1.核能创新联盟就NRC反应堆设计拟议新规提交建议

2.海上核动力平台监管与许可关键问题

3.关于先进反应堆安全分析软件与方法的监管要求

核能创新联盟就NRC反应堆设计拟议新规提交建议

核能创新联盟（Nuclear Innovation Alliance，NIA）就近期发布的“NRC审查美国能源部或战争部先前授权的反应堆设计”的拟议法规提交了一份公开建议。

在建议书中，NIA明确表示支持NRC利用既有的联邦工作成果，以建立更高效许可路径的目标。NIA此前已评估了相关历史背景，追溯了相关法规——这些法规分别赋予NRC许可和监管商用核反应堆的权力，授权美国能源部（Department of Energy，DOE）为研究活动批准核反应堆，以及授权美国战争部/国防部（Department of War/Defense，DOW/DOD）许可军用核反应堆的运行。NIA还探讨了塑造核反应堆监管协调工作的跨机构接口、协议和授权安排。若实施得当，NRC的拟议法规可减少不必要的重复工作，加快部署时间表，并使联邦在新型反应堆开发上的投资与成功的商业成果更好地对接。

然而，NIA同时强调：仅有效率是不够的。要使这一路径取得成功，还必须维护并切实强化NRC的独立性、公信力和可预测性。这些特质不仅对安全至关重要，也是实现持久监管改革的关键，这种改革既能经受公众监督的考验，也能适应政府更迭和市场变化的挑战。

为此，NIA在建议中系统梳理了八个需要进一步澄清的关键领域，并提出具体建议，以强化法规有效性。

指导文件的作用需同步明确

建议指出，拟议法规的有效性在很大程度上取决于相关指导文件的内容和清晰度。法规提到将发布适用于审查引用DOE或DOW授权的NRC第103类许可证申请的公开指导文件，且此类指导将促进未来商业核电站的许可审批。NIA对已发布的临时指导草案表示赞赏，但强调：鉴于指导文件在实施本法规中的核心作用，NRC应在最终法规定稿的同时，协调发布最终版的实施指导文件，并就指导文件的制定提供明确的持续公众参与流程。尤其对于首台同类型的申请者，需就该路径在实践中的运作方式提供更清晰的说明。

确保NRC对先前授权的独立判断地位

NIA强烈赞同NRC的明确立场，即不会对DOE或DOW/DOD的批准进行“橡皮图章式”审批，且NRC将保持独立的决策权。

为强化这一原则，建议最终法规应明确阐明：先前由DOE或DOW/DOD作出的授权可以作为参考信息，但不能替代NRC的独立安全判定。NRC在公开讨论中强调，“没有任何其他联邦机构会告诉NRC该做出何种决定”，这突显了NRC保留了作出独立安全结论的完全权限。清晰阐述这一原则对于维护公众信心和确保该方法的长期有效性至关重要。

建立结构化但灵活的合规性对照框架

拟议法规要求申请人说明先前DOE或DOW/DOD授权的各项属性如何满足NRC的法规要求，但并未界定该证明应有的结构。拟议法规要求：“任何对该设计的引用都必须说明授权的属性如何满足NRC的法规。”

对此，NIA建议NRC建立一个清晰且可预见的框架，供申请人将先前的工作与NRC的要求进行对照，包括识别差距、假设差异及适用条件。这与NRC关于申请人需将先前工作映射到其要求以支持高效审查的声明相一致。

同时，NIA提醒不应制定过于死板的要求，以免造成不必要的负担或重复工作。采取一种平衡的方法，即明确预期并灵活实施，将最有助于实现高效且一致的结果。

加强跨机构范围协调机制

建议指出，该法规的效率提升取决于DOE、DOW/DOD和NRC审查范围的一致性。然而，这些机构在不同的框架、标准和目标下运作。

NIA建议NRC继续加强与DOE的协调机制（如谅解备忘录），并明确与DOW/DOD的协调路径。此外，针对NRC审查人员的指导应明确定义，在NRC的申请审查中，如何识别和处理范围上的差异，例如全生命周期考量、选址、应急规划和退役等问题。NRC工作人员已指出，一些商业化所需的要素，如退役、全生命周期考量和《国家环境政策法》要求，可能在DOE的试点项目中未得到充分解决。

