的风险增加而将多个电厂变更(包括本节未允许的电厂变更)合并为一组，则必须在评估合并变更的同时对每个单独变更进行评估；

(iv) 证明符合本节(e)款标准的信息；以及

(v) 证明拟议变更不会显著增加大破口失水事故频率，或不会使依据本节(c)(1)(i)款为2015年12月31日依据本部分获得运营授权的在运反应堆持照人进行的、证明技术安全要求适用于该实体设施的评估无效，或不会使依据本节(c)(2)款为2015年12月31日未依据本部分获得运营授权的实体进行的、用于确定电厂特定技术安全要求的评估无效的信息。

(3) 根据本节进行的所有变更必须符合以下标准:

(i) 维持充分的纵深防御；

(ii) 保留足够的安全裕度以应对不确定性；以及

(iii) 实施充分的性能测量计划，以确保基于风险的评估继续反映电厂的实际设计和运行情况。这些计划必须设计成在电厂安全受到损害之前检测系统、结构或部件的退化，提供信息反馈和及时的纠正措施，并以与其安全重要性相称的水平监测系统、结构或部件。

(4) 每当在基于风险的评估中使用概率风险评估时，概率风险评估必须就概率风险评估所涉评估领域:

(i) 处理电厂内部和外部来源的始发事件以及所有运行模式下会对监管决策产生重大影响的事件；

(ii) 合理反映电厂当前的配置和运行实践；

(iii) 具有足够的技术可接受性(包括考虑不确定性)和详细程度以确保总风险估计值和总风险估计值的变化充分反映电厂情况以及拟议变更对风险的影响；并且

(iv) 通过同行评审确定符合经核管理委员会认可或以其他方式认定可接受的概率风险评估可接受性的行业标准。

(5) 每当在基于风险的评估中使用概率风险评估以外的风险评估方法来对风险变化进行定量或定性估计时，必须采用综合和系统的流程。分析的所有方面必须合理反映电厂当前的配置和运行实践以及适用的电厂和行业运行经验。

(i) 实施运行限制的权力。

如果美国核管理委员会发现提交的应急堆芯冷却系统(ECCS)冷却性能评估不符合本节要求，核反应堆监管办公室主任可对反应堆运行施加限制。

(j) 报告。受本节要求约束的每个实体必须遵守本款要求。

(1) ECCS评估模型:报告。

(i) 如果建设许可证、运行许可证、综合许可证或制造许可证的申请人或持有人识别出ECCS评估模型、或该模型的应用存在任何变更或错误，且该变更或错误不会导致任何预测响应超过本节规定的任何验收标准，且根据本节(k)款的定义其本身不具有重大影响，则这些实体中的每一个都必须编写一份报告，描述每一项此类变更或错误、其对预测响应的估计影响，以及该实体确定该变更或错误不具有重大影响的依据。该实体必须按照本章( \text{ § }{50.4} )或( \text{ § }{52.3} )的规定，至少每年向美国核管理委员会提交一次报告。

(ii) 如果建设许可证、运行许可证、综合许可证或制造许可证的申请人或持有人识别出ECCS评估模型、或该模型的应用存在任何变更或错误，且该变更或错误不会导致任何预测响应超过本节规定的任何验收标准，但根据本节(k)款的定义具有重大影响，则这些实体中的每一个都必须编写一份报告，描述每一项此类变更或错误、其对预测响应的估计影响、提议的纠正措施，以及提供重新分析和实施纠正措施的提议范围和时间表。该实体必须在变更或发现错误后的60天内，按照本章( \text{ § }{50.4} )或( \text{ § }{52.3} )的规定，向美国核管理委员会提交报告。

(iii) 如果标准设计认证申请人(包括委员会通过最终设计认证规定后的申请人)或本章第52部分标准设计批准的申请人或持有人识别出ECCS评估模型、或该模型的应用存在任何变更或错误，且该变更或错误不会导致任何预测响应超过本节规定的任何验收标准，但根据本节(k)款的定义具有重大影响，则这些实体中的每一个都必须记录变更或错误的性质及其对ECCS极限分析的估计影响。

(iv) 如果被许可人识别出ECCS评估模型或该模型的应用存在任何变更或错误，导致设施超过本节规定的任何ECCS验收标准，则被许可人必须提交一份报告，描述每一项此类变更或错误、其对预测响应的估计影响、提议的纠正措施，以及提供重新分析和实施纠正措施的提议范围和时间表。被许可人必须在变更或发现错误后的60天内，按照本章( \text{ § }{50.4} )或( \text{ § }{52.3} )的规定，向美国核管理委员会提交报告。本款要求的报告是对( \text{ § }{50.72} )要求的任何报告的补充。

(2) ECCS评估模型:纠正措施。

(i) 如果被许可人识别出ECCS评估模型或该模型的应用存在任何变更或错误，导致设施超过本节规定的任何验收标准，则被许可人(对于本章第52部分的综合许可证，在委员会根据本章§52.103(g)做出认定之后)必须立即采取行动，使设施符合验收标准。此外，必须实施本节(j)(1)款要求的报告中所述的纠正措施。

(ii) 如果本节(j)(1)(iv)款要求标准设计认证申请人(包括委员会通过最终设计认证规定后的申请人)提交重新分析报告，或者发现应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型或该模型应用存在变更或错误，导致任何预测响应超过本节规定的任何验收标准，则标准设计认证申请人(包括委员会通过最终设计认证规定后的申请人)必须在60天内按照本章§52.3的规定向委员会提出适当措施，以证明符合§50.46a的要求，并附上导致无法确保合规的变更或错误性质报告以及对其对极限瞬态影响的估计。

(iii) 如果本章第52部分标准设计批准的申请人或持有人被本节(j)(1)(iv)款要求提交重新分析报告，或者发现应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型或该模型应用存在变更或错误，导致任何预测响应超过本节规定的任何验收标准，则标准设计批准申请人或持有人必须在60天内按照本章( \text{ § }{52.3} )的规定向委员会提出适当措施，以证明符合( \text{ § }{50.46} ) a的要求，并附上导致无法确保合规的变更或错误性质报告以及对其对极限瞬态影响的估计。

(3) 微小变更:报告。在核管理委员会批准该实体的申请后不迟于24个月以及此后每24个月，该实体必须按照本章§50.4或§52.3的规定提交一份简短描述，说明在前24个月内根据本节(h)(1)款进行的涉及风险微小变更的每项变更，以及该实体根据本节(h)(1)(iii)款确定该变更不会使根据本节(c)(1)(i)款对2015年12月31日根据本部分授权运行的运行反应堆被许可人进行的适用性评估无效，或根据本节(c)(2)款对2015年12月31日未根据本部分授权运行的实体进行的厂特定TBS评估无效的依据简要总结。

(4) 检查:报告。在完成本节(d)(5)款规定的检查后的停机后120天内，被许可人必须提交一份总结报告，详细说明检查结果以及自上次评估以来发现的任何额外降级对TBS影响的评估。该报告可与§50.55a(b)(2)(xxxii)要求的总结报告合并。

(k) 应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型中的重大变更或错误。

(1) 对于低于TBS的失水事故，圆柱形锆合金包壳内氧化铀和铀钚混合氧化物芯块的应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型中的重大变更或错误是指导致以下情况的变更或错误:

(i) 计算得出的峰值燃料包壳温度与使用上次可接受评估模型为极限瞬态计算的温度相差超过( {50}{}^{ \circ }\mathrm{F} )，或者是变更和错误的累积，使得各自温度变化的绝对幅度之和大于( {50}{}^{ \circ }\mathrm{F} )；或者

(ii) 计算得出的积分温度时间与使用上次可接受评估模型为极限瞬态计算的氧化反应相差超过1.0%等效包壳反应，或者是变更和错误的累积，使得各自氧化变化的绝对幅度之和大于1.0%等效包壳反应。

(2) 对于高于TBS的失水事故，圆柱形锆合金包壳内氧化铀和铀钚混合氧化物芯块的应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型中的重大变更或错误是指导致满足本节(e)(1)和(f)款要求的能力显著降低的变更或错误。

(3) 对于不是由圆柱形锆合金包壳内的氧化铀或铀钚混合氧化物芯块组成的燃料，应急堆芯冷却系统(ECCS)评估模型中的重大变更指导致满足本节(e)(1)和(f)款要求的能力显著降低的变更。

(I) 文件记录。在本节要求实施后，受本节约束的每个实体必须按照§50.71的规定保存足够的记录，以证明符合本节的要求。

在未指定的中心标题“许可证、认证和监管批准标准”下新增§50.46b，内容如下:

§ 50.46b反应堆冷却剂系统排气系统的验收标准。

每个核动力反应堆必须为反应堆冷却剂系统、反应堆压力容器封头以及如果不凝性气体的积聚将导致这些系统失去功能时维持堆芯充分冷却所需的其他系统设置高点排气口。U型管蒸汽发生器的管束不需要设置高点排气口。可接受的排气系统必须符合以下标准:

(a) 高点排气口必须能在控制室远程操作。

(b) 排气口及相关控制装置、仪表和电源的设计必须符合本部分的附录A和附录B。

(1) 排气口将履行其安全功能；并且

(2) 排气口不会发生意外或不可逆的启动。

在§ 50.47中，

(a) 在(b)(10)段中， wherever it appears(此处未明确具体翻译要求，可保留原样)处删除单词“EPZ”；

(b) 修订(c)(2)段；并且

§ 50.47应急计划

(2) 一般来说，核动力反应堆的烟羽照射途径应急规划区应由半径约为2至( {10}\mathrm{{miles}} )(3.2至( {16}\mathrm{;{km}} ))的区域组成。对于授权热功率小于300兆瓦的反应堆，烟羽照射途径应急规划区可在厂址边界处确定。应急规划区的必要性和大小也可根据( \text{ § }{50.33}\left( g\right) \left( 2\right) )中所述的具体情况逐案确定。特定核动力反应堆周围应急规划区的确切大小和配置应根据当地应急响应需求和能力来确定，这些需求和能力会受到人口统计学、地形、土地特征、进出路线和管辖边界等条件的影响。应急计划必须描述为避免或减少应急规划区内及以外或厂址边界内的剂量以及保护摄入途径而采取的适当行动。

(g) 希望改变其烟羽照射途径应急规划区的持证人必须根据( \text{ § }{50.90} )提交许可修正案申请，并在实施变更前获得核管理委员会的批准。任何此类许可修正案申请必须包括证明适用的州、地方和部落政府当局已同意应急规划区变更的文件。

(h) 希望遵守§ 50.160的要求以替代本部分附录E，并且对于核动力反应堆持证人，遵守§ 50.47(b)的规划标准的持证人，必须根据§ 50.90提交许可修正案申请，并在实施变更前获得核管理委员会的批准。

在§ 50.49中，删除脚注3，将脚注4重新指定为脚注1，并修订和重新发布(b)款，内容如下:

§ 50.49核电厂安全重要电气设备的环境鉴定

(b) 本节涵盖的安全重要电气设备为:

(1) 安全相关电气设备。

(i) 此设备是指在设计基准事件期间及之后仍需保持功能以确保 -

(A) 反应堆冷却剂压力边界的完整性；

(B) 关闭反应堆并将其维持在安全停堆状态的能力；或

(ii) 对于在[最终规则生效日期后180天日期]或之后提交的根据本部分或本章第52部分的许可、许可证、标准设计认证或标准设计批准的申请，设计基准事件在§ 50.2中定义。此定义也适用于核管理委员会已批准采用( \text{ § }{50.2} )设计基准事件定义的其他许可、许可证、标准设计认证或标准设计批准。在所有其他情况下，设计基准事件定义为正常运行条件，包括预期运行事件、设计基准事故、外部事件和自然现象，电厂必须针对这些情况进行设计以确保本节(b)(1)(i)(A)至(C)的功能。

(2) 在假定环境条件下发生故障可能会妨碍安全相关设备完成本节(b)(1)(i)(A)至(C)中规定的安全功能的非安全相关电气设备。

(3) 某些事故后监测设备。( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )

-***

[1] 关于要监测的变量类型的具体指南在《监管导则1.97修订版》“用于评估事故期间及之后轻水冷却核电厂及环境状况的仪器仪表”中提供。可通过拨打202 - 512 - 1800联系美国政府出版办公室或写信至美国政府出版办公室(邮政信箱37082，华盛顿特区20013 - 7082)购买《监管导则》副本。

在§50.54中，添加(a)(5)和(q)(1)(v)款，并将(a)(1)、(q)(2)、(q)(3)和(t)款修订如下:

§ 50.54许可证条件

(a)(1) 每个受本部分附录B或T的质量保证标准约束的核电站或燃料后处理厂许可证持有者，应根据本章§ 50.34(b)(6)(ii)或( \text{ § } ) 52.79，分别实施安全分析报告中所述或引用的质量保证计划或质量管理体系，包括该报告的变更。但是，本章第52部的综合许可证持有者应实施适用于燃料首次装载预定日期前30天运行的安全分析报告中所述或引用的质量保证计划或质量管理体系。

(5) 质量管理体系的变更必须在实施前提交给核管理委员会并获得其批准，如下所示:

(i) 对安全分析报告或专题报告中提出的质量管理体系所做的变更，必须按照§ 50.4的规定提交。

(ii) 提交安全分析报告质量管理体系变更时，必须包括受该变更影响的所有页面，并附上一封转递信, 说明变更内容、变更原因以及得出纳入变更的修订后质量管理体系继续符合本部分附录T的标准和核管理委员会先前接受的安全分析报告质量管理体系承诺的依据(对于纠正拼写、标点或编辑项目的变更，该信无需提供依据)。

(iii) 标识变更的转递信副本必须作为设施记录保存三年。

(iv) 安全分析报告中包含或引用的质量管理体系变更，在收到委员会适当审查办公室的确认信后，应视为已获委员会接受。 * * * * *

(q) ***

(1) ***

(v) 风险重大规划标准是指应急准备的最基本功能，以确保在发生辐射紧急情况时采取足够的保护措施保护公众。就本节而言，风险重大规划标准包括分类、通知、评估、保护行动、人员配备和设施。

(2) 本部分的许可证持有者，或本章第52部的综合许可证持有者，在委员会根据本章( \text{ § }{52.103}\left( \mathrm{;g}\right) )做出认定后，应遵循并维持符合本部分附录E要求的应急计划的有效性，对于核电站反应堆许可证持有者，还应遵循§ 50.47(b)的规划标准，或符合§ 50.160要求的应急计划。

(3) 许可证持有者只有在进行并保留分析证明以下情况时，才可在未经核管理委员会批准的情况下对其应急计划进行变更:

(i) 对于风险重大的规划标准，变更不会降低计划的有效性，并且变更后的计划继续符合§ 50.160的风险重大要求或本部分附录E的适用要求，对于核电站反应堆许可证持有者，还应符合§ 50.47(b)的风险重大规划标准；以及

(ii) 对于非风险重大的规划标准，变更后的计划继续符合适用要求。

(t) 许可证持有者必须对其与适用的州、地方和部落政府之间接口的充分性进行年度评估，包括许可证持有者的演习、演练、能力和程序。评估结果以及改进建议必须记录在案，报告给许可证持有者的公司和工厂管理层，保留5年，并必须提供给适当的州、地方和部落政府。

在§ 50.55中，修订(f)(1)款并添加(f)(5)款，内容如下:

§ 50.55建造许可证、早期场地许可证、综合许可证和制造许可证的条件。

(f)(1) 每个受本部分附录B或T的质量保证标准约束的核电站或燃料后处理厂建造许可证持有者，应根据本部分§ 50.34(a)(7)，分别实施安全分析报告中所述或引用的质量保证计划说明或质量管理体系，包括该报告的变更。

(5) 质量管理体系的变更必须在实施前提交给美国核管理委员会(NRC)并获得NRC批准，具体如下:

(i) 对安全分析报告或专题报告中所呈现的质量管理体系所做的变更，必须按照§ 50.4的规定提交。

(ii) 提交安全分析报告质量管理体系变更时，必须包括受该变更影响的所有页面，并附上一封转发信，注明变更内容、变更原因以及得出纳入该变更的修订后质量管理体系继续符合本部分附录T的标准以及NRC先前接受的安全分析报告质量管理体系承诺的依据(对于纠正拼写、标点或编辑事项的变更，该信无需提供依据)。

(iii) 注明变更的转发信副本必须作为设施记录保存三年。

(iv) 安全分析报告中包含或引用的质量管理体系变更，在收到委员会适当审查办公室的确认函后，应视为已获委员会接受。 * * * * *

§ 50.55a [修订]

在§ 50.55a中，在(z)款的引言文本中，删除“(b)至(h)款的”这一短语。
在§ 50.57中，添加(d)款，内容如下:

§ 50.57 运行许可证的颁发。( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )

(d) 如果委员会发现拟议的通用设计能够在具有符合根据适用要求为该设计假定的厂址参数特征的厂址上建造和运行，且不会对公众的健康和安全造成不当风险，则委员会可对利用设施设计的通用方面给予通用终局性认定，包括假定的厂址参数以及根据§ 50.34(b)(14)提交的要求。

[1] 对于在1970年3月30日或该日之前已发布关于临时运行许可证申请的听证通知或拟议颁发临时运行许可证通知的任何设施，委员会可根据1970年3月30日生效的本部分规定颁发临时运行许可证。

在§ 50.58中，添加段落(b)(7)和(b)(8)，内容如下:

§ 50.58 反应堆安全保障咨询委员会的听证和报告。**

(b) ***

(7) 如果申请人根据( \text{ § }{50.34}\left( \mathrm{;b}\right) \left( {14}\right) )就本部分规定的运行许可证请求通用终局性认定，委员会将在本章§ 2.105要求的拟议行动通知中，将通用终局性认定请求作为拟议行动包含在内。

(8) 在颁发建造许可证、运行许可证或综合许可证的程序中，或在本章§ 2.202(e)(1)规定以外由委员会发起的任何执法听证中(其中提及根据本分部颁发的运行许可证)，如果所提及的运行许可证根据§ 50.57(d)获得了终局性认定，则委员会必须将在关于所提及运行许可证的颁发或续期申请的程序中解决的那些事项视为已解决，包括(如适用)反应堆设计的充分性。

在§ 50.59中，修订段落(c)(2)(viii)和(d)(1)，并添加段落(e)和(f)，内容如下:

§ 50.59 变更、试验和实验。

(2) ***

(viii) 导致偏离用于确定设计基准或安全分析的(更新后的)FSAR中描述的评估方法，除非被许可人已通过在符合§ 50.221要求并已获得NRC针对预期应用批准的VVUQ计划下进行的文件化验证、确认和不确定性量化(VVUQ)过程，证明偏离(更新后的)FSAR中描述的评估方法符合VVUQ计划中为可信度确立的标准，包括实施既定的VVUQ活动和评估。

(d) (1) 被许可人应保存设施变更、程序变更以及根据本节(c)或(f)进行的试验和实验的记录。这些记录必须包括一份书面评估，该评估提供确定该变更、试验或实验根据本节(c)(2)或(f)不需要许可证修订的依据。

(e) 就标准§ 50.59(c)(2)(i)和(ii)而言，使用基于适当范围和质量的概率风险评估得出的定量风险结果，可证明增加不属于“超过最小增加”，该评估提供适当的风险度量。该变更还必须保持纵深防御和安全裕度。

(f) 授权制造反应堆运行的运行许可证或综合许可证持有人，可按照最终安全分析报告(更新后)中描述的对设施进行变更，并按照最终安全分析报告(更新后)中描述的对程序进行变更，而无需根据§ 50.90获得许可证修订，如果这些变更与委员会通过对制造反应堆的制造许可证进行修订而批准的变更相同，并且在确定变更的实施将与委员会批准制造许可证修订的依据一致且不涉及任何需要对其运行许可证或综合许可证进行修订的额外变更之后。

在§ 50.67中，修订并重新发布段落(b)，内容如下:§ 50.67 事故源项。

(b) 要求。

(1) 寻求在设计基准放射性后果分析中修订其当前事故源项的被许可人，必须根据§ 50.90申请许可证修订。该申请必须包含对安全分析报告中先前分析的适用设计基准事故( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )后果的评估。

(2) 仅当申请人的分析以合理的确定性证明以下内容时，核管理委员会方可颁发该修正案:

(i) 在假定的裂变产物释放开始后的任何2小时时间段内，位于禁区边界上任何一点的个人所接受的辐射剂量不会超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 2\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )全身有效剂量当量(TEDE)。

(ii) 位于低人口区外边界上任何一点的个人，若暴露于假定的裂变产物释放所产生的放射性云(在其整个经过期间)，所接受的辐射剂量不会超过25雷姆(0.25希沃特)TEDE。

(iii) 提供对安全至关重要的结构、系统和部件所需的设计、制造、建造、测试和性能标准，以便在事故条件下允许控制室人员入住，且在事故持续期间计算出的辐射暴露不超过10雷姆(0.10希沃特)TEDE或本节(b)(3)款规定的更高设计标准限值。

(3) 被许可人可以为符合本节(b)(2)(iii)款规定而制定高于10雷姆(0.10希沃特)TEDE但不大于25雷姆( {}^{\left\lbrack 3\right\rbrack } )(0.25希沃特)TEDE的设计标准限值，只要被许可人证明所规定的限值与电厂风险概况一致或与电厂风险相当。

[1] 这些计算中假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为设计分析目的而假设的，或从可能的偶然事件考虑而假定的，其导致的潜在危害不超过任何被认为可信的事故所导致的危害。

此类事故一般假定会导致堆芯大量熔化，随后释放出大量裂变产物。

[2] 使用25雷姆(0.25希沃特)TEDE并非意味着该值构成事故条件下公众应急剂量的可接受限值。相反，本节中陈述的这个25雷姆(0.25希沃特)TEDE值是一个参考值，可用于评估关于发生概率极低且公众受辐射风险低的潜在反应堆事故的拟议设计基准变更。

( {}^{\left\lbrack 3\right\rbrack } ) 将25雷姆(0.25希沃特)TEDE用作控制室标准并非意味着该值构成事故条件下应急剂量的可接受限值。本章第20部分的规定和§50.47(b)(11)为职业暴露人员提供了充分的辐射防护。该标准仅用于评估在假定的设计基准事故条件下设计规定的可接受性，特别是减轻裂变产物释放的工程安全设施。这些分析中假定的条件虽然可信，但发生概率极低，并不代表实际事故序列，而是被指定为保守替代方案，以创建用于评估工程安全设施可接受性的边界条件。

在§50.68中，将(b)(7)款修订如下:

§ 50.68临界事故要求。

(b) ***

(7) 新燃料组件的最大标称U-235富集度按重量计限制为五 (5.0) %，或限制为运行许可证中规定的值，该值必须小于二十 (20.0) % 按重量计。

§ 50.69 [修订]

在§ 50.69中，修订(b)(1)(ii)款，删除引用“10 CFR 50.46a(b)”，并在其位置添加“§ 50.46b(b)”。
在§ 50.71中，将(f)款修订如下:

§ 50.71记录的维护与报告的制作。

- * *

(f) 根据本章第52部F分获得制造核动力反应堆许可的每个人，应更新最初作为申请一部分提交的FSAR，以反映如FSAR所述设施或程序中所有变更的影响( {}^{\left\lbrack 2\right\rbrack } )；被许可人进行的所有安全分析和评估，这些分析和评估或是为支持对制造许可的批准修订，或是为支持根据§ 50.59(c)(2)得出的变更不需要许可修订的结论；以及应NRC要求由被许可人或代表被许可人进行的任何新的安全问题分析。此提交应包含反映被许可人提交给委员会或由被许可人就本章( \text{ § }{52.171} )下的修改所编制的信息和分析，或委员会根据本章( \text{ § }{52.171} )要求的分析所需的所有变更。更新后的信息应妥善置于FSAR的更新内容中。 *

[2] 见脚注1。

在§ 50.75中，

a. 修订(b)、(c)和(e)款

b. 在(g)(4)(iii)款中，删除短语“10 CFR Part 20, Subpart E”，并在其位置添加短语“本章第20部E分”；

c. 在(h)(5)款中，删除引用“(h)(3)”，并在其位置添加“(3)”。

修订内容如下:

§ 50.75退役规划的报告与记录保存。 * * * * *

(b) 每个运行许可证的申请人或持有人，以及本章第52部C分篇生产或利用设施的综合许可证申请人，应按照§ 50.33(k)的要求提交退役报告。

(1)(i) 对于本部规定类型和功率水平的运行许可证申请人或持有人，报告必须包含一份证明，即退役的财务保证将(对于许可证申请人)或已经(对于许可证持有人)以不低于本节(c)(1)款表格中规定的金额提供，该金额使用至少等于本节(c)(2)款规定的费率进行调整。对于本章第52部C分篇规定类型和功率水平的综合许可证申请人，报告必须包含一份证明，即退役的财务保证将在委员会根据本章§ 52.103(a)在《联邦公报》上发布通知后30天内提供，金额不低于本节(c)(1)款表格中规定的金额，该金额使用至少等于本节(c)(2)款规定的费率进行调整。

(ii) 所需提供的金额必须每年使用至少等于本节(c)(2)款规定的费率进行调整。

(iii) 该金额必须由本节(e)款所述的一种或多种NRC认可的方法覆盖。

(iv) 申请人或被许可人的证明中所述的金额可以基于设施退役的特定场地成本估计。作为证明的一部分，必须向NRC提交为满足本节(e)款要求而获得的金融工具副本；但是，综合许可证的申请人或持有人无需获得此类金融工具或向委员会提交副本，除非本节(e)(3)款另有规定。

(2)(i) 对于本部或本章第52部C分篇规定类型和功率水平以外的运行许可证申请人或持有人，报告必须包含一份证明，即退役的财务保证将(对于许可证申请人)或已经(对于许可证持有人)以基于特定设计退役成本估计或本节(c)(1)款表格中规定金额的金额提供，该金额使用至少等于本节(c)(2)款规定的费率进行调整。

(ii) 依赖特定设计退役成本估计的证明必须表明，有合理保证在需要时将有足够资金用于设施的安全退役，并提供用于制定特定设计退役成本估计的因素，包括反应堆技术、功率水平(以MWt为单位)以及与劳动力、能源和废物掩埋相关的成本。此外，特定设计退役成本估计必须包括调整退役保证资金水平的计划，以证明将提供合理保证，即需要时将有资金用于支付退役成本。

(iii) 所需提供的金额必须每年使用至少等于本节(c)(2)款规定的费率进行调整。

(iv) 该金额必须由本节(e)款所述的一种或多种NRC认可的方法覆盖。

(v) 申请人或被许可人的证明中所述的金额可以基于设施退役的特定场地成本估计。作为证明的一部分，必须向NRC提交为满足本节(e)款要求而获得的金融工具副本；但是，综合许可证的申请人或持有人无需获得此类金融工具或向委员会提交副本，除非本节(e)(3)款另有规定。

数百万

(1)(i) 对于压水堆:	大于或等于3400兆瓦热功率	\$105
(1)(i) 对于压水堆:	在1200兆瓦热功率和3400兆瓦热功率之间	\$(75+0.0088P)
(ii) 对于沸水堆:	大于或等于3400兆瓦热功率	\$135
(ii) 对于沸水堆:	在1200兆瓦热功率和3400兆瓦热功率之间	\$(104+0.009P)

