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仪器和控制中的新兴技术
摘要 本报告总结了八个仪器和控制 (I&C) 技术重点领域的进展，这些领域可应用于核电站数字化升级和新工厂。这是 NRC 赞助的新兴技术研究中一系列计划更新报告中的第二份（第一份是 NUREG/CR-6812）。本研究旨在提供“预警”信息，使 NRC 能够更好地准备在这些领域做出监管决策。本研究更新重点关注传感器（例如温度、中子和热功率传感器）的进展及其潜在的监管影响。本报告中研究结果和结论的重点如下：1 碳化硅中子探测器已度过开发阶段。但无法充分评估长期性能（退化信息）、漂移等重要信息。虽然该探测器具有广泛的动态范围（有可能取代目前的启动、中间和功率范围监测器），但重要的是，基于该技术的组合中子监测器不仅要表现出从启动到 100% 功率的全动态范围，而且还要证明在 100% 功率下也能长期保持性能。应继续监测这些探测器的开发进展，因为如果这些探测器也符合上述标准，它们将有可能提供更好的操作和安全裕度。
人工智能战略计划
任何相关方均可就本报告提交评论，供 NRC 工作人员审议。评论可附上其他相关信息或支持数据。请在评论中注明报告编号 NUREG - 2261，并在《联邦公报》宣布发布本报告的通知中规定的评论期结束前发送。地址：您可以通过以下任何一种方法提交评论。请在评论的主题行中注明 Docket ID NRC-2022-0095。以书面或电子形式提交的评论将发布在 NRC 网站和联邦规则制定网站 http://www.regulations.gov 上。联邦规则制定网站：访问 http://www.regulations.gov 并搜索 Docket ID NRC-2022-0095 下归档的文件。将评论邮寄至：行政办公室，邮寄地址：TWFN-7-A60M，美国核管理委员会，华盛顿特区 20555-0001，收件人：资源管理和分析部人员。如对本报告材料有任何疑问，请联系：反应堆系统工程师数据科学家 Matthew Dennis，电话：301-415-3702，或发送电子邮件至 matthew.dennis@nrc.gov。请注意，您向 NRC 提交的任何评论都将被视为公共记录，并输入机构范围的文档访问和管理系统 (ADAMS)。请勿提供您不想公开的信息。
ML041830597.pdf - 核管理委员会
本 NUREG 包含改进的燃烧工程工厂标准技术规范 (STS)。第 3 版包含了分别于 1995 年 4 月和 2001 年 4 月发布的第 1 版和第 2 版的累积变化。第 3 版中反映的变化源自从许可证修订申请中获得的经验，这些申请旨在转换为这些改进的 STS 或对现有技术规范进行部分改进。本出版物是核管理委员会 (NRC) 工作人员和各核电站许可证持有者、核蒸汽供应系统 (NSSS) 所有者团体和核能研究所 (NEI) 之间广泛的公开技术会议和讨论的结果。改进的 STS 是根据 1993 年 7 月 22 日的《关于核动力反应堆技术规格改进的最终委员会政策声明》（58 FR 39132）中的标准制定的，该声明随后通过对《联邦法规法典》第 10 篇第 50 部分第 36 节（10 CFR 50.36）（60 FR 36953）的修改编纂而成。鼓励许可证持有者根据这些标准升级其技术规格，并在实际范围内符合改进的 STS 的修订 3。委员会继续将完全转换为改进的 STS 的请求放在最高优先级。将改进的 STS 的部分内容采用到现有技术规范的许可证持有者应采用所有相关要求（如适用），以实现
研究信息信函-1002：数字仪表和控制 (DI&C) 安全系统中故障模式的识别和分析 - 专家诊所调查结果，第 2 部分。
