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NUREG/CR-7273，“为嵌入式数字设备和新兴技术开发技术基础”
5.1.1 美国核管理委员会 (NRC) ...................................................................................... 5-1 5.1.2 美国国防部 (DoD) .............................................................................................. 5-5 5.1.3 美国能源部 (DOE) ............................................................................................ 5-5 5.1.4 联邦航空管理局 (FAA) ...................................................................................... 5-13 5.1.5 食品药品管理局 (FDA) ...................................................................................... 5-14 5.1.6 联邦能源管理委员会 (FERC) ............................................................................. 5-14 5.1.7 联邦铁路管理局 (FRA) ............................................................................................. 5-16 5.1.8 美国国家航空航天局 (NASA) ............................................................................. 5-17 5.1.9 职业安全与健康管理局 (OSHA) ............................................................................. 5-17 5.2 国际核监管机构........................................................................... 5-19 5.2.1 加拿大 ...................................................................................................................... 5-22 5.2.2 法国 ...................................................................................................................... 5-25 5.2.3 德国 ...................................................................................................................... 5-27 5.2.4 印度 ...................................................................................................................... 5-27 5.2.5 日本 ...................................................................................................................... 5-30 5.2.6 韩国 ...................................................................................................................... 5-32 5.2.7 巴基斯坦 ...................................................................................................................... 5-33 5.2.8 罗马尼亚 ...................................................................................................................... 5-34 5.2.9 俄罗斯 ...................................................................................................................... 5-36 5.2.10 英国 ...................................................................................................................... 5-38