(2) 若L和E分别为劳动力和能源的成本上升系数，且应取自美国劳工部劳工统计局的区域数据，B为废物掩埋的成本上升系数，且应取自美国核管理委员会报告NUREG - 1307《废物掩埋费用报告》，则应使用至少等于( {0.65}\mathrm{;L} + {0.13}\mathrm{;E} + {0.22}\mathrm{;B} )的调整系数。

(e)(1) 财务担保应通过以下方法提供。

(i) 预付款。预付款是指在运营开始前或根据( \text{ § }{50.80} )转让许可证之前存入一个与申请人或被许可人的资产相分离且不受申请人或被许可人及其子公司或关联公司行政控制的账户中的现金或流动资产，以便在预计永久停止运营时，该笔资金足以支付退役成本。预付款可以采取信托、托管账户或政府基金的形式，支付方式可以是存单、政府或其他证券的存款或核管理委员会认可的其他方式。该信托、托管账户、政府基金或其他类型的协议应以书面形式设立，并始终在美国与一个合适的州或联邦政府机构或一个其管理预付款存款的运营受到联邦或州机构监管和审查的实体进行管理。根据本节(b)(1)或(2)款基于特定场地估计预付资金的申请人或被许可人，可以就预付退役信托基金的预计收益获得信贷，从未来资金收取之时起至预计退役期，使用高达2%的年实际回报率，前提是特定场地估计基于估计中具体描述的安全储存期。这包括安全储存期、最终拆除期和许可证终止期。根据本节(b)(2)款基于特定设计估计或本节(c)款中的公式预付资金的申请人或被许可人，可以就预付退役资金的预计收益获得信贷，直至永久停止运营之时，使用高达2%的年实际回报率。如果申请人或被许可人的费率设定机构特别授权了更高的费率，申请人或被许可人可以使用超过2%的信贷。但是，仅证明特定设计退役成本估计或公式金额(即不是特定场地估计)的申请人或被许可人可以在立即拆除期内获得按比例的信贷(即，在关闭后的头七年既确认现金支出又确认收益)。现有资金的实际收益可用于计算未来的资金需求。

(ii) 外部偿债基金。外部偿债基金是通过定期从与申请人或被许可方资产分开的账户中预留资金而设立和维持的基金，该账户不受申请人或被许可方及其子公司或关联公司的行政控制，基金总额应足以在预计运营永久终止时支付退役费用。外部偿债基金可以采取信托、代管账户或政府基金的形式，通过存单支付、政府或其他证券存款或核管理委员会(NRC)可接受的其他方式。该信托、代管账户、政府基金或其他类型的协议应以书面形式设立，并始终在美国与作为适当的州或联邦政府机构的实体或其外部偿债基金管理业务受联邦或州机构监管和检查的实体保持。根据本节(b)(1)或(2)款基于特定场地估计收取资金的申请人或被许可方，可从未来资金收取之时起至退役期，按每年最高2%的实际回报率计算外部偿债基金的预计收益，并将其计入预计收益，但特定场地估计应基于估计中具体描述的安全储存期。这包括安全储存期、最终拆除期和许可证终止期。根据本节(b)(2)款基于特定设计估计或本节(c)款中的公式收取资金的申请人或被许可方，可在运营永久终止前，按每年最高2%的实际回报率计算退役资金的已收取收益，并将其计入已收取收益。如果申请人或被许可方的费率设定机构特别授权更高的费率，则申请人或被许可方可使用高于2%的信贷。但是，仅证明特定设计退役成本估计或公式金额(即不是特定场地估计)的申请人或被许可方，可在拆除期内按比例获得信贷(即，在关闭后的前7年既确认现金支出又确认收益)。现有资金的实际收益可用于计算未来的资金需求。退役成本费率仅涵盖这些成本一部分的申请人或被许可方，仅可将此方法用于以本节(e)(1)(ii)所述的一种方式收取的这些成本的部分。在以下情况下，此方法可用作提供退役财务保证所依赖的唯一机制:

(A) 由直接或间接通过 “服务成本” 或类似费率制定规定确定的费率收回退役估计总成本的申请人或被许可方。假设建立自己的费率并能够收回可分配给退役的服务成本的公共事业区、市政当局、农村电力合作社以及州和联邦机构，包括上述任何机构的协会，符合此条件。

(B) 其外部偿债基金收入来源为 “不可绕过收费” 的申请人或被许可方，该收费总额将根据本节(b)、(c)或(f)款或§50.82提供估计的退役所需资金。

(iii) 保证金方法、保险或其他担保方法。

(A) 这些方法保证将支付退役成本。保证金方法可以采取保证金债券或信用证的形式。用于提供退役财务保证的任何保证金方法或保险必须包含以下条件:

(1) 保证金方法或保险必须是无期限的，或者，如果是为特定期限(如5年)书面订立的，则必须自动续保，除非在续保日前90天或更早，发行人通知NRC、受益人以及申请人或被许可方其不续保的意图。如果申请人或被许可方在收到取消通知后30天内未提供NRC可接受的替代方案，保证金或保险还必须规定在到期前自动将全额支付给受益人，而无需没收证明。

(2) 保证金或保险必须支付给为退役成本设立的信托。受托人和信托必须为NRC所接受。可接受的受托人包括适当的州或联邦政府机构或有权担任受托人且其信托业务受联邦或州机构监管和检查的实体。

(B) 如果担保和测试如本章第30部分附录A所述，则可使用基于财务测试的母公司对退役成本资金的担保。

(C) 对于发行债券的商业公司，如果担保和测试符合本章第30部分附录C的规定，则可使用申请人或被许可人基于财务测试为退役成本提供的资金担保。对于不发行债券的商业公司，如果担保和测试符合本章第30部分附录D的规定，则可使用申请人或被许可人提供的退役成本资金担保。对于非营利实体，如学院、大学和非营利医院，如果担保和测试符合本章第30部分附录E的规定，则可使用申请人或被许可人提供的资金担保。在申请人或被许可人有母公司持有该公司多数表决权股票的任何情况下，不得使用申请人或被许可人的担保。

(iv) 意向声明。对于申请或持有动力反应堆运行许可证的联邦申请人，或对于非电力生产或利用设施运行许可证的联邦、州或地方政府申请人或持有人，一份意向声明，其中包含退役成本估算，并表明将在必要时获取退役资金。

(v) 合同义务。申请人或被许可人的客户的合同义务，在合同期限内，其总额将提供申请人或被许可人根据本节(b)、(c)或(f)款或§50.82估计退役所需未收资金的总份额。作为退役资金保证的一种方法，要被核管理委员会接受，合同条款应包括规定，电力购买方将支付合同中规定的退役义务，无论合同所涉许可动力反应堆的运行状态或不可抗力条款如何。退役资金合同的所有收益都将存入外部偿债基金。核管理委员会保留评估任何合同条款以及作为退役资金保证提供的一个或多个签约实体财务资质的权利。

(六) 其他机制。任何其他机制或机制组合，经核管理委员会在评估每个申请或被许可人提交的具体情况后确定，能提供与本节(e)(1)(i)至(v)款规定的机制所提供的退役资金保障相当的保障。对于没有本节(e)(1)(ii)款所述资金来源的申请人或被许可人，可按照本节(e)(1)(iii)款的规定，将外部偿债基金与担保机制结合使用，前提是确保退役所需的估计资金总额得到保障。

(2) 美国核管理委员会保留采取以下措施的权利，以确保申请人或被许可人充分积累退役资金:根据需要审查退役资金的积累速度；并视具体情况单独或与联邦能源监管委员会以及申请人或被许可人的州公共事业委员会合作，酌情采取进一步行动，包括修改申请人或被许可人的退役资金积累计划。

(3)本章第52部C子部规定的联合许可证的每个持有人，应在燃料首次装料预定日期前2年和前1年，按照本章第52.99(a)条规定的时间表，向核管理委员会提交一份报告，其中包含一份证明，更新本节(b)段所述信息，包括拟使用的金融工具的副本。在委员会根据本章第52.103(a)条在《联邦公报》上发布通知后不迟于30天，被许可人应提交一份报告，其中包含一份证明，表明正在按照被许可人最新更新证明中规定的金额提供退役财务保证，包括为满足本节(e)段要求而获得的金融工具的副本。

( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } ) 金额基于与本部分§50.2中“退役”定义相关的活动，不包括乏燃料以及超出终止许可证所需的非放射性结构和材料的移除及处置成本。

在§ 50.160中，将章节标题以及段落(b)(1)(iv)(A)(2)、(b)(3)和(c)修订如下:

§ 50.160基于性能的应急准备标准。

(b) * *

(1) ***

(iv) ***

(A) ( * * * )

(2) 针对安全事件实施应急预案。 * * * * *

(3) 应急规划区。按照( \text{ § }{50.33}\left( g\right) \left( 1\right) )或本章53.1109(g)(1)的要求，在应急计划中确定并描述应急规划区的边界和物理特征。

(c) 实施。

(1) 2023年12月18日之后根据本部分申请运行许可证的申请人，必须制定、实施并维持一项符合本节(b)款要求的应急准备计划，如应急计划和许可证中所述，并在为许可证申请中所述设施颁发运行许可证之前进行一次初始演练，以证明符合要求。

(2) 在委员会根据本章§ 52.103(g)或53.1452(g)作出认定之前，持有根据本章第52或53部分颁发的综合许可证的持证人，必须制定、实施并维持一项符合本节(b)款要求的应急准备计划，如经批准的应急计划和许可证中所述，并在首次装料预定日期之前进行一次初始演练，以证明符合要求；对于已装料的制造反应堆，在本章( \text{ § }{53.620}\left( \mathrm{;d}\right) \left( 1\right) )要求的启动拆除防止临界特征的预定日期之前进行一次初始演练。

(3) 希望改变其烟羽照射途径应急规划区的持证人，必须根据( \text{ § }{50.90} )提交许可证修正案申请，并在实施变更之前获得核管理委员会的批准。任何此类许可证修正案申请必须包括证明适用的州和地方政府当局已同意应急规划区变更的文件。

(4) 希望遵守本部分附录E的要求，并且对于核电反应堆许可证持有者而言，希望遵守( \text{ § }{50.47}\left( b\right) )中的规划标准以替代( \text{ § } )50.160的许可证持有者，必须根据( \text{ § }{50.90} )提交许可证修正案申请，并在实施变更前获得核管理委员会的批准。

在新的未指定标题“基于风险和性能的替代方案”下添加( \text{ § }{50.220} )，该标题由§ 50.220和§ 50.221组成，内容如下:

基于风险和性能的替代方案

§ 50.220 使用基于风险和性能的替代方案来替代验收标准

(a) 对于本部分中提供特定验收标准的每项规定，被许可人或申请人可以通过许可修正案申请或作为初始许可申请的一部分，提出本节(b)款规定的替代方案。如果本节(b)款规定的提案包括本部分中多项规定的验收标准替代方案，则必须分析这些变更的累积影响，以确保维持适当的安全水平。

(b) 根据本部分申请建造许可证或运营许可证的申请人或持证人；或根据本章申请设计批准、运营许可证、联合许可证或制造许可证的申请人或持证人；自愿选择实施本节规定的，必须提交一份许可修正案申请，其中包含以下信息，或在初始申请中包含以下信息:

(1) 提出替代标准所针对的具体规定和验收标准。

(2) 提议替代验收标准的替代标准。如适用，替代标准必须包括选定的性能目标或用于确定性能目标的方法描述。

(3) 对制定替代验收标准所遵循过程的描述。该过程必须:

(i) 考虑特定工厂或设计的概率风险评估(PRA)或系统风险评估或两者结合的结果和见解，以表明提议的替代标准建立了与现有验收标准同等的安全水平。

(ii) 合理反映当前工厂配置和运行实践，以及适用的工厂、设施和行业运行经验。

(iii) 实现或维持足够的纵深防御。

(iv) 实现或维持足够的安全裕度。

(v) 使用由熟悉工厂或设计的成员组成的综合小组，其集体专业知识支持对替代标准进行综合评估。

(vi) 包括一个性能监测计划，该计划将用于定期评估替代标准是否仍然有效，并在必要时及时对工厂或设施的设计和/或运行进行调整，以维持有效性。

(vii) 包括对提议的替代标准与相关核管理委员会批准的替代标准的累积影响的评估。

在未指定的中心标题“基于风险和性能的替代方案”下新增§ 50.221，内容如下:

§ 50.221建模与仿真的可信度要求

(a) 目的与范围。

(1) 目的。本规定为被许可人或申请人自愿采用验证、确认和不确定性量化(VVUQ)计划制定了要求，该计划将确保用于证明符合美国核管理委员会核电站安全标准的模型和仿真(M&S)的可信度。

(2) 范围。VVUQ计划可适用于其结果为核电站安全评估、性能标准、监管决策提供信息或直接支持，或以其他方式有助于证明符合监管要求的任何模型或仿真。

(b) 定义。就本节而言:

(1) 可信度是指模型针对特定目的的预测能够被合理信任并可依赖的程度。

(2) 验证、确认和不确定性量化(VVUQ)是指与验证、确认和不确定性量化相关的活动，以及用于建立和证明模型或仿真可信度的所有其他支持工具和技术。

(3) M&S风险定义为M&S不正确或具有误导性的可能性与因某些决策目的而依赖不正确或具有误导性结果的后果的组合。由于仿真本质上包括多个潜在误差源，评估M&S风险通常是一个累积过程。M&S风险可作为建立分层审查框架的基础，该框架分为三个级别:低、中、高。

(i) 低风险。对于确定为低风险的M&S的VVUQ活动充分性的确认，可使用被许可人或申请人的质量保证计划建立的内部质量保证程序来完成。

(ii) 中等风险。对于确定为中等风险的M&S的VVUQ活动充分性的确认，可由独立于内部建模组的外部组织提供。

(iii) 高风险。对于确定为高风险的M&S的VVUQ活动充分性的确认，通常需要美国核管理委员会通过提交许可证修正案或专题报告进行审查和批准。

(c) 可信度要求。VVUQ计划必须建立可信度要求。可信度要求涉及两个互补要素:为建立模型或仿真可信度而执行的特定活动(VVUQ活动)，以及证明这些活动的结果对于模型或仿真的预期用途是充分且适当的评估(VVUQ评估)。在成功完成VVUQ活动和VVUQ评估之前，被许可人和申请人不得采用或依赖VVUQ计划涵盖的模型或仿真。

(1) VVUQ活动。VVUQ计划必须规定为建立和确保该特定VVUQ计划在监管或安全应用中使用的M&S的可信度所必需的活动。所需的特定活动取决于模型或仿真的特性、其预期应用以及相关的M&S风险。在考虑M&S风险时，必须评估各个误差源及其相关的可能性和后果，然后将其组合以量化总体风险。除了验证、确认和不确定性量化之外，VVUQ计划还可包括一系列支持活动。这些活动包括但不限于敏感性分析、尺度评估、与实验或运行数据的比较，以及充分建立可信度所需的任何其他相关方法或技术。

(2) VVUQ评估。VVUQ计划必须要求对所执行的VVUQ活动的结果进行评估，以确定它们是否足以证明对模型或仿真在其特定应用中的信任是合理的。该评估必须考虑与模型或仿真相关的所有相关不确定性和潜在误差，包括但不限于那些源于计算方法、数值近似、输入参数、建模假设以及与实验或运行数据比较的误差。VVUQ计划必须要求识别建模或仿真方法固有的适用性、局限性和关键假设，确保评估的深度和严谨性适当反映特定模型或仿真的预期用途、范围和相关风险。评估不仅必须评估VVUQ活动的数值或定量结果，还必须在其预期监管应用的背景下清楚地解释这些结果的意义。

在第50部的附录A中，

a. 在“引言”标题下，在最后一段的最后一句中，删除“必须”一词，代之以“可以”一词，并删除“合理的”一词，代之以“在许可提交文件中合理且无需豁免”。

b. 在“标准”标题下，标准17、19、28、35、38、41、44和50修订如下:

第50部附录A - 核电站通用设计准则 *

准则17 - 电力系统。应提供厂内电力系统和厂外电力系统，以确保对安全至关重要的构筑物、系统和部件能够运行。每个系统的安全功能(假设另一个系统不运行)应是提供足够的容量和能力，以确保

(1) 在预期运行事件中，不会超过规定的可接受燃料设计限值和反应堆冷却剂压力边界的设计条件，并且

(2) 在假设事故发生时，堆芯得到冷却，安全壳完整性及其他重要功能得以维持。

厂内电力供应，包括电池，以及厂内配电系统，应具有足够的独立性、冗余性和可测试性，以在假设单一故障的情况下执行其安全功能，但对于涉及反应堆系统冷却剂压力边界破裂大于( \text{ § }{50.46a} )规定的转换破裂尺寸的失水事故，对于§ 50.46a规定的核电站，不必假设厂内电源和配电系统发生单一故障。对于仅这些破裂情况，既不必假设单一故障，也不必假设厂外电源不可用。

从输电网络到厂内配电系统的电力应通过两条物理上独立的电路(不一定在单独的路权上)供应，其设计和布局应在实际可行的范围内，尽量降低在运行、假设事故和环境条件下同时发生故障的可能性。两条电路共用一个开关站是可以接受的。这些电路中的每一条都应设计成在所有厂内交流电源和另一条厂外电力电路失去后，能在足够的时间内可用，以确保不超过规定的可接受燃料设计限值和反应堆冷却剂压力边界的设计条件。其中一条电路应设计成在失水事故发生后几秒钟内可用，以确保堆芯冷却、安全壳完整性及其他重要安全功能得以维持。

应采取措施，尽量降低由于核电装置发电损失、输电网络电力损失或厂内电力供应损失，或与之同时发生的情况，而导致任何剩余电源失去电力的可能性。

准则19 - 控制室。应设置一个控制室，在正常情况下可从该控制室采取行动安全运行核电机组，并在事故条件下，包括失水事故，将其维持在安全状态。应提供对安全至关重要的构筑物、系统和部件的必要设计、制造、建造、测试和性能标准，以便在事故条件下可进入控制室，而不会使人员全身接受超过10雷姆(0.10希沃特)的计算辐射剂量，或身体任何部位的等效剂量，或根据本节第(2)款为事故持续时间确定的更高设计标准限值。应在控制室外部的适当位置设置设备

(1) 具备使反应堆迅速热停堆的设计能力，包括在热停堆期间将机组维持在安全状态所需的仪表和控制装置；

(2) 具备通过使用适当程序随后使反应堆冷停堆的潜在能力。根据本部分申请建造许可证和运行许可证的申请人以及在1997年1月10日或之后申请的持证人；根据本章第52部申请标准设计批准或认证的申请人以及在1997年1月10日或之后申请的人；根据本章第52部申请综合许可证或制造许可证但未引用标准设计批准或认证的申请人；或使用§ 50.67规定的替代源项的运行许可证持证人，应符合本准则的要求。应提供对安全至关重要的构筑物、系统和部件的必要设计、制造、建造、测试和性能标准，以便在事故条件下可进入控制室，而不会使人员在事故持续时间内接受超过10雷姆(0.10希沃特)的总有效剂量当量(TEDE)或根据本节第(3)款确定的更高设计标准限值；并且

(3) 对于符合本节第(2)款的情况，设计标准限值高于10雷姆(0.10希沃特)TEDE但不大于( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 3\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) ) TEDE，前提是被许可人证明规定的限值与电厂风险概况一致或与电厂风险相当。

准则28 - 反应性限值。反应性控制系统的设计应在反应性增加的潜在量和速率方面设置适当的限值，以确保假设的反应性事故的影响既不会

(1) 导致反应堆冷却剂压力边界的损坏大于局部有限屈服，或者

(2) 严重扰乱堆芯、其支撑结构或其他反应堆压力容器内部构件，以至于显著损害冷却堆芯的能力。这些假定的反应性事故应包括反应性控制系统故障或失灵、蒸汽管道破裂、反应堆冷却剂温度和压力变化以及冷水注入所导致的最大反应性插入量和速率。

准则35－应急堆芯冷却。应提供一个能提供充足应急堆芯冷却的系统。该系统的安全功能应是在反应堆冷却剂发生任何丧失后，以一定速率从反应堆堆芯传递热量，使得

(1) 防止可能干扰持续有效堆芯冷却的燃料和包壳损坏，并且

(2) 包壳金属与水的反应限制在可忽略不计的量。

应提供部件和特性方面的适当冗余以及适当的互连、检漏、隔离和安全壳能力，以确保对于现场电力系统运行(假设厂外电源不可用)和厂外电力系统运行(假设厂内电源不可用)，在假设单一故障的情况下，系统安全功能能够实现，但( \text{ § }{50.46} ) a中规定的反应堆冷却剂系统边界处大于过渡破裂尺寸的冷却剂丧失事故除外。对于仅这些破裂情况而言，无需假设单一故障或厂外电源不可用。

准则38－安全壳排热。应提供一个从反应堆安全壳排热的系统。该系统的安全功能应是在发生任何冷却剂丧失事故后，与其他相关系统的功能相一致，迅速降低安全壳压力和温度，并将它们维持在可接受的低水平。

应提供部件和特性方面的适当冗余以及适当的互连、检漏、隔离和安全壳能力，以确保对于现场电力系统运行(假设厂外电源不可用)和厂外电力系统运行(假设厂内电源不可用)，在假设单一故障的情况下，系统安全功能能够实现，但( \text{ § }{50.46}\mathrm{a} ) 中规定的反应堆冷却剂压力边界处大于过渡破裂尺寸的冷却剂丧失事故分析除外。对于仅这些破裂情况而言，无需假设单一故障或厂外电源不可用。 * * * * *

准则41－安全壳大气净化。应根据需要提供控制裂变产物、氢气、氧气以及可能释放到反应堆安全壳内的其他物质的系统，以便与其他相关系统的功能相一致，减少假设事故后释放到环境中的裂变产物的浓度和质量，并控制假设事故后安全壳大气中氢气或氧气以及其他物质的浓度，以确保维持安全壳完整性。

每个系统应在部件和特性方面具有适当冗余以及适当的互连性、检漏、隔离和安全壳能力，以确保对于现场电力系统运行(假设厂外电源不可用)和厂外电力系统运行(假设厂内电源不可用)，在假设单一故障的情况下，其安全功能能够实现，但

不包括

涉及反应堆冷却剂压力破裂的冷却剂丧失事故分析

在( \text{ § }{50.46}\mathrm{a} )条件下大于过渡破裂尺寸的边界。仅针对那些破裂情况，

既无需假定单一故障，也无需假定厂外电源不可用。

准则44－冷却水。应提供一个将对安全重要的结构、系统和部件的热量传递到最终热阱的系统。该系统的安全功能应是在正常运行和事故工况下传递这些结构、系统和部件的总热负荷。

应提供部件和特性方面的适当冗余以及适当的互连、检漏和隔离能力，以确保对于现场电力系统运行(假设厂外电源不可用)和厂外电力系统运行(假设厂内电源不可用)，在假设单一故障的情况下，系统安全功能能够实现，但( \text{ § }{50.46}\mathrm{a} ) 中规定的反应堆冷却剂压力边界处大于过渡破裂尺寸的冷却剂丧失事故分析除外。对于仅这些破裂情况而言，无需假设单一故障或厂外电源不可用。 * * * * *

准则50－安全壳设计基准。反应堆安全壳结构，包括通道开口、贯穿件和安全壳排热系统，其设计应使安全壳结构及其内部隔间能够在不超过设计泄漏率且有足够裕度的情况下，承受因任何冷却剂丧失事故而计算得出的压力和温度条件。该裕度应反映对以下各项的考虑

(1) 未包含在峰值条件确定中的潜在能源的影响，例如蒸汽发生器中的能量以及( \text{ § }{50.44} )要求的因应急堆芯冷却功能部分失效而非完全失效可能导致的金属-水及其他化学反应产生的能量，

(2) 用于定义事故现象和安全壳响应的有限经验和实验数据，以及

(3) 计算模型和输入参数的保守性。

对于设计为符合( \text{ § }{50.46}\mathrm{a} )的反应堆，反应堆安全壳结构(包括通道开口、贯穿件及其内部隔间)的结构完整性和密封完整性，应在因任何大于过渡破裂尺寸的冷却剂丧失事故而实际计算得出的压力和温度条件下得以维持。

[3] 将25雷姆(0.25希沃特)全身照射或其等效剂量用于身体任何部位作为控制室准则，并非意味着该值构成事故条件下应急剂量的可接受限值。提供此准则仅用于评估设计规定的可接受性，特别是在假设的设计基准事故条件下减轻裂变产物释放的工程安全设施的可接受性。这些分析中假设的条件虽然可信，但发生概率极低，并不代表实际事故序列，而是作为保守替代规定，以创建用于评估工程安全设施可接受性的边界条件。本章第20部分的规定以及§50.47(b)(11)为职业照射人员提供了充分的辐射防护。

在第50部分附录E中，

a. 修订I节；

b. 删除并保留II节；

c. 修订IV.3.、IV.4.、IV.D.2.、IV.D.3.、IV.E.8.b.引言部分、IV.E.9.d.、IV.F.2.引言部分、IV.F.2.a.以及IV.F.2.c.引言部分第二句；

d. 删除并保留IV.5.至7.段；以及

c. 将脚注1修订如下:

第50部附录E - 生产和使用设施的应急计划与准备

I. 引言

本章( \text{ § }{50.34}\left( \mathrm{;b}\right) )或( \text{ § }{53.1369} )要求，每份运行许可证申请人须在最终安全分析报告中纳入应对紧急情况的计划。本章第52部C分篇或第53部( H )分篇的综合许可证申请人，须按本章( \text{ § }{52.79} )或( \text{ § }{53.1416} )要求在申请中纳入应对紧急情况的计划。本章第52部A分篇或第53部H分篇的早期场地许可证申请人，可根据本章( \text{ § }{52.17} )或( \text{ § }{53.1146} )提交应对紧急情况的计划。
本附录规定了应急计划的最低要求，以实现可接受的应急准备状态。这些计划应作为运行许可证最终安全分析报告的一部分提交。这些计划或其主要内容，可作为早期场地许可证场地安全分析报告的一部分提交。
本部分许可的非动力生产或使用设施以及本章第70部许可的燃料设施运行对公众造成的潜在辐射危害，涉及与核动力反应堆不同的考虑因素。因此，动力反应堆以外设施的应急规划区1的范围以及遵守本节及本附录第三、四、五节要求的必要性，将逐案确定。( {}^{\left\lbrack 2\right\rbrack } )
尽管有上述规定，但对于仅授权燃料装载和/或额定功率5%以下低功率运行的运行许可证，在颁发此类许可证之前，无需NRC或FEMA对场外应急准备状态、本附录所定义的州和地方场外应急计划的充分性及实施能力进行审查、调查或判定。
对于有场地边界应急规划区或无应急规划区的动力反应堆，遵守本节及本附录第三、四、五节要求的必要性将逐案确定。
田纳西河流域管理局瓦茨巴核电站2号机组，根据本章第50部规定持有建设许可证，应符合2011年11月23日发布的最终规则的要求，该要求适用于运行中的核动力反应堆许可证持有者。
对于本章第53部许可的装有燃料的制造反应堆，根据( \text{ § } ) 53.620(d)(1)要求开始拆除防止临界状态特征的日期，等同于本附录中的首次燃料装载日期。