在此领域提供明确指引将提高申请人的可预测性，并降低不同项目间出现不一致应用的风险。

明确反应堆保障咨询委员会的参与边界

NIA建议明确反应堆保障咨询委员会（Advisory Committee on Reactor Safeguards，ACRS）将如何参与那些依赖于先前DOE或DOW/DOD工作的审查。特别是，ACRS的审查应侧重于NRC工作人员的独立安全评估。与任何ACRS审查一样，ACRS应将其关注点限制在新出现的问题上。此类新问题可能涉及DOE或DOD的技术工作，或NRC依赖先前联邦分析的程度是否合理。

当NRC选择采纳先前的联邦评估时，ACRS应评估这种依赖在NRC安全判定的背景下是否具有技术依据。例如，ACRS可适当评估NRC在特定安全功能或专题领域依赖DOE分析是否合理，特别是在项目任务范围、监管标准或场址特定因素的差异可能影响其适用性的情况下。这既能维护ACRS在安全重要事项上提供独立建议的作用，又能避免对先前联邦工作的重复审查。

反之，仅仅引用先前的联邦工作本身，不应触发ACRS对这些基础分析进行追溯性审查。ACRS的职责并非直接重新评估DOE的技术结论，而是就NRC在所审议的申请中依赖这些结论是否恰当提供建议。

最后，当DOE的评估涉及新颖或首台同类型的问题，且这些问题很可能在未来向NRC提交的申请中被引用时，DOE和申请人可在DOE审查过程中寻求ACRS的自愿参与，这将对双方有所裨益。针对此类问题的早期意见反馈有助于简化后续的NRC审查流程，并减少申请人的不确定性。就此提供明确的指导，将有助于避免重复审查，并确保ACRS继续高效、有效地履行其法定职责。

透明度与公众信任不可妥协

NIA支持NRC长期以来对透明度的努力，并赞赏NRC关于该路径不会降低公众对许可决定的知情程度的声明。NRC表示，“公众在透明度方面不会察觉任何差异”，且信息的收集与共享将一如既往地与其他许可审查保持一致。

为了强化这一行动，NIA建议明确指出，《最终安全分析报告》应包含清晰、可追溯的说明，解释先前DOE或DOW/DOD的工作如何满足NRC的要求，而不是依赖高层次或概括性的陈述。建议强调，维护一份健全且易于获取的公共记录，对于维持公众信心和支持利益相关方的参与至关重要。

术语使用应保持一致性

拟议法规及相关材料同时使用了“DOW”和“DOD”两个名称。尽管这可能反映了最近的行政指示，但NIA建议尽可能保持术语的一致性，例如使用“军事部门”一词，以避免给申请人造成混淆。NIA同时指出，与范围、独立性和实施等实质性问题相比，这只是次要问题。

需澄清各许可阶段的适用性

NIA建议NRC澄清该法规如何适用于各个许可阶段（包括建造许可证和运行许可证），以确保对申请人的预期保持一致。

在总结部分，NIA重申支持NRC利用联邦既有工作成果以建立更高效许可路径的努力，称这是一种极具前景的方法，有望切实加速先进反应堆的部署。但建议再次强调：要取得成功，该法规必须在效率与公信力及可预测性之间取得平衡。能否恰当把握这一平衡，将决定该路径能否成为监管体系中一项持久的特征。此外，正如NIA在许可效率报告中所指出的，随着许可申请人和NRC工作人员共同推进新流程，将产生大量的“干中学”经验。因此，NIA建议NRC与申请人合作，系统总结经验教训，并适时调整方法。

对外交流合作部 张灵宇 供稿

摘自美国核能创新联盟官网

 

