l NRC许可程序和监管框架现代化概况
• 法案中关于许可程序和监管框架现代化要求
• 近期NRC许可程序和监管框架现代化动向
为促进先进反应堆研发、建设和运行，2019年1月美国国会批准《核能创新与现代化法案》（Nuclear Energy Innovation and Modernization Act，NEIMA，以下简称“法案”），推动美国核监管委员会（NRC）进行监管现代化变革。近期全球核能安全动态将聚焦美国NRC核安全监管现代化进程中的关键行动项，本期重点介绍NRC许可程序和监管框架现代化概况。
一、法案中关于许可程序和监管框架现代化要求
法案是一项为促进核能发展创新和改进核能监管而颁布的立法。该法案包括两大模块，第一章是“先进核反应堆和NRC经费”，包括9条，主要涉及改革NRC的预算和经费结构、先进反应堆计划、改进核事故疏散措施、鼓励民间投资研究和试验堆、报告耐事故燃料许可进程、总结有关设立和运作社区顾问委员会的最佳举措等方面的内容；第二章为“铀”，包括2条，主要涉及缩短处理铀矿冶许可相关事务所需的时间，探索是否可为相关的常规许可事务收取固定费用。
为促进先进反应堆技术发展，法案要求NRC改革其许可程序和监管框架，从而推进核安全监管现代化。第一章第3条先进反应堆计划中，法案指导NRC简化先进反应堆技术许可程序，建立更加高效监管框架，加快先进反应堆发展并降低监管成本，实现监管现代化，为美国下一代先进反应堆开发和商业化提供有益的政策环境。
法案对于许可程序和监管框架现代化提出四方面要求。
一是分阶段许可。为提高许可审查可预测性、有效性和及时性，要求NRC在法案生效后270天内确定商业先进反应堆分阶段许可流程，实施许可项目计划，并准备在本法颁布后的两年内实施。法案提倡企业根据预期的先进反应堆研发、设计和系统设备试验安排等，制定分阶段许可申请计划，并就其中重点、难点和创新性问题向NRC提出预审申请，形式包括审查讨论会、专题报告、标准设计审查等。NRC应对企业提交的预申请材料给出审查建议或意见，形式包括信息交换、初步意见反馈、审查结论等。预审机制为先进反应堆许可审查绘制了路线图，提前识别了许可路径关键问题，有助于在研发设计的早期阶段推动问题的及早解决，为先进反应堆正式许可审查提供审查基础，缩短审查周期。NRC的早期介入也有利于申请人评估风险和吸引投资。
二是风险指引许可。法案要求NRC在现有监管框架内，更多地使用风险指引和基于绩效的许可证评估技术和指南，解决相关政策和技术问题。这将有利于更好的分配监管资源，提高监管有效性。要求NRC制定联邦法规10CFR PART 53，建立“风险指引、技术包容”型先进反应堆监管体系，该监管体系应适用于不同种类先进反应堆许可监管，如高温气冷堆、钠冷快堆、熔盐堆等，应采用灵活、可行的许可评估方法，如风险指引、性能目标评估方法，解决先进反应堆许可相关的政策适用、许可基准事件筛选和评估、源项、安全壳性能、应急准备，以及燃料认证等问题，既要满足对不同技术、不同设计先进反应堆的适应性许可监管，同时保障各类先进反应堆具有同等安全水平。
三是研究试验堆许可。美国联邦法规将先进反应堆的原型堆、示范堆归入研究堆和实验堆类进行监管。法案要求NRC在现有监管框架内制定和实施研究试验堆的许可策略，以研究堆和实验堆通用许可管理文件为基础，如非动力反应堆许可申请材料格式和内容、审查准则等，针对特殊的反应堆设计和运行方式，如熔盐堆，补充制定专门的许可管理文件。先进反应堆示范堆的许可管理，参照商用先进反应堆许可管理文件执行。通过上述措施推动先进反应堆示范堆和原型堆的发展。
四是提高监管效能。法案要求NRC做好监管能力建设，开展员工培训，雇佣有经验的职员，确保有足够的专家、建模仿真和实验验证能力支持先进反应堆许可审查。要求NRC在监管体系中采用达成共识的法规和标准，同时与标准编制单位合作及时制修订先进反应堆许可审查需要的标准。要求NRC明确不同许可事项的审查时限，如超期180天以上仍未完成最终安全评估，NRC应立即向国会提交报告，说明超期原因以及尽快完成最终安全评估的计划。同时NRC应在2027年12月31日前建立一个技术中立的监管框架，供商业先进反应堆申请者在申请新反应堆许可证时选择使用。
重要法规导则制修订行动项如下表所示。
二、近期NRC许可程序和监管框架现代化动向
（一）2024年2月22日，NRC工作人员向委员会提交了一份有关反应堆退役的最终规则供其审议。如果获得批准，新规则制定将纳入最近过渡到去污阶段以及退役核电厂的经验教训，并将提升监管框架的效力和效率。新规则将考虑永久停堆和卸料的动力反应堆相关辐射风险的降低。目前的法规对在运反应堆和已经停堆卸料反应堆的要求几乎没有区别，许可证持有者需在过渡到退役的过程中逐案寻求豁免和许可证修订。与降低辐射风险相称，该规则建立了一套分级方法，将退役划分为四个阶段：永久停止运行并将燃料从压力容器中卸出；燃料在乏燃料水池充分衰变，保证其在乏燃料水池完全失水10小时内不会达到点火温度；全部燃料转移到干式储存；最后全部燃料转运出场址。
（二）2024年3月4日，NRC宣布将在未来六个月内发布先进反应堆取证拟议规则，为包括非轻水堆在内的先进反应堆设定首个监管框架，并建立具有风险指引性和技术包容性且基于性能的先进反应堆取证程序。现有监管框架针对大型轻水堆逐步发展完善，先进反应堆尤其是非轻水堆拥有与传统大型轻水堆截然不同的技术特点，不能简单套用现有框架。因此，美国2019年颁布《核能创新和现代化法》，要求NRC在2027年底前建立技术包容性监管框架，以鼓励先进反应堆领域的技术创新，推动先进反应堆早日实现商业化应用。
（三）液态燃料熔盐反应堆（MSR）核电厂核安全设计准则和功能性能要求（ANSI/ANS-20.2-2023）已正式发布。该标准由美国核学会（American Nuclear Society，ANS）制定，并于2024年1月获得美国国家标准协会（American National Standards Institute，ANSI）批准。ANSI/ANS-20.2-2023规定了MSR核电厂的核安全设计准则，包括非电力生产核动力设施。此标准旨在为设计人员提供必要的指导，以根据NRC在监管导则RG 1.232《非轻水反应堆主要设计标准制定导则》和其他监管要求中提供的先进反应堆设计准则（ARDC），同时保留ARDC的基本安全原则，制定特定设施的MSR主要设计。
（四）ANS于2022年7月发布了首个核反应堆设计自愿性共识标准，该标准于近日正式纳入了基于风险和基于性能（RIPB）的决策。同时ANS呼吁NRC就RIPB设计标准举行公开讨论会议，允许使用ANSI/ANS-30.3-2022的反应堆开发商、ANS-30.3工作组成员、NRC代表和行业代表将在会上发言并回答问题。ANSI/ANS-30.3-2022《轻水堆基于风险和基于性能的设计》告诉反应堆设计人员如何在新的商用轻水堆设计中采用RIPB原则和方法来确保安全，其中包括使用确定论方法和基于风险方法的一系列选项。
主要参考资料
Nuclear Energy Innovation and Modernization Act
（https://www.congress.gov/115/plaws/publ439/PLAW-115publ439.pdf）