近期，美国核监管委员会(NRC)反应堆安全咨询委员会(ACRS)审议了拟议法规《微堆及其他风险特征相当的反应堆的许可要求》(10 CFR Part 57)。该拟议法规旨在建立一个以业绩为导向、风险指引型的微堆监管框架，使安全与安保标准与其假定的较低风险特征相匹配。
微堆的设计包含许多与传统大型反应堆不同的技术考虑因素。新的监管方法借鉴了众多现有法规及指导文件，例如非动力生产或利用设施法规(Part 50)以及Part 52和Part 53中关于许可的要素，进而在Part 57下形成了一套新的监管要求。Part 57采用基于属性的框架结构(Attribute-Based Structure)，即不预先规定具体技术细节(非处方式)，而是根据反应堆本身固有的、与安全相关的关键特征来构建监管框架。针对上述法规草案，ACRS提出如下意见。
ACRS意见和建议 关于整体范围
微堆，尤其是那些可能被预制或运输的微堆，构成了一个独特的反应堆类别，而当前的NRC法规尚未能很好地覆盖这一类别。Part 57的发布，为创建适用于此类超小型核电厂的监管基础提供了一个独特的机会。
然而，当前设想的准入标准范围过大，涵盖了大量可能与批量生产微堆概念不同的潜在核电厂设计。在法规和指南中兼顾如此宽泛的反应堆设计，反而限制了Part 57原本意在解决微堆类别问题的效用，并且模糊了Part 57与Part 53之间的界限。
关于准入标准
ACRS认同NRC工作人员的观点，即微堆的危险特征应通过准入标准来表征。准入标准包括两个要素：一是剂量后果准则，二是额外的确定性准则，以进一步确保风险被限定在与Part 57简化许可方法所依据的假设一致的范围内。
1雷姆的厂址边界剂量，既符合NRC在10 CFR 50.2中对研究堆的定义，也与美国环境保护署关于疏散撤离的防护行动指南相一致。
关于10公吨重金属装载量准则存在两方面的担忧：(1)该限值过高，可能将Part 57的适用范围扩大到风险特征高于微堆的其他反应堆;(2)以重金属公吨数作为唯一度量标准并不恰当，因为它没有考虑不同应用场景下富集度的差异，因此不能直接反映易裂变材料的存量。由于主导放射性源项的同位素存量(例如碘-131)与反应堆热功率成正比，因此采用反应堆热功率作为度量标准，设定一个代表微堆实际上限且与Part 57意图相符的功率值，比重金属装载量更为合理。虽然ACRS不指定具体的功率数值，但该值应足够低，以确保目前正在开发的小型模块化反应堆(SMR)以及过去评估过的较大型反应堆(例如模块化高温气冷堆)不被归入此类，因为这些反应堆的设计更为复杂且风险特征也不尽相同。鉴于未来可能出现的反应堆技术种类繁多，很难找到一个完全合适的度量标准。因此，建议考虑其他基于业绩的指标，例如反应堆热功率。
关于事故分析
Part 57适用条件中的一项设计准则属性要求设计需支持“在事故工况下快速插入反应性控制装置，以立即停堆并将反应堆维持在安全停堆状态”。然而，Part 57中对“安全停堆”的定义并未明确规定反应堆维持在次临界状态。由于“安全停堆”一词最常意味着反应堆处于次临界状态，因此建议对这一要求作出澄清，例如与监管导则(RG)1.232中相应主要设计准则第26条保持一致。