II. [保留]

IV. ***

核动力反应堆许可证持有者应在制定预先确定的即时防护行动建议时使用疏散时间估计(ETE)及其更新，并应将ETE及其更新提供给州和地方政府当局，以供制定场外预先确定的即时防护行动策略时使用。
在美国人口普查局提供最新十年一次人口普查数据之日起365天内，核动力反应堆许可证持有者应使用该十年一次的数据进行ETE分析，并根据本章( \text{ § }{50.4} )或( \text{ § } ) 53.040提交给NRC。这些许可证持有者应在使用该ETE分析来形成预先确定的即时防护行动建议并提供给州和地方政府当局以供制定场外预先确定的即时防护行动策略之前至少180天，将该ETE分析提交给NRC。
[保留]
[保留]
[保留]

D. ***

应说明每年向羽流暴露途径应急规划区内公众传播基本应急计划信息的规定，如公众通知的方法和时间以及事故发生时计划采取的防护行动、辐射的性质和影响的一般信息，以及在紧急情况下将用于传播信息的媒体来源清单。还应使用标志或其他措施向羽流暴露途径应急规划区内的任何流动人口传播在事故发生时可能有用的适当信息。
持证人应具备在宣布紧急情况后15分钟内通知相关州和地方政府机构的能力。持证人应证明，在持证人告知紧急情况后，相关政府当局有能力迅速做出公众警报和通知决定。在场地内首个反应堆首次运行超过其额定热功率的5%之前，每个核电反应堆持证人应证明已建立了在烟羽暴露途径应急规划区内对公众进行警报并提供即时指示的手段。警报和通知系统(ANS)的设计目标应是有能力在约15分钟内基本完成对烟羽暴露途径应急规划区内公众的初始警报并启动通知。这种警报和通知能力的使用范围包括立即对公众进行警报和通知(在州和地方官员接到通知称存在需要紧急行动的情况后的15分钟内)，以及更有可能出现的情况，即有大量时间供相关政府当局判断是否启动ANS。警报和通知能力还应包括在紧急情况下，当主要警报和通知方法不可用时，能够用于对烟羽暴露途径应急规划区内全部或部分人群进行警报或通知的备用ANS方法。或者，如果ANS设计报告中记录的ANS能力表明主要警报和通知方法可靠且并行实施了多种方法，则无需独立的备用方法。如果需要备用方法，它应具备对烟羽暴露途径应急规划区内公众进行警报和通知的能力，但无需满足主要即时公众警报和通知系统的15分钟设计目标。当决定启动警报和通知系统时，相关政府当局将确定是同时启动整个警报和通知系统，还是以分级或分阶段的方式启动。启动此类公众警报和通知系统的责任应仍由相关政府当局承担。

E. ***

b. 对于本节8.a款要求的核电反应堆持证人的应急运行设施，若主要设施位于应急规划区内或场地内，则为位于应急规划区外的设施，或者若主要设施位于应急规划区内或场地内，则为位于应急规划区外的备用设施。一个应急运行设施可以服务多个核电反应堆场地。希望将应急运行设施选址在距核电反应堆场地超过25英里处的持证人，应通过提交许可证修正案申请，事先获得委员会批准。对于位于距核电反应堆场地超过25英里处的应急运行设施，必须做出安排，以便将核管理委员会(NRC)和场外应急响应人员安置得更靠近核电反应堆场地，以便NRC和场外应急响应人员能够与进出核电反应堆场地的应急响应人员进行面对面互动。对于位于距应急运行设施超过25英里处的核电反应堆场地，将NRC和场外应急响应人员安置得更靠近该场地的安排必须包括以下内容:

d. 持证人应做出安排，以便在适用情况下，从核电反应堆控制室、现场技术支持中心和应急运行设施与NRC总部运营中心进行通信。此类通信应每月进行测试。

F. ***

该计划应描述进行应急准备演练的安排。( {}^{\left\lbrack 3\right\rbrack } )持证人必须在按照本章( \text{ § }{50.4} )或( \text{ § }{53.040} )进行所需演练或演习前不迟于60天提交演练方案。这些方案必须记录该方案旨在符合的适用法规。

a. 对于每个有动力反应堆的场地，应进行一次全面参与的( {}^{\left\lbrack 4\right\rbrack } )演习，在合理可行的情况下，尽可能多地测试持证人、州和地方的应急计划，且无需公众强制参与，以验证现场应急计划以及必要时场外应急计划和场外协调的有效性。

(i) 对于根据本章第50部或第53部颁发的运行许可证，且如果该场地此前没有已获许可的动力反应堆，则此演习必须在首个反应堆首次获得全功率运行许可证(授权在超过额定热功率的5%以上运行)之前进行，且必须包括烟羽暴露途径应急规划区内各相关州和地方政府的参与(如适用)。如果申请人目前在该场地有一个运行中的反应堆，且其现场和场外应急计划要素类似，则此演习可纳入运行反应堆持证人现有的演习计划中。

(ii) 对于根据本章第52部或第53部颁发的综合许可证，此演练必须在预定的首次装料日期之前进行。如果联邦应急管理局(FEMA)在首次全面参与演练后确定场外应急准备状态存在一个或多个缺陷，或者如果委员会发现应急准备状态不能提供合理保证，即在发生放射性紧急情况时能够并将采取充分的防护措施，则适用§ 50.54(gg)的规定。

(iii) 对于根据本章第52部或第53部颁发的综合许可证，如果申请人目前在该场地有一个运行中的反应堆，且其场内和场外应急计划要素相似，则此演练可纳入运行反应堆被许可人的现有演练计划。如果场内应急计划要素不相似，则本节2.a.(ii)款适用。

c. * * 在场外当局根据放射性应急计划对多个场地负有职责的情况下，它应每两年全面参与一次演练，并在此期间至少部分参与其他场外计划演练。( {}^{\left\lbrack 5\right\rbrack } ) * *

[1] 核管理委员会规章文件NUREG - 0396以及美国环境保护局文件EPA 520/1 - 78 - 016《支持轻水核电站的州和地方政府放射性应急计划制定的规划基础》(1978年12月)中讨论了动力反应堆的应急规划区(EPZ)。

[2] 《监管导则2.6:研究和试验反应堆及其他非动力生产和使用设施的应急规划》可作为非动力生产或使用设施应急响应计划可接受性的指导文件。

[3] 任何演练都可使用特定场地的模拟器或计算机。

[4] 当与特定场地的应急准备演练结合使用时，全面参与意味着场外当地和州当局以及被许可人人员实际并积极参与测试他们充分评估和应对商业核电站事故的综合能力。全面参与包括测试场内和场外应急计划的主要可观察部分，以及动员足够数量的州、地方和被许可人人员及其他资源，以验证应对事故场景的能力。

( {}^{\left\lbrack 5\right\rbrack } ) 当与特定场地的应急准备演练结合使用时，部分参与意味着场外当局应积极参与演练，足以测试指挥和控制功能；即，(a) 与应急行动级别相关的防护行动决策，以及(b) 受影响的州和地方当局与被许可人之间的通信能力。

在第50部附录K中，

a. 修订I节，修订C.6款，删除文本

“BWR's”，并在其位置添加文本“BWRs”。

b. 修订II节，添加第6款，内容如下:

第50部附录K - 应急堆芯冷却系统评估模型

-***

II. ***

如果一个实体被批准实施( \text{ § }{50.46}\mathrm{a} )，那么( \text{ § }{50.46}\mathrm{a}\left( \mathrm{e}\right) )中的文件要求适用，并取代本附录第二部分对该实体及相关监管批准的要求。
添加附录T，内容如下:

第50部附录T - 核电站和燃料后处理厂的简化质量保证标准

I. 引言与范围

核电站和燃料后处理厂包括一些结构、系统和部件(SSCs)，这些结构、系统和部件可预防或减轻假设事故可能对公众健康和安全造成不当风险的后果。本附录为符合特定资格标准的这些设施的申请人，就这些SSCs的设计、制造、建造和运行确立质量保证要求。这些申请人可选择使用本附录，以替代本部分附录B“核电站和燃料后处理厂的质量保证标准”中的质量保证要求。要在建设许可证、运行许可证或综合许可证申请中引用本附录，申请人必须证明其符合以下标准:

A. 该申请是针对同类建设许可证、运行许可证或综合许可证，且在申请中明确了同类参考厂及与同类参考厂的任何差异；

B. 与同类参考厂的差异不会改变本附录范围内结构、系统和部件的分类、设计以及制造、建造、运行方法，包括设计和运行控制；以及

C. 已制定实施本附录要求的程序和工作流程，包括确定和及时纠正本附录范围内SSCs性能可靠性不利变化的机制，并已纳入申请中。

二、定义

首台(FOAK)是指那些首次实施的、此前未在商业规模上建造和运行过的反应堆设计或技术或燃料后处理厂设计的核电站和燃料后处理厂。

功能设计标准是指安全相关系统和部件(SSC)性能的指标。对于安全相关系统(SR SSC)，这些标准定义了证明符合§ 53.210中安全标准所需的性能指标。对于非安全相关但安全重要(NSRSS)的SSC，这些标准定义了证明符合§ 53.220中安全标准所需的性能指标。

非安全相关但安全重要(NSRSS)的结构、系统和部件(SSC)是指那些虽与安全无关，但为实现足够的纵深防御或执行风险重要功能而被依赖且需要特殊对待的SSC。

同类第N台(NOAK)是指那些在首台(FOAK)设计、建造和运行之后，参考首台(FOAK)电厂的反应堆设计或技术或燃料后处理厂设计的后续实施的核电站和燃料后处理厂。

质量保证是指为确保结构、系统或部件在服役中能令人满意地运行而采取的所有有计划的、系统的行动。质量保证包括质量控制，质量控制包括与材料、结构、部件或系统的物理特性相关的行动，以确保材料、结构、部件或系统将满足预定要求。

质量保证计划是指为分配职责和权限、定义政策和要求以及规定工作的执行和评估而制定的总体计划。

质量管理体系是指一个结构化框架，它记录了组织确保质量的流程、程序和职责。

三、一般要求

A. 综合质量保证计划。申请人必须制定质量保证计划，在质量管理体系中记录该质量保证计划，并将质量管理体系提交给美国核管理委员会进行审查和批准。质量管理体系必须符合本附录第四节中的要求。申请人必须实施经批准的质量管理体系。必须制定一个质量保证计划，以确保《联邦法规汇编》第10编50.2节所定义的与安全相关的结构、系统和部件(SSC)以及本章第50和52部分应用中的非安全相关系统结构和部件(NSRSS SSC)，以及《联邦法规汇编》第10编53.020节所定义的与安全相关的结构、系统和部件(SSC)以及本章第53部分应用中的非安全相关系统结构和部件(NSRSS SSC)，按照与这些结构、系统和部件所执行的安全功能的重要性相称的质量标准进行设计、制造、安装和测试。在描述质量保证计划时，质量管理体系必须至少识别并详细解释:

与质量保证计划实施相关的所有人员的职责和责任，包括此类职责的任何委托。
确保以下方面的措施 -

i. 对于本章第50和52部分的应用，质量管理体系范围内的SSC的设计基准要求，以及对于第53部分的应用，功能设计标准，被充分转化为技术规范、图纸、程序和说明；

ii. 设计经过验证以符合技术、质量和监管要求；以及

iii. 已建成和已运行的SSC经过验证以符合预期功能和安全裕度。

双向沟通渠道，以确保所有相关要求、期望、关注事项和问题通过合同义务及其他适当方式在申请人或被许可方与供应商及第三方供应商之间传递。
采取措施 -

i. 确保采购的SSC和相关服务符合技术和质量要求；以及

ii. 评估提供SSC和相关服务的供应商或第三方供应商满足产品、服务或运营质量期望的能力。

制定的措施 -

i. 验证和确认产品和服务符合采购产品和服务的技术和质量要求；以及

ii. 对提供产品和服务的供应商或第三方供应商进行审核。

实施的流程，以识别、纠正和防止可能对质量、安全和法规合规产生不利影响的问题和故障再次发生。
质量保证计划的记录保存和文件协议，以支持证明SSC按照与这些部件所执行的安全功能的重要性相称的质量标准进行了正确的设计、制造、安装和测试。

B. 质量保证计划的制定与实施。质量管理体系中记录的质量保证计划必须:

针对所有质量保证活动，根据适用的受覆盖安全相关系统、结构和部件(SSC)的安全重要性采用分级方法。必须使用分级方法来实施质量保证计划的要求。

i. 分级方法的实施必须确保质量保证工作与产品、过程或项目相关的风险成比例地集中。

ii. 分级方法必须提供一个流程，以确保用于符合要求的分析、文件记录和行动水平与以下方面相称:

a. 质量保证计划所涵盖的每个结构、系统和部件对安全、保障和安保的相对重要性。

b. 所涉及的任何危害的程度。

c. 设施的生命周期阶段。

d. 设施的类型。

e. 设施的特定特征。

f. 对辐射危害的相对重要性。

g. 任何其他相关因素。

iii. 对于本法规的每个适用质量保证要求，任何分级方法的依据都必须记录在案，并作为申请的一部分提交。分级方法不得用于否定任何其他适用要求。

质量管理体系必须描述如何满足本附录第四节中的要求。
适用的质量保证要求必须包含在申请人向所有相关承包商、供应商、销售商和第三方提供的采购文件中。
根据§50.55a(a)(1)(v)(B)记录选择美国机械工程师协会(ASME)核质量保证(NQA)-1《核设施应用质量保证要求》或其他适用的行业标准。

i. 必须描述标准所需的详细程度，以实现符合监管要求的质量。

ii. 所选行业标准与本附录第四节之间的差距必须在质量管理体系中加以解决。

四、质量保证要求

A. 质量保证标准。对于本附录下的所有应用，质量保证计划必须建立、识别并实施满足以下标准的流程。

标准1 - 管理:计划。

i. 为依据本附录进行管理、执行和评估质量保证活动的人员建立组织结构、职能职责、权限级别和接口。

ii. 为依据本附录进行的质量保证活动建立管理流程，包括规划、调度和提供资源。

标准2 - 管理:人员培训与资质。

i. 确保人员接受培训并具备资质，能够为本附录涵盖的活动执行其分配的工作。

ii. 确保对人员进行持续培训，以维持其在本附录涵盖活动中的工作熟练度。

标准3 - 管理:质量改进。

i. 确保对本附录涵盖的安全相关系统和活动的质量问题进行检测和预防。

ii. 识别、控制和纠正不符合既定要求的材料、部件或组件。

iii. 识别问题的原因，并将防止问题再次出现作为纠正行动计划的一部分。

iv. 识别并选择质量保证计划的改进机会。

标准4 - 管理:文件及相关记录。

i. 编制、审查、批准、发布、使用和修订文件，以规定流程、明确要求或为本附录涵盖的安全相关系统和活动确立设计方案。

ii. 将这些文件作为记录进行明确规定、编制、审查、批准和维护。

准则5 — 绩效:工作流程。

i. 使用经批准的说明、程序或其他适当手段，按照为满足监管要求而采用的技术标准、行政控制措施和其他危害控制措施开展工作。

ii. 识别并控制材料、零件和部件，包括部分预制组件，以确保正确使用。

iii. 维护材料和设备，以防止损坏、丢失或变质。

iv. 校准并维护用于影响质量活动的设备。

准则6 — 绩效:设计。

i. 使用合理的工程或科学原理及适当标准进行安全重要物项和设计流程的设计。

ii. 在设计工作和设计变更中纳入适用要求、如( \text{ § }{50.2} )中所定义的设计基准以及功能设计准则。

iii. 识别并控制设计接口。

iv. 使用开展工作的人员以外的个人或团队，验证并确认结构、系统和部件设计的充分性。

v. 在设计批准和实施之前，验证结构、系统和部件设计的充分性。

vi. 在依靠结构、系统和部件执行其预期安全功能之前，确认结构、系统和部件的设计。

准则7 — 绩效:采购。

i. 采购符合既定要求的物品和服务，并验证物品和服务按规定执行。

ii. 根据确保满足本附录要求的特定标准，评估并选择潜在供应商。

iii. 确保经批准的供应商继续提供可接受的物品和服务。

准则8 - 性能:检查与验收测试。

i. 使用既定的验收和性能标准检查和测试指定的项目、服务及流程。

ii. 校准并维护用于检查和测试的设备。

准则9 - 性能:结构、系统和部件的维护。按照适当的清洁和环境标准控制结构、系统和部件的存储。
准则10 - 评估:管理评估。确保管理人员评估其管理流程，并识别和纠正阻碍组织实现目标的问题。
准则11 - 评估:独立评估。

i. 计划并进行独立评估，以衡量项目和服务质量、工作绩效的充分性，并促进改进。

ii. 为独立评估团队确立足够的权力，并使其不受直线管理的约束。

iii. 确保进行独立评估的人员在待评估领域具备技术资格和知识。

B. 设计和分析中使用的软件以及对安全至关重要的数字项目的质量保证。必须在质量保证计划内确定、建立并实施软件质量保证流程，并在质量管理体系中记录。

软件质量保证流程必须应用于所使用的软件 -

i. 用于本附录范围内的SSC的数字项目中；

ii. 用于本附录范围内的SSC的设计验证；以及

iii. 用于本附录范围内的SSC的设计分析。

本节第1段中确定的应用所使用的软件必须在其整个生命周期内进行记录、管理和控制，以确保安全功能将在设计基准条件下执行。
必须使用适当的国家或国际软件工程标准(例如，ASME、电气和电子工程师协会(IEEE)、国家标准与技术研究院(NIST)、美国核协会(ANS)等)。这些标准可能包括标准的组合。

第51部 - 国内环境保护法规

许可及相关监管职能

第51部的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》第161条、第193条(《美国法典》第42编第22页第2201条、第2243条)；19年《能源重组法》第201条、第202条(《美国法典》第42编第58页第5841条、第5842条)；1969年《国家环境政策法》(《美国法典》第42编第43页第4332条、第4334条、第4335条)；1982年《核废料政策法》第144(f)条、第121条、第135条、第141条、第148条(《美国法典》第42编第101页第10134(f)条、第10141条、第10155条、第10161条、第10168条)；《美国法典》第44编第3504条注释。

第51.20条、第51.30条、第51.60条、第51.条、第51.97条也根据《核废料政策法》第135条、第141条、第148条(《美国法典》第42编第101页第10155条、第10161条、第10168条)发布。

第51.22条也根据《原子能法》第274条(《美国法典》第42编第20页第2021条)以及《核废料政策法》第121条(《美国法典》第42编第101页第10141条)发布。

第51.43条、第51.67条和第51.109条也根据《核废料政策法》第114(f)条(《美国法典》第42编第101页第10134(f)条)发布。

在51.4中，将“建设”的定义修订如下:

§ 51.4 定义。

“施工”指:

(1) 对于生产和利用设施，本定义第(1)(i)款中的活动。

(i) 构成施工的活动包括打桩、地下准备工作、回填土的铺设、混凝土浇筑、在挖掘范围内设置永久挡土墙、基础安装，或就地组装、架设、制造或测试，这些活动是为了:

(A) 本章§50.2所定义的设施的安全相关构筑物、系统或部件(SSC)；

(B) 执行安全重要功能的安全相关构筑物、系统和部件；以及

(ii) 对于根据该法案第104a条或第104c条要求获得许可的生产或使用设施(测试设施和核电站除外)，建造不包括建造将用于设施运营以外活动且也可用于容纳设施的建筑物(例如，建造一座有空间安装培训反应堆的大学实验室大楼)。

(iii) 任何被确定为超出( \text{ § }{51.4} )中建设定义所界定范围的活动，若由申请人或代表申请人进行，则完全由申请人自行承担风险，并且对于根据该法案要求以及该法案所发布的规则和条例，就美国核管理委员会监管活动而言，其与环境评估、环境影响声明的发布或无重大影响认定无关。

(2) 对于材料许可证，在本章第30、36、40和70部分规定的设施所在地进行任何场地准备活动，该活动具有

与辐射健康与安全或共同防御与安全存在合理关联；

但是，前提是施工并不意味着采取任何其他没有……的行动

与辐射健康与安全或共同防御与安全存在合理关联。

在§ 51.51中，将表S - 3的表注1修订如下:

§ 51.51铀燃料循环环境数据——表S-3。

(b) * * *

表S-3—铀燃料循环环境数据表( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )

[归一化为轻水堆年度燃料需求模型[WASH - 1248]或参考反应堆

年 [NUREG - 0116]]

[见本表末尾的脚注]

[1] 在某些未列出条目的情况下，从背景文件中可以明确看出该事项已得到处理，实际上，应将该表视为已填入特定的零条目来解读。然而，该表中还有其他一些领域根本未涉及。表S - 3不包括表中所述排放物的健康影响，也不包括铀燃料循环中氡 - 222的释放估计值，或废物管理或后处理活动中释放的锝 - 99的估计值。这些问题可能是个别许可程序中的诉讼主题。

支持本表的数据载于1974年4月的《铀燃料循环环境调查》(WASH - 1248)；《轻水堆燃料循环后处理和废物管理部分的环境调查》(NUREG - 0116，WASH - 1248的补编1)；《关于轻水堆燃料循环后处理和废物管理部分环境调查的公众意见和特别工作组回应》(NUREG - 0216，WASH - 1248的补编2)；以及与乏燃料后处理和放射性废物管理的铀燃料循环影响相关的最终规则制定记录(案卷RM - 50 - 3)。对于两种燃料循环(仅铀且无再循环)中的任何一种，后处理、废物管理和废物运输的贡献均已最大化。运输的贡献不包括将冷燃料运输至反应堆以及将辐照燃料和放射性废物从反应堆运输出去的情况，这些在§51.20(g)的表S - 4中考虑。燃料循环其他步骤的贡献载于WASH - 1248的表S - 3A的A - E列。

《新核反应堆许可通用环境影响声明 - 最终报告》(NUREG - 2249，2025年12月)中的分析将此表扩展至铀 - 235富集度达20.0重量百分比，以涵盖铀回收(取代铀矿开采和选矿)、六氟化铀生产、气体离心同位素富集(取代气体扩散同位素富集)和燃料制造的环境影响。《富集度增加和燃耗水平提高的事故容错燃料环境评估》(NUREG - 2266，2024年7月)中的分析将反应堆中辐照燃料的组件平均燃耗水平扩展至高达每公吨80,000兆瓦日，这与铀燃料循环活动相关。

将§51.52修订并重新发布如下:

§ 51.52 燃料和废物运输的环境影响——表S-4。

在( \text{ § }{51.50} )规定的情况下，为轻水冷却及非轻水冷却核动力反应堆的建造许可证阶段、早期场地许可证阶段或综合许可证阶段编写并于1975年2月4日之后提交的每份环境报告，必须包含一份关于燃料和放射性废物进出反应堆运输情况的说明。该说明必须表明反应堆及这种运输符合本节(a)款的所有条件或本节(b)款的所有条件。

(a)

(1) 反应堆堆芯热功率水平不超过3800兆瓦；

(2) 反应堆燃料为烧结二氧化铀芯块形式，铀-235富集度不超过8%(重量)，且芯块封装在锆合金棒中；

(3) 反应堆辐照燃料的平均辐照水平不超过每公吨80000兆瓦日，且任何辐照燃料组件在从反应堆卸料后至少90天内不得运输；

(4) 除辐照燃料外，从反应堆运输的所有放射性废物均已包装且为固体形式；

(5) 未辐照燃料通过卡车运往反应堆；辐照燃料通过卡车、铁路或驳船从反应堆运出；且除辐照燃料外的放射性废物通过卡车或铁路从反应堆运出；以及

(6) 燃料和废物进出反应堆运输在正常运输条件及运输中可能发生的事故方面的环境影响，如本节(c)款汇总表S-4所述；且表中的数值代表运输对反应堆许可证环境成本的贡献。

(b) 对于不符合本节(a)款条件的轻水冷却及非轻水冷却反应堆，该说明必须包含对燃料和废物进出反应堆运输环境影响的完整描述和详细分析，包括正常运输条件下的环境影响值及运输事故的环境风险值。该说明必须表明分析确定的数值代表此类影响对反应堆许可证环境成本的贡献，且可从弗吉尼亚州斯普林菲尔德市国家技术信息服务处获取。WASH - 1238可从NTIS以5.45美元(缩微胶片，2.25美元)的价格获取，NUREG - 75/038可从NTIS以3.25美元(缩微胶片，2.25美元)的价格获取。

(c)

汇总表S-4——一座核动力反应堆燃料和废物运输环境影响[1],[2] 正常运输条件

	环境影响
热量(每运输途中的辐照燃料罐)	250,000英热单位/小时
重量(受联邦或州限制)	每辆卡车80,000磅；每节铁路车厢每个燃料罐最多210吨
交通密度:
卡车	每天少于1次
铁路	每月少于3次

受影响人群	受影响人员估计数量	受影响个体的剂量范围$ {}^{\left\lbrack 3\right\rbrack } $(每反应堆年)
运输工作人员	200	0.01至300毫雷姆
普通公众:
旁观者	107,000	0.003至1.3毫雷姆
沿线	1,362,000	0.0001至0.06毫雷姆

运输事故

	环境风险
辐射影响	小[4]
常见(非辐射)原因	每100堆年发生1起致命伤害；每10堆年发生1起非致命伤害。

[1] 支持此表的数据载于委员会1972年12月发布的《核电站放射性物质运输环境调查》(WASH - 1238)以及1975年4月发布的《NUREG - 75/038补编1》。这两份文件均可在委员会公共文件室查阅和复印，地址为马里兰州罗克维尔市罗克维尔派克11555号(一楼)白弗林特北一号，邮编20852。

[2] 《NUREG - 2266:高富集度和高燃耗事故容错燃料的环境评估》(2024年7月)中的分析将此表扩展至铀 - 235富集度达8重量百分比以及( {\mathrm{{UO}}}_{2} )燃料的反应堆辐照燃料组件平均辐照水平达每公吨80,000兆瓦日，并增加了因核电站反应堆燃料和废物运输环境影响而受到辐射的公众成员估计数量。《NUREG - 2249:新核反应堆许可通用环境影响声明 - 最终报告》(2025年12月)中的分析将此表扩展至峰值颗粒燃耗达133,000兆瓦日/公吨的TRISO燃料。

[3] 联邦辐射委员会建议，除自然本底辐射和医疗照射外，职业照射导致的个人年辐射剂量应限制在5000毫雷姆，公众个人年辐射剂量应限制在500毫雷姆。平均自然本底辐射导致的个人年剂量约为130毫雷姆。

[4] 无论应用于单个反应堆还是多反应堆场地，运输事故导致的放射性影响的环境风险都很小。如果燃料装在运输包装内的内部焊接罐中，事故中不会释放放射性物质。只有没有内部焊接罐的铁路运输包装才会释放放射性物质，而且只有在极其严重的事故中才会如此。

第52部 - 核设施的许可证、认证和批准

发电厂

第52部的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》，第103、104、147、149、161、181、182、183、185、186、189、223、234条(《美国法典》第42编第2133、2134、2167、2169、2201、2231、2232、2233、2235、2236、2239、2273、2282条)；1974年《能源重组法》，第201、202、206、211条(《美国法典》第42编第5841、5842、5846、5851条)；《美国法典》第44编第3504条注释。