海上核动力平台监管与许可关键问题

随着小型模块化反应堆（SMR）及海上核动力平台（FNPP）技术的发展，海上核能应用正从概念走向现实。然而，现有的核安全与海事监管体系主要针对陆上固定式电站或军用核动力船舶，对于民用海上核设施的监管存在诸多空白与挑战。本文基于美国爱达荷实验室（INL）发布的《海上核应用集团（MNAG）：海上核监管体系概述》报告，重点梳理了海上核设施在许可审批、厂址选择、应急准备及退役废物管理等方面的关键监管议题，旨在为我国相关技术发展与监管体系建设提供参考。

引言：跨界监管的复杂性

FNPP的监管面临一个核心难题：跨界性。它既属于核设施，需遵循核安全法规（如国际原子能机构标准、各国核监管机构要求）；又属于船舶或海上设施，需遵循国际海事组织（IMO）及船级社的规范。

目前的监管现状是：“核”与“海”的规则尚未完全融合。例如，美国核监管委员会（NRC）的10 CFR Part 50和52主要针对陆上电站，而IMO的国际海上人命安全公约（SOLAS）虽然有核动力船舶章节（第VIII章），但自1981年以来未进行实质性更新。这种割裂状态导致了许可路径的不清晰。

许可与审批：现有框架的局限与新路径

现有的许可机制在面对海上核设施时表现出明显的滞后性，但新的监管框架正在酝酿之中。

（一）现有许可机制的困境

缺乏明确的许可路径：目前尚无广泛认可的程序供各国采纳或互认原产国监管机构对FNPP的审批结果。这意味着一艘在A国获得许可的FNPP，进入B国水域或港口时，可能面临完全重新审查的壁垒。

历史案例的局限性：除美国“萨凡纳”号核动力商船、浮动式核电站项目海上电力系统（OPS）等少数历史案例外，缺乏针对民用核动力船舶的专门许可流程。

监管边界模糊：对于自推进式FNPP，NRC的核安全许可与美国海岸警卫队（USCG）的海事安全监管之间存在边界重叠与模糊地带，特别是在“航行安全”与“核安全”的接口界定上。

（二）新规制定的进展：10 CFR Part 53

NRC已制定10 CFR Part 53（先进反应堆风险指引、技术包容监管框架），这被视为解决海上核设施许可难题的关键。10 CFR Part 53旨在涵盖非轻水堆和海上应用，通过性能指标而非死板的硬性规定来评估设计。

尽管前景广阔，但10 CFR Part 53未经过实际项目验证。对于海上应用，仍需明确如何纳入“制造许可证”以及如何处理燃料在制造厂装载后的运输合规性问题。

厂址与环境：从“陆地思维”到“海洋思维”

报告详细探讨了海上核设施在选址、环境影响及应急准备方面与陆上设施的本质区别。

（一）厂址评价的特殊性

环境载荷与外部事件：选址不仅要考虑地震、海啸（地质水文），还需考虑船舶碰撞、恐怖袭击（DBT/BDBT）、以及海洋生物（如藤壶附着）对热交换的影响。

水深与系泊：需要足够的水深以确保有效的系泊和安全距离，同时要评估海底地质对电缆铺设的影响。

距离即屏障：与陆上电站不同，海上设施通常远离人口中心。这种地理隔离本身就是一种重要的安全屏障，可以显著降低事故对公众的影响。

（二）应急计划区的重新定义

这是海上核监管中最具争议也是最需要技术突破的领域。现有的应急计划区（EPZ）（如美国的10英里/50英里规则）是基于陆上大型压水堆的源项设定的。而先进反应堆（SMR/微堆）具有固有安全性，且海洋环境对放射性物质的稀释扩散能力远强于陆地。目前，行业正在推动基于风险指引的EPZ划定方法。理论上，如果设计足够安全（如NuScale设计），EPZ可能缩小至设施边界。