用于区分最大可信事故与“难以置信”事件的标准尚不明确。动力堆需要对未紧急停堆的预期瞬态进行评估，即从确定论角度，即便反应堆保护系统在设计上满足安全系统的冗余性和独立性要求，也假设其失效。对于微堆而言，控制棒价值高且堆芯含有大量过剩反应性，插入控制棒意外提出且未能紧急停堆这类事件可能尤为严重，可能导致放射性释放超过1雷姆的准入标准。同样地，关于是否需要考虑全场断电事件，目前也不明确。尽管目前版本的指南并未排除对此类事件的考虑，但更清晰的表述将有助于申请方确定哪些事件应被视为可信事件。
该实施指南反映了传统确定论许可方法的重大演进，允许同时采用保守的最大假设事故方法论和更偏机理性的最大可信事故方法论，来证明满足同一1雷姆准入标准。虽然这种灵活性与该法规的风险指引和业绩导向的目标相一致，但在处理以下方面时，可能需要额外的监管保障措施和进一步澄清：偶然性不确定性和认知性不确定性、纵深防御、残余严重事故风险(以确保申请方评价模型的完整性和一致性)，以及多模块厂址的事件频率。
关于操作人员培训
两类操作人员之间的区分——即那些所在核电厂无需操作人员干预即可满足1雷姆准入标准的操作人员(一般许可反应堆操作人员)与那些所在核电厂需要操作人员干预的操作人员(特定许可操作人员)——似乎与法规的意图不一致。具体来说，该法规预期针对的是具有非能动和固有安全特性、通常不需要操作人员干预的反应堆。此外，在Part 57中所使用的“一般许可反应堆操作人员”这一术语，与Part 53中所使用的同一术语含义不同，这可能会在实施过程中造成混淆。
关于自主运行
拟议法规允许远程和/或自主运行，这是对现有要求的重大改变。ACRS一些成员在Part 53法规的补充评论中指出，远程运行的反应堆安全将依赖于维护双向通信链接的保密性、完整性和可用性，以便在必要时将反应堆置于安全状态;如何充分应对这一网络安全挑战尚不明确。基于人工智能的自主控制系统的不可预测性也同样令人担忧。法规草案提供的指南仅在高层次上涉及这些问题，尽管《联邦公报通知》中提出了一个问题，询问是否需要额外的要求或指南。需要了解NRC工作人员基于何种依据确信，从网络安全和软件保障两个角度来看，采用远程和/或自主控制的微堆能够达到可接受的安全水平。此外，必须确保有足够数量的、训练有素的人员能够应对紧急情况，包括与自然灾害现象和其他外部事件相关的紧急情况。因此，需要进一步评估远程和/或自主运行的可接受性。
关于监管路径
灵活的NRC许可路径具有重要价值，反映了未来预期的多种应用类型。ACRS支持NRC工作人员制定相关指南，概述申请方可用的不同路径(Part 50、52、53和57)之间的差异。例如，Part 57要求提供完整的设计、最终安全分析报告和完整的运行大纲，这对某些申请方来说可能是一个挑战。能够强调这些考虑因素、可能的益处以及相应进度影响的指南，将有助于申请方在预申请流程的早期阶段，确定哪种路径最适合其反应堆的设计和部署模式。
总体结论 Part 57对监管框架进行了多项创新性变革，旨在使安全和安保标准与微堆假设的低风险特性相匹配。它允许多种许可路径，确定了适用于微堆的临界安全功能设计准则，为各类运行大纲提供了灵活性，并提供了新的风险指引型运输方案。但同时，拟议法规还需进一步完善，以解决以下问题：
•拟议法规给出了一个连贯的监管框架，用于确定微堆及其他风险特征相当反应堆的主要设计准则，并确保其安全基础与NRC《关于先进反应堆监管的政策声明》保持一致。然而，该拟议法规的准入标准可能将其适用范围扩大到微堆之外。
•目前关于重金属装载量的准入标准可能无法充分说明反应堆的潜在危害。应当考虑使用替代标准，或基于业绩的标准(例如反应堆热功率)，以确定恰当的Part 57适用范围边界。
