国家核安全局发布小型核动力反应堆核安全监管技术意见

国家核安全局近日发布《关于小型核动力反应堆核安全监管的技术意见》，明确小型核动力反应堆设计和安全评价中的技术要求，为相关研发设计、审评监管和工程应用提供参考。该文件文号为国核安发〔2026〕145号，签发日期为2026年8月11日。

根据文件，技术意见适用于陆上固定小型核动力反应堆，以及为开发小型核动力反应堆建造的原型堆和先导堆的设计、安全评价工作。研究堆和靠岸式小型浮动核动力反应堆等也可参照执行。

文件提出，小型核动力反应堆的安全设计应满足核安全法规要求，并结合堆型特点分析和应用《核动力厂设计安全规定》中的基本原则和通用安全要求。为适应贴近用户的运行场景，设计上应保证在不依赖场外干预措施的情况下实现对公众的充分保护。

在功率范围方面，文件明确，采用轻水冷却反应堆技术的小型核动力反应堆，反应堆热功率不超过300兆瓦;采用具有固有安全特性的非轻水冷却反应堆技术的小型核动力反应堆，反应堆热功率不超过1000兆瓦。

文件对安全目标、纵深防御、事故源项、实际消除大量放射性物质释放、多堆布置、非能动安全系统等关键问题作出技术规定。其中提出，所有导致非居住区外公众可能受到有效剂量超过50毫希沃特的事件序列，其累积频率应小于10^-6/堆·年。对于需实际消除的事件或事件序列，推荐判断值为在95%置信度下发生频率低于10^-7/堆·年。

在运行状态划分方面，小型核动力反应堆状态可分为正常运行、预计运行事件、稀有事故、极限事故和超设计基准事故。其中，稀有事故和极限事故属于设计基准事故。文件分别对预计运行事件、稀有事故和极限事故下公众有效剂量提出限值要求，并要求超设计基准事故分析仍应证明不会造成大规模放射性物质释放。

针对多堆布置，文件要求充分考虑多个反应堆模块共址运行带来的安全特殊性，保证各反应堆模块的独立性和安全措施的充分性。对于采用单个主控室或单个控制盘控制多个反应堆模块的设计，应通过全面分析和有代表性的模拟机验证，证明控制方式及人机任务分配的合理性。

文件还强调，应重视概率安全分析在小型核动力反应堆设计和安全分析中的应用，用于确认安全目标、支持状态划分、筛选超设计基准事故序列、确定事故源项、评价纵深防御层次以及识别设计中的薄弱环节。同时，设计单位应尽早开展安全分析程序开发验证、新型材料和工质性能测试、设计验证、调试验证以及事故管理文件编制等工作。

国家核安全局表示，鼓励小型核动力反应堆设计单位或运营单位在工作初期加强沟通，及早识别新设计带来的重要安全问题，并开展相应分析、研究和验证工作，以支持小型核动力反应堆安全发展。

公告原文：

各相关单位：

为深入贯彻落实党中央和国务院决策部署，小型核动力反应堆(以下简称小型核动力堆)安全、社区、可持续发展，进一步提升核安全监管有效性，现提出以下技术要求。

一、总体要求

以习近平新时代中国特色社会主义思想为指导，坚持总体国家安全观和“理性、协调、并进”的核安全，立足我国小型核动力堆多技术队列发展的格局，总结经验，明确重要安全问题的技术立场，指导小型核动力堆研发设计和安全监管，有效保障保障核安全风险，以高水平安全核小型动力堆大规模发展。

二、适用范围

本技术意见可以用于陆上固定小型核动力堆、为开发小型核动力堆建造的原型堆和先导堆的设计和安全评价工作参考。研究堆和靠岸式泊车的小型浮动核动力堆等也可以参照执行。

三、安全设计的基本要求

小型核动力堆的安全设计应满足核安全法规的要求。《核动力厂设计安全规定》的基本原则和通用的一些安全要求应得到满足，其中具体的安全概念和要求，需结合小型核动力堆的具体特点进行分析和应用。

为满足小型核动力堆贴近用户的运行场景需求，设计上应保证在不依赖场外干预措施的情况下，实现对公众的充分保护。

对于采用轻水冷却反应堆技术的小型核动力堆，反应堆热功率不超过300兆瓦;对于采用具有固有安全特性的非轻水冷却反应堆技术的小型核动力堆，反应堆热功率不超过1000兆瓦。

四、设计中需要解决的问题

(一)小型核动力堆的基本安全目标

核动力堆的基本安全目标是：建立并保持对仓储的有效防御，以保护人与环境的小型仓储。

基本安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支撑。

辐射防护目标：保证在所有运行状态下小型核动力堆厂区环境内的辐射污染物或因小型核动力堆任何种类物质计划排放引起的辐射污染物保持低于规定水平，并实现合理可达到的尽量低水平，保证减少任何事故的事故后果。

技术安全目标：采取一切合理可行的措施预防事故发生，一旦发生事故，以高可信度保证任何后果后果低于规定的废水和污染物浓度，确保切实消除大规模物质释放的可能性。在不依赖场外污染措施的条件下，对公众的保护水平与大型核动力厂采取场外污染措施，使其达到相当或更高的公众保护水平。

