各相关单位：

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

　　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”的核安全观，立足我国小型核动力堆多技术路线并行发展的格局，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，有效防范核安全风险，以高水平核安全保障小型核动力堆高质量发展。

　　二、适用范围

　　本技术意见可以用于陆上固定式小型核动力堆、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。研究堆和靠岸系泊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》的基本原则和通用安全要求应得到满足，其中一些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、设计中需要着重解决的问题

　　（一）小型核动力堆的基本安全目标

　　小型核动力堆的基本安全目标是：建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。

　　基本安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持。

　　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照射或由于小型核动力堆任何放射性物质计划排放引起的辐射照射保持低于规定限值，并且做到合理可达到的尽量低水平，保证减轻任何事故的放射性后果。

　　技术安全目标：采取一切合理可行的措施预防事故发生，在一旦发生事故时以高可信度保证任何放射性后果低于规定的限值且尽可能小，保证实际消除大量放射性物质释放的可能性。在不依赖场外干预措施的条件下，对公众的保护水平与大型核动力厂采取场外干预措施所能达到的公众保护水平相当或更高。

　　推荐采用下述概率安全目标，作为衡量是否满足上述目标的辅助指导值：所有导致非居住区边界外公众个人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，构建事故预防和事故管理的安全策略，以保证实现安全目标。

　　（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，以确定放射性物质的释放。在此基础上选取一个具有保守性和包络性的事故场景和源项，或另行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应急预案的基准，并用以评价设计是否满足安全目标。

　　事故源项应具有足够的保守性和置信度，假设的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超越。

　　（四）实际消除概念在小型核动力堆的应用

　　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，确保可能导致大量放射性释放的事件或事件序列被实际消除。

　　小型核动力堆的大量放射性释放定义为：导致非居住区边界外公众个人在事故整个持续时间内可能受到的有效剂量超过50毫希沃特的放射性释放。

　　实际消除的概念定义为：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被实际消除。

　　实际消除的概念主要针对内部事件所导致的事件或事件序列。针对超设计基准的外部事件，应通过包括概率安全分析在内的安全评价，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划分为正常运行、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有可能发生，并且可能影响反应堆安全的事件，其频率下限界定为10-2/堆·年。预计运行事件下向环境释放的放射性物质对公众个人造成的有效剂量应小于0.25毫希沃特/电厂·年。

　　2.稀有事故：在小型核动力堆运行寿期内发生频率很低的事故，其频率范围为10-2~10-4/堆·年。在发生一次稀有事故时，非居住区边界外公众个人在事故整个持续时间内可能受到的有效剂量应小于5毫希沃特。

　　3.极限事故：在小型核动力堆运行寿期内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，非居住区边界外公众个人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事故假设，比设计基准事故更严重的或包含多重故障的事故。超设计基准事故可以采用现实模型和最佳估算分析方法进行评价，其后果仍应包络在设计基准事故验收准则范围内，或即使超过了设计基准事故验收准则，但不会造成大量放射性释放。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，划分为没有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，应对超设计基准事故的事件序列进行评价，并保证满足相应剂量目标。

　　（六）关于模块化、多堆布置设计的要求

　　重视模块化、多堆布置的设计特殊性，保证每个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共用安全重要构筑物、系统和设备的范围，并进行充分的分析论证，确保共用的构筑物、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丧失安全功能。共用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共用系统蔓延导致其他反应堆模块安全系统出现不可接受的降级。

　　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，必须充分考虑各个反应堆模块可能的不同状态，并对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，并在设计中加以考虑。

　　（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，并且可通过试验、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，可选取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，在有些情况下，用于排出堆芯衰变热。对此类非安全系统应设置合理的特殊管理要求。

　　（八）防商用飞机恶意撞击的考虑

　　小型核动力堆可通过利用地形或厂区布置等因素使遭受商用飞机恶意撞击的可能性极低，在此基础上可不再进一步评价商用飞机恶意撞击后的影响。

　　五、为保证设计目标推荐采取的措施

　　（九）安全设计准则的制定

　　为满足安全目标，结合具体小型核动力堆技术特点和安全特性，尽早制定与安全有关的纲领性设计准则（以下简称安全设计准则）。安全设计准则应当系统阐述反应堆的设计安全目标、总体设计原则，以及与反应性控制、余热排出、放射性包容、燃料和放射性物质管控等重要安全功能有关的构筑物、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，确定构筑物、系统和设备的安全分级与质量保证和控制要求，以及标准规范的选取原则。

　　安全设计准则在安全分析报告中进行描述，并对具体设计如何满足安全设计准则作出详细说明。

　　（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，支持如下工作：

　　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.支持事故源项的选取和确定；

　　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限值和条件的制定；

　　7.支持某些具体安全要求的建立或调整；

　　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，风险指引、基于性能和技术包容的执照基准建立方法取得了重大进展，国家核安全局鼓励使用技术文件《风险指引型非轻水反应堆执照基准开发导则》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具有高度的可靠性，分析结果具有恰当的裕度。

　　（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，以获得充分的材料和工质性能数据，并对材料和工质的相容性开展充分研究。

　　（十三）设计验证工作

　　小型核动力堆引入的新技术、新设计、新设施或实践必须经过充分的试验，并在使用中进行监测，以验证达到了预期效果。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

　　设计需统筹考虑小型核动力堆的功能和试验、检查和维修的需求，以满足规范规定的试验、检查和维修的可达性要求。如果因某些原因不可达，必须进行充分的论证，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，在设计阶段统筹考虑调试的需求，确定合理的调试方法和准则，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）对运行限值和条件的考虑

　　设计为制定小型核动力堆运行限值和条件提供技术基础和依据。这些技术基础和依据应考虑堆型的设计特点，以支持适当的模式划分，确定安全限值、安全系统整定值、正常运行的限值和条件、监督要求，以及偏离上述运行限值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预计运行事件和设计基准事故的规程，以及用于比设计基准事故更严重的事故的规程和指南。尽量利用设施已有能力，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轻事故后果。

　　制定小型核动力堆大范围损伤管理指南，用于应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量减轻其后果。

　　（十八）安全审评工作早期介入

　　小型核动力堆的设计单位应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，及早开展相关的分析、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营运单位在工作初期与国家核安全局进行积极沟通，对重要安全问题的解决措施尽早取得共识，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.生态环境部华北核与辐射安全监督站

　　4.生态环境部华东核与辐射安全监督站

　　5.生态环境部华南核与辐射安全监督站

　　6.生态环境部西南核与辐射安全监督站

　　7.生态环境部东北核与辐射安全监督站

　　8.生态环境部西北核与辐射安全监督站

　　9.生态环境部核与辐射安全中心

　　10.北京核安全审评中心

　　11.中机生产力促进中心

　　12.苏州核安全中心

　　13.上海核安全审评中心

　　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