NUREG-1650，修订版 8，“美国第九次《核安全公约》国家报告”
美国核管理委员会编制了 NUREG-1650 修订版 8，即《美国核安全公约第九次国家报告》，提交给将于 2023 年 3 月在奥地利维也纳国际原子能机构召开的《核安全公约》第八次和第九次联合审查会议进行同行审查。本报告涉及美国陆基商业核电站的安全。它展示了美国政府如何通过加强国家措施和国际合作以及履行《公约》规定的所有条款的义务，在全球范围内实现并保持高水平的核安全。这些条款涉及现有核设施的安全、立法和监管框架、监管机构、许可证持有人的责任、安全优先、财政和人力资源、人为因素、质量保证、安全评估和验证、辐射防护、应急准备、选址、设计和建造以及运营。本报告还讨论了缔约方于 2015 年 2 月通过的《维也纳宣言》的原则。
Nureg-1614，第1卷。 8，“战略计划财政年度2022-
美国核监管委员会（NRC或该机构）是由1974年的《能源重组法》建立的独立机构，该机构于1975年开始运营，是原子能委员会的继任者。NRC的任务是许可和规范国家对放射性材料的平民使用，以合理地保证对公共卫生和安全的充分保护，以促进共同的辩护和安全，并保护环境。该战略计划涵盖2022 - 2026财年，为代理机构提供了计划，实施和监控实现其三个战略目标所需的工作的蓝图：（1）确保安全使用放射性材料，（2）继续培养一个健康的组织，以及（3）激发NRC的Stakection Stakeperter对NRC的信心。战略计划还概述了NRC的职责，并列出了该机构如何使用数据和证据来告知决策以实现目标和策略以实现该机构的战略目标。
NUREG-2246，“先进反应堆燃料鉴定
拟议的先进反应堆技术使用的燃料设计和运行环境（例如中子能谱、燃料温度、邻近材料）与现有燃料评估指南所针对的轻水反应堆有显著不同。因此，本报告的目的是通过一个评估框架来确定对先进反应堆设计师有用的标准，该评估框架将支持与核燃料鉴定相关的监管结果。该报告审查了适用于燃料鉴定的监管基础和相关指导，并指出核燃料在保护核反应堆免受放射性释放方面的作用在很大程度上取决于反应堆设计。该报告考虑使用加速燃料鉴定技术和铅试验样本程序，这些程序可能会缩短在所需参数（例如燃耗）下鉴定燃料用于核反应堆的时间。评估框架特别强调确定关键燃料制造参数、指定燃料性能范围以告知测试要求、在燃料鉴定过程中使用评估模型以及评估用于开发和验证评估模型和经验安全标准的实验数据。
NUREG/CR-7294，“探索在核电站运营中使用人工智能和机器学习的先进计算工具和技术”
本报告介绍了爱达荷国家实验室为核管理委员会 (NRC) 开展的项目，该项目旨在探索用于运营核电站的先进计算工具和技术，例如人工智能 (AI) 和机器学习 (ML)。该报告回顾了核数据源，重点关注可通过先进计算工具和技术应用的运营经验数据。描述了来自不同来源的工厂特定数据和通用（国内和国际）数据。该报告描述了统计数据与 AI/ML 之间的关系，然后介绍了监督和无监督学习中最广泛使用的 AI/ML 算法。该报告回顾了先进计算工具和技术在核工业各个领域的最新应用，例如反应堆系统设计和分析、工厂运行和维护以及核安全和风险分析。该报告介绍了该项目对 AI/ML 技术在提高先进计算能力方面的潜在适用性的见解，先进的工具和技术如何有助于理解安全和风险，以及需要哪些信息才能为决策者提供有意义的见解。
NUREG-0654/FEMA-REP-1 Rev. 2
NUREG-0654/FEMA-REP-1，修订版 2，“核电站放射性应急响应计划和准备工作的制定和评估标准”，整合了放射性应急准备 (REP) 计划 1 中 35 年的经验教训，并巩固和澄清了之前的指导。本文件符合 NRC 和国土安全部 (DHS) 的 FEMA 法规 2 和原则。FEMA 希望州、地方和部落政府采用并过渡到本文件的第 2 版。简介的 B 部分提供了本文件的使用信息。B 部分还提供了有关 NRC 使用本文件的计划以及 NRC 工作人员如何遵守《联邦法规》(CFR) 第 10 篇第 50.109 节以及 10 CFR 第 52 部分中任何适用的最终性条款的信息。FEMA/NRC 应急准备 (EP) 指导委员会同意修订本文件并保持 NRC 和 FEMA 之间的共同所有权。此次更新符合总统指示中规定的国家准备原则，并得到国家准备系统 (NPS) 3 的支持。此外，此次修订将 REP 计划指导纳入 NPS，从而确保其风险和威胁信息充分且适合整个社区。
NUREG-2122，“支持风险知情决策的风险相关术语表。”