•该拟议法规模糊了最近正式发布的Part 53与当初为微堆特殊部署需求而量身定制法规的初衷之间的界限。
•有必要在实施指南中做出补充澄清，以确保评估方法的一致性，并能在Part 57框架内妥善处理不确定性、纵深防御以及低概率事件。
•拟议法规提及的远程运行和自主运行，代表着政策和操作层面的重大变化，值得进一步仔细评估。
在最终法规发布前，ACRS还将审议NRC工作人员对公众意见的解决方案。
NRC针对微堆设计、安全和运行部署的
特殊考虑 根据NRC《关于先进反应堆监管的政策声明》，微堆的设计和部署应考虑：采用高可靠性、低复杂性的安全系统，利用固有的非能动方式实现停堆和衰变热排出;具有更长的反应堆时间常数;采用简化的安全系统和保护系统;强调事故预防;使用可靠且可维护的设备和系统;纳入纵深防御以实现多重屏障，防止放射性核素释放;整合安全和安保要求，消除或减少核材料被盗窃或转用的可能性。与大型固定式核动力装置相比，微堆在设计和部署方面具有独特性，在微堆法规制定中应考虑这些因素。
关于反应性控制
由于微堆尺寸较小，其在反应性控制方面具有独特挑战：
•与较大的小型模块化反应堆(SMR)或轻水反应堆(LWR)设计相比，微堆较小的直径通常会导致系统具有中子泄漏的特征。虽然这使得结合堆芯内和堆芯外的控制元件成为可能，但也意味着对于欠慢化的热中子反应堆设计，水的进入或浸没，或反应堆容器外部构型的变化，均可能导致正反应性引入和正反应性反馈。同样，对于中子泄漏型的快中子反应堆设计，若在反应堆容器外部额外增加“反射层”材料，可能导致正反应性反馈，或者削弱原本依赖中子泄漏来减轻反应性引入超功率事件的能力。
•一般来说，反应堆的尺寸越小，单个控制元件的价值就越大。此外，由于大多数反应堆采用圆柱形堆芯构型，较小的反应堆顶盖直径实际上限制了可使用的控制棒/控制鼓驱动机构的数量。同时，与采用类似技术的较大型设计相比，这些控制棒/控制鼓的价值要大得多。因此，失控提棒、弹棒或控制鼓旋转可能导致的反应性引入事件，其严重性可能会远超较大型反应堆(例如大型压水反应堆)中发生的同类事件。此外，针对长寿命堆芯而设计的微堆会产生大量过剩反应性，这些过剩反应性必须在其整个寿期内被抑制住。在这两种情况下，都更加依赖高可靠性的控制和保护系统，以防止无意的反应性事件造成严重的堆芯损坏。
•较小的尺寸也可能导致更恶劣的中子/伽马辐射环境，以及可能更高的控制元件、控制棒驱动/控制鼓驱动机构上的热负荷，这给设备鉴定和寿命带来了挑战。电机、轴承、密封件、磁力闩锁、电气开关、弹簧或阀门等对剂量和温度敏感的部件，可能会降低反应性控制安全功能的可靠性。
•某些设计的水平构型可能导致堆芯、内部构件以及控制棒驱动/控制鼓驱动系统出现弯曲和中间塌陷问题，为确保成功实现反应性控制安全功能，必须充分考虑到这些问题。
关于热量控制
微堆的热量产生控制与衰变热排出之间存在相互冲突的设计权衡：
•微堆较大的表面积与体积之比，有利于非能动衰变热排出，即使反应堆容器本身或容器外部结构中加入了屏蔽层也是如此。
•然而，在较高功率密度下，较小的堆芯通常会因为径向和轴向中子通量形状而产生高得多的峰因子，这给燃料、内部构件、容器以及可能的能量转换部件带来了限制寿命的燃耗、注量和热机械极限。
•同样，在较高运行温度下，满足美国机械工程师学会(ASME)锅炉与压力容器规范第III册第5分册的热机械要求可能非常具有挑战性(例如，用于布雷顿循环的气-气热交换器)，并且加速的热蠕变/腐蚀问题也需要解决。
