各相關單位：

　　為深入貫徹落實黨中央和國務院決策部署，保障小型核動力反應堆（以下簡稱小型核動力堆）安全、有序、可持續發展，進一步提升核安全監管有效性，現提出如下技術意見。

　　一、總體要求

　　以習近平新時代中國特色社會主義思想為指導，堅持總體國家安全觀和“理性、協調、並進”的核安全觀，立足我國小型核動力堆多技術路線並行發展的格局，總結經驗，明確重要安全問題的技術立場，指導小型核動力堆研發設計和安全監管，有效防範核安全風險，以高水準核安全保障小型核動力堆高品質發展。

　　二、適用範圍

　　本技術意見可以用於陸上固定式小型核動力堆、為開發小型核動力堆建造的原型堆和先導堆的設計和安全評價工作參考。研究堆和靠岸係泊的小型浮動核動力堆等也可以參照執行。

　　三、安全設計的基本要求

　　小型核動力堆的安全設計應滿足核安全法規的要求。《核動力廠設計安全規定》的基本原則和通用安全要求應得到滿足，其中一些具體的安全概念和要求，需結合小型核動力堆的具體特點進行分析和應用。

　　為滿足小型核動力堆貼近用戶的運作場景需求，設計上應保證在不依賴場外干預措施的情況下，實現對公眾的充分保護。

　　對於採用輕水冷卻反應堆技術的小型核動力堆，反應堆熱功率不超過300兆瓦；對於採用具有固有安全特性的非輕水冷卻反應堆技術的小型核動力堆，反應堆熱功率不超過1000兆瓦。

　　四、設計中需要著重解決的問題

　　（一）小型核動力堆的基本安全目標

　　小型核動力堆的基本安全目標是：建立並保持對放射性危害的有效防禦，以保護人與環境免受放射性危害。

　　基本安全目標由輻射防護目標和技術安全目標所支援。

　　輻射防護目標：保證在所有運作狀態下小型核動力堆廠區環境內的輻射照射或由於小型核動力堆任何放射性物質計劃排放引起的輻射照射保持低於規定限值，並且做到合理可達到的儘量低水準，保證減輕任何事故的放射性後果。

　　技術安全目標：採取一切合理可行的措施預防事故發生，在一旦發生事故時以高可信度保證任何放射性後果低於規定的限值且盡可能小，保證實際消除大量放射性物質釋放的可能性。在不依賴場外干預措施的條件下，對公眾的保護水準與大型核動力廠採取場外干預措施所能達到的公眾保護水準相當或更高。

　　推薦採用下述概率安全目標，作為衡量是否滿足上述目標的輔助指導值：所有導致非居住區邊界外公眾個人可能受到的有效劑量超過50毫希沃特的事件序列的累積頻率應小于10-6/堆·年。

　　（二）縱深防禦概念的應用

　　設計上貫徹縱深防禦理念，為小型核動力堆在實體屏障和安全策略方面提供多層次的防禦措施。

　　針對小型核動力堆的具體技術特點和安全特性，合理配置防止裂變産物釋放的多道屏障，劃分縱深防禦層次，構建事故預防和事故管理的安全策略，以保證實現安全目標。

　　（三）事故源項

　　充分分析小型核動力堆的設計基準事故和超設計基準事故的事件序列，以確定放射性物質的釋放。在此基礎上選取一個具有保守性和包絡性的事故場景和源項，或另行構建一個假設的最大事故場景和源項，作為廠址選擇和制定應急預案的基準，並用以評價設計是否滿足安全目標。

　　事故源項應具有足夠的保守性和置信度，假設的最大事故應保證其後果不會被任何其他可信的事故後果所超越。

　　（四）實際消除概念在小型核動力堆的應用

　　充分利用固有安全特性和可靠的設計措施進行小型核動力堆的設計，確保可能導致大量放射性釋放的事件或事件序列被實際消除。

　　小型核動力堆的大量放射性釋放定義為：導致非居住區邊界外公眾個人在事故整個持續時間內可能受到的有效劑量超過50毫希沃特的放射性釋放。

　　實際消除的概念定義為：如果某種事件實質上不可能發生或高置信度極不可能發生，則認為該事件被實際消除。推薦採用下述輔助判斷值：如果該事件或事件序列在95%置信度下發生頻率低於10-7/堆·年，則可認為該事件或事件序列被實際消除。