在§52.1(a)款中，按字母顺序添加“一级”、“二级”和“二级*”的定义，内容如下:

§ 52.1定义。

(a) ***

对于在[最终规则生效日期]之后颁发的设计认证，“一级”是指通用设计控制文件中包含的与设计相关信息的定性和功能层面部分，包括经标准设计认证批准和认证的ITAAC。设计描述、接口要求和场地参数源自二级信息。对于在[最终规则生效日期]之前颁发的设计认证，见本部分适用附录中该术语的定义。

对于在[最终规则生效日期]之后颁发的设计认证，“二级”是指通用设计控制文件中包含的与设计相关信息的一部分，该部分经标准设计认证批准但未经认证。必须符合二级要求，但对二级的通用更改以及工厂特定的偏离需遵循本部分适用附录中规定的程序。符合二级要求是符合一级要求的一种充分但非唯一可接受的方法。与二级不同的合规方法必须满足本部分适用附录中的更改程序。无论存在这些差异，申请人或被许可人在引用一级时必须满足本部分适用附录中引用二级的要求。对于在[最终规则生效日期]之前颁发的设计认证，见本部分适用附录中该术语的定义。

对于在[最终规则生效日期]之后颁发的设计认证，“二级”是指二级信息中包含的与设计相关信息的定性和功能层面部分，在通用设计控制文件中如此指定，该部分需遵循标准设计认证规则中规定的此类信息的更改程序。在工厂首次达到满功率后，该工厂特定设计控制文件中的二级信息恢复为二级状态，并此后遵循二级信息的更改和偏离规定。对于在[最终规则生效日期]之前颁发的设计认证，见本部分适用附录中该术语的定义。 * * * * *

§ 52.15 [已修订]

在§ 52.15的(c)款中，删除“renewal”一词，并在其位置添加“amendment”一词。
在§ 52.17中，将(a)(1)(ix)款及脚注1和2修订如下:

§ 52.17 申请内容；技术信息。

(a) ***

(1) ***

(ix) 对拟建设施所在场地的描述和安全评估。该评估必须包含对设施的主要结构、系统和部件的分析与评估，这些结构、系统和部件在本节(a)(1)(ix)(A)和(a)(1)(ix)(B)款确定的放射性后果评估因素下，对场地的可接受性有重大影响。在进行此评估时，申请人应假设裂变产物释放( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )，假设设施以预期的最终功率水平运行。申请人应使用潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及任何旨在减轻事故后果的裂变产物清理系统，结合适用的场地特征，包括场地气象条件，对假设的裂变产物释放进行评估和分析，以评估场外放射性后果。场地特征必须符合本章第100部分的规定。评估必须确定:

(A) 在假设的裂变产物释放开始后的任何2小时内，位于禁区边界上任何一点的个人所接受的辐射剂量不会超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 2\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )总有效剂量当量(TEDE)。

(B) 位于低人口区外边界上任何一点的个人，在接触假设的裂变产物释放产生的放射性云(在其整个通过期间)时，所接受的辐射剂量不会超过25雷姆(0.25 Sv) TEDE；

[1] 本次评估假设的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为场地分析而假设的，或从可能的意外事件考虑中假设的，以界定广泛的设计基准事故范围。这些事故通常被假定会导致堆芯大量熔化，随后释放出大量裂变产物。

[2] 使用25雷姆(0.25 Sv) TEDE并非意味着该数值构成事故情况下公众应急剂量的可接受限值。相反，该剂量值在本节中作为参考值列出，可用于评估关于假设的反应堆事故的电厂设计特征，以确保这些设计能保证在事故发生时公众遭受辐射的风险较低。

将§ 52.18修订如下:

§ 52.18 申请审查标准。

根据本分部提交的早期场地许可证首次颁发申请，将按照本章第50部分及其附录以及本章第100部分规定的适用标准进行审查。此外，委员会应在审查申请期间，按照本章第51部分的规定编制一份环境影响声明。委员会应在适当时与联邦紧急事务管理局协商后，确定( \text{ § }{52.17}\left( \mathrm{;b}\right) \left( 1\right) )要求申请人提供的信息是否表明不存在对应急计划制定的重大阻碍，而申请人提出的措施无法减轻或消除该阻碍；申请人根据§ 52.17(b)(2)(i)提交的应急计划的任何主要特征是否符合本章§ 50.160的要求，或本章第50部分附录E和本章§ 50.47(b)的要求；以及申请人根据§ 52.17(b)(2)(ii)提交的任何应急计划是否提供合理保证，即在发生放射性紧急情况时能够并将采取充分的防护措施。

§ 52.25 [修订]

在§ 52.25的第一句中，删除“已进行且在根据本部分C子部分颁发的建设许可证或联合许可证的申请中未提及该场地(在许可证仍然有效期间)”这句话，并代之以“已进行，且早期场地许可证持有人已申请终止”这句话。
在§ 52.26中，修订(a)款，并删除(b)款并保留如下内容:

§ 52.26许可证有效期。

(a) 根据本分部颁发的早期场地许可证将无固定期限。

(b) [保留]

-***

将§ 52.29修订如下:

§ 52.29 更新早期场地许可证的修订申请。

(a) 早期场地许可证持有人可在早期场地许可证颁发后的任何时间选择提交修订早期场地许可证的申请，以更新许可证所依据的数据和信息。早期场地许可证持有人可就其选择的尽可能多的问题提供更新信息，并可请求将该机构对这些问题作出最终决定的期限从修订发布之日起再延长20年。早期场地许可证持有人可就已延期的许可证申请此类延期。该申请必须符合本章第50.90条和第50.92条的要求。

(b) 根据本节(a)款提交的申请必须包含所有必要信息，以便更新早期场地许可证持有人选择更新的那些问题的先前申请中所包含的信息和数据。

(d) 其利益可能受到许可证更新影响的任何人，可就更新申请请求举行听证会。听证请求必须符合本章第2.309条的规定。如果批准举行听证会，将按照本章( \text{ § }{2.309} )的规定发布听证通知。

将§ 52.31修订如下:

§ 52.31 颁发更新早期场地许可证的修正案。

只有在委员会确定以下情况时，才应批准早期场地许可证的修正案:

(a) 该场地符合在最初颁发场地许可证时适用且有效的该法案、委员会的法规和命令，但在[最终规则生效日期]之前颁发的早期场地许可证不再受( \text{ § }{52.26}\left( a\right) )约束；并且

(b) 委员会可能希望施加的任何新要求对于充分保护公众健康和安全或共同防御与安全是必要的。

§ 52.33 [已删除并保留]

删除并保留( \text{ § }{52.33} ) 。
将( \text{ § }{52.35} ) 修订如下:

§ 52.35 场地用于其他目的。

(a) 根据本分部已颁发早期场地许可证的场地，可用于许可证所述以外的目的，包括其他类型能源设施的选址。许可证持有人应将早期场地许可证中未批准的场地任何重大用途告知核反应堆监管办公室主任(主任)。有关活动的信息必须在实际开展任何建设或场地改造活动前至少30天提供给主任。根据( \text{ § }{52.39} )的规定，所提供的信息可能成为对许可证施加新要求的依据。

(b) 如果许可证持有人不再打算将该场地用于核电站，或因其他原因不再希望持有该许可证，如申请中所述，许可证持有人可随时请求主任终止早期场地许可证。终止许可证的请求必须符合本章§§ 52.3和50.30的备案要求，并指明§ 52.25中适用的场地补救要求。经请求，主任可终止该许可证。

在§ 52.39中，

a. 在(a)(1)款中，删除“§§ 52.26或52.33”的引用，代之以“§ 52.26”的引用；

b. 在(a)(2)款引言部分，删除“续期”一词，代之以“修订”一词；

c. 修订(c)(1)(iv)和(v)款；

d. 添加(c)(1)(vi)款；

e. 在(d)款中，删除“续期”一词，代之以“修订”一词；并且

f. 在(e)款中，删除“10 CFR 50.90和50.92”的引用，代之以“本章§§ 50.90、50.92和52.29”的引用。

修订和添加内容如下:

§ 52.39早期场地许可证确定的终局性。

(1) * * *

(iv) 申请中提供了新的或额外的信息，该信息实质性地改变了核管理委员会先前结论的依据，或构成委员会修改或施加与应急准备相关的新条款和条件的充分依据；

(v) 根据§ 52.17(a)(1)(vi)至(ix)要求的场地安全分析报告中的信息，自早期场地许可证颁发之日起20年后或先前通过修订对许可证进行更新(以较晚者为准)后未进行更新；并且

(vi) (A) 在早期场地许可证程序中未解决的任何重大环境问题；

(B) 对于引用较晚颁发或通过修订更新的早期场地许可证的申请，在提交申请前不超过20年，早期场地许可证程序中解决的涉及设施建设和运行影响的任何问题，已发现有重大新信息的；或者

在§ 52.47中，

a. 修订(a)(2)(iv)款；

b. 在(a)(4)款中，删除最后一句；并且

c. 将脚注3和4重新指定为脚注1和2，并将脚注1和2修订如下:

§ 52.47申请内容；技术信息。

(a) ***

(2) ***

(iv) 将设计到设施中的安全特性以及在放射性物质释放到环境之前因事故必须突破的那些屏障。必须特别关注旨在减轻事故放射性后果的工厂设计特征。在进行此评估时，申请人应假设裂变产物释放( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )，假设设施以预期的最终功率水平运行。申请人应使用潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及任何旨在减轻事故后果的裂变产物清理系统，连同适用的假设场地参数，包括场地气象，对假设的裂变产物释放进行评估和分析，以评估场外放射性后果。评估必须确定:

(A) 在假设的裂变产物释放开始后的任何2小时期间，位于禁区边界上任何一点的个人所接受的辐射剂量不会超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 2\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )总有效剂量当量(TEDE)；

(B) 位于低人口区外边界上任何一点的个人，暴露于假设的裂变产物释放产生的放射性云(在其整个通过期间)所接受的辐射剂量不会超过25雷姆(0.25 Sv) TEDE；

[1] 本次评估假设的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为场地分析目的而假设的，或从可能的意外事件考虑中假设的，以界定广泛的设计基准事故范围。这些事故通常被假设会导致堆芯大量熔化，随后释放大量裂变产物。

[2] 使用25雷姆(0.25 Sv) TEDE并非意味着该数字构成事故情况下公众应急剂量的可接受限值。相反，该剂量值在本节中作为参考值列出，可用于评估与假设的反应堆事故相关的工厂设计特征，以确保这些设计能保证在事故情况下公众遭受辐射的风险较低。

在§ 52.54中，修订段落(a)的引言文本和段落(b)，使其内容如下:

如下所示:

§ 52.54 标准设计认证的颁发。

(a) 在根据§ 52.51就标准设计认证申请进行规则制定程序并收到反应堆安全保障咨询委员会根据§ 52.53提交的报告后，如果委员会确定以下情况，则可以以规则形式为该申请所涉设计颁发标准设计认证:

(b) 标准设计认证规则必须规定场地参数、设计特征以及标准设计认证规则的任何其他要求和限制。经审查并批准符合本章( \text{ § }{50.46} ) a要求的标准设计认证规则必须规定引用的联合许可证必须满足的偏离准则。这些准则必须确保，尽管存在偏离情况，但美国核管理委员会批准认证设计符合本章§ 50.46a(包括过渡断裂尺寸的适用性)的安全基础仍然适用。

在§ 52.63中，

a. 在句子末尾的(a)(1)(v)段中，在“信息；”之后添加“或”一词；

b. 在句子末尾的(a)(1)(vi)段中，删除短语“安全；或”，并在其位置添加“安全”一词；

b. 删除(a)(1)(vii)段；并且

c. 将(a)(4)(ii)段和(b)(1)段修订如下:

§ 52.63标准设计认证的终局性。

(a) ***

(4) ***

(ii) 存在( \text{ § }{52.7} )中定义的特殊情况。

(b)

(1) 如果引用的设计认证规则中的适用变更程序要求，引用设计认证规则的申请人或被许可人可以请求豁免认证信息的一个或多个要素。只有在委员会确定豁免将符合( \text{ § }{52.7} )的要求时，才可以批准该请求。应申请人请求给予豁免与运营许可证或联合许可证听证中的其他问题一样，可能会引发诉讼。

-***

在§ 52.79中，

a. 修订并重新发布(a)(1)(vi)、(a)(2)(iv)、(a)(5)、(a)(21)、(a)(25)、(a)(27)、(a)(36)(i)段和(b)段；

b. 添加(a)(48)段；并且

c. 将脚注5至8重新指定为脚注1至4，并将脚注1至4修订如下:

§ 52.79申请内容；最终安全分析报告中的技术信息。

(a) ***

(1) ***

(vi) 对拟建设施所在场地的描述及安全评估。该评估必须包含对设施的主要结构、系统和部件的分析与评价，这些结构、系统和部件在本节(a)(1)(vi)(A)和(a)(1)(vi)(B)规定的放射性后果评估因素下，对场地的可接受性有重大影响。在进行此评估时，申请人应假设裂变产物释放( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )，假设设施以预期的最终功率水平运行。申请人应使用潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及任何旨在减轻事故后果的裂变产物清理系统，并结合适用的场地特征，包括场地气象条件，对假设的裂变产物释放进行评估和分析，以评估场外放射性后果。场地特征必须符合本章第100部分的规定。评估必须确定:

(A) 在假定的裂变产物释放开始后的任何2小时期间内，位于禁区边界上任何一点的个人所接受的辐射剂量不会超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 2\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )总有效剂量当量(TEDE)。

(B) 位于低人口区外边界任意一点的个人，若暴露于假定的裂变产物释放产生的放射性云(在其整个经过期间)，所接受的辐射剂量不会超过25雷姆(0.25希沃特)全身等效剂量；并且

(2) ***

(iv) 设施中设计的安全特性以及事故发生后在放射性物质释放之前必须突破的屏障

可能会有物质泄漏到环境中。必须特别关注工厂设计

旨在减轻事故放射性后果的特征。在执行过程中

对于此评估，申请人应假设裂变产物释放( {}^{\left\lbrack 3\right\rbrack } )，假设该

设施在预期的最终功率水平下运行；

(5) 对结构、系统和部件的设计与性能进行分析和评估，目的是评估设施运行对公众健康和安全造成的风险，包括确定设施正常运行期间以及设施寿命期内预期的瞬态工况下的安全裕度，以及为预防事故和减轻事故后果而设置的结构、系统和部件的充足性。 * * * * *

(21) 符合本章§50.160的要求，或符合本章第50部附录E和本章§50.47(b)要求的应急计划；

(25) 适用于设施结构、系统和部件设计，并将应用于制造、建造和测试的质量保证计划或质量管理体系的说明。本章第50部附录B规定了核电站质量保证计划的要求。核电站质量保证计划的说明必须包括对如何满足本章第50部附录B的适用要求的讨论，包括对质量保证计划将如何实施的讨论，或适用于合格的联合许可证申请。本章第50部附录T“核电站和燃料后处理厂简化质量保证标准”规定了核电站和燃料后处理厂质量保证计划的简化要求，合格的联合许可证申请人可自愿使用这些要求替代本章第50部附录B。本章第50部附录T要求的核电站或燃料后处理厂质量管理体系应包括对如何满足本章第50部附录T的适用要求的讨论；

(27) 用于确保安全运行的管理和行政控制措施。本章第50部附录B规定了核电站这些控制措施的要求。关于核电站将采用的控制措施的信息应包括对如何满足本章第50部附录B适用要求的讨论。本章第50部附录T“核电站和燃料后处理厂的简化质量保证标准”规定了核电站和燃料后处理厂此类控制措施的简化要求，符合条件的联合许可证申请人可自愿采用，以替代本章第50部附录B。本章第50部附录T要求的核电站或燃料后处理厂质量管理体系应包括对如何满足本章第50部附录T适用要求的讨论；

(36) (i) 符合本章第73部附录C规定标准的保障应急计划。保障应急计划应包括应对与本章许可的特殊核材料和核设施以及申请人持有和控制的核设施相关的威胁、盗窃和放射性破坏(本章第73部所定义) 的计划。此类许可证的每份申请均应包括申请人保障应急计划中所含信息。( {}^{\left\lbrack 4\right\rbrack } ) (此计划所需的实施程序无需提交审批。)

(48) 申请人可在其申请中请求对本部规定的设计通用方面给予通用终局性认定，以便申请中的信息(如获核管理委员会批准) 在其他引用经批准给予通用终局性认定信息的程序中视为已解决。请求给予通用终局性认定的联合许可证申请必须包括设计假定的适用厂址参数，包括相关外部危害的设计基准外部危害水平，以及根据这些厂址参数对设计进行的分析和评估。

(b) 如果联合许可证申请引用了早期厂址许可证，则适用以下要求:

(1) 最终安全分析报告无需包含提交给委员会的与早期厂址许可证相关的信息或分析，但是，最终安全分析报告必须包括或通过引用纳入早期厂址许可证厂址安全分析报告，并且除其他所需信息和分析外，还必须包含足以证明设施设计符合早期厂址许可证规定的厂址特征和设计参数的信息。

(2) 如果最终安全分析报告未证明设施设计符合厂址特征和设计参数，申请应包括符合§§ 52.39和52.93要求变更请求。

(3) 如果§ 52.17(a)(1)(vi)至(ix)要求的早期厂址许可证厂址安全分析报告信息自早期厂址许可证颁发之日起20年或上次通过修订更新许可证之日(以较晚者为准) 后未更新，则联合许可证申请应在最终安全分析报告中必要时包括更新信息和修订分析。如果引用申请中假定的源项属于设计得出的源项范围内，则无需更新早期厂址许可证中规定的假定源项。如果早期厂址许可证中规定的假定源项不属于设计得出的源项范围内，则引用申请必须提出符合§§ 52.39和52.93要求的与早期厂址许可证的变更请求。

(4) 最终安全分析报告必须证明，联合许可证颁发之日将满足早期厂址许可证中包含的除本章§ 50.36b规定的条款和条件以外的所有条款和条件。联合许可证颁发时无法满足的早期厂址许可证的任何条款或条件，必须作为联合许可证的条款或条件列出。

(5) 如果早期厂址许可证批准了完整和综合的应急计划或应急计划的主要特征，则最终安全分析报告必须包括更新和纠正( \text{ § }{52.17} ) (b)项下提供信息的任何新信息或补充信息，并讨论新信息或补充信息是否实质性改变了符合适用要求的依据。申请必须识别已纳入拟建设施应急计划且根据本章( \text{ § } ) 50.54(q)构成或可能构成有效性降低的应急计划或应急计划主要特征的变更。

(6) 如果完整和综合的应急计划作为早期厂址许可证的一部分获得批准，则无需新的符合本节(a)(22)段要求的认证。

[1] 本次评估所假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为场地分析目的而假设的，或从可能的意外事件考虑而假定的，以涵盖广泛的设计基准事故范围。一般认为，这些事故会导致堆芯大量熔化，随后释放出相当数量的裂变产物。

[2] 使用25雷姆(0.25希沃特)的全身有效剂量当量并非意味着该数值构成事故情况下公众应急剂量的可接受限值。相反，该剂量值在本节中作为参考值列出，可用于评估关于假定反应堆事故的电厂设计特征，以确保这些设计能保证在事故发生时公众遭受辐射的风险较低。

[3] 本次评估所假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为场地分析目的而假设的，或从可能的意外事件考虑而假定的，以涵盖广泛的设计基准事故范围。一般认为，这些事故会导致堆芯大量熔化，随后释放出相当数量的裂变产物。

[4] 一份包含本章§73.55和10 CFR Part 73附录C中所有要求信息的实物保护计划满足应急要求。

52. 将§ 52.85修订如下:

§ 52.85 申请的行政审查；听证。

(a) 关于综合许可证的程序应遵守本章第2部分包含的所有适用程序要求，包括存档要求(本章§ 2.101)和发布听证通知(本章§ 2.104)。如果申请人在颁发综合许可证时请求委员会对某些ITAAC作出认定，那么这些ITAAC将在听证通知中予以指明。所有关于综合许可证的听证均受本章第2部分包含的程序管辖。

(b) 如果申请人根据( \text{ § }{52.79} ) (a)(48)请求一般终局性，委员会将在本章( \text{ § }{2.104} )要求的听证通知中，将一般终局性请求作为拟议行动包含在内。

§ 52.93 [修订]

在( \text{ § }{52.93} )中，(c)款删除最后一句。
在§ 52.97中，增加(d)款，内容如下:

§ 52.97 联合许可证的颁发。

-***

(d) 如果委员会发现拟议的通用设计能够在具有符合根据适用要求为该设计假定的场地参数特征的场地进行建造和运行，且不会对公众的健康和安全造成不当风险，则委员会可对利用设施设计的通用方面给予通用终局性认定，包括假定的场地参数以及根据§ 52.79(a)(48)提交的要求。

在§ 52.98中，修订(b)款，删除并保留(d)款，并添加(h)款如下:

§ 52.98 联合许可证的终局性；信息请求。

(b) 如果联合许可证未提及设计认证，则被许可人可按照最终安全分析报告(如有更新)中所述对设施进行变更，按照最终安全分析报告(如有更新)中所述对程序进行变更，并根据本章第50部分的适用变更程序(例如，本章§ 50.54、§ 50.59或§ 50.90)进行最终安全分析报告(如有更新)中未描述的测试或实验。

(d) [保留]

(h) 在颁发建造许可证、运行许可证或联合许可证的程序中，或在除委员会根据本节(a)款发起的程序之外的任何执法听证中，若提及根据本分部颁发的联合许可证，则委员会必须将在关于所提及联合许可证的颁发或续期申请的程序中已解决的那些事项视为已解决，包括(如适用)在所提及联合许可证根据§ 52.97(d)获得终局性认定的情况下反应堆设计的充分性。

在§ 52.137中，

a.修订并重新发布(a)(2)(iv)款；

b.在(a)(4)款中，删除“SSC”一词，代之以“SSCs”一词，并删除最后一句；以及

c.将脚注9和10重新指定为脚注1和2，并将脚注1和2修订如下:

§ 52.137 申请内容；技术信息。

(a) ***

(2) ***

(iv) 拟设计在设施中的安全特性以及在放射性物质向环境释放之前因事故而必须突破的屏障。必须特别关注旨在减轻事故放射性后果的工厂设计特性。在进行此项评估时，申请人应假定裂变产物释放( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )，假定设施以预期的最大功率水平运行。申请人应利用潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及任何旨在减轻事故后果的裂变产物清理系统，结合适用的假定场地参数，包括场地气象条件，对假定的裂变产物释放进行评估和分析，以评估场外放射性后果。评估必须确定:

(A) 在假定的裂变产物释放开始后的任何2小时期间，位于禁区边界任何一点的个人所接受的辐射剂量不会超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 2\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )总有效剂量当量(TEDE)；以及

(B) 位于低人口区外边界任何一点的个人，在假定的裂变产物释放产生的放射性云经过期间(整个经过期间)所接受的辐射剂量不会超过25雷姆(0.25 希沃特)TEDE；

[1] 本次评估假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为场地分析目的而假设的，或从可能的意外事件考虑中假设的，以涵盖广泛的设计基准事故。这些事故一般假定会导致堆芯大量熔化，随后释放大量裂变产物。

[2] 使用25雷姆(0.25 希沃特)TEDE并非意味着该数值构成事故情况下公众应急剂量的可接受限值。相反，该剂量值在本节中作为参考值列出，可用于评估关于假定反应堆事故的工厂设计特性，以确保这些设计能保证在事故情况下公众遭受辐射的风险较低。

在§ 52.157中，

a. 修订并重新发布(d)款；

b. 在(f)(1)款中，删除最后一句；

c. 将脚注11和12重新指定为脚注1和2并修订

脚注1和2。

新增和修订内容如下:

§ 52.157 申请内容；最终安全分析报告中的技术信息。

(d) 反应堆所设计的安全特性以及在放射性物质释放到环境之前事故发生时必须突破的屏障。必须特别关注旨在减轻事故放射性后果的反应堆设计特性。在进行此项评估时，申请人应假定裂变产物释放( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )，假设设施按预期的极限功率水平运行。申请人应使用潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及任何旨在减轻事故后果的裂变产物清理系统，结合适用的假定场地参数，包括场地气象条件，对假定的裂变产物释放进行评估和分析，以评估场外放射性后果。评估必须确定:

(1) 在假定的裂变产物释放开始后的任何2小时期间，位于禁区边界上任何一点的个人所接受的辐射剂量不会超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 2\right\rbrack }\left( {{0.25}\mathrm{{Sv}}}\right) )总有效剂量当量(TEDE)；以及

(2) 位于低人口区外边界上任何一点且暴露于假定的裂变产物释放所产生的放射性云(在其整个经过期间)的个人所接受的辐射剂量不会超过25雷姆(0.25 Sv)TEDE；

[1] 本次评估所假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为场地分析目的而假设的，或从可能的意外事件考虑中假定的，以涵盖广泛的设计基准事故。这些事故通常被假定会导致堆芯大量熔化，随后释放出大量裂变产物。

[2] 使用25雷姆(0.25 Sv)TEDE并非意味着该数值构成事故情况下公众应急剂量的可接受限值。相反，该剂量值在本节中作为参考值列出，可用于评估关于假定反应堆事故的电厂设计特性，以确保这些设计在事故发生时能保证公众遭受辐射的风险较低。

将§ 52.158修订并重新发布如下:

§ 52.158 申请内容；附加技术信息。

(a) 检查、测试、分析及验收标准(ITAAC)。(1) 申请必须包含反应堆运行许可方应进行的拟议检查、测试和分析，以及为合理保证以下事项所需且充分的验收标准:若进行了检查、测试和分析且符合验收标准:

(i) 反应堆的制造符合制造许可证、本法案的规定以及委员会的规章制度；以及

(ii) 制造的反应堆将按照批准的设计以及授权该制造反应堆运行的任何许可证进行运行。

(2) 若申请引用标准设计认证，则认证设计中包含的 ITAAC 必须适用于设计认证所涵盖的设施设计部分。

(3) 若申请引用标准设计认证，申请可包括一项通知，表明设计认证 ITAAC 中要求的检查、测试或分析已成功完成且相应验收标准已满足。§ 52.163 要求的《联邦公报》通知必须表明申请包括此通知。

(b) 环境报告。(1) 申请必须包含本章( \text{ § }{51.54} )要求的环境报告。

(2) 若制造许可证申请引用标准设计认证，则环境报告无需包含反应堆严重事故缓解设计替代方案的讨论。

(c) 可选运行程序。申请人可在其申请中包含对基本完整的程序控制、运行程序或超出( \text{ § }{52.157} )要求的运行要求的描述，以满足可能引用制造许可证的许可证申请要求。若被核管理委员会批准作为制造许可证的一部分，此类程序控制、运行程序和运行要求在§ 52.171 下具有终局性。

在§ 52.171 中，将(a)(1)和(b)款修订如下:

§ 52.171制造许可证的终局性；信息请求。

(a)(1) 尽管本章§ 50.109有任何规定，但在制造许可证有效期内，委员会不得修改、撤销或对正在制造的核动力反应堆的设计、核动力反应堆的制造要求或程序控制、运行程序或运行要求施加新的要求，除非委员会确定修改是必要的，以使反应堆的设计或其制造符合制造许可证颁发时适用且有效的委员会要求，或为公众健康和安全或共同防御与安全提供充分保护的合理保证。