建议采用上述概率安全目标，尽可能满足上述目标的辅助指导值：所有导致非居住区外部公众可能受到的有效剂量超过50毫希沃特的事件序列的累积频率应小于10-6/堆·年。

(二)纵深防御概念的应用

设计上贯彻纵深防御理念，为小型核动力堆在实体屏障和安全策略方面提供多层次的防御措施。

针对小型核动力堆的具体技术特点和安全特性，合理配置防止裂变产物释放的多道屏障，划分纵深防御层次，构建预防事故和事故管理的安全策略，确保实现安全目标。

(三)事故源项

充分分析小型核动力堆的设计基准事故和超设计基准事故的事件序列，调整物质的释放。在此基础上提出一个具有保护性和包络性的事故场景和源项，或另外构建一个假设的最大事故场景和源项，作为厂址选择和制定事故预案的基准，并进行评价设计是否符合安全目标。

源事故项应具有足够的防范性和置信度，假设最大事故应保证其后果不会被任何其他可信的事故后果所除。

(四)切实消除小型核动力堆应用的概念

充分利用固有安全特性和可靠的设计措施进行小型核动力堆的设计，确保可能导致大量释放的事件或事件序列被实际消除。

小型核动力堆的大规模分布释放设定为：导致非居住区外公众个人在事故整个持续时间内可能遭受的有效剂量超过50毫希沃特的大规模释放。

实际上消除的概念定义为：如果某种事件实质上不可能发生或高置信度极不可能发生，则认为该事件已被实际消除。推荐采用下述辅助判断值：如果该事件或事件序列在95%置信度下发生频率低于10-7/堆·年，则可认为该事件或事件序列已被实际消除。

实际上消除了针对内部事件所导致的事件或事件序列的主要概念。针对超设计基准的外部事件，应通过包括概率安全分析陈述的安全评价，证明其满足安全目标。

(五)小型核动力堆的状态划分

小型核动力堆的状态可分为正常运行、预计运行事件、稀有事故、极限事故和超设计基准事故，其中稀有事故和极限事故属于设计基准事故。

1.预计运行事件：在小型核动力堆运行寿期中可能存在，且可能影响堆安全反应的事件，其频率下限为10-2/堆·年。预计运行事件下向环境释放的物质对公众个​​人造成的有效剂量应小于0.25毫希沃特/电站·年。

2.稀有事故：在小型核动力堆运行中寿命发生频率较低的事故，其频率范围为10-2~10-4/堆·年。在发生一次稀有事故时，非居住区范围外公众在事故整个持续时间内可能遭受的有效剂量应小于5毫希沃特。

3.极限事故：在小型核动力堆运行中寿命发生频率极低的事故，其频率范围为10-4~10-6/堆·年。在发生一次极限事故时，非居住区外围公众在事故整个持续时间内可能受到的有效剂量应小于10毫希沃特。

4.超设计基准事故：超设计基准事故是指超越设计基准假设，比设计基准事故更为严重的或包含潜在故障的事故。超设计基准事故可以采用现实模型和最佳指导内部分析方法进行评价，其后果仍应包络在设计基准事故验收范围内，或即使超过了设计基准事故验收准则，但不会造成大量的泄漏。对于小型轻水冷却核动力堆，其超设计基准事故可根据《核动力厂设计安全规定》对设计扩展工况的规定，划分为不造成堆芯明显损伤的工况(DEC-A)和堆芯熔化的工况(DEC-B)。对于采用非轻水冷却的小型核动力堆，针对超设计基准事故的事件序列进行评价，并满足相应的额定目标。

(六)关于规范、多堆敷设设计的要求

重视重点、多堆布置的设计特殊性，保证各反应堆模块的独立性和安全措施的充分性。严格限制不同反应堆模块之间消耗安全重要构筑物、系统和设备的范围，并进行充分的分析运动，确保消耗的构筑物、系统和设备发生共因。故障的可能性极低，保证其失效不会导致多个反应堆模块同时失去安全功能。消耗系统与不同反应堆模块之间的隔离必须可靠，保证任一反应堆模块发生的事件不会通过消耗系统衰减导致其他反应堆模块安全系统出现不短路的降级。

对于采用单个主控室，特别是单个控制盘控制数个反应堆模块的设计，充分考虑各个反应堆模块可能的不同状态，配置各个反应堆模块不同状态的合理组合和控制任务进行全面分析，通过有代表性的模拟机验证来证明控制方式和人机任务分配的合理性。

应充分识别多反应堆模块布置带来的其他安全问题，并在设计中考虑。

(七)非安全系统特殊要求

对于采用非能动安全系统的小型核动力堆，其非能动安全系统应具备足够的能力实现安全功能，并可通过试验、运行监测等证明其性能。

为避免非能动安全系统不必要的启动，可有一些用于正常运行的非安全系统，作为事故后维持长期停堆或可维修状态的补充，在某些情况下，用于终止堆芯衰变热。对此类非安全系统应设置合理的特殊管理要求。