三份研究信息函 (RIL)，RIL-1001、RIL-1002 和 RIL-1003，涉及委员会的 SRM。2011 年 5 月 4 日的 RIL-1001（第 1 部分）讨论了阻碍包含软件的 DI&C 安全系统合理保证确定的不确定性。RIL-1002（第 2 部分）讨论了工作人员在识别和分析 DI&C 故障模式方面的进展。RIL-1003（第 3 部分）计划于 2015 年初完成。它将讨论将故障模式分析应用于量化与 DI&C 系统相关的风险的可行性。本报告识别并比较了 11 组 DI&C 安全系统故障模式。工作人员的工作产生了一组合成的通用系统级 DI&C 故障模式。工作人员的分析发现，合成的故障模式可以部分地用于支持系统设计基础的开发，以及用于分析运行过程中的性能下降。但是，工作人员的分析还发现，合成的故障模式可能不适合确定 DI&C 安全系统的安全级别。研究结果表明，可能存在其他尚未识别的系统特定故障模式。此外，识别出的部分或全部故障模式可能不会在特定系统中表现出来。因此，合成的故障模式集可能对确定合理的安全保证没有帮助。NRC 工作人员正在研究替代方案
OPNAVINST 6470.3C N4 2023 年 5 月 31 日 - 海军部长
2000 海军 P ENTAGON 华盛顿特区 20350-2000 OPNAVINST 6470.3C N4 2023 年 5 月 31 日 OPNAVINT 6470.3C 来自：海军作战部长 主题：海军辐射安全委员会 参考：(a) SECNAVINST 5100.10L (b) NUREG 1556，第 10 卷 (c) 海军主材料许可证 45-23645-01NA (d) OPNAVINST 6470.4A (e) EO 12344 1.目的。根据参考 (a) 建立海军辐射安全委员会 (NRSC)，为海军部全面管理辐射安全，根据参考 (b) 建模。确定与海军和海军陆战队内放射性物质和工业辐射生产机器的规范使用相关的职责。本指令已进行行政修订，应全部审查完毕。2.取消。OPNAVINST 6470.3B。3.范围和适用性。本指令适用于海军和海军陆战队所有从事使用美国核管理委员会（NRC）特别许可的副产品材料、特殊核材料、源材料和加速器产生的放射性物质的活动，如参考文献（c）所述。它也适用于参考文献（d）中描述的非特别许可放射性物质的活动，包括对工业辐射生产机器计划的监督。它不适用于根据1954年《原子能法》第91B条从能源部转移到国防部的放射性物质。它也不适用于根据参考文献（e）建造、运行、维修或维护海军核推进装置时产生的放射性物质。4.讨论。美国核管理委员会已通过颁发主材料许可证 (MML) 授权海军部 (DoN) 对海军和海军陆战队活动中放射性物质的接收、持有、分配、使用、运输、转移和处置进行监管。成立 NRSC 是为了对海军和海军陆战队使用的放射性物质进行行政控制，但用于核推进、核武器和武器运载系统某些部件的放射性物质除外。海军作战部长办公室设施部主任 (OPNAV N4I) 颁发的 OPNAV 6470/1 海军放射性物质许可证 (NRMP) 用于维持这种控制。
临时员工指南草案-DANU-ISG-2022-08，应用程序项目的高级反应堆内容，“风险知名技术规格”
DANU-ISG-2022-08目的美国核监管委员会（NRC或委员会）的工作人员正在提供此临时员工指导（ISG），原因有两个。首先，此ISG根据《联邦法规守则》第10条（10 CFR）第50部分（10 CFR）第50条，“生产和利用设施的国内许可”提交了申请人的申请内容指南，该申请人的申请内容（CP）或运营许可（CP）或操作许可（OL）（REF。2），用于无光水反应堆（非LWR）。ISG中发现的申请指南支持与申请人的技术规格（TS）相关的非LWR应用程序的开发。1秒，此ISG为NRC工作人员提供了有关如何审查此类申请的指导。 截至ISG日期，NRC正在制定一项规则，以修改10 CFR Parts 50和52（RIN 3150-AL66）。 NRC工作人员指出，可能需要更新此指南，以符合通过该规则制定采用的10个CFR第50和52部分（如果有的话）的更改。 此外，截至ISG之日起，NRC正在开发一个基于可选的基于性能的，包括技术的监管框架，用于许可指定为10 CFR第53部分的核电站，“先进的核反应堆的许可和调节”（RIN 3150-AK31）。 