(b)(1) 如果制造许可证持有人对与制造许可证相关的最终安全分析报告(如有更新)中所述的设施或程序进行的变更符合本章( \text{ § }{50.59}\left( \mathrm{c}\right) \left( 1\right) )中的标准，则无需根据本章§ 50.90获得许可证修正案。如有需要，修改制造许可证的申请必须按照本章§§ 50.90、50.91和50.92提交并处理。

(2) 引用或使用根据本分部的制造许可证制造的核动力反应堆的申请人，可请求偏离制造反应堆的设计特征、场地参数、条款和条件或批准的设计。应申请人请求给予的偏离许可，与建造许可证或综合许可证听证中的其他问题一样，可能会引发诉讼。

§ 52.173 [修订]

在§ 52.173中，删除短语“15年”，并在其位置添加“40年”。

§ 52.181 [修订]

在§ 52.181中，删除短语“15年”，并在其位置添加“40年”。
修订由§ 52.220组成的子部分G，并添加§ 52.220，内容如下:

子部分G - 基于风险和性能的替代方案 § 52.220 使用基于风险和性能的验收标准替代方案

对于本部分中提供特定验收标准的每项规定，申请人可按照本章§ 50.220中的要求提出替代方案。

在第52部附录A中，将II.D.、II.F.、VI.B.4.、VI.B.6.、VIII.A.和VIII.B.段修订如下:

第52部附录A - 美国先进沸水反应堆设计认证规则

II.* * *

D. 一级是指通用设计控制文件(DCD)中包含的与设计相关信息的一部分，该部分由本附录批准和认证(一级信息)。设计描述、接口要求和场地参数源自二级信息。一级信息包括:

定义和一般规定，位于《ABWR设计控制文件》第7版的以下章节:第1.0节，“引言”；第1.1节，“定义”；第1.2节，“一般规定”；附录A，“图例”；附录B，“ABWR认证设计材料中使用的缩写和首字母缩略词”；以及附录C，“转换为ASME标准单位”；
设计描述，位于《ABWR设计控制文件》第7版的以下章节，以及这些章节中引用的任何图表和非ITAAC表格:第2.0节，“ABWR系统的认证设计”，以及第3.0节，“其他认证设计材料”；
检查、测试、分析和验收标准(ITAAC)，位于《ABWR设计控制文件》第7版以下表格的检查、测试、分析列和验收标准列:表2.1.1d、2.1.2、2.1.3、2.2.1、2.2.2、2.2.3、2.2.4、2.2.5、2.2.6、2.2.7、2.2.8、2.2.9、2.2.10、2.2.11、2.3.1、2.3.2、2.3.3、2.4.1、2.4.2、2.4.3、2.4.4、2.5.5、2.5.6、2.6.1、2.6.2、2.6.3、2.7.1b、2.7.3、2.7.5、2.8.4、2.9.1、2.10.1、2.10.2a、2.10.2b、2.10.4、2.10.7、2.10.9、2.10.13、2.10.21、2.10.22、2.10.23、2.11.1、2.11.2、2.11.3d、2.11.4、2.11.5、2.11.6、2.11.9、2.11.10、2.11.11、2.11.12、2.11.13、2.11.20、2.11.23、2.12.1、2.12.10、2.12.11、2.12.12、2.12.13、2.12.14、2.12.15、2.12.16、2.12.17、2.14.1、2.14.4、2.14.6、2.14.7、2.14.8、2.14.9、2.15.3、2.15.5a、2.15.5b、2.15.5c、2.15.5d、2.15.5e、2.15.5f、2.15.5g、2.15.5h、2.15.5i、2.15.5k、2.15.5l、2.15.5m、2.15.6、2.15.10、2.15.11、2.15.12、2.15.13、2.15.14、2.15.15、2.16.2、2.17.1、3.1、3.2a、3.2b、3.3、3.4和3.6。
重要场地参数，位于《ABWR设计控制文件》第7版的以下章节:第5.0节，“场地参数”；以及
重要接口要求，位于以下部分

《先进沸水反应堆设计控制文件》第7版:第4.0节，“接口要求”。

F. 二级是指通用设计控制文件中指定的二级信息的一部分，该部分信息需遵循本附录VIII.B.6段中的变更流程。在电厂首次实现满功率运行后，该电厂特定设计控制文件中的二级信息恢复为二级状态，并在此后遵循本附录VIII.B.5段中的偏离规定。

VI. ***

B. ***

根据本附录VIII.A.4、VIII.A.6和VIII.B.4段中的变更流程并符合规定而对设计控制文件进行的所有豁免，但仅适用于该电厂；

除本附录VIII.B.5.g段另有规定外，根据本附录VIII.A.5和VIII.B.5段中的变更流程并符合规定而对一级和二级进行的所有无需美国核管理委员会事先批准的偏离，但仅适用于该电厂；以及

VIII. ***

A. 一级信息

对一级信息的通用变更受( \text{ § } ) 52.63(a)(1)中的要求管辖。
对一级信息的通用变更适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但根据本节A.3、A.4、A.5、A.6或A.7段采取的行动已使该变更在技术上不相关的情况除外。
委员会通过电厂特定命令要求对一级信息进行的偏离受§ 52.63(a)(4)中的要求管辖。
对一级信息中定义和一般规定、重要厂址参数以及重要接口要求的豁免受§§ 52.63(b)(1)和52.98(f)中的要求管辖。如果委员会发现设计变更将导致设计原本提供的安全水平大幅降低，则将拒绝一级豁免申请。
引用本附录的申请人或被许可人可以在未经美国核管理委员会批准的情况下偏离一级设计描述信息，除非拟议的偏离需要根据本节A. 6段获得豁免。
如果拟议的对一级设计描述的偏离将:

a. 导致电厂特定设计控制文件中先前评估的事故发生频率增加超过最小幅度；

b. 导致对安全至关重要且在电厂特定设计控制文件中先前评估的结构、系统或部件(SSC)发生故障的可能性增加超过最小幅度；

c. 导致电厂特定设计控制文件中先前评估的事故后果增加超过最小幅度，则该偏离需要获得豁免。

d. 导致对核电站特定设计控制文件(DCD)中先前评估的对安全重要的安全相关组件(SSC)故障后果的增加超过最小程度；

e. 造成发生与核电站特定DCD中先前评估的任何事故类型不同的事故的可能性；

f. 造成对安全重要的SSC发生故障且结果与核电站特定DCD中先前评估的任何结果不同的可能性；

g. 导致超出或改变核电站特定DCD中所述的裂变产物屏障的设计基准限值；

h. 导致偏离核电站特定DCD中用于确立设计基准或安全分析的评估方法；

i. 导致严重事故概率大幅增加，使得先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或者

j. 导致先前审查的特定严重事故对公众的后果大幅增加。

引用本附录的被许可人未经核管理委员会(NRC)事先批准，不得偏离一级始发事件分析类别与验收标准(ITAAC)。偏离请求将被视为根据本章( \text{ § }{50.90} )提出的许可证修订请求，且无需本附录的豁免。
在核电站首次达到满功率后，被许可人发起的针对一级信息的特定核电站偏离，与被许可人发起的针对二级信息的特定核电站偏离适用相同要求。

B. 二级和二级*信息

对二级或二级*信息的一般更改受( \text{ § }{52.63}\left( a\right) \left( 1\right) )中的要求管辖。
对二级或二级*信息的一般更改适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但根据本节B.3、B.4、B.5或B.6采取的行动已使更改在技术上不相关的情况除外。
在本附录根据§52.55或§52.61生效期间，委员会不得通过特定核电站命令对二级或二级*信息提出新要求，除非:

a. 进行修改对于确保符合本附录第五节批准时适用且有效的委员会法规是必要的，或者对于确保公众健康与安全或共同防御与安全得到充分保护是必要的；并且

b. 存在本章§50.12(a)中定义的特殊情况。

引用本附录的申请人或被许可人可请求豁免二级或二级信息。委员会只有在确定豁免将符合本章( \text{ § }{50.12}\left( a\right) )的要求时，才可批准此类请求。如果委员会发现设计变更将导致设计提供的安全水平显著降低，则将拒绝二级或二级( {2}^{ } )信息的豁免请求。给予申请人豁免必须与许可证听证中的其他重要问题一样接受诉讼。给予被许可人豁免必须与许可证修订一样接受听证机会。
a. 引用本附录的申请人或被许可人，在未经核管理委员会事先批准的情况下，可偏离二级信息，除非拟议的偏离涉及对一级信息(如本节A款要求核管理委员会事先批准)、二级*信息或技术规格书的变更或偏离，或根据本节B.5.b或B.5.c款需要进行许可证修订。在评估拟议的偏离时，申请人或被许可人应考虑特定核电站设计控制文件中所述的所有事项。

b. 对二级信息的拟议偏离，若不属于影响特定核电站设计控制文件中确定的严重事故问题的解决或影响( \text{ § }{52.47}\left( a\right) \left( {28}\right) )要求的应对飞机撞击所需信息的偏离，若符合以下情况，则需要进行许可证修订:

(1) 导致特定核电站设计控制文件中先前评估的事故发生频率增加超过最低限度；

(2) 导致特定核电站设计控制文件中先前评估的对安全重要的结构、系统或部件发生故障的可能性增加超过最低限度；

(3) 导致特定核电站设计控制文件中先前评估的事故后果增加超过最低限度；

(4) 导致特定核电站设计控制文件中先前评估的对安全重要的结构、系统或部件发生故障的后果增加超过最低限度；

(5) 产生特定核电站设计控制文件中先前未评估过的不同类型事故的可能性；

(6) 产生特定核电站设计控制文件中先前未评估过的对安全重要的结构、系统或部件发生故障且结果不同的可能性；

(7) 导致超过或改变特定核电站设计控制文件中所述的裂变产物屏障的设计基准限值；或

(8) 导致偏离特定核电站设计控制文件中用于确定设计基准或安全分析的评估方法。

c. 对二级信息的拟议偏离，若影响特定核电站设计控制文件中确定的严重事故设计特征的解决，若符合以下情况，则需要进行许可证修订:

(1) 严重事故的概率大幅增加，使得先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或

(2) 特定严重事故对公众的后果大幅增加，而该严重事故先前已进行过审查。

d. 对( \text{ § }{52.47}\left( a\right) \left( {28}\right) )要求的用于应对飞机撞击的二级信息的拟议偏离，应考虑变更后的设计特征或功能能力对本章( \text{ § }{50.150}\left( \mathrm{a}\right) )要求的原始飞机撞击评估的影响。申请人或被许可人应在特定核电站设计控制文件中描述修改后的设计特征和功能能力如何继续满足本章( \text{ § }{50.150}\left( a\right) \left( 1\right) )中的飞机撞击评估要求。

e. 若根据本节B.5.b或B.5.c款的偏离需要进行许可证修订，则受本章( \text{ § }{50.90} )的管辖。

f. 根据本节B.5款对二级信息的偏离无需获得本附录的豁免。

g. 对于许可证的颁发、修订或续期的裁决程序一方，或依据( \text{ § }{52.103}\left( \mathrm{a}\right) )进行运营的一方，若其认为引用本附录的申请人或被许可人在偏离二级信息时未遵守本附录VIII.B.5款规定，可请求将该争议纳入程序。除遵守本章§2.309的一般要求外，该请求必须证明该偏离不符合本附录VIII.B.5款规定。此外，该请求必须证明，在§52.103的运行前听证会中，该变更与所声称的不符合ITAAC验收标准相关，或者在许可证修订听证会上，该变更与修订请求直接相关。任何其他方均可提交回应。如果根据该请求及任何回应，主审官员确定已有充分证据，主审官员应直接将该事项提交委员会，以确定该争议的可受理性。如果委员会确定该请求提出了关于是否符合本附录VIII.B.5款规定的重大事实的真实问题，则可受理该争议。

a. 引用本附录的申请人未经核管理委员会批准，不得偏离二级*信息，该信息在通用设计控制文件中用括号、斜体文本和星号标注。根据本附录第六章和§52.63(a)(5)的含义，该偏离将不被视为已解决的问题。

b. 引用本附录的被许可人未经核管理委员会事先批准，不得偏离以下二级*事项。偏离请求将被视为根据本章( \text{ § }{50.90} )提出的许可证修订请求。

(1) 燃料燃耗限值(4.2)。

(2) 燃料设计评估(4.2.3)。

(3) 燃料许可验收标准(附录4B)。

(4) 《美国机械工程师协会锅炉及压力容器规范》第三卷。

(5) ACI 349和ANSI/AISC N - 690。

(6) 电动阀门。

(7) 设备地震鉴定方法。

(8) 管道设计验收标准。

(9) 燃料系统和组件设计(4.2)，燃耗限值除外。

(10) 核设计(4.3)。

(11) 平衡循环和控制棒模式(附录4A)。

(12) 控制棒许可验收标准(附录4C)。

(13) 仪表设定点方法。

(14) 应急管理系统(EMS)性能规范和架构。

(15) 安全系统生命周期保障(SSLC)硬件和软件鉴定。

(16) 自检系统设计测试特性和承诺。

(17) 人因工程设计与实施过程。

c. 在电厂首次达到满功率后，所有二级*事项恢复为二级状态，并在此后受本节B.5段的偏离规定约束。

d. 根据本节B.6段对二级*信息的偏离无需本附录的豁免。

在第52部附录D中，删除并保留第九节，并将II.D.、II.F.、VI.B.4.、VI.B.6、VIII.A.和VIII.B.段修订如下:

第52部附录D - AP1000设计的设计认证规则 * * * * *

II. ***

D. 一级指通用设计控制文件(DCD)中包含的与设计相关信息的一部分，该部分由本附录批准和认证(一级信息)。设计描述、接口要求和场地参数源自二级信息。一级信息包括:

定义和一般规定，位于AP1000设计控制文件第19版的以下章节以及《支持AP1000设计认证延期的补充信息》(APP - GW - GL - 705 Rev. 0)中的修订内容:第1节，“引言”；
设计描述，位于本附录D段表1中标识的AP1000设计控制文件第19版的章节以及《支持AP1000设计认证延期的补充信息》(APP - GW - GL - 705 Rev. 0)中的修订内容以及这些章节中引用的任何附图和非ITAAC表格:

D段表1

章节	标题
2.1.1	燃料装卸与换料系统
2.1.2	反应堆冷却剂系统
2.1.3	反应堆系统
2.2.1	安全壳系统
2.2.2	非能动安全壳冷却系统
2.2.3	非能动堆芯冷却系统
2.2.4	蒸汽发生器系统
2.2.5	主控制室应急可居住性系统
2.3.1	设备冷却水系统
2.3.2	化学和容积控制系统
2.3.3	备用柴油系统

2.3.4	消防系统
2.3.5	机械搬运系统
2.3.6	正常余热排出系统
2.3.7	乏燃料水池冷却系统
2.3.8	厂用水系统
2.3.9	安全壳氢气控制系统
2.3.10	液态放射性废物系统
2.3.11	气态放射性废物系统
2.3.12	固态放射性废物系统
2.3.13	一次取样系统
2.3.14	除盐水输送与储存系统
2.3.15	压缩空气和仪表空气系统
2.3.19	通信系统
2.3.29	放射性废水排放系统
3.1	应急响应设施
3.2	人因工程
3.3	建筑物
3.4	初始测试程序
3.5	辐射监测
3.6	反应堆冷却剂压力边界泄漏检测
3.7	设计可靠性保证程序

检查、试验、分析和验收准则(ITAAC)，位于《AP1000设计控制文件》第19版及《支持AP1000设计认证延期的补充信息》(APP-GW-GL-705第0版)中的检查、试验、分析栏以及以下表格的验收准则栏:表2.1.1-1、2.1.2-4、2.1.3-2、2.2.1-3、2.2.2-3、2.2.3-4、2.2.4-4、2.2.5-5、2.3.1-2、2.3.2-4、2.3.3-2、2.3.4- "2、2.3.5-2、2.3.6-4、2.3.7-4、2.3.8-2、2.3.9-3、2.3.10-4、2.3.11-2、2.3.12-1、2.3.13-3、2.3.14-2、2.3. `15-2、2.3.19-2、2.3.29-1、3.1-1、3.2-1、3.3-6、3.5-6、3.6-1和3.7-3。
重要厂址参数，位于《AP1000设计控制文件》第19版及《支持AP1000设计认证延期的补充信息》(APP-GW-GL-705第0版)的以下章节:第5节，“厂址参数”；以及
重要接口要求，位于《AP1000设计控制文件》第19版及

《支持AP1000设计认证延期的补充信息》(APP-GW-GL-705第0版)的以下章节:第4节，“接口要求”。

F. 二级*是指通用设计控制文件中指定为此类的二级信息的一部分，其受本附录第八.B.5节变更程序的约束。**

VI. ***

B. ***

根据本附录第八.A.4、第八.A.6和第八.B.4节的变更程序，对设计控制文件的所有豁免，但仅适用于该电厂；

除本附录第八.B.5.g节规定的情况外，根据本附录第八.A.5和第八.B.5节的变更程序，所有偏离一级、二级和二级*且无需核管理委员会事先批准的情况，但仅适用于该电厂；以及

八. ***

A. 一级信息。

对一级信息的通用变更受§52.63(a)(1)要求的约束。
对一级信息的通用变更适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但根据本节A.3、A.4、A.5、A.6或A.7款采取的行动使变更在技术上不相关的情况除外。
委员会通过特定电厂命令要求偏离一级信息的情况受§52.63(a)(4)要求的约束。
对一级信息中定义和一般规定、重要厂址参数以及重要接口要求的豁免受§52.63(b)(1)和§52.98(f)要求的约束。如果委员会发现设计变更将导致设计提供的安全水平显著降低，将拒绝一级豁免请求。
引用本附录的申请人或被许可人可以在未经核管理委员会批准的情况下偏离一级设计描述信息，除非拟议的偏离根据本节A.6款需要豁免。
拟议偏离一级设计描述如果将:

a. 导致特定电厂设计控制文件中先前评估的事故发生频率增加超过最小幅度；

b. 导致对安全至关重要的结构、系统或部件(SSC)发生故障的可能性出现超过最小程度的增加，且该故障在厂特定设计控制文件(DCD)中已有过评估；

c. 导致在厂特定DCD中先前评估过的事故后果出现超过最小程度的增加；

d. 导致对安全至关重要的SSC发生故障的后果出现超过最小程度的增加，且该故障在厂特定DCD中已有过评估；

e. 导致出现与厂特定DCD中先前评估过的任何事故类型不同的事故可能性；

f. 导致对安全至关重要的SSC发生故障的可能性，且该故障产生的结果与厂特定DCD中先前评估过的任何结果不同；

g. 导致超出或改变厂特定DCD中所述的裂变产物屏障的设计基准限值；

h. 导致偏离厂特定DCD中用于确定设计基准或进行安全分析的评估方法；

i. 导致严重事故的概率大幅增加，使得先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或者

j. 导致先前审查过的特定严重事故对公众造成的后果大幅增加。

引用本附录的被许可人未经核管理委员会(NRC)事先批准，不得偏离一级始发事件分析类别与验收标准(ITAAC)。偏离申请将被视为根据本章( \text{ § }{50.90} )提出的许可证修订申请，且无需本附录的豁免。
在电厂首次达到满功率后，被许可人发起的针对一级信息的厂特定偏离，与被许可人发起的针对二级信息的厂特定偏离受到相同要求的约束。

B. 二级和二级*信息。

对二级或二级*信息的通用变更受( \text{ § }{52.63}\left( \mathrm{a}\right) \left( 1\right) )中的要求管辖。
对二级或二级*信息的通用变更适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但根据本节B.3、B.4或B.5采取的行动已使变更在技术上不相关的情况除外。
在本附录根据( \text{ § }{52.55} )或52.61的( \text{ § } )生效期间，委员会不得通过厂特定命令对二级或二级*信息提出新要求，除非:

a. 进行修改对于确保符合本附录第五节批准本附录时适用且有效的委员会法规是必要的，或者对于确保充分保护公众健康与安全或共同防御与安全是必要的；并且

b. 本章§ 50.12(a) 所定义的特殊情况存在。

引用本附录的申请人或被许可人可请求豁免 Tier 2 或 Tier ( {2}^{ } ) 信息。只有当委员会确定该豁免符合本章§ 50.12(a) 的要求时，才会批准此类请求。如果委员会发现设计变更将导致设计原本提供的安全水平显著降低，则会拒绝 Tier 2 或 Tier 2 的豁免请求。给予申请人的豁免必须与许可听证中的其他重大问题一样接受诉讼。给予被许可人的豁免必须与许可修正案一样接受听证机会。
a. 引用本附录的申请人或被许可人可在未经核管理委员会事先批准的情况下偏离 Tier 2 或 Tier 2* 信息，除非拟议的偏离涉及对 Tier 1 信息的变更或偏离(如果本节 A 款要求事先获得核管理委员会批准)或技术规范，或根据本节 B.5.b 或 B.5.c 需要许可修正案。在评估拟议的偏离时，申请人或被许可人应考虑特定核电站设计控制文件中描述的所有事项。

b. 拟议偏离 Tier 2 或 Tier 2*，但不影响特定核电站设计控制文件中确定的严重事故问题的解决或不影响§ 52.47(a)(28) 要求的用于解决本章§ 50.150 的信息，如果符合以下条件，则需要许可修正案:

(1) 导致特定核电站设计控制文件中先前评估的事故发生频率增加超过最小幅度；

(2) 导致对安全重要的结构、系统或部件(SSC)故障发生可能性增加超过最小幅度，且该故障先前已在特定核电站设计控制文件中进行评估；

(3) 导致特定核电站设计控制文件中先前评估的事故后果增加超过最小幅度；

(4) 导致对安全重要的 SSC 故障后果增加超过最小幅度，且该故障先前已在特定核电站设计控制文件中进行评估；

(5) 产生与特定核电站设计控制文件中先前评估的任何事故类型不同的事故可能性；

(6) 产生对安全重要的 SSC 故障可能性，其结果与特定核电站设计控制文件中先前评估的任何结果不同；

(7) 导致超过或改变特定核电站设计控制文件中所述的裂变产物屏障的设计基准限值；或

(8) 导致偏离特定核电站设计控制文件中用于确定设计基准或安全分析的评估方法。

c. 拟议偏离 Tier 2 或 Tier 2* 影响特定核电站设计控制文件中确定的严重事故设计特征的解决，如果符合以下条件，则需要许可修正案:

(1) 严重事故发生概率大幅增加，使得先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或

(2) 特定严重事故对公众的后果大幅增加，该事故先前已进行审查。

d. 如果申请人或被许可人提议偏离§ 52.47(a)(28) 要求纳入标准设计认证最终安全分析报告的信息，则申请人或被许可人应考虑变更特征或能力对本章( \text{ § }{50.150}\left( a\right) ) 要求的原始评估的影响。申请人或被许可人还必须根据本附录第十节记录修改后的设计特征和功能能力如何继续符合本章( \text{ § }{50.150}\left( a\right) \left( 1\right) ) 的评估要求。

e. 如果偏离需要根据本节B.5.b或B.5.c款进行许可证修订，则应遵循本章的( \text{ § }{50.90} )。

f. 根据本节B.5款偏离二级或二级*信息，无需本附录的豁免。

g. 参与许可证颁发、修订或续期的裁决程序的一方，或参与根据( \text{ § }{52.103}\left( \mathrm{;a}\right) )进行运营的裁决程序的一方，如果认为引用本附录的申请人或被许可人在偏离二级信息时未遵守本附录VIII.B.5款，可以请求将该争议纳入程序。除了符合本章§2.309的一般要求外，该请求必须证明该偏离不符合本附录VIII.B.5款。此外，该请求必须证明，在( \text{ § }{52.103} )预运行听证会的情况下，该变更与声称未符合ITAAC验收标准有关，或者在许可证修订听证会的情况下，该变更与修订请求直接相关。任何其他方可以提交回应。如果根据该请求和任何回应，主审官员确定有充分证据，则主审官员应直接将该事项提交委员会，以确定该争议的可采性。如果委员会确定该请求提出了关于是否符合本附录VIII.B.5款的重大事实的真正问题，则可以承认该争议。

在第52部附录E中，将II.D.、II.F、VI.B.4.、VI.B.6.、VIII.A.和VIII.B.款修订如下:

第52部附录E——ESBWR设计的设计认证规则 * * * * *

II. ***

定义和一般规定，位于《ESBWR设计控制文件》第10版的以下章节:第1节“引言”、第1.1节“定义和一般规定”、第1.2节“图例”、第1.3节“表例”以及第1.4节“设计验收标准”;
设计描述，位于《ESBWR设计控制文件》第10版的以下章节，以及这些章节中引用的任何附图和非ITAAC表格:第2节“设计描述和ITAAC”，以及第3节“非基于系统的材料”;
检查、测试、分析及验收标准(ITAAC)，位于《ESBWR设计控制文件》第10版的以下表格的检查、测试、分析列及验收标准列:表2.1.1 - 3、2.1.2 - 3、2.2.1 - 6、2.2.2 - 7、2.2.3 - 4、2.2.4 - 6、2.2.5 - 4、2.2.6 - 3、2.2.7 - 4、2.2.9 - 3、2.2.12 - 5、2.2.13 - 4、2.2.14 - 4、2.2.15 - 2、2.2.16 - 4、2.3.1 - 2、2.3.2 - 2、2.4.1 - 3、2.4.2 - 3、2.5.5 - 1、2.5.6 - 1、2.5.10 - 1、2.6.1 - 2、2.6.2 - 2、2.10.1 - 2、2.10.2 - 2、2.10.3 - 1、2.11.1 - 1、2.11.2 - 1、2.11.4 - 2、2.11.5 - 1、2.11.6 - 1、2.11.7 - 1、2.12.3 - 1、2.12.5 - 1、2.12.7 - 1、2.13.1 - 2、2.13.3 - 2、2.13.4 - 2、2.13.5 - 2、2.13.8 - 1、2.13.9 - 1、2.15.1 - 2、2.15.3 - 2、2.15.4 - 2、2.15.5 - 2、2.15.7 - 2、2.15.8 - 1、2.16.1 - 1、2.16.2 - 2、2.16.2 - 4、2.16.2 - 6、2.16.2 - 7、2.16.2 - 9、2.16.2 - 10、2.16.3 - 2、2.16.3.1 - 1、2.16.4 - 1、2.16.5 - 2、2.16.6 - 2、2.16.7 - 2、2.16.8 - 1、2.16.9 - 1、2.16.10 - 1、2.16.11 - 1、2.16.12 - 1、2.16.13 - 1、2.16.14 - 1、2.19 - 1、3.1 - 1、3.3 - 2、3.4 - 1、3.6 - 1、3.7 - 1和3.8 - 2。
重要厂址参数，位于《ESBWR设计控制文件》第10版的以下章节:第5节“厂址参数”；以及
重要接口要求，位于以下部分

《经济简化沸水反应堆设计控制文件》，第10版:第4节，“接口材料”。

F. “二级”是指通用设计控制文件(DCD)中指定的二级信息的一部分，该部分信息需遵循本附录VIII.B.6节中的变更流程。在核电站首次实现满功率运行后，该核电站特定设计控制文件中的二级信息将恢复为二级状态，并此后遵循本附录VIII.B.5节中的偏离规定。