　　實際消除的概念主要針對內部事件所導致的事件或事件序列。針對超設計基準的外部事件，應通過包括概率安全分析在內的安全評價，證明其滿足安全目標。

　　（五）小型核動力堆的狀態劃分

　　小型核動力堆的狀態可劃分為正常運作、預計運作事件、稀有事故、極限事故和超設計基準事故，其中稀有事故和極限事故屬於設計基準事故。

　　1.預計運作事件：在小型核動力堆運作壽期中有可能發生，並且可能影響反應堆安全的事件，其頻率下限界定為10-2/堆·年。預計運作事件下向環境釋放的放射性物質對公眾個人造成的有效劑量應小于0.25毫希沃特/電廠·年。

　　2.稀有事故：在小型核動力堆運作壽期內發生頻率很低的事故，其頻率範圍為10-2~10-4/堆·年。在發生一次稀有事故時，非居住區邊界外公眾個人在事故整個持續時間內可能受到的有效劑量應小于5毫希沃特。

　　3.極限事故：在小型核動力堆運作壽期內發生頻率極低的事故，其頻率範圍為10-4~10-6/堆·年。在發生一次極限事故時，非居住區邊界外公眾個人在事故整個持續時間內可能受到的有效劑量應小于10毫希沃特。

　　4.超設計基準事故：超設計基準事故是指超越設計基準事故假設，比設計基準事故更嚴重的或包含多重故障的事故。超設計基準事故可以採用現實模型和最佳估算分析方法進行評價，其後果仍應包絡在設計基準事故驗收準則範圍內，或即使超過了設計基準事故驗收準則，但不會造成大量放射性釋放。對於小型輕水冷卻核動力堆，其超設計基準事故可根據《核動力廠設計安全規定》對設計擴展工況的規定，劃分為沒有造成堆芯明顯損傷的工況（DEC-A）和堆芯熔化的工況（DEC-B）。對於採用非輕水冷卻的小型核動力堆，應對超設計基準事故的事件序列進行評價，並保證滿足相應劑量目標。

　　（六）關於模組化、多堆佈置設計的要求

　　重視模組化、多堆佈置的設計特殊性，保證每個反應堆模組的獨立性和安全措施的充分性。嚴格限制不同反應堆模組之間共用安全重要構築物、系統和設備的範圍，並進行充分的分析論證，確保共用的構築物、系統和設備發生共因故障的可能性極低，保證其失效不會導致多個反應堆模組同時喪失安全功能。共用系統與不同反應堆模組之間的隔離必須可靠，保證任一反應堆模組發生的事件不會通過共用系統蔓延導致其他反應堆模組安全系統出現不可接受的降級。

　　對於採用單個主控室，特別是單個控制盤控制數個反應堆模組的設計，必須充分考慮各個反應堆模組可能的不同狀態，並對各個反應堆模組不同狀態的合理組合和控制任務進行全面分析，通過有代表性的模擬機驗證來證明控制方式和人機任務分配的合理性。

　　應充分識別多反應堆模組佈置帶來的其他安全問題，並在設計中加以考慮。

　　（七）非安全系統特殊要求

　　對於採用非能動安全系統的小型核動力堆，其非能動安全系統應具備足夠的能力實現安全功能，並且可通過試驗、運作監測等證明其性能。

　　為避免非能動安全系統不必要的啟動，可選取一些用於正常運作的非安全系統，作為事故後維持長期停堆或可維修狀態的補充，在有些情況下，用於排出堆芯衰變熱。對此類非安全系統應設置合理的特殊管理要求。

　　（八）防商用飛機惡意撞擊的考慮

　　小型核動力堆可通過利用地形或廠區佈置等因素使遭受商用飛機惡意撞擊的可能性極低，在此基礎上可不再進一步評價商用飛機惡意撞擊後的影響。

　　五、為保證設計目標推薦採取的措施

　　（九）安全設計準則的制定

　　為滿足安全目標，結合具體小型核動力堆技術特點和安全特性，儘早制定與安全有關的綱領性設計準則（以下簡稱安全設計準則）。安全設計準則應當系統闡述反應堆的設計安全目標、總體設計原則，以及與反應性控制、餘熱排出、放射性包容、燃料和放射性物質管控等重要安全功能有關的構築物、系統和設備的設計準則和檢驗要求，説明體現堆型技術特點的縱深防禦理念的應用策略和分配重點，確定構築物、系統和設備的安全分級與品質保證和控制要求，以及標準規範的選取原則。