当FNPP停靠港口时，环境发生了根本变化。此时需要重新评估应急策略，包括：

远程锚地：需指定核动力船舶的专用锚地，以便在天气恶劣或港口拥堵时避险。

靠泊安全：需评估周边是否有易燃易爆品码头，以及港口的消防、辐射监测能力是否足以应对核动力船舶的特殊需求。

退役与废物管理：全寿期闭环的难题

报告指出海上核设施在寿期末端面临的严峻挑战，这也是公众和监管机构最敏感的环节。

（一）废物管理的现实

高放废物（HLW）：与陆上电站类似，乏燃料的最终处置是核心问题。美国目前采用“干式贮存”作为中间方案，海上设施同样面临这一难题。由于海洋环境的特殊性，“在船上长期干贮”的安全标准将比陆上更为严苛。

低放废物（LLW）：运行产生的低放废物（如防护服、树脂）需要定期运回陆地处理设施。

（二）退役与拆船的监管冲突

这是海上核监管中最大的“灰色地带”之一。全球约90%的商船在南亚（印度、巴基斯坦、孟加拉）进行拆解，这些地区的环保和劳工标准往往达不到核设施退役的要求。现有的核监管体系（如NRC）主要针对核设施，而拆船业主要受IMO《香港公约》或《巴塞尔公约》约束。

为了简化退役并减少放射性废物量，设计阶段就必须贯彻“去污与解控”的理念。即在反应堆寿期末，将放射性物质严格限制在反应堆舱室内，确保船体其他部分在拆除时不会受到交叉污染，从而实现船体的常规回收。

结语

FNPP监管体系建设是一项复杂的系统工程，不能简单套用陆上核电或传统造船的标准。FNPP作为核能与海事工业的交叉新兴领域，其监管体系尚在构建之中。国际经验表明，需在许可互认、应急规划、废物管理、退役路径等方面形成系统性解决方案。在推进海洋核能应用时，应重点关注以下方向：

1．推动法规协调：加强核安全监管部门与海事部门的协同，建立联合审批与监管机制。

2．开展EPZ专项研究：针对海洋环境和先进反应堆特性，开发适合各国海域特点的应急计划区评估模型，避免因套用陆上标准而导致项目不可行。

3．布局退役技术：从设计源头考虑退役问题，研究海洋环境下反应堆模块的回运、贮存与最终处置方案，确保全寿期的安全闭环。

海上核能的未来在于“设计与监管的共同进化”。只有当技术标准与监管要求实现有效衔接，FNPP才能真正从蓝图变为现实。

对外交流合作部 余少青 供稿

编译自美国爱达荷实验室官网

 

关于先进反应堆安全分析软件与方法的监管要求

随着第四代反应堆技术（如气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆）及小型模块化反应堆的不断发展，反应堆设计与安全分析对分析软件与方法的依赖日益加深。这些软件用于模拟复杂工程系统在事故工况下的响应，其结果直接影响安全评审、设计优化与监管决策。为确保分析结果的可靠性，各国监管机构对软件的开发、验证、确认、质量控制及使用提出了不同要求。同时，监管机构自身也越来越多地使用确认性分析作为审评工具。

经合组织核能署（OECD/NEA）先进反应堆安全工作组（WGSAR）发布了一份针对先进反应堆分析软件监管要求的技术报告。报告基于成员国参与的调查问卷结果，系统梳理了加拿大、法国、德国、意大利、俄罗斯、英国及美国等七国监管机构对反应堆安全分析软件与方法的要求、确认性分析实践、第四代反应堆特有的现象学建模需求，讨论了监管机构对反应堆设计方和营运单位在使用分析软件与方法进行设计和分析时的监管要求，还探讨了监管机构及其技术支持机构将分析软件与方法用作验证性分析工具的情况。

各国监管机构对分析软件与方法的监管要求

在监管法规体系方面，各国对分析软件的要求均源于与安全论证相关的高层监管原则，大部分基于轻水堆经验。例如，加拿大适用《确定性安全分析》（REGDOC 2.4.1）和《反应堆设施设计：核电厂》（REGDOC 2.5.2）等法规，俄罗斯适用《原子能利用法》以及顶层监管文件NP-001-15和NP-082-07，英国适用ONR安全评估原则以及《计算机软件代码与计算方法的验证》指南，美国的要求分布于《联邦法规》10 CFR 50和52各相关条款中。