VI. ***

B. ***

根据本附录VIII.A.4、VIII.A.6和VIII.B.4节中的变更流程并符合规定的所有DCD豁免，但仅适用于该核电站；

除本附录VIII.B.5.g节另有规定外，根据本附录VIII.A.5和VIII.B.5节中的变更流程并符合规定的所有一级和二级偏离，且无需事先获得美国核管理委员会(NRC)批准，但仅适用于该核电站；以及

VIII. ***

A. 一级信息

一级信息的通用变更受( \text{ § } ) 52.63(a)(1)要求的约束。
一级信息的通用变更适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但因本节A.3、A.4、A.5、A.6或A.7款所采取的行动而使变更在技术上不相关的情况除外。
委员会通过特定核电站命令要求的一级信息偏离受§ 52.63(a)(4)要求的约束。
关于定义和一般规定、重要厂址参数以及重要接口要求的一级信息豁免受§§ 52.63(b)(1)和52.98(f)要求的约束。如果委员会发现设计变更将导致设计原本提供的安全水平显著降低，将拒绝一级信息豁免请求。
引用本附录的申请人或被许可人可以在未经NRC批准的情况下偏离一级设计描述信息，除非拟议的偏离需要根据本节A.6款获得豁免。
如果拟议的一级设计描述偏离将:

a. 导致特定核电站DCD中先前评估的事故发生频率增加超过最小幅度；

b. 导致对安全重要且在特定核电站DCD中先前评估的结构、系统或部件(SSC)发生故障的可能性增加超过最小幅度；

c. 导致特定核电站DCD中先前评估的事故后果增加超过最小幅度；

d. 导致对安全重要且在特定核电站DCD中先前评估的SSC发生故障的后果增加超过最小幅度；

e. 产生与特定核电站DCD中先前评估的任何事故类型不同的事故可能性；

f. 造成一个对安全至关重要的安全相关物项(SSC)出现故障的可能性，其结果不同于在特定核电站设计控制文件(DCD)中先前评估的任何结果；

g. 导致超出或改变特定核电站DCD中所述的裂变产物屏障的设计基准限值；

h. 导致偏离特定核电站DCD中用于确定设计基准或安全分析的评估方法；

i. 导致严重事故的概率大幅增加，使得先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或者

j. 导致先前审查的特定严重事故对公众造成的后果大幅增加。

引用本附录的被许可人未经核管理委员会(NRC)事先批准，不得偏离一级始发事件分析和评估准则(ITAAC)。偏离请求将被视为根据本章( \text{ § }{50.90} )提出的许可修正案请求，且无需本附录的豁免。
在核电站首次达到满功率后，被许可人发起的针对一级信息的特定核电站偏离，与被许可人发起的针对二级信息的特定核电站偏离适用相同的要求。

B. 二级和二级*信息

对二级或二级( {2}^{ * } )信息的通用变更受( \text{ § }{52.63}\left( \mathrm{a}\right) \left( 1\right) )中的要求管辖。
对二级或二级*信息的通用变更适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但根据本节B.3、B.4、B.5或B.6采取的行动已使变更在技术上不相关的情况除外。
在本附录根据( \text{ § }{52.55} )或( \text{ § } ) 52.61生效期间，委员会不得通过特定核电站命令对二级或二级*信息提出新要求，除非:

a. 进行修改是为确保符合本附录第五节批准本附录时适用且有效的委员会法规，或确保对公众健康和安全或共同防御与安全的充分保护；并且

b. 存在本章§ 50.12(a)中定义的特殊情况。

引用本附录的申请人或被许可人可请求豁免二级或二级信息。委员会只有在确定豁免将符合本章§ 50.12(a)的要求时，才可批准此类请求。如果委员会发现设计变更将导致设计提供的安全水平显著降低，将拒绝二级或二级信息的豁免请求。给予申请人豁免必须与许可听证中的其他重要问题一样接受诉讼。给予被许可人豁免必须与许可修正案一样接受听证机会。

a. 引用本附录的申请人或被许可人可在未经NRC事先批准的情况下偏离二级信息，除非拟议的偏离涉及对一级信息(如果本节A段要求NRC事先批准)、二级*信息或技术规范(TS)的变更或偏离；或者根据本节B.5.b或B.5.c需要许可修正案。在评估拟议的偏离时，申请人或被许可人应考虑特定核电站DCD中描述的所有事项。

b. 除影响特定核电站DCD中确定的严重事故问题的解决或影响§ 52.47(a)(28)要求的应对飞机撞击所需信息的偏离外，拟议的二级偏离如果会:

(1) 导致在特定核电站设计控制文件(DCD)中先前评估的事故发生频率有超过最小幅度的增加；

(2) 导致对安全至关重要的结构、系统或部件(SSC)出现故障的可能性有超过最小幅度的增加，且该故障在特定核电站DCD中先前已作评估；

(3) 导致在特定核电站DCD中先前评估的事故后果有超过最小幅度的增加；

(4) 导致对安全至关重要的SSC出现故障的后果有超过最小幅度的增加，且该故障在特定核电站DCD中先前已作评估；

(5) 造成出现与特定核电站DCD中先前评估的任何事故类型不同的事故可能性；

(6) 造成对安全至关重要的SSC出现故障，且故障结果与特定核电站DCD中先前评估的任何结果不同的可能性；

(7) 导致超过或改变特定核电站DCD中所述裂变产物屏障的设计基准限值；或者

(8) 导致偏离特定核电站DCD中用于确定设计基准或进行安全分析的评估方法。

c. 若提议偏离二级要求，影响特定核电站DCD中确定的严重事故设计特征的解决办法，在以下情况时需要进行许可证修订:

(1) 严重事故发生概率大幅增加，致使先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或者

(2) 特定严重事故对公众造成的后果大幅增加，而该事故先前已被审查。

d. 对于( \text{ § }{52.47}\left( a\right) \left( {28}\right) )要求的用于应对飞机撞击的二级信息的提议偏离，应考虑变更后的设计特征或功能能力对本章§50.150(a)要求的原始飞机撞击评估的影响。申请人或被许可人应在特定核电站DCD中说明修改后的设计特征和功能能力如何继续满足本章( \text{ § }{50.150}\left( \mathrm{a}\right) \left( 1\right) )中的飞机撞击评估要求。

e. 若根据本节B.5.b或B.5.c款，偏离需要进行许可证修订，则应遵循本章( \text{ § }{50.90} )的规定。

f. 根据本节B.5款进行的二级信息偏离无需获得本附录的豁免。

g. 对于许可证颁发、修订或续期的裁决程序的一方，或对于依据( \text{ § }{52.103}\left( \mathrm{;a}\right) )进行运行的裁决程序的一方，若其认为引用本附录的申请人或被许可人在偏离二级信息时未遵守本附录VIII.B.5款，可请求将该争议纳入程序。除遵守本章§2.309的一般要求外，该请求必须证明偏离不符合本附录VIII.B.5款。此外，该请求必须证明在( \text{ § }{52.103} )预运行听证会的情况下，该变更与声称未符合ITAAC验收标准相关，或者在许可证修订听证会情况下，该变更与修订请求直接相关。任何其他方均可提交回应。若基于该请求及任何回应，主审官员确定已作出充分说明，则主审官员应直接将该事项提交委员会，以确定该争议是否可受理。若委员会确定该请求提出了关于是否符合本附录VIII.B.5款的重大事实争议，则可受理该争议。

a. 引用本附录的申请人未经核管理委员会(NRC)批准，不得偏离二级信息，该二级信息在通用DCD中以斜体文本或括号加星号标注。根据本附录第六节和§52.63(a)(5)的含义，该偏离将不被视为已解决的问题。

b. 引用本附录的被许可人未经核管理委员会事先批准，不得偏离以下第( {2}^{ * } )层事项。偏离请求将被视为根据本章( \text{ § }{50.90} )提出的许可证修订请求。

(1) 燃料机械和热机械设计评估报告，包括燃料燃耗限值。

(2) 控制棒机械和核设计报告。

(3) 燃料核设计报告。

(4) 临界功率相关性。

(5) 燃料许可接受标准。

(6) 控制棒许可接受标准。

(7) 乏燃料储存架的机械和结构设计。

(8) 蒸汽干燥器压力负荷分析方法。

(9) 用于安全壳设计的美国机械工程师协会(ASME)锅炉及压力容器规范第III卷，NE分节(第1分卷)和CC分节(第2分卷)。

(10) 美国混凝土学会349以及美国国家标准学会/美国钢结构协会——N690。

(11) 动力操作阀门。

(12) 设备抗震鉴定方法。

(13) 管道设计验收标准。

(14) 仪表设定点方法。

(15) 安全相关配电控制与信息系统性能规范及架构。

(16)安全系统逻辑与控制硬件及软件。

(17)人因工程设计与实施。

(18)反应堆稳定性的首次同类测试(仅首台机组)。

(19)反应堆临界前升温及反应堆水净化/停堆冷却(仅首台机组)。

(20)隔离冷凝器系统升温及稳态运行(仅首台机组)。

(21)给水温度运行范围内的功率操纵(仅首台机组)。

(22)负荷操纵能力(仅首台机组)。

(23)纵深防御稳定性解决方案评估测试(仅首台机组)。

c. 在电厂首次达到满功率后，所有二级*事项恢复为二级状态，并此后受本节B.5段的偏离规定约束。

d. 根据本节B.6段做出的二级*信息偏离无需本附录的豁免。

在第52部附录F中，修订II.D.、VI.B.4.、VI.B.6.、VIII.A.、VIII.B.5.a.和VIII.B.5.c.段。

第52部附录F - APR1400设计的设计认证规则**

II. ***

D. 一级指通用设计控制文件中包含的与设计相关信息的一部分，该部分经本附录批准和认证(一级信息)。设计描述、接口要求和场地参数源自二级信息。一级信息包括:

定义和一般规定，位于APR1400设计控制文件一级第3版的以下章节:第1.0节，“引言”；
设计描述，位于本附录D段表1中标识的APR1400设计控制文件一级第3版的章节，以及这些章节中引用的任何附图和非ITAAC表格:

D段表1

章节	标题
2.2	结构与系统工程
2.3	管道系统与部件
2.4	反应堆系统
2.5	仪表与控制
2.6	电力
2.7	工厂系统
2.8	辐射防护
2.9	人因工程
2.10	应急规划
2.11	安全壳系统
2.12	实体安全硬件
2.13	设计可靠性保证计划

检查、试验、分析和验收标准(ITAAC)，位于APR1400设计控制文件第1版第3次修订版的以下表格的检查、试验、分析栏和验收标准栏中:表2.2.1 - 3、2.2.2 - 2、2.2.3 - 1、2.2.4 - 1、2.2.5 - 1、2.2.6 - 2、2.2.7 - 2、2.2.8 - 1、2.2.9 - 1、2.3 - 3、2.4.1 - 4、2.4.2 - 4、2.4.3.4、2.4.4 - 4、2.4.5 - 4、2.4.6 - 4、2.4.7 - 1、2.5.1 - 5、2.5.2 - 5、2.5.3 - 3、2.5.4 - 5、2.5.5 -

2、2.6.1 - 3、2.6.2 - 3、2.6.3 - 3、2.6.4 - 3、2.6.5 - 1、2.6.6 - 1、2.6.7 - 1、2.6.8 - 1、2.6.9 - 1、2.7.1.1 - 1、2.7.1.2 - 4、2.7.1.4 - 4、2.7.1.5 - 4、2.7.1.8 - 3、2.7.2.1 - 4、2.7.2.2 - 4、2.7.2.3 - 4、2.7.2.4 - 1、2.7.2.5 - 4、2.7.2.6 - 4、2.7.3.1 - 3、2.7.3.2 - 3、2.7.3.3 - 3、2.7.3.5 - 3、2.7.3.6 - 1、2.7.4.1 - 1、2.7.4.2 - 1、2.7.4.3 - 4、2.7.4.4 - 2、2.7.4.5 - 1、2.7.5.2 - 3、2.7.6.1 - 2、2.7.6.2 - 4、2.7.6.3 - 2、2.7.6.4 - 3、2.7.6.5 - 3、2.8 - 2、2.9 - 1、2.10 - 1、2.11.1 - 2、2.11.2 - 4、2.11.3 - 2、2.11.4 - 3、2.12 - 1和2.13 - 1。

重要厂址参数，位于APR1400设计控制文件第1版第3次修订版的以下章节中:第2.1节“厂址参数”；以及
重要接口要求，位于APR1400设计控制文件第1版第3次修订版的以下章节中:第3.0节“接口要求”。

VI. ***

B. ***

根据本附录VIII.A.4、VIII.A.6和VIII.B.4款的变更程序并符合规定的情况下，对设计控制文件的所有豁免，但仅适用于该电厂；

除本附录VIII.B.5.g款规定的情况外，根据本附录VIII.A.5和VIII.B.5款的变更程序并符合规定的情况下，所有无需核管理委员会事先批准的对第1级和第2级的偏离，但仅适用于该电厂；以及

VIII. ***

A. 第1级信息

对第1级信息的通用变更受( \text{ § } ) 52.63(a)(1)要求的约束。
对第1级信息的通用变更适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但根据本节A.3、A.4、A.5、A.6或A.7款采取的行动已使变更在技术上不相关的情况除外。
委员会通过特定核电站命令要求的对一级信息的偏离，受( \text{ § }{52.63}\left( a\right) \left( 4\right) )中的要求约束。
对一级信息中定义和一般规定、重要厂址参数以及重要接口要求的豁免，受§§ 52.63(b)(1)和52.98(f)中的要求约束。如果委员会发现设计变更将导致设计原本提供的安全水平显著降低，将拒绝一级信息的豁免请求。
引用本附录的申请人或被许可人，除非拟议的偏离需要根据本节A. 6段获得豁免，否则可在未经核管理委员会批准的情况下偏离一级设计描述信息。
如果拟议的对一级设计描述的偏离将导致以下情况，则需要豁免:

a. 导致特定核电站设计控制文件(DCD)中先前评估的事故发生频率增加超过最小幅度；

b. 导致对安全重要的结构、系统或部件(SSC)的故障发生可能性增加超过最小幅度，且该故障在特定核电站DCD中先前已评估；

c. 导致特定核电站DCD中先前评估的事故后果增加超过最小幅度；

d. 导致对安全重要的SSC的故障后果增加超过最小幅度，且该故障在特定核电站DCD中先前已评估；

e. 产生与特定核电站DCD中先前评估的任何事故类型不同的事故可能性；

f. 产生对安全重要的SSC的故障可能性，其结果与特定核电站DCD中先前评估的任何结果不同；

g. 导致超过或改变特定核电站DCD中所述的裂变产物屏障的设计基准限值；

h. 导致偏离特定核电站DCD中用于确定设计基准或安全分析的评估方法；

i. 导致严重事故的概率大幅增加，使得先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或者

j. 导致先前审查的特定严重事故对公众的后果大幅增加。

引用本附录的被许可人未经核管理委员会事先批准，不得偏离一级综合检验分析与验收准则(ITAAC)。偏离请求将根据本章( \text{ § }{50.90} )视为许可修正案请求，且不需要本附录的豁免。
在核电站首次达到满功率后，被许可人发起的对一级信息的特定核电站偏离，与被许可人发起的对二级信息的特定核电站偏离受相同要求约束。

B. ***

a. 引用本附录的申请人或被许可人，可在未经核管理委员会事先批准的情况下偏离第2层信息，除非拟议的偏离涉及对第1层信息的变更或偏离(如果本节A款要求核管理委员会事先批准)或技术规范，或根据本节B.5.b或B.5.c款需要许可证修订。在评估拟议的偏离时，申请人或被许可人应考虑特定核电站设计控制文件中所述的所有事项。

(如果本节A款要求核管理委员会事先批准)或技术规范，或根据本节B.5.b或B.5.c款需要许可证修订。在评估拟议的偏离时，申请人或被许可人应考虑特定核电站设计控制文件中所述的所有事项。

申请人或被许可人应考虑特定核电站设计控制文件中所述的所有事项。

c. 如果拟议偏离第2层，影响特定核电站设计控制文件中确定的严重事故设计特征的解决，则需要许可证修订，条件如下:

(1) 严重事故的概率大幅增加，以至于先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或

(2) 在先前审查的特定严重事故中，对公众的后果大幅增加。

- * *

在第52部附录G中，将II.D.、V.B.1.、V.B.9.、VI.B.4、V.B.6.、VIII.A.、VIII.B.5.a.和VIII.B.5.c.段修订如下:

第52部附录G——NuScale的设计认证规则 * * * * *

II. ***

D. 一级是指本附录(一级信息)批准和认证的通用设计控制文件(DCD)中包含的与设计相关信息的部分。设计描述、接口要求和场地参数源自二级信息。一级信息包括:

定义和一般规定，位于NuScale标准核电站设计认证申请、认证设计描述以及检查、测试、分析与验收标准(ITAAC)第2 - 1级修订版5的以下章节:第1.0节“引言”、第1.1节“定义”和第1.2节“一般规定”；
设计描述，位于《NuScale标准核电站设计认证申请》、《认证设计描述与检查、测试、分析及验收标准(ITAAC)》第2部分——第1层、修订版5以及这些章节中引用的任何图表和非ITAAC表格的以下章节:第2章，“机组特定结构、系统和部件设计描述与检查、测试、分析及验收标准”，以及第3章，“共享结构、系统和部件以及非结构、系统和部件设计描述与检查、测试、分析及验收标准”;
检查、测试、分析和验收标准(ITAAC)，位于NuScale标准核电站设计认证申请、认证设计描述以及检查、测试、分析与验收标准(ITAAC)第2部分——第1层级，修订版5的以下表格的检查、测试、分析列和验收标准列中:表2.1 - 4、2.2 - 3、2.3 - 1、2.5 - 7、2.6 - 1、2.7 - 2、2.8 - 2、3.0 - 1、3.1 - 2、3.2 - 2、3.3 - 1、3.4 - 1、3.5 - 1、3.6 - 2、3.7 - 1、3.8 - 1、3.9 - 2、3.10 - 2、3.11 - 2、3.12 - 2、3.13 - 1、3.14 - 2、3.15 - 1、3.16 - 1、3.17 - 2和3.18 - 2。
重要厂址参数，位于《NuScale标准核电站设计认证申请》、《认证设计描述与检查、试验、分析和验收准则》(ITAAC)第2 - 1级修订版5的以下章节:第5章，“厂址参数”；以及
重要接口要求位于NuScale标准核电站设计认证申请、认证设计描述以及检查、测试、分析和验收标准(ITAAC)第2 - 1级修订版5的以下章节中:第4章，“接口要求”。

V. ***

B. ***

10 CFR 50.34的(f)(2)(vi)款和10 CFR 50.46b - 反应堆冷却剂系统和反应堆压力容器封头的高点排气。

10 CFR Part 50附录A - 电力系统通用设计准则:* -*

VI. ***

B. ***

根据本附录第八.A.4、第八.A.6和第八.B.4款规定的变更程序并符合其要求而获得的所有设计控制文件豁免，但仅限于该核电站；

除本附录VIII.B.5.g段另有规定外，根据本附录VIII.A.5和VIII.B.5段的变更流程，在无需核管理委员会事先批准的情况下，与一级和二级的所有偏离情况，但仅限于该核电站；并且

八、***

A. 一级信息

对一级信息的一般性更改受( \text{ § } ) 52.63(a)(1)中的要求管辖。
对第1层信息的一般性更改适用于所有引用本附录的申请人或被许可人，但根据本节A.3、A.4、A.5、A.6或A.7款采取的行动已使该更改在技术上不相关的情况除外。
委员会通过特定工厂命令要求的与一级信息的偏差受( \text{ § }{52.63}\left( a\right) \left( 4\right) )中的要求管辖。
对于第1层关于定义和一般规定、重要厂址参数以及重要接口要求的信息豁免，受§§ 52.63(b)(1)和52.98(f)中的要求管辖。如果委员会发现设计变更将导致设计原本提供的安全水平显著降低，则会拒绝第1层的豁免请求。
引用本附录的申请人或被许可人，在未经核管理委员会批准的情况下，可以偏离第1层设计描述信息，除非拟议的偏离需要根据本节A. 6款获得豁免。
如果拟议偏离第1层设计描述会导致以下情况，则需要获得豁免:

a. 导致在特定厂址设计控制文件(DCD)中先前评估的事故发生频率增加超过最低限度；

b. 导致对安全至关重要且在特定厂址DCD中先前评估的结构、系统或部件(SSC)发生故障的可能性增加超过最低限度；

c. 导致在特定厂址DCD中先前评估的事故后果增加超过最低限度；

d. 导致对安全至关重要且在特定厂址DCD中先前评估的SSC发生故障的后果增加超过最低限度；

e. 产生与特定厂址DCD中先前评估的任何事故类型不同的事故可能性；

f. 产生对安全至关重要的SSC发生故障的可能性，且其结果与特定厂址DCD中先前评估的任何结果不同；

g. 导致超过或改变特定厂址DCD中所述的裂变产物屏障的设计基准限值；

h. 导致偏离特定厂址DCD中用于确定设计基准或安全分析的评估方法；

i. 导致严重事故的概率大幅增加，使得先前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或者

j. 导致先前审查的特定严重事故对公众的后果大幅增加。

引用本附录的被许可人未经核管理委员会事先批准，不得偏离第1层初始技术规格和验收标准(ITAAC)。偏离请求将被视为根据本章( \text{ § }{50.90} )提出的许可证修订请求，且无需本附录的豁免。
在电厂首次达到满功率后，被许可人发起的针对第1层信息的特定厂址偏离，与被许可人发起的针对第2层信息的特定厂址偏离适用相同的要求。

B. ***

a. 引用本附录的申请人或被许可人，在未经核管理委员会事先批准的情况下，可以偏离第2层信息，除非拟议的偏离涉及对第1层信息的变更或偏离(如果本节A款要求核管理委员会事先批准)或技术规格，或者需要根据本节B.5.b或B.5.c款进行许可证修订。在评估拟议的偏离时，申请人或被许可人应考虑特定厂址DCD中描述的所有事项。

c. 若提议偏离二级标准，影响到特定核电站设计控制文件(DCD)中确定的严重事故设计特征的解决，则在以下情况下需要进行许可证修订:

(1) 严重事故发生的概率大幅增加，以至于之前审查并确定不可信的特定严重事故可能变得可信；或者

(2) 之前审查的特定严重事故对公众造成的后果大幅增加。

第53部分 - 基于风险、包含技术的监管

商业核电站框架

第53部的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》，第11、101、103、108、122、147、161、181、182、183、184、185、186、187、189、223、234条(《美国法典》第42编第2014、2131、2132、2133、2134、2135、2138、2152、2167、2169、2201、2231、2232、2233、2234、2235、2236、2237、2239、2273、2282条)；1974年《能源重组法》，第201、202、206、211条(《美国法典》第42编第5841、5842、5846、5851条)；1982年《核废料政策法》，第306条(《美国法典》第42编第10226条)；1969年《国家环境政策法》(《美国法典》第42编第4332条)；《美国法典》第44编第3504条注释；公法第115 - 439号，第132号《法规汇编》第5571页。

在§53.020中，将“建设”和“质量

保证(QA)”的定义修订如下:

§ 53.020定义。

施工是指在现场进行的用于建造商业核电站的活动，包括打桩；地下准备；在挖掘范围内回填、浇筑混凝土或建造永久挡土墙；安装基础；或就地组装、架设、制造或测试，这些活动用于:

(1) 安全相关(SR)的安全重要物项以及设施中那些非安全相关但安全重要(NSRSS)的安全重要物项，对其特殊处理包括设计或安装要求，以及相关质量保证措施；

(2) 符合10 CFR第73部要求所需的安全相关构筑物、系统和部件。

质量保证(QA)是指为确保结构、系统或部件在服役中能令人满意地运行所必需的所有有计划的、系统的行动。质量保证包括质量控制，质量控制由与材料、结构、部件或系统的物理特性相关的质量保证行动组成，这些行动提供了一种手段，以确保材料、结构、部件或系统符合预定要求。

在§ 53.040中，修订(b)(7)(ii)款并添加(b)(7)(iii)款，内容如下:

§ 53.040书面通信。

(b) ***

(7) ***

(ii) 非持证人(即建筑师/工程师、核蒸汽供应系统供应商、燃料供应商、建造商等)对NRC认可的质量保证专题报告或质量管理系统专题报告所做的变更，必须提交给NRC的文件控制处。如果是书面通信，必须发送经签署的原件。

(iii) 根据( \text{ § } )53.1565对安全分析报告质量管理体系进行的变更，或根据§53.1565对被许可人经核管理委员会认可的质量管理体系专题报告进行的变更，必须提交给核管理委员会文件控制处，并抄送相应的地区办公室，若已为根据本部分获得许可的设施现场或反应堆制造地指定了核管理委员会驻地检查员，则还需抄送一份给该检查员。若通信以书面形式进行，则提交给文件控制处的必须是经签署的原件。

在§ 53.460中，将段落(b)(1)和(b)(2)修订如下:

§ 53.460安全分类与特殊处理。

(b) ***

(1) 对安全相关构筑物、系统和部件的特殊处理必须包括满足本章第50部附录B适用的质量保证要求，或者对于符合条件的申请人，满足本章第50部附录T适用的质量保证要求。

(2) 对于非安全相关系统和部件(NSRSS SSCs)的特殊处理以及对于安全相关系统和部件(SR SSCs)超出本节(b)(1)款要求的特殊处理，可能包括满足本章第50部分附录B中选定的质量保证要求，或者对于符合条件的申请人，在需要这种处理以满足性能要求、设备可靠性或不确定性时，满足本章第50部分附录T中选定的质量保证要求。

在§ 53.500中，将段落(b)修订如下:

§ 53.500 一般选址及选址评估。

(b) 为识别场地特征或确定本部分C子部分下功能设计标准或分析假设的特定场地因素所需开展的活动，应符合§ 53.460的适用特殊处理要求，包括(如适用)本章第50部附录B的质量保证要求，或对于符合条件的申请人，符合本章第50部附录T的适用质量保证要求。

在§ 53.610中，将段落(b)的引言部分修订如下:§ 53.610建设。

(b) 建设活动。在获得建造许可证(CP)或运营许可证(COL)、根据§ 53.1130授权活动的早期场地许可证，或根据§ 53.1130授权活动的通用许可证或临时工作授权(LWA)之前，任何人不得在本部分规定下拟运营设施的场地上开始建造商业核电站。 * * * * *

在§ 53.855中，添加段落(c)和(d)如下:

§ 53.855应急准备。

(c) 希望更改其羽流暴露途径应急规划区(EPZ)的被许可人必须根据( \text{ § }{53.1510} )提交许可证修订申请，并在实施更改前获得美国核管理委员会(NRC)的批准。任何此类许可证修订申请必须包括证明适用的州、地方和部落政府当局已同意EPZ更改的文件。

(d) 希望更改其应急计划以符合本章( \text{ § }{50.160} )的要求或本章第50部附录E以及本章§ 50.47(b)的规划标准的被许可人，必须根据§ 53.1510提交许可证修订申请，并在实施更改前获得NRC批准。

将§ 53.865修订如下:

§ 53.865质量保证。

根据本部分持有运营许可证(OL)或COL的每个持有人必须按照本章第5部附录B制定、实施和维护质量保证计划，或者对于符合条件的OL或COL持有人，按照本章第5部附录T制定质量管理体系。必须制定书面质量保证计划手册并用于指导该计划的实施。

在§ 53.1010中，将段落(b)(2)修订如下:

§ 53.1010退役财务保证。

(b) ***

(2) 需提供的退役财务保证金额可基于根据( \text{ § }{53.1020} )对设施进行退役的特定设计或特定场地成本估算。

将§ 53.1020修订如下:

§ 53.1020退役成本估算。

(a) 依赖特定设计退役成本估算的认证必须证明，有合理的保证，即设施安全退役所需的足够资金在需要时将可用，并提供用于制定特定设计退役成本估算的因素，包括反应堆技术、功率水平(以兆瓦热计)以及与劳动力、能源和废物掩埋相关的成本。提供的金额还必须说明§ 53.1030要求的年度调整方法。最后，特定设计退役成本估算必须包括调整为退役保证的资金水平的计划，以证明将提供合理的保证，即资金在需要时将可用以支付退役成本。

(b) 特定场地退役成本估算(DCE)的金额必须大于或等于本节(a)款所述的金额。特定场地DCE必须考虑支持许可证终止所需的工程、劳动力、设备、运输、处置及相关费用。它们必须包括对结构、系统和部件以及场地周边进行去污的成本；从工厂和场地周边清除受污染的部件和材料；在适当设施中处置清除的部件和材料；以及支持财产释放和许可证终止的任何其他活动。它们还必须说明( \text{ § }{53.1030} )要求的年度调整方法。最后，特定场地DCE必须包括调整为退役保证的资金水平的计划，以证明将提供合理的保证，即资金在需要时将可用以支付退役成本。

将§ 53.1040修订如下:

§ 53.1040退役资金保障的方法。

退役资金保障应通过以下方法提供。

(a) 预付款。预付款是在运营开始前或根据( \text{ § }{53.1570} )转让许可证时存入一个与申请人或被许可方资产相分离且不受申请人或被许可方及其子公司或关联公司行政控制的账户中的现金或流动资产，使得资金数额足以支付退役成本。预付款可以是信托、托管账户或政府基金的形式，通过存单支付、政府或其他证券存款或核管理委员会接受的其他方式。该信托、托管账户、政府基金或其他类型的协议必须以书面形式设立，并始终在美国与一个合适的州或联邦政府机构或一个其管理预付款存款的运营受到联邦或州机构监管和审查的实体保持。根据( \text{ § }{53.1020} )基于特定设计或特定场地的退役成本估算预付了资金的申请人或被许可方，可以就预付退役信托基金的预计收益获得信贷，在许可证终止前使用高达2%的年实际回报率。如果申请人或被许可方的费率设定机构特别授权了更高的费率，申请人或被许可方可以使用高于2%的信贷。但是，仅证明特定设计退役成本估算的申请人或被许可方可以在拆除期间获得按比例的信贷(即，在关闭后的前7年既确认现金支出又确认收益)。现有资金的实际收益可用于计算未来的资金需求。

(b) 外部偿债基金。外部偿债基金是通过定期从申请人或被许可方资产中划出资金并在申请人或被许可方及其子公司或关联公司的行政控制之外设立和维持的一个账户中的基金，其中资金总额足以支付退役成本。外部偿债基金可以是信托、托管账户或政府基金的形式，通过存单支付、政府或其他证券存款或核管理委员会接受的其他方式。该信托、托管账户、政府基金或其他类型的协议必须以书面形式设立，并始终在美国与一个合适的州或联邦政府机构或一个其管理外部偿债基金的运营受到联邦或州机构监管和审查的实体保持。根据§ 53.1020基于特定设计或特定场地的退役成本估算筹集了资金的申请人或被许可方，可以就外部偿债基金的预计收益获得信贷，从未来资金筹集之时起至许可证终止时使用高达2%的年实际回报率。如果申请人或被许可方的费率设定机构特别授权了更高的费率，申请人或被许可方可以使用高于2%的信贷。但是，仅证明特定设计退役成本估算的申请人或被许可方可以在拆除期间获得按比例的信贷(即，在关闭后的前7年既确认现金支出又确认收益)。现有资金的实际收益可用于计算未来的资金需求。退役成本费率仅涵盖这些成本一部分的申请人或被许可方，只能就以本款(b)所述方式之一筹集的这些成本的部分使用此方法。在以下情况下，此方法可作为提供退役资金保障所依赖的唯一机制:

(1) 由通过 “服务成本” 或类似费率制定规则确定的费率直接或间接收回退役估计总成本的申请人或被许可方。建立自己的费率并能够收回可分配给退役的服务成本的公共事业区、市政当局、农村电力合作社以及州和联邦机构，包括上述任何一方的协会，被视为满足此条件。

(2) 其外部偿债基金收入来源为 “不可绕过费用” 的申请人或被许可方，该费用总额将提供根据( \text{ § }{53.1020},\text{ § }{53.1060} )或§ 53.1575估计的退役所需资金。

(1) 这些方法确保退役费用将得到支付。担保方法可以采取担保债券或信用证的形式。用于为退役提供财务保证的任何担保方法或保险必须包含以下条件:

(i) 担保方法或保险必须是无期限的，或者，如果是为特定期限(如5年)而开具的，则必须自动续保，除非在续保日前90天或更早，发行人通知核管理委员会、受益人以及申请人或被许可人其不打算续保。如果申请人或被许可人在收到取消通知后30天内未提供核管理委员会可接受的替代担保，担保或保险还必须规定在到期前自动将全额支付给受益人，而无需没收证明。

(ii) 担保或保险必须支付给为退役费用设立的信托。受托人和信托必须为核管理委员会所接受。可接受的受托人包括适当的州或联邦政府机构，或有权担任受托人且其信托业务受到联邦或州机构监管和审查的实体。

(2) 如果担保和测试如10 CFR Part 30附录A中所述，则可以使用基于财务测试的母公司对退役费用的资金担保。

(3) 对于发行债券的商业公司，如果担保和测试如10 CFR Part 30附录C中所述，则申请人或被许可人可以使用基于财务测试的对退役费用的资金担保。对于不发行债券的商业公司，如果担保和测试如10 CFR Part 30附录D中所述，则申请人或被许可人可以使用对退役费用的资金担保。在申请人或被许可人有母公司持有公司多数表决权股份的任何情况下，不得使用申请人或被许可人的担保。

(d) 联邦被许可人的资金筹集方法。对于联邦被许可人，一份意向声明，其中包含退役成本估算，并表明将在必要时获得退役资金。

(e) 合同资金筹集方法。申请人或被许可人的客户的合同义务，在合同期限内的总额将提供申请人或被许可人根据§ 53.1020、§ 53.1060或§ 53.1575估计所需的未收资金的总份额。作为退役资金保证方法要被核管理委员会接受，合同条款必须包括规定电力或其他产品的买方将支付合同中规定的退役义务，无论合同所涉及的许可工厂的运营状况或不可抗力条款如何。退役资金合同的所有收益将存入外部偿债基金。核管理委员会保留评估任何合同条款以及作为退役资金保证提供的一个或多个签约实体的财务资格的权利。

(f) 其他资金机制。任何其他机制或机制组合，经核管理委员会根据对每个申请或被许可人提交的具体情况的评估确定，提供与本节(a)至(e)段规定的机制相当的退役资金保证。没有本节(b)段所述资金来源的申请人或被许可人可以结合使用外部偿债基金和本节(c)段规定的担保机制，前提是确保退役所需的资金总额。

将§ 53.1050修订如下:

§ 53.1050 美国核管理委员会的监督。

美国核管理委员会保留采取以下措施的权利，以确保申请人或被许可人有足够的退役资金积累:根据需要审查退役资金的积累速度，并根据具体情况独立或与联邦能源监管委员会及申请人或被许可人的州公共事业委员会合作，酌情采取进一步行动，包括修改申请人或被许可人的退役资金积累计划。

在§ 53.1109中，将段落(g)修订如下:

§ 53.1109 申请内容；一般信息。

(g)(1) 如果申请是关于商业核电站的运行许可证(OL)或建造许可证(COL)，或者如果申请是关于商业核电站的早期场地许可证且包含根据§ 53.1146(b)(2)(ii)应对紧急情况的计划，则申请人必须与负责应对紧急情况的场外组织协调放射性应急准备活动，这些组织包括适用情况下的州、地方和部落政府机构。具体而言，申请人必须确保这些应急组织了解设施可能产生的放射性后果，并就适当的防护措施进行了磋商，包括实施预先确定的即时防护措施的任何应急规划区(EPZ)的范围。申请必须包括描述申请人与这些应急组织互动程度的信息。如果申请是关于早期场地许可证，且根据( \text{ § }{53.1146}\left( \mathrm{;b}\right) \left( 2\right) \left( \mathrm{i}\right) )提出了描述应急规划区的应急计划的主要特征，则应急规划区的描述必须符合本款(g)(1)的要求。一般来说，商业核电站的烟羽照射途径应急规划区的半径约为2至10英里(3.2至16公里)。对于授权热功率小于300兆瓦的反应堆，烟羽照射途径应急规划区可设在场地边界。应急规划区的必要性和大小也可根据( \text{ § } )§ 53.1109(g)(2)所述的具体情况确定。特定商业核电站周围应急规划区的确切大小和配置必须根据当地应急响应需求和能力来确定，因为这些需求和能力会受到人口统计学、地形、土地特征、出入路线和管辖边界等条件的影响。应急计划必须描述为避免或减少应急规划区内和区外或场地边界内的剂量以及保护摄入途径而采取的适当行动。

(2) 对于逐案确定应急规划区的情况，申请人或被许可人必须提交一份分析报告，用于确定是否符合§ 53.1109(g)(2)(i)(A)和(B)中的标准，以及如果符合标准，烟羽暴露途径应急规划区的大小。

(i) 烟羽暴露途径应急规划区是指以下区域:

(B) 需要采取预定的即时防护措施的区域。

(ii) [保留]

在53.1130中，修订章节标题以及段落(a)(3)(ii)、(b)(1)(i)、(b)(1)(ii)和(c)，并添加段落(e)如下:

§ 53.1130 有限工作授权、通用许可证。

(a) ***

(3) ***

(ii) 证明类别排除适用性的信息，或者如果类别排除不适用，则需提供符合本章第51部的环境报告；以及

(b) ***

(1) ***

(i) 美国核管理委员会工作人员发布了《国家环境政策法》要求的最终文件，并且按照本章第51部分的规定，所有适用的联邦环境磋商均已完成；

(ii) 主审官员在本章第51部分做出适用的裁定；

(1) 根据有限工作授权开展的任何活动完全由申请人自行承担风险，并且除本节(b)(1)款确定的事项外，有限工作授权的发放与根据该法案及依据该法案发布的规则、条例或命令的要求发放建造许可证或运营许可证无关。先前已发放有限工作授权的建造许可证或运营许可证申请的环境影响声明将不涉及，并且主审官员在确定拟议行动(即发放建造许可证或运营许可证)时也不会考虑有限工作授权持有人的沉没成本。

(2) 任何被确定在( \text{ § }{53.020} )中建设定义范围之外且由申请人或代表申请人进行的活动，完全由申请人自行承担风险，并且对于根据该法案的要求以及根据该法案发布的规则、条例或命令颁发许可证而言没有任何影响。

(e) 通用许可证的颁发。特此向根据本部分申请建造许可证或综合许可证以在申请中指定的场地进行利用设施建设活动的申请人颁发通用许可证，但须符合以下条件:

(1) 申请人已提交且委员会已登记一份根据本部分针对符合以下标准的商业核电站提交的建造许可(CP)或运行许可(COL)申请；

(i) 该申请引用了一个反应堆设计，对此委员会依据本部分颁发了运行许可证，或依据本部分颁发了综合许可证，并根据§ 53.1452(g)做出了认定，且委员会依据§ 53.1387(e)或§ 53.1440(d)给予了通用终局性；并且

(ii) 本节(e)(1)(i)款所述的运行许可证或综合许可证符合分类排除标准，或根据本章第51部的环境评估得出无重大影响的结论；

(iii) 使用通用许可证的申请包括一项计划，即在必要时对因根据通用许可证开展活动而产生的任何不利环境影响进行补救；并且

(iv) 申请必须包含信息，证明场地特征受为批准通用终态而假定的场地参数限制。

(2) 申请人在施工开始前，可按照§ 53.040中的说明通知核管理委员会研究与运行执行主任后开展施工。通知必须声明已就拟议行动取得所有适用的许可证、执照、批准及其他授权。通知可以采用信函形式，但必须包含申请人的姓名、地址，以及负责根据本通用许可证提供有关施工的补充信息的人员的姓名及联系方式；

(3) 所有适用的联邦环境磋商均已完成；

(4) 通用许可证仅授权建造委员会已给予通用终裁的商业核电站设计的那些通用方面，并不授权安装反应堆容器、反应堆冷却剂系统或相关的反应性控制和热量去除系统；

(5) 申请人必须允许委员会认为与根据通用许可证开展的活动相关的必要的核管理委员会检查；并且

(6) 申请人或代表申请人根据通用许可证开展的任何活动完全由申请人自行承担风险，并且对于根据该法案的要求以及根据该法案发布的规则、条例或命令所颁发的许可证没有影响。

将§ 53.1161修订如下:

§ 53.1161允许的活动范围。

如果§ 53.1158(c)授权的活动已经开展，且早期场地许可证持有人已申请终止，则早期场地许可证仅为场地补救目的而继续有效，许可证持有人必须按照§ 53.1146(c)要求的场地补救计划的条款对场地进行补救。如果在补救完成之前，发现场地或其部分存在补救计划中未设想的用途，许可证持有人必须在与替代用途一致的最大程度上执行补救计划。

在§ 53.1164中，修订(a)款并删除和保留(b)款，内容如下:

§ 53.1164许可证有效期。

(a) 根据本分部颁发的早期场地许可证将无固定期限。

(b) [保留]

将§ 53.1173修订如下:

§ 53.1173更新早期场地许可证的修订申请。

(a) 早期场地许可证持有人可选择在早期场地许可证颁发后的任何时间提交修订早期场地许可证的申请，以更新许可证所依据的数据和信息。早期场地许可证持有人可就其选择的尽可能多的问题提供更新信息，并可请求将该机构对这些问题作出最终决定的期限从修订颁发之日起再延长20年。早期场地许可证持有人可就已延期的许可证请求此类延期。该申请必须符合§§ 53.1510和53.1520的要求。

(b) 根据本节(a)款提交的申请必须包含所有必要信息，以便更新早期场地许可证持有人选择更新的那些问题的先前申请中所包含的信息和数据。

(d) 其利益可能受到许可证更新影响的任何人，可就更新申请请求举行听证会。听证请求必须符合本章§ 2.309的规定。如果批准举行听证会，将按照本章( \text{ § }{2.309} )的规定发布听证通知。

将§ 53.1176修订如下:

§ 53.1176 发布更新早期场地许可证的修正案。

只有在委员会确定以下情况时，才应批准早期场地许可证的修正案:

(a) 该场地符合在最初颁发场地许可证时适用且有效的该法案、委员会的规定和命令；并且

(b) 委员会可能希望施加的任何新要求对于充分保护公众健康和安全或共同防御与安全是必要的。

§ 53.1179 [已删除并保留]

删除并保留( \text{ § }{53.1179} )。
将§ 53.1182修订如下:

§ 53.1182 场地用于其他目的。

(a) 根据本部分已颁发早期场地许可证的场地，可用于许可证所述以外的目的，包括其他类型能源设施的选址。许可证持有人必须将早期场地许可证中未批准的场地任何重大用途告知核反应堆监管办公室主任(主任)。关于这些活动的信息必须在实际开展任何建设或场地改造活动前至少30天提供给主任。根据( \text{ § }{53.1188} )的规定，所提供的信息可能成为对许可证施加新要求的依据。

(b) 如果许可证持有人不再打算将该场地用于核电站，或因其他原因不再希望持有该许可证，如申请中所述，许可证持有人可随时请求主任终止早期场地许可证。终止许可证的请求必须符合§§ 53.040和53.1100的备案要求，并指明§ 53.1161适用的场地补救要求。经请求，主任可终止该许可证。

在§ 53.1188中，

a. 在(a)(1)款中，删除短语“或§ 53.1179”；

b. 在(a)(2)款中，无论何处出现，删除“续期”一词，并用“修订”一词替换；

c. 修订并重新发布(c)(1)款；

d. 在(d)款中，删除“续期”一词，并用“修订”一词替换；

e. 在(e)款中，在最后一句按顺序添加参考文献“53.1173”。

修订后的内容如下:

§ 53.1188早期场地许可证确定的终局性。

(1) 在任何涉及发放引用早期场地许可证的建造许可证、运行许可证或综合许可证的程序中，关于以下事项的争议可以与该程序中的其他重大问题以相同方式进行诉讼:

(i) 拟建造的核反应堆不符合早期场地许可证中包含的一个或多个场地特征或设计参数；

(ii) 早期场地许可证的一项或多项条款和条件未得到满足；

(iii) 根据本节(d)款请求的偏差是不合理的或应予以修改；

(iv) 申请中提供了新的或额外的信息，这些信息实质性地改变了核管理委员会先前结论的依据，或构成委员会修改或施加与应急准备相关的新条款和条件的充分依据；

(v) 根据§ 53.1146(a)(1)(vi)至(ix)要求的场地安全分析报告中的信息，自早期场地许可证颁发之日起20年后或之前通过修正案对许可证进行的上一次更新(以较晚者为准)后未进行更新，或者

(vi)(A) 早期场地许可证程序中未解决的任何重大环境问题；

(B) 对于引用通过修正案颁发或更新(以较晚者为准)的早期场地许可证的申请，在提交申请前不超过20年，早期场地许可证程序中解决的涉及设施建设和运行影响的任何问题，且已识别出重大新信息；以及

在§ 53.1263中，

a. 修订(a)(1)(v)和(vi)款，并删除(a)(1)(vii)款；

b. 在(a)(4)(ii)款中，删除最后一句；以及

c. 修订(b)款。

修订内容如下:

§ 53.1263标准设计认证的终局性。

(a)(1)* * *

(v) 有必要纠正认证信息中的实质性错误；或

(vi) 大幅提高设施设计、建造或运行的整体安全性、可靠性或安保性，并且鉴于这种提高的安全性、可靠性或安保性，实施规则变更的直接和间接成本是合理的。**

(b) 引用设计认证规则的申请人，如果根据§ 53.1525的规定需要，可请求豁免认证信息中的一项或多项内容。只有在委员会确定该豁免将符合§ 53.080的要求时，才会批准该请求。应申请人请求给予豁免的决定，与OL或COL听证中的其他问题一样，可能会面临诉讼。

在§ 53.1282中，添加段落(e)如下:

§ 53.1282 制造许可证申请的内容；其他申请内容。

(e) 可选操作程序。申请人可在其申请中纳入对基本完整的程序控制、操作程序或操作要求的描述，这些内容超出了§ 53.1279所要求的范围，以便满足可能引用制造许可证的许可证申请要求。如果经核管理委员会批准作为制造许可证的一部分，此类程序控制、操作程序和操作要求将根据§ 53.1288具有终局性。

在§ 53.1288中，将(a)(1)和(b)款修订如下:

§ 53.1288制造许可证的终局性。

(a)(1) 在根据本部分颁发的制造许可证有效期内，除非委员会确定为使反应堆设计或制造符合颁发制造许可证时适用且有效的委员会要求，或为确保公众健康与安全或共同防御与安全得到充分保护而有必要进行修改，否则委员会不得修改、撤销或对制造的反应堆设计、制造反应堆的要求或程序控制、运行程序或运行要求施加新的要求。

(b) 引用或使用根据本部分制造许可证制造的反应堆的申请人，可在申请中请求偏离制造反应堆的设计特征、场地参数、条款和条件或批准的设计。应申请人请求给予的偏离许可，与COL或CP听证中的其他问题一样，可能会引发诉讼。

在§ 53.1309中，修订(a)(2)(i)款并删除和保留(a)(4)款，内容如下:

§ 53.1309建造许可证申请的内容；技术信息。**

(a) ***

(2) ***

(i) 质量保证计划。对质量保证计划的描述，或对于符合条件的申请人，对将应用于( \text{ § }{53.610}\left( \mathrm{a}\right) \left( 6\right) )下设施的安全相关物项的设计、制造、建造和测试的质量管理体系的描述，包括讨论如何满足本章第50部分附录B的要求，或对于符合条件的申请人，如何满足本章第50部分附录T的要求。

( * * * * * )

(4) [保留]

在§ 53.1369中，修订(I)款并添加(bb)款，内容如下:

( \text{ § }{53.1369} ) 运营许可证申请的内容；技术信息。 * * * * *

(I) 质量保证。对质量保证计划(QAP)的描述，或者对于符合条件的申请人，对质量管理体系的描述，该体系证明符合§ 53.865规定的要求。

(bb) 通用终局性请求。申请人可在其申请中包含对本部分设计通用方面的通用终局性请求，以便如果申请中的信息得到核管理委员会(NRC)批准，在其他引用了经批准的通用终局性信息的程序中，该信息被视为已解决。请求通用终局性的运营许可证申请必须包括为设计假定的适用场地参数，包括相关外部危险的设计基准外部危险水平，以及根据这些场地参数对设计的分析和评估。

在§ 53.1375中，将段落(b)修订如下:

§ 53.1375 申请的审查。

(b) 申请的行政审查；听证。

(1) 关于运营许可证(OL)的程序应遵守10 CFR Part 2中包含的所有适用程序要求，包括存档要求(本章§ 2.101)和发布听证通知要求(本章§ 2.104)。所有关于运营许可证的听证均受10 CFR Part 2中包含的程序管辖。

(2) 如果申请人根据( \text{ § }{53.1369} ) (bb)为本部分的运营许可证请求通用终局性，委员会将在本章§ 2.105要求的拟议行动通知中，将通用终局性请求作为拟议行动包含在内。

在§ 53.1387中，添加段落(e)如下:

§ 53.1387 运营许可证的颁发。

(e) 如果委员会发现拟议的通用设计能够在具有符合根据适用要求为该设计假定的厂址参数特征的厂址上建造和运行，且不会对公众健康和安全造成不当风险，则委员会可对本部分规定的商用核电厂设计的通用方面给予通用终局性认定，包括假定的厂址参数以及根据§ 53.1369(bb)提交的要求。

将§ 53.1390修订如下:

§ 53.1390 运营许可证的终局性。

(a) 运营许可证颁发后，委员会不得修改、添加或删除运营许可证的任何条款或条件，但按照§ 53.1590的规定除外。

(b) 在颁发建造许可证、运营许可证或综合许可证的程序中，或在除委员会根据本节(a)款发起的任何执法听证之外的任何执法听证中，若引用了根据§ 53.1387颁发的运营许可证，则委员会必须将在引用的运营许可证的颁发或续期申请程序中解决的那些事项视为已解决，包括(如适用)反应堆设计的充分性，前提是引用的运营许可证已根据§ 53.1387(e)获得终局性。

在§ 53.1416中，修订(a)(12)款和(d)款，并添加(i)款，内容如下:

§ 53.1416 综合许可证申请的内容；技术信息。 * * * * *

(a) ***

(12) 质量保证。对质量保证计划的描述，或对于符合条件的申请人，对§ 53.865规定的质量管理体系的描述。

(d) 如果综合许可证申请引用了早期场地许可证，则适用以下要求:

(1) 最终安全分析报告无需包含与早期场地许可证一并提交给委员会的信息或分析，前提是最终安全分析报告必须包括或通过引用纳入早期场地许可证的场地安全分析报告，并且除了其他所需的信息和分析之外，还必须包含足以证明设施设计符合早期场地许可证规定的场地特征和设计参数的信息。

(2) 如果最终安全分析报告未证明设施设计符合场地特征和设计参数，申请必须包括符合§§ 53.1188(d)和53.1437要求的偏差请求。

(3) 如果§ 53.1146(a)(1)(vi)至(ix)要求的早期场地许可证场地安全分析报告信息自早期场地许可证颁发之日或通过修订对许可证的先前更新之日起20年后(以较晚者为准)未更新；综合许可证申请应在最终安全分析报告中根据需要包括更新的信息和修订的分析。

(4) 最终安全分析报告必须证明在综合许可证颁发之日将满足早期场地许可证中包含的所有条款和条件。在综合许可证颁发时无法满足的早期场地许可证的任何条款或条件必须作为综合许可证的条款或条件列出。

(5) 如果早期场地许可证批准了完整和综合的应急计划或应急计划的主要特征，则最终安全分析报告必须包括更新和纠正§ 53.1146(b)(2)规定提供的信息的任何新的或额外的信息，并讨论新的或额外的信息是否实质性地改变了符合适用要求的依据。申请必须识别已纳入拟建设施应急计划且构成或将会构成应急计划变更从而导致被许可人在放射性紧急情况下执行应急计划功能的能力降低的应急计划或应急计划主要特征的变更。

(6) 如果完整和综合的应急计划作为早期场地许可证的一部分获得批准，则无需新的符合本节(a)(9)(i)款要求的认证。

(i) 申请人可在其申请中包括对通用终局性的请求，针对本部分设计的通用方面，以便申请中的信息(如经核管理委员会批准)在引用已批准通用终局性信息的其他程序中被视为已解决。请求通用终局性的综合许可证申请必须包括为本部分设计假定的适用场地参数，包括相关外部危险的设计基准外部危险水平，以及根据这些场地参数对设计的分析和评估。

在§ 53.1422中，将(b)款修订如下:

§ 53.1422 申请的审查。

(b) 申请的行政审查；听证。

(1) 建造许可证程序应遵循10 CFR Part 2中所有适用的程序要求，包括存档要求(本章§ 2.101)和发布听证通知(本章§ 2.104)。如果申请人在发布建造许可证时要求委员会对某些ITAAC作出认定，则这些ITAAC将在听证通知中予以指明。所有建造许可证听证均受10 CFR Part 2中所载程序的管辖。

(2) 如果申请人根据§ 53.1416(i)为本部分下的建造许可证请求通用终局性，委员会将在本章( \text{ § }{2.104} )要求的听证通知中，将通用终局性请求作为拟议行动列入。

§ 53.1437 [修订]

在§ 53.1437中，(c)款删除最后一句。
在§ 53.1440中，增加(d)款如下:

§ 53.1440 联合许可证的颁发。

(d) 如果委员会发现拟议的通用设计能够在具有符合根据适用要求为该设计假定的厂址参数特征的厂址上建造和运行，且不会对公众健康和安全造成不当风险，则委员会可对本部分规定的商用核电厂设计的通用方面给予通用终局性认定，包括假定的厂址参数以及根据§ 53.1416(i)提交的要求。

在§ 53.1443中，增加段落(g)，内容如下:

§ 53.1443联合许可证的终局性。

(g) 在颁发建造许可证、运行许可证或综合许可证的程序中，或在除委员会根据本节(a)款发起的执法听证之外的任何执法听证中，如果引用了根据( \text{ § }{53.1440} )颁发的综合许可证，则委员会必须将在引用的综合许可证的颁发或续期申请程序中解决的那些事项视为已解决，包括(如适用)反应堆设计的充分性，前提是引用的综合许可证已根据§ 53.1440(d)获得终局性认定。