具有法律约束力的监管要求仅在法律、NRC 法规、许可证（包括技术规范）或命令中规定，而不在 NUREG 系列出版物中规定。本系列中承包商准备的出版物中表达的观点不一定是 NRC 的观点。NUREG 系列包括 (1) 由工作人员 (NUREG-XXXX) 或代理承包商 (NUREG/CR-XXXX) 准备的技术和行政报告和书籍，(2) 会议记录 (NUREG/CP-XXXX)，(3) 国际协议产生的报告 (NUREG/IA-XXXX)，(4) 小册子 (NUREG/BR-XXXX)，以及 (5) 委员会和原子能与安全许可委员会的法律决定和命令汇编以及根据 NRC 法规第 2.206 节作出的董事决定 (NUREG-0750)。免责声明：本报告由美国政府机构赞助，作为其工作的记录。美国政府及其任何机构或任何雇员均不对任何第三方使用本出版物中披露的任何信息、设备、产品或流程或此类使用结果做出任何明示或暗示的保证，或承担任何法律责任或义务，或表示此类第三方对其的使用不会侵犯私有权利。
NUREG/CR-7151 第 1 卷“基于故障注入的数字 I&C 系统可靠性评估方法的开发。”
摘要 当今新兴的计算机技术已经引入了整合来自众多工厂系统的信息并及时向操作人员提供所需信息的能力，这是上一代工厂设计和建造时无法想象的。例如，小型模块化反应堆 (SMR) 工厂设计将广泛使用基于计算机的 I&C 系统来实现各种工厂功能，包括安全和非安全功能。另一方面，现有轻水反应堆工厂的数字升级正变得必不可少，以便维持和延长工厂寿命，同时提高工厂性能，降低老化和过时设备的维护成本，并促进预测系统监控和人机界面 (HMI) 决策。新建和现有工厂广泛使用数字仪表和控制系统引发了与 20 世纪 70 年代工厂使用的上一代模拟和基本数字 I&C 系统无关的问题。这些问题包括数字 I&C 系统中出现未知故障模式和 HMI 问题。因此，数字系统的可靠性/安全性、数字 I&C 系统故障和故障模式的分类以及软件验证仍然是轻水可持续性和 SMR 计划以及整个数字 I&C 系统社区的重要问题。第 1 卷至第 4 卷中描述的研究旨在帮助指导开发
NUREG/CR-7006，“核电站安全系统中现场可编程门阵列的审查指南。”
NRC 参考资料 自 1999 年 11 月起，您可以通过 NRC 公共电子阅览室 http://www.nrc.gov/reading-rm.html 以电子方式访问 NUREG 系列出版物和其他 NRC 记录。公开发布的记录包括（仅举几例）NUREG 系列出版物；联邦公报通知；申请人、被许可人和供应商文件和信函；NRC 信函和内部备忘录；公告和信息通知；检查和调查报告；被许可人事件报告；以及委员会文件及其附件。NUREG 系列中的 NRC 出版物、NRC 法规和《联邦法规》第 10 章《能源》也可以从这两个来源之一购买。 1. 文件主管 美国政府印刷局 邮寄地址 SSOP 华盛顿特区 20402-0001 互联网：bookstore.gpo.gov 电话：202-512-1800 传真：202-512-2250 2. 国家技术信息服务 斯普林菲尔德，弗吉尼亚州 22161-0002 www.ntis.gov 1-800-553-6847 或本地电话 703-605-6000 每份 NRC 报告草案的一份副本均可免费提供，但需通过以下方式以书面形式提出请求： 地址：首席信息官办公室 复制和发行服务科 美国核管理委员会 华盛顿特区 20555-0001 电子邮件：DISTRIBUTION@nrc.gov 传真：301-415-2289 NUREG 系列中的一些出版物已发布在NRC的网站地址http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs上
NUREG/CR-6942“用于核反应堆概率风险评估的数字仪表和控制系统的动态可靠性建模。”
作为美国核管理委员会 (NRC) 推进数字系统风险和可靠性分析最新进展的努力的一部分，NRC 核管理研究办公室正在资助对传统和动态建模方法的研究。NUREG/CR-6901 中报告的一项最新研究的结果表明，传统的事件树 (ET)/故障树 (FT) 方法可能无法在数字 I&C 系统的可靠性建模中产生令人满意的结果。使用基于报告经验的主观标准，NUREG/CR-6901 已将动态流程图方法 (DFM) 和马尔可夫方法确定为在根据数字 I&C 系统可靠性建模要求进行评估时具有最多积极特征和最少消极或不确定特征的前两种方法。NUREG/CR-6901 还得出结论，应定义基准系统，以便使用一组通用的硬件/软件/固件状态和状态转换数据来评估针对数字 I&C 系统可靠性建模而提出的动态方法。本报告：a) 基于运行中的压水反应堆 (PWR) 的蒸汽发生器给水控制系统定义此类基准系统，b) 提供程序来说明如何使用 DFM 和马尔可夫方法构建基准系统的动态可靠性模型，以及，c) 说明如何使用 SAPHIRE 作为示例 ET/FT PRA 工具将生成的动态可靠性模型集成到现有 PWR 的概率风险评估 (PRA) 模型中。本报告还讨论了 DFM 和马尔可夫方法在多大程度上满足 NUREG/CR-6901 中给出的数字 I&C 系统可靠性建模要求。确定了一些挑战。结论是，通过用户友好界面和分布式计算将现有的基于 ET/FT 的工厂 PRA 工具与动态方法联系起来，有可能应对大部分挑战。最难解决的挑战是所用故障数据的可接受性。虽然还得出结论，所提出的方法可用于获得有关数字 I&C 系统故障特征的定性和定量信息，并且在这方面，即使数据问题未得到解决，也有助于识别风险重要事件序列，但该报告仅提供了概念验证研究。需要开展更多工作来验证所提出方法对其他数字系统的实用性并解决已发现的挑战。