(八)防止恶意袭击的考虑

小型核动力堆可通过利用地点或厂区布设等部件使对飞机有害危害的可能性极低，在此基础上可不再进一步评估对飞机有害危害后的影响。

五、为保障设计目标建议采取的措施

(九)安全设计原则的制定

为满足安全目标，结合具体小型核动力堆的设计安全目标、总体设计原则，以及与反应控制、余热预见、应对燃料和分散物质管理控制等重要安全功能涉及构筑物、系统和设备的设计准则和检验要求，说明体现堆型技术特点的纵深防御理念的应用策略和分配重点，确定了构筑物、系统和设备的安全分级与质量和控制保证要求，以及标准规范的结构原则。

安全设计基准在安全分析报告中进行了描述，物质具体设计如何满足安全设计基准做出了详细说明。

(十)概率安全分析技术的应用

高度重视概率安全分析技术在小型核动力堆设计和安全分析工作中的应用。通过开展概率安全分析，支持以下工作：

1.确认小型核动力堆的安全目标(包括概率安全目标)得到满足;

2.支持小型核动力堆状态的划分;

3.支持对小型核动力堆设计中需要考虑的典型超设计基准事故和事故序列的筛选;

4.支持事故源项的数量和确定;

5.支持小型核动力堆纵深防御层次的设置;

6.支持小型核动力堆运行和条件的制定;

7.支持某些具体安全要求的制定或调整;

8.确认小型核动力堆的安全设计是平衡的;

9.评价不存在“陡边”效应。

近些年来，风险导向、基于性能和技术指导的试点基准方法建立取得了重大进展，国家核安全局鼓励利用技术文件《风险导向非轻水反应堆基准开发指南》推荐的方法开展相关工作。

(十一)安全分析程序的开发和验证

及早开展安全分析程序的开发和验证工作，以保证安全分析程序的高度可靠性、分析结果的高度裕度。

(十二)新型材料和工质性能数据的获取

及早开展新型材料和工质性能的测试，查明充分的材料和工质性能数据，隐形材料和工质的相容性开展充分研究。

(十三)设计验证工作

小型核动力堆引进的新技术、新设计、新或实践设施必须经过充分的试验，并在使用中进行监测，以验证达到预期效果。应及早安排设计验证相关的工作，以支持设计和安全评价工作。

(十四)对试验、检查和维修的可达性要求

设计需考虑小型核动力堆的功能和试验、检查和维修的需求，必须符合规范规定的试验、检查和维修的可达性要求。如果因某些原因不达标，必须进行充分的动力，并采取替代性措施。

(十五)对调试工作的考虑

高度重视小型核动力堆的调试验证工作，在设计阶段考虑调试的需求，确定合理的调试方法和标准，为调试试验的开展创造条件。调试试验要求充分验证小型核动力堆的设计目标。

(十六)对运行设备和条件的考虑

这些技术基础和考虑应堆型的设计特点，以支持适当的模式划分，确定安全工厂、安全系统整定值、正常运行的工厂和条件、监督要求，以及污染物运行和条件时的行动和采取的措施。

(十七)事故管理的考虑

制定适用于小型核动力堆近期运行事件和设计基准事故的程序，以及用于比设计基准事故更严重的事故的程序和指南。充分利用设施现有能力，通过制定和实施严重事故管理指南或类似文件，进一步降低风险和减少事故后果。

制定小型核动力堆大范围损伤管理指南，针对由超设计基准外部危险导致的工况，以控制事故进程并尽力减轻其后果。

(十八)安全审查工作前期介入

小型核动力堆设计单位要在全面评价的基础上及早识别新设计带来的重要安全问题，及早开展相关分析、研究和验证等方面的工作。

国家核安全局鼓励小型核动力堆的设计单位或运营单位在工作初期与国家核安全局积极沟通，对重要安全问题的解决措施抢先预警，以促进小型核动力堆安全高质量发展。

附件：主送单位名单

国家核安全局

2026年8月11日

(此件社会公开)

附件

主送单位名单

1.国家能源局

2.国家国防科工局

3.华北生态环境部与辐射安全监督站

4.华东生态环境部与辐射安全监督站

5.华南核生态环境部与辐射安全监督站

6.西南生态环境部与辐射安全监督站

7.生态环境部东北核与辐射安全监督站

8.西北生态环境部与辐射安全监督站

9.生态环境部核与辐射安全中心

10.北京核安全审查中心

11.中机生产力促进中心

12.苏州核安全中心

13.上海核安全审查中心

14.中国核能行业协会

15.中国核工业集团有限公司

16.中国华能集团有限公司

17.国家电力投资集团有限公司

18.中国广核集团有限公司

19.中国核电工程有限公司

20.中国核动力研究设计院

21.中国原子能科学研究院

22.中核能源科技有限公司

23.华能核能技术研究院有限公司

24.上海核工程研究设计院股份有限公司

25.中广核研究院有限公司

26.清华大学核能与新能源技术研究院

27.中国科学院上海应用物理研究所

28.中国科学院近代物理研究所

29.中核苏能核电有限公司

30.中核海南核电有限公司

31.海南核电有限公司

32.华能山东石岛湾核电有限公司

生态环境部办公厅2026年8月12日印发