在§ 53.1525中，将段落(a)和(b)修订如下:

§ 53.1525在设计认证规则内修订认证信息。

(a) 引用根据本部分颁发的设计认证规则的许可证持有人，如果提议更改已纳入许可证的认证信息，必须按照§§ 53.1510、53.1515和53.1520的规定申请许可证修订。

(b) 对于尚未纳入许可证的认证信息，引用根据本部分颁发的设计认证规则的许可证持有人，如果所做更改符合§ 53.1550(a)(I)和(2)中的标准，并使用§ 53.1550(b)(2)和(3)中的规范，则可以在不请求豁免的情况下更改认证信息。如果请求豁免，只有在委员会确定该豁免将符合( \text{ § } ) 53.080的要求时，才会批准该请求。

103.在§ 53.1530中，(a)款的最后一句修改如下:§ 53.1530修订与制造许可证相关的最终安全分析报告中的信息。

*** 在制造许可证引用设计认证规则的那些情况下，适用§ 53.1525的规定。

104.将§ 53.1535修订如下:

§ 53.1535 建设期间的修订和豁免。

(a) 根据本部分持有建造许可证(CP)或有限工作授权(LWA)的持有人，可以请求对CP或LWA进行修订，以便获得委员会对选定设计特征或规格安全性的批准，包括提议偏离设计认证规则或通用设计准则(ML)。根据本部分对CP或LWA的修订，必须按照( \text{ § }\text{ § }{53.1510} )和53.1520的要求提出并处理。根据本部分持有CP或LWA的持有人，如果( \text{ § }{53.1525} )有要求，也可以请求豁免偏离设计认证规则。

(b) 根据本部分持有COL的持有人，如果NRC尚未按照( \text{ § }{53.1452}\left( \mathrm{;g}\right) )做出认定，则必须在被许可人开始建造安全相关构筑物(SSC)以实施需要NRC批准的变更或偏离之日起45天内，请求( \text{ § }{53.1525} )要求的豁免以及( \text{ § }{53.1525} )或53.1550要求的修订。被许可人自行承担进行此类变更的风险，同时认识到豁免或修订有可能不被批准。

将§ 53.1550修订如下:

§ 53.1550评估最终安全分析报告中所述设施的变更情况。

(a) 运营许可证(OL)或建造许可证(COL)的持有人可对最终安全分析报告(如更新后)中所述设施进行变更，并对最终安全分析报告(如更新后)中所述程序进行变更，而无需根据§ 53.1525获得豁免或根据§ 53.1510进行许可证修订，前提是 -

(1) 无需对许可证中纳入的技术规格或其他认证信息进行变更；并且

(2) 该变更符合以下所有标准:

(i) 不会导致事件序列的频率或后果增加，以至于根据§ 53.450(e)进行的分析中，先前未被确定为具有风险重要性的事件序列变得具有风险重要性。

(ii) 不会导致事件序列的频率或后果增加，以至于事件序列超过根据§ 53.450(e)要求确立的许可基准事件评估标准。

(iii) 不涉及以下任何一项:

(A) 对§ 53.220(b)下NRC批准的综合风险度量或相关风险性能目标的变更，或

(B) 一个或多个事件序列的频率或后果增加，以至于任何计算出的综合风险度量超过根据§ 53.220确立的相关风险性能目标。

(iv) 不涉及偏离最终安全分析报告(如更新后)中所述的、用于根据§ 53.450(f)评估设计基准事故的评估方法，除非§ 53.450(f)下的分析结果是保守的或基本相同；修订后的评估方法先前已获NRC批准用于预期应用；修订后的评估方法可在NRC认可的共识代码或标准下使用；或者被许可人已通过在符合本章§ 50.221要求并已获NRC批准用于预期应用的验证、确认和不确定性量化(VVUQ)计划下进行的文件化验证、确认和不确定性量化(VVUQ)过程，证明偏离最终安全分析报告(如更新后)中所述的评估方法符合VVUQ计划中确立的可信度标准。

(v) 不会导致安全相关系统、结构和部件(SSC)的安全分类从非安全相关变为安全相关，从非安全相关但具有安全重要性变为安全相关，或从安全相关变为非安全相关但具有安全重要性或非安全相关。

(vi) 不会导致纵深防御的降低超过最小程度。

(vii) 对于根据本部分获得许可且按照§ 53.470采用替代评估标准的商业核电站，不会导致事件序列的频率或后果发生变更以至于超过替代评估标准。

(viii) 不会根据( \text{ § }{53.450}\left( \mathrm{f}\right) )导致识别出新的设计基准事故。

(ix) 不会导致任何设计基准事故的后果增加超过最小程度。

(3) 在实施本款(a)时，最终安全分析报告(如更新后)被视为包括自根据§ 53.1545提交最终安全分析报告的上次更新以来的最终安全分析报告变更内容。

(4) 当适用法规针对设施或程序的变更制定了更具体的标准时，本节规定不适用于此类变更。

(b)(1) 引用设计认证规则的被许可人，在未经委员会事先批准的情况下，可偏离标准设计，除非拟议的偏离涉及认证设计的规则中所述的设计变更，在此种情况下，§ 53.1525的要求适用。

(2) 被许可人必须保存设施认证设计的所有偏离记录，且这些记录必须保存并可供审计，直至许可证终止。被许可人必须在§ 53.1545要求的安全分析报告更新中的认证设计支持文件内，指明偏离许可基准信息的位置和性质。

(3) 对于NRC已登记§ 53.1070要求的认证的被许可人，无需保留与已使用NRC批准的变更程序永久退役的安全相关物项(SSC)相关的设施设计偏离记录。

(c) 授权制造反应堆运行的运行许可证(OL)或建造-运行许可证(COL)持有人，可按照最终安全分析报告(FSAR，如有更新)所述对设施进行变更，并按照最终安全分析报告(FSAR，如有更新)所述对程序进行变更，而无需根据§ 53.1510获得许可证修订，前提是这些变更与委员会通过对制造反应堆的制造许可证进行修订而批准的变更相同，并且在确定变更的实施将符合委员会批准制造许可证修订的依据且不涉及任何需要对OL或COL进行修订的额外变更时。

(d)(1) 被许可人必须保存根据本节(a)和(c)款对设施和程序所做变更的记录。这些记录必须包括一份书面评估，该评估提供确定该变更根据本节(a)(2)或(c)款无需许可证修订的依据。

(2) 被许可人必须按照§ 53.040的规定，提交一份报告，其中简要描述任何偏离和变更，包括每项评估的摘要。报告必须每隔不超过24个月提交一次。对于COL，在从COL申请之日起至委员会根据§ 53.1452(g)作出决定之日的期间内，报告必须每隔不超过6个月提交一次。

(3) 设施变更记录必须保存至根据本部分颁发的OL或COL终止，或根据§ 53.1595颁发的续期许可证终止(以较晚者为准)。程序变更记录必须保存5年。

在§ 53.1565中，(d)款中，修订(1)(i)的引言文本，添加(1)(iii)，修订(2)款，添加(3)(i)(E)，并将(3)(ii)、(iii)和(vii)修订如下:

§ 53.1565评估许可基础信息中所含程序的变更。

(d) ***

(1) ***

(i) 本部分中持有运行许可证(OL)或建造许可证(COL)的每个持证人，在委员会根据( \text{ § }{53.1452}\left( \mathrm{;g}\right) )作出认定后，在符合本章第50部附录B的质量保证标准的前提下，可对安全分析报告中包含或引用的先前已接受的质量保证计划(QAP)描述进行变更，而无需

事先获得 NRC 批准，前提是该变更不会降低{{FN}}中的承诺

经美国核管理委员会认可的程序描述。对质量保证计划(QAP)描述所做的变更

不得减少必须根据相关规定提交给美国核管理委员会的承诺

§ 53.1545的要求。除了涉及管理方面的质量保证程序变更外

改进与澄清、拼写校正、标点或编辑事项，这些

以下变更不被视为承诺的减少:

(iii) 在委员会根据§ 53.1452(g)做出认定后，每个OL或COL持有者，须遵循本章第50部附录T中的质量保证标准，在实施之前，将质量管理体系的变更提交给NRC并获得NRC批准，具体如下:

(A) 对安全分析报告或专题报告中所呈现的质量管理体系所做的变更，必须按照§ 53.040的规定提交。

(B) 提交对《安全分析报告》质量管理体系的变更时，必须包括受该变更影响的所有页面，并须附上一封转递信函，指明变更内容、变更原因，以及得出以下结论的依据:纳入该变更的修订后质量管理体系继续符合本章第50部附录T的标准以及核管理委员会先前认可的《安全分析报告》质量管理体系承诺(对于纠正拼写、标点或编辑性内容的变更，该信函无需提供变更依据)。

(D) 安全分析报告中包含或引用的质量管理体系变更，在委员会适当审查办公室收到表明此变更已获接受的信件后，应视为已获委员会接受。

(2) 质量保证计划——选址、建设和制造。

(i) 每份LWA、早期场地许可证、CP、ML或COL的持有人，在委员会根据§ 53.1452(g)做出认定之前，在符合本章第50部附录B的质量保证标准的情况下，可对安全分析报告中包含或引用的先前已接受的QAP描述进行变更，无需事先获得NRC批准，但前提是该变更不会减少NRC先前接受的计划描述中的承诺。不减少承诺的QAP描述变更必须在90天内提交给NRC。减少承诺的QAP描述变更必须在实施前提交给NRC并获得NRC批准，如下所示:

(A) 必须按照§ 53.040的规定提交对安全分析报告的修改以供审查。对NRC认可的质量保证专题报告描述所做的修改必须按照§ 53.040的规定提交。

(B)提交对安全分析报告质量保证计划描述的变更时，必须包括受该变更影响的所有页面，并附上一份转发函，注明变更内容、变更原因以及得出纳入该变更的修订计划仍符合本章第50部附录B的标准以及核管理委员会先前接受的安全分析报告质量保证计划描述承诺的依据(对于纠正拼写、标点或编辑性内容的变更，该函无需提供依据)。

(C)标识变更的转发函副本必须作为设施记录保存3年。

(D)安全分析报告中包含或引用的质量保证计划描述的变更，在收到委员会适当审查办公室的确认函后，或在提交给委员会60天后(以先发生者为准)，应视为已获委员会接受。

(ii)在委员会根据§53.1452(g)做出认定之前，每个CP或COL持有人，须遵循本章第50部附录T中的质量保证标准，必须向核管理委员会提交质量管理体系的变更，并在实施前获得核管理委员会的批准，具体如下:

(A)对安全分析报告或专题报告中提出的质量管理体系所做的变更，必须按照§53.040的规定提交。

(B)提交对安全分析报告质量管理体系的变更时，必须包括受该变更影响的所有页面，并附上一份转发函，注明变更内容、变更原因以及得出纳入该变更的修订质量管理体系仍符合本章第50部附录T的标准以及核管理委员会先前接受的安全分析报告质量管理体系承诺的依据(对于纠正拼写、标点或编辑性内容的变更，该函无需提供依据)。

(C)标识变更的转发函副本必须作为设施记录保存三年。

(D)安全分析报告中包含或引用的质量管理体系的变更，在收到委员会适当审查办公室的确认函后，应视为已获委员会接受。

(3) ***

(i) ***

(E)风险重要规划标准是指应急准备的最基本功能，以确保在发生放射性紧急情况时采取充分的保护措施保护公众。就本节而言，风险重要规划标准包括分类、通知、评估、保护行动、人员配备和设施。

(ii)本部分下的OL持有人，或在委员会根据§53.1452(g)做出认定后本部分下的COL持有人，必须遵循并维持符合本章第50部附录E的要求以及本章§50.47(b)的规划标准的应急计划的有效性，或符合本章( \text{ § }{50.160} )要求的应急计划的有效性。

(iii)只有在许可证持有人进行并保留分析证明以下情况时，才可在未经核管理委员会批准的情况下对其应急计划进行变更:

(A)对于风险重要的规划标准，变更不会降低计划的有效性，且变更后的计划继续符合本章§50.160的风险重要要求或本章第50部附录E的适用要求以及本章§50.47(b)的风险重要规划标准；以及

(B)对于非风险重要的规划标准，变更后的计划继续符合适用要求。

(vii)许可证持有人必须对其与适用的州、地方和部落政府之间接口的充分性进行年度评估，包括许可证持有人的演练、演习、能力和程序。评估结果以及改进建议必须记录在案，报告给许可证持有人的公司和工厂管理层，保留5年，并必须提供给适当的州、地方和部落政府。

第54部 - 核电厂运行许可证续期要求

第54部的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》，第102、103、104、161、181、182、183、186、189、223、234条(《美国法典》第42编第2132、2133、2134、2136、2137、2201、2231、2232、2233、2236、2239、2273、2282条)；1974年《能源重组法》，第201、202、206条(《美国法典》第42编第5841、5842、5846条)；《美国法典》第44编第3504条注释。

第54.17条也根据第12829号行政命令发布，《联邦法规汇编》第58卷，第3479页，第3编，1993年合订本，第570页；第13526号行政命令，《联邦法规汇编》第75卷，第707页，第3编，2009年合订本，第298页；第12968号行政命令，《联邦法规汇编》第60卷，第40245页，第3编，1995年合订本，第391页。

§ 54.9 [修订]

在§ 54.9的(b)款中，删除引用“54.22”。
在§ 54.17中，将(c)款修订如下:

§ 54.17 申请的提交。

在§ 54.21中，添加(a)(4)款，并删除和保留(c)(2)款，内容如下:

§ 54.21 申请内容——技术信息。

(a) ***

(4) 申请人可以自愿使用基于风险和性能的替代方案，以替代本节(a)(1)、(a)(2)和(a)(3)款中的要求。申请必须描述替代方案，说明其依据，并包括对基础系统分析的描述。

(2) [保留]

§ 54.22 [已删除并保留]

删除并保留( \text{ § }{54.22} ) 。
在( \text{ § }{54.29} ) 中，将段落(a)的引言部分和(a)(1)修订如下:

§ 54.29 续期许可证颁发标准。

(a) 已确定并已采取或将要采取与本节(a)(1)和(a)(2)款所述事项相关的适当行动，以合理保证续期许可证授权的活动将继续按照综合许可证进行，并且为遵守本款而对电厂综合许可证所做的任何变更均符合该法案和委员会的规定。这些事项包括:

(1) 在延长运行期间管理老化对已确定需要根据§ 54.21(a)(1)进行审查的结构和部件功能的影响，以及§ 54.21(a)(所授权的替代方案；以及 * * * * *

在§ 54.31中，将(b)和(c)款修订如下:

§ 54.31 续期许可证的颁发。

(b) 续期许可证将在固定期限内颁发，期限不超过40年。

在§ 54.37中，将(b)款修订如下:

§ 54.37 额外记录和记录保存要求。

(b) 续期许可证生效后，10 CFR 50.71(e)要求的最终安全分析报告更新必须包含对任何新确定的需要老化管理或根据§ 54.21进行限时老化分析评估的系统、结构和部件老化影响管理摘要描述的任何变更。相关老化管理审查或限时老化分析评估的文件应按照§ 54.37(a)保留。

§ 54.43 [修订]

在§ 54.43的(b)款中，删除引用“54.22”。

第71部——放射性物质的包装和运输

第71部的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》，第53、57、62、63、81、161、182、183、223、234、1701条(42 U.S.C. 2073、2077、2092、2093、2111、2201、2232、2233、2273、2282、2297f)；1974年《能源重组法》，第201、202、206、211条(42 U.S.C. 5841、5842、5846、5851)；1982年《核废料政策法》，第180条(42 U.S.C. 10175)；44 U.S.C. 3504注释。

第71.97条也根据第301条发布，《公法》96 - 295，94 Stat. 789(42 U.S.C. 5841注释)。

在§71.55中，修订并重新发布段落(g)如下:

§ 71.55 裂变材料包装的一般要求。

(g) 仅装有六氟化铀的包装不受本节(b)款要求的约束，条件是:

(1) 在§ 71.73规定的测试之后，阀体与包装的任何其他部件之间，除了在其原始连接点外，没有物理接触，并且阀门保持不漏气；

(2) 在包装的制造、维护和修理方面有足够的质量控制；

(3) 每个包装在每次装运前都要进行测试以证明其封闭性；

(4) 铀的富集度不超过10重量百分比的铀-235；并且

(5) 对于铀-235富集度高于5重量百分比且不超过10重量百分比的货物，采用一种设计特性来保护阀门或其他充装装置免受撞击。

第100部 - 反应堆场地标准

第100部的授权引用继续如下:

授权:1954年《原子能法》，第103、104、161、182条(42 U.S.C. 2133、2134、2201、2232)；1974年《能源重组法》，第201、202条(42 U.S.C. 5841、5842)；44 U.S.C. 3504注释。

§ 100.1 [修订]

在§ 100.1的(a)和(d)段中，删除“固定的”一词。

§ 100.2 [修订]

在§ 100.2中，删除“固定的”一词。
在§ 100.3中，按字母顺序添加“1级反应堆”和“2级反应堆”的定义，内容如下:

§ 100.3 定义。

一级反应堆指在厂址应急行动边界处未缓解后果小于25雷姆(0.25希沃特)全身等效剂量的动力反应堆。

二级反应堆指在厂址应急行动边界处未缓解后果大于25雷姆(0.25希沃特)全身等效剂量的动力反应堆，或未缓解后果不确定的动力反应堆。

在§ 100.8中，将(b)款修订如下:

§ 100.8 信息收集要求:行政管理和预算局批准。

(b) 本部分包含的已批准信息收集要求见§§ 100.10、100.11、100.20、100.21和100.23。

将由§ 100.10至§ 100.11组成的A子部分的章节标题修订如下:

子部分A - 1级动力和试验反应堆的评估因素 *

将§ 100.10修订如下:

§ 100.10评估厂址时应考虑的因素。

这种评估厂址的方法适用于1级动力反应堆和试验反应堆。委员会在确定1级动力或试验反应堆厂址的可接受性时将考虑以下因素:

(a) 反应堆设计和拟议运行的特性。

(b) 厂址周边地区的人口密度和使用特性，包括禁区、低人口区和与人口中心的距离(或通过考虑社会风险和效益评估的替代区域)。

(d) 如果厂址存在不利的物理特性，但设施设计中包括适当且充分的补偿性工程保障措施，则仍可认定拟议的厂址是可接受的。

(e) 对于§ 100.11(a)(3)(i)(B)所述的选址标准，比较社会风险和社会效益。

将§ 100.11修订如下:

§ 100.11 排除区、低人口区及人口因素的确定

(a) 为协助评估拟建厂址，申请人应假定裂变产物释放、( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } )潜在流动路径的预期可证明泄漏率以及与厂址相关的气象条件，以得出排除区、低人口区和人口中心距离。为进行此分析，申请人应确定以下内容:

(1) 排除区的大小应使在假定裂变产物释放开始后的任何2小时内，位于其边界上任何一点的个人所接受的辐射剂量不超过( {25}{\mathrm{{rem}}}^{\left\lbrack 2\right\rbrack } )人·雷姆全身等效剂量。

(2) 低人口区的大小应使位于其外边界上任何一点且暴露于假定裂变产物释放产生的放射性烟云(在烟云经过的整个期间)的个人所接受的总辐射剂量不超过25雷姆(0.25希沃特)人·雷姆全身等效剂量。

(3) (i) 反应堆厂址必须满足以下二者之一:

(A) 提供的人口中心距离至少为反应堆到低人口区外边界距离的一又三分之一倍；或

(B) 根据对特定厂址的社会风险与社会效益的评估，被核管理委员会认定为可接受。

(ii) 考虑社会风险和效益评估的人口中心或替代区域的边界，必须根据人口分布来确定。在计算人口中心距离或考虑社会风险和效益评估的替代区域时，政治边界不具有决定性作用。

(b) [保留]

[1] 这些计算中假定的裂变产物释放应基于一次重大事故，该事故是为厂址分析而假设的，或从可能的偶然事件考虑中假定的，以涵盖广泛的设计基准事故。

[2] 使用25雷姆(0.25希沃特)人·雷姆全身等效剂量并非意味着该数值构成事故情况下公众应急剂量的可接受限值。相反，此剂量值在本节中作为参考值列出，可用于评估反应堆厂址在发生概率极低且事故时公众受辐射风险较低的潜在反应堆事故方面的情况。

将B子部分标题修改如下:

子部分B - 二级动力反应堆厂址申请的评估因素 * * * * *

在§ 100.20中，将引言段落修改如下:

§ 100.20评估厂址时应考虑的因素。

这种厂址评估方法适用于二级动力反应堆。委员会在确定某厂址对于二级动力反应堆的可接受性时，将考虑以下因素:

在§ 100.21中，将脚注3重新指定为脚注1，并将脚注1以及(b)、(g)和(h)款修订如下:

§ 100.21非地震选址标准。

(b) (1) 反应堆厂址必须满足以下二者之一:

(i) 提供§ 100.3中定义的人口中心距离，该距离至少为反应堆到低人口区外边界距离的一又三分之一倍；或者

(ii) 根据对特定厂址的社会风险与社会效益的评估，被核管理委员会认定为可接受；

(2) 考虑社会风险和效益评估的人口中心边界或替代区域边界，必须在考虑人口分布的基础上确定。在计算人口中心距离或考虑社会风险和效益评估的替代区域时，政治边界不具有控制性；

(g) 必须识别拟议厂址特有的可能对应急预案制定构成重大障碍的物理特征；并且

(h) 反应堆厂址应远离人口非常密集的中心，或者通过对特定厂址的社会风险与社会效益评估证明是可接受的。一般而言，优先选择低人口密度区域。但是，在确定远离人口非常密集中心但不在低密度区域的特定厂址的可接受性时，或者在考虑社会风险和效益评估厂址时，将考虑安全、环境、经济或其他因素，这些因素可能导致该厂址被认定为可接受( {}^{\left\lbrack 1\right\rbrack } ) 。

[1] 这些因素的示例包括但不限于以下因素，如人口密度较高的厂址具有更好的地震特性、施工时更容易获得熟练劳动力、铁路和公路交通更便利、输电线路要求更短、能够利用退役化石燃料发电厂的现有基础设施，或者对未开发地区、湿地或濒危物种的环境影响较小等。其中一些因素包含在本节的其他标准中，或者对其产生影响。

在§ 100.23中，将(a)款修订如下:

§ 100.23地质和地震选址标准。

(a) 适用性。本节(c)和(d)款中的要求适用于

依据本章第52部申请早期厂址许可证或综合许可证的申请人，或者依据

本章申请核电站建设许可证或运行许可证的申请人

本章第50部分中不符合本部分A子部分进入标准的内容。

第100部附录A [已删除]

删除第100部附录A。

日期:<2026年XX月>。

致核管理委员会。

乔迪·马丁，

委员会秘书。

受影响人群	受影响人员估计数量	受影响个体的剂量范围\( {}^{\left\lbrack 3\right\rbrack } \)(每反应堆年)
运输工作人员	200	0.01至300毫雷姆
普通公众:
旁观者	107,000	0.003至1.3毫雷姆
沿线	1,362,000	0.0001至0.06毫雷姆

NRC-2025-0975《反应堆许可、安全监督与选址实践现代化》

核管理委员会

反应堆许可、安全监督及选址实践现代化

摘要:

补充信息:

执行摘要:

B. 主要规定

反应堆安全评估的确定性和数据支持阈值

删除10 CFR 50.49脚注3中对IEEE-323-1974的引用

根据 10 CFR 50.55a(z) 进行的扩展替代请求

为10 CFR 50.59引入风险告知并允许方法变更具有灵活性

非大型轻水反应堆的最低退役资金保障

燃料后处理厂

施工许可证要求及相关许可证的更新

10 CFR第50部和第52部的基于风险信息和性能的替代验收标准

根据《联邦法规汇编》第10编第52和53部确立反应堆设计在建造和运行期间变更的阈值

修订《核动力反应堆应急准备规定》

运营程序的可选提交

核电站早期场地许可证

制造许可证期限延长

核电站许可证续期

提高反应堆选址标准的灵活性

轻水反应堆

C. 成本与收益

目录:

I. 获取信息与提交评论

A. 获取信息

联邦法规制定网站:访问https://www.regulations.gov并搜索文档编号NRC-2025-0975。

B. 提交评论意见

二、行政命令14300:下令对核管理委员会进行改革

三、背景 - 某些结构、系统和组件的快速建造

A. 建造的定义

B. 一般许可证

四、讨论 - 某些结构、系统和部件的快速建造

A. 建设的定义

B. 安全审查

C. 环境审查

D. 通用许可证和通用终局性

五、背景 - 反应堆安全评估的确定且有数据支持的阈值

六、讨论 - 反应堆安全评估的确定且有数据支持的阈值

VII. 背景 - 10 CFR 50.49脚注3中IEEE - 323 - 1974参考文献的删除

八、讨论 - 删除10 CFR 50.49脚注3中对IEEE - 323 - 1974的引用

九、背景 - 10 CFR 50.55a(z) 下的扩展替代请求

X. 讨论 - 10 CFR 50.55a(z)下扩展的替代请求

XI. 背景 - 以风险为依据的10 CFR 50.59以及允许方法变更的灵活性

A.定量风险结果的使用

B. 评估方法变更的灵活性提升

十二、讨论 - 以风险为依据的10 CFR 50.59以及允许方法变更的灵活性

A.定量风险结果的使用

B. 改进评估方法变更的灵活性

XIII. 背景 - 非大型轻水反应堆的最低退役资金保障要求

十四、讨论——非大型轻水反应堆的最低退役资金保障要求

十五、背景 - 纳入核电站和燃料后处理厂简化质量保证标准

A. 历史质量保证要求的观点及新出现的问题

B.美国核管理委员会对这些问题的回应

十六、讨论 - 纳入核电站和核燃料后处理厂的简化质量保证标准

A. 引言与范围

B. 定义

C. 一般要求

D. 质量保证要求

(i) 管理

(ii) 性能

(iii) 评估

E. 设计与分析中使用的软件以及对安全至关重要的数字项目的质量保证

F. 对10 CFR 50.4、50.34、50.54、50.55、52.79、53.020、53.040、53.460、53.500、53.865、53.1309、53.1369、53.1416和53.1565的拟议一致性变更

十七、背景 - 施工许可证要求及相关许可证的更新

十八、讨论 - 施工许可证要求及相关许可证的更新

十九. 背景 - 10 CFR第50部和第52部基于风险告知和性能的替代验收标准

A. 监管灵活性的必要性

B. 启用基于风险和性能的替代方法

XX. 讨论 - 10 CFR第50和52部基于风险告知和性能的替代验收标准

XXI. 背景 - 根据《联邦法规汇编》第10编第52和53部分确定反应堆在建设和运行期间设计变更的阈值

A. 设计认证规则中变更与偏离的信息层级及流程的制定

B. 关于设计认证信息指定和变更流程的许可经验及改进举措

C. 严重事故

XXII. 讨论 - 根据10 CFR第52和53部规定，确定反应堆在建造和运行期间设计变更的阈值

A. 标准化

B. 定义

C. 变更与偏离流程

(i) 一级设计描述信息