ARCAP比应用程序项目（TICAP）的行业领导的技术内容更广泛。1秒，此ISG为NRC工作人员提供了有关如何审查此类申请的指导。截至ISG日期，NRC正在制定一项规则，以修改10 CFR Parts 50和52（RIN 3150-AL66）。NRC工作人员指出，可能需要更新此指南，以符合通过该规则制定采用的10个CFR第50和52部分（如果有的话）的更改。此外，截至ISG之日起，NRC正在开发一个基于可选的基于性能的，包括技术的监管框架，用于许可指定为10 CFR第53部分的核电站，“先进的核反应堆的许可和调节”（RIN 3150-AK31）。ARCAP比应用程序项目（TICAP）的行业领导的技术内容更广泛。在颁布了这些法规后，NRC工作人员预计该指南将被更新并纳入NRC的监管指南（RG）系列或NUREG Series文档，以解决本文档中特定于许可过程的应用程序注意事项的内容。背景ISG基于应用程序项目的高级反应堆内容（ARCAP），其目的是开发包含技术，风险信息和基于性能的应用程序指南。ISG中的指导补充了高级反应堆和非功率生产和利用设施（DANU）-ISG-2022-01的指南，“审查风险知名的，包括技术的高级反应堆应用 - 路线图 - 路线图 - 2023年5月（参考）3），它为开发应用程序的所有部分提供了路线图。ISG中的指导仅限于
临时工作人员指导 - DANU-ISG-2022-01，先进反应堆应用内容项目，“风险知情、技术包容的先进反应堆应用审查 - 路线图”
临时工作人员指导 基于风险、技术包容的先进反应堆应用审查——路线图 DANU-ISG-2022-01 目的 美国核管理委员会 (NRC) 工作人员提供此临时工作人员指导 (ISG) 有两个原因。首先，本 ISG 提供指导以促进根据《联邦法规》第 10 篇 (10 CFR) 第 50 部分“国内生产和利用设施许可”(参考文献 1) 准备非轻水反应堆 (non-LWR) 的建造许可证 (CP) 或运营许可证 (OL) 申请，或根据 10 CFR 第 52 部分“核电站的许可、认证和批准”(参考文献 2) 准备联合许可证 (COL)、制造许可证 (ML)、标准设计批准 (SDA) 和设计认证 (DC)。 1 其次，本 ISG 为 NRC 工作人员提供了如何审查此类申请的指导。截至本 ISG 发布之日，NRC 正在制定一项规则以修订 10 CFR 第 50 和 52 部分（RIN 3150-Al66）。NRC 工作人员指出，本指南可能需要更新以符合通过该规则制定而采用的 10 CFR 第 50 和 52 部分的变更（如果有）。此外，截至本 ISG 发布之日，NRC 正在制定一个可选的基于性能、包含技术的监管框架，用于为指定为 10 CFR 第 53 部分“先进核反应堆的许可和监管”（RIN 3150-AK31）的核电站颁发许可证。在这些法规颁布后，NRC 工作人员预计本指南将更新并纳入 NRC 的监管指南 (RG) 系列或 NUREG 系列文件，以解决本文件中许可流程特有的申请考虑内容。本 ISG 中的指南提供了 (1) 根据 10 CFR 第 50 部分或 10 CFR 第 52 部分提交的非轻水反应堆申请应包含的信息的概述；(2) 为 NRC 工作人员提供的审查路线图，主要目的是确保工作人员审查的一致性、质量和统一性；以及 (3) 明确定义的基础，工作人员可以据此评估审查范围的拟议差异（例如，CP 与 OL）。本 ISG 中描述的信息的具体部分主要与 RG-1.233 中认可的许可现代化项目 (LMP) 方法一致，RG-1.233 是“非轻水反应堆许可、认证和批准申请许可基础和内容的技术包容性、风险知情和基于绩效的方法指南”，于 2020 年 6 月发布（参考文献 3），作为申请人在开发申请部分时可以使用的一种可接受流程。尽管如此，本 ISG 中的概念和一般信息也可用于审查使用其他方法（如适用）提交的申请，例如基于最大假设事故或确定性方法的方法。其他