•结构材料、冷却剂及排热工作流体以及能量转换系统的选择，会带来化学和放能反应的潜在风险，以及可燃气体的产生，这些均需考虑在内。
关于放射性核素滞留
对于采用功能安全壳方法来控制和滞留放射性核素的微堆而言，即使在低压系统中，燃料和包壳、反应堆容器以及一回路冷却剂边界的完整性也至关重要，以防止因空气/水进入和/或化学反应(例如，放能反应、可燃气体产生、液态金属火灾，或熔盐与结构的相互作用)导致放射性核素释放。
关于选址与外部事件
当前的大型轻水反应堆通常封闭在大型、加固的钢筋混凝土安全壳结构中，具有相对较大的隔离区(EAB)和应急计划区(EPZ)，并部署了广泛的纵深防御安保屏障和功能，以及训练有素的武装安保部队。相比之下，拟议的微堆部署概念则设想相当小的占地面积、较小的隔离区和应急计划区(如有)，以及最少的运行人力(如果是准自主或远程操作)。因此，外部危害、保障、安保和环境问题的共同作用，给微堆带来了更具挑战性的设计考虑和限制：
•外部事件可能主导微堆的风险，具体取决于所选厂址。可能需要采用与现有轻水反应堆厂址中多样化与灵活应对策略(FLEX)设备外壳和储存设施相类似的外壳结构，以提供足够的外部危害防护。
•微堆较大的中子/伽马泄漏，使得屏蔽安全功能非常重要，用于防止相邻结构、安置结构以及微堆周围的土壤/空气产生中子活化。
•辐射直射以及从热管等缝隙和管道中定向泄漏的辐射，是屏蔽设计的一大挑战。反应堆产生的辐射场以及能量转换设备和工作流体(例如钠)的活化，会影响运行和维护期间(即使在停堆状态下)的工作人员辐射剂量，使检查和维修变得困难。必须防止对职业工作人员和公众的无意照射。
•需要对液态和气态放射性核素流出物进行严格控制，以防止放射性物质大量释放到大气中以及其他潜在的污染(例如，氚对地下水的污染)。材料的选择对于最大限度减少结构部件的中子活化程度至关重要。
•大风、龙卷风、洪水以及地震，可能使构筑物松动或发生位移，撞击微堆，并可能损坏放射性核素屏障。
•微堆(快中子微堆和热中子微堆)易因为洪水(充当反射层)或强降水(或防火响应)浸没而导致反应性增加。对于欠慢化的热谱和超热谱系统，若其内部存在自由空隙空间，则容易因内部进水而导致反应性增加。
关于运输与部署
在工厂制造并装料的微堆，在部署过程中防止临界和进行测试/监督检查方面，面临着特殊挑战：
•在运输过程中可能还需要增加额外的要求，包括对反应性控制机构(如控制棒/控制鼓)设置物理锁定装置，以及添加额外的中子吸收材料以维持停堆裕度(例如，应对意外浸水的情况)。
•工厂核测试可能仅限于“趋近临界”试验，并且只能对核设计特性进行有限的确认，目的是防止产生放射性源项，因为源项会使现场部署前的处理、运输和安装复杂化，并在运输或装卸事故中造成剂量后果。因此，满功率运行测试很可能只能在现场进行。由于运输和安装过程中的结构/环境载荷，大多数工厂测试可能需要重复进行(例如密封完整性测试)。特别是，反应性控制机构和元件以及相关的反应堆保护系统传感器和输入信号，在经历运输载荷及安装后，必须依据验收准则进行检查、功能测试和校准，这一点至关重要。
•现场换料、回收、退役面临特殊的挑战。微堆堆芯在运行后，其裂变产物存量和辐射场强度将接近一个至数个轻水堆乏燃料组件的水平(具体取决于功率水平和燃耗)。这些高风险将需要采取防护措施，并使用满足10 CFR 71性能要求的运输容器，用于乏燃料芯块和活化材料的包装和运输。