　　安全設計準則在安全分析報告中進行描述，並對具體設計如何滿足安全設計準則作出詳細説明。

　　（十）概率安全分析技術的應用

　　高度重視概率安全分析技術在小型核動力堆設計和安全分析工作中的應用。通過開展概率安全分析，支援如下工作：

　　1.確認小型核動力堆的安全目標（包括概率安全目標）得到滿足；

　　2.支援小型核動力堆狀態的劃分；

　　3.支援對小型核動力堆設計中需要考慮的典型超設計基準事故和事故序列的篩選；

　　4.支援事故源項的選取和確定；

　　5.支援小型核動力堆縱深防禦層次的設置；

　　6.支援小型核動力堆運作限值和條件的制定；

　　7.支援某些具體安全要求的建立或調整；

　　8.確認小型核動力堆的安全設計是平衡的；

　　9.評價不存在“陡邊”效應。

　　近些年來，風險指引、基於性能和技術包容的執照基準建立方法取得了重大進展，國家核安全局鼓勵使用技術文件《風險指引型非輕水反應堆執照基準開發導則》推薦的方法開展相關工作。

　　（十一）安全分析程式的開發和驗證

　　及早開展安全分析程式的開發和驗證工作，以保證安全分析程式具有高度的可靠性，分析結果具有恰當的裕度。

　　（十二）新型材料和工質性能數據的獲取

　　及早開展新型材料和工質性能的測試，以獲得充分的材料和工質性能數據，並對材料和工質的相容性開展充分研究。

　　（十三）設計驗證工作

　　小型核動力堆引入的新技術、新設計、新設施或實踐必須經過充分的試驗，並在使用中進行監測，以驗證達到了預期效果。應及早安排設計驗證相關的工作，以支援設計和安全評價工作。

　　（十四）對試驗、檢查和維修的可達性要求

　　設計需統籌考慮小型核動力堆的功能和試驗、檢查和維修的需求，以滿足規範規定的試驗、檢查和維修的可達性要求。如果因某些原因不可達，必須進行充分的論證，並採取替代性措施。

　　（十五）對調試工作的考慮

　　高度重視小型核動力堆的調試驗證工作，在設計階段統籌考慮調試的需求，確定合理的調試方法和準則，為調試試驗的開展創造條件。調試試驗要求充分驗證小型核動力堆的設計目標。

　　（十六）對運作限值和條件的考慮

　　設計為制定小型核動力堆運作限值和條件提供技術基礎和依據。這些技術基礎和依據應考慮堆型的設計特點，以支援適當的模式劃分，確定安全限值、安全系統整定值、正常運作的限值和條件、監督要求，以及偏離上述運作限值和條件時的行動和採取的措施。

　　（十七）事故管理的考慮

　　制定適用於小型核動力堆預計運作事件和設計基準事故的規程，以及用於比設計基準事故更嚴重的事故的規程和指南。儘量利用設施已有能力，通過制定和實施嚴重事故管理指南或類似文件，進一步降低風險和減輕事故後果。

　　制定小型核動力堆大範圍損傷管理指南，用於應對由超設計基準外部危險導致的工況，以控制事故進程並儘量減輕其後果。

　　（十八）安全審評工作早期介入

　　小型核動力堆的設計單位應在全面評價的基礎上及早識別新設計帶來的重要安全問題，及早開展相關的分析、研究和驗證等方面的工作。

　　國家核安全局鼓勵小型核動力堆的設計單位或營運單位在工作初期與國家核安全局進行積極溝通，對重要安全問題的解決措施儘早取得共識，以促進小型核動力堆安全高品質發展。

　　附件：主送單位名單

　　國家核安全局

　　2026年8月11日

　　（此件社會公開）

　　附件

主送單位名單

　　1.國家能源局

　　2.國家國防科工局

　　3.生態環境部華北核與輻射安全監督站

　　4.生態環境部華東核與輻射安全監督站

　　5.生態環境部華南核與輻射安全監督站

　　6.生態環境部西南核與輻射安全監督站

　　7.生態環境部東北核與輻射安全監督站

　　8.生態環境部西北核與輻射安全監督站

　　9.生態環境部核與輻射安全中心

　　10.北京核安全審評中心

　　11.中機生産力促進中心

　　12.蘇州核安全中心

　　13.上海核安全審評中心

　　14.中國核能行業協會

　　15.中國核工業集團有限公司

　　16.中國華能集團有限公司

　　17.國家電力投資集團有限公司

　　18.中國廣核集團有限公司

　　19.中國核電工程有限公司

　　20.中國核動力研究設計院

　　21.中國原子能科學研究院

　　22.中核能源科技有限公司

　　23.華能核能技術研究院有限公司

　　24.上海核工程研究設計院股份有限公司

　　25.中廣核研究院有限公司

　　26.清華大學核能與新能源技術研究院

　　27.中國科學院上海應用物理研究所

　　28.中國科學院近代物理研究所

　　29.中核蘇能核電有限公司

　　30.中核海南核電有限公司

　　31.海南核電有限公司

　　32.華能山東石島灣核電有限公司

　　生態環境部辦公廳2026年8月12日印發