在监督监管方面，各国普遍未针对先进反应堆专门制定建模与仿真指南，而是认为现有指南具有足够通用性。关于软件审批，监管机构普遍期望许可方提供验证与确认（V&V）的充分证据，已批准软件可简化论证；审批需向监管机构提交报告，批准与特定使用场景或应用范围相关联，通常造成使用限制。该方法的优势在于效率，即软件可在许可申请前获批并可复用，但缺点是对已批准方法进行更新存在困难，运营单位可能因担心重新审查而不愿改进。在软件可获取性方面，法国和德国不要求运营单位和设计方向监管机构提供软件，而加拿大、俄罗斯、英国和美国在必要时可要求获取，这在美国是常规做法，英国和加拿大则不常见，通常使用替代软件进行独立的确认性分析。在软件缺陷管理方面，各方共识是通过质量保证大纲、验证与确认、敏感性分析及确认性分析相结合的方式进行管理，美国对可能影响安全的软件缺陷设有强制报告要求。

在软件评估方面，所有监管机构均对实验数据验证、数值方法验证和软件升级管理设有质量保证要求。除德国外，各国均对用于验证的实验数据本身设有质量保证要求。关于不确定性评估，各方共识是在数据充足时倾向于采用统计方法（如Wilks、2sigma方法），数据不足时可使用保守方法（最大偏差）。对于不确定性评估方法，普遍倾向于与实验数据和运行测量值比较；存在分歧的是软件之间比较的可接受性：加拿大和美国明确不接受，法国和俄罗斯在某些情况下使用专家判断，德国和英国按具体情况处理。在实验数据不确定性的处理方法上，加拿大和俄罗斯以平方范数加入，英国和美国取决于应用，法国无统一方法。对于非能动系统的不确定性，各方共识是概念上与能动系统无本质区别，但参数范围可能不同，英国和美国指出现象或尺度的差异可能导致不同处理。关于文档要求，普遍共识是没有针对先进反应堆的特定文档要求，但俄罗斯有验证报告要求，美国有轻水堆相关要求通常适用于其他软件。在知识差距识别方法上，各国分歧最大：加拿大、英国和美国采用专家判断，俄罗斯认为软件认证是主要证据，法国按具体情况处理。该问题是调查中唯一明确未形成共识的领域。

在用户资质方面，普遍期望软件用户具备资质，但德国无正式要求，加拿大要求人员合格，法国在质量保证大纲中设要求，俄罗斯侧重组织资质，英国和美国强调人员合格。关于用户选择对不确定性的影响，加拿大、法国和美国认为应通过验证与确认过程覆盖，并辅以敏感性分析；俄罗斯只接受最终结果，如有疑虑可启动确认性计算；英国则要求参考输入文件的开发和验证。

总体而言，各国在验证与确认的必要性、质量保证核心要素、不确定性评估的统计方法偏好等方面存在广泛共识，在软件认证制度、软件间比较的接受程度、实验数据质量保证范围、知识差距识别方法以及确认性分析工具的质量保证范围等方面存在差异。各国监管要求的差异并非源于先进反应堆的特殊性，而是反映了各国监管实践和法律框架的不同。

确认性分析

确认性分析是指审评人员对同一瞬态使用相同或不同工具进行的交叉计算，其价值在于增强监管机构对电厂设计、集成系统性能、安全裕度、敏感性及分析方法的理解，支持对许可方安全论证中未呈现的事故工况进行有效评估，以及支持安全论证的分析。监管决策基于申请人提交的分析与数据，而非确认性分析，通过确认性分析发现的问题应提请设计方注意并通过安全审查流程解决。确认性分析并非总是进行，而是按具体情况决定，影响因素包括：确认关键设计值、检查有限的安全裕度、评估重要安全议题、维持计算能力、采用分级方法聚焦关键问题、理解设计与分析方法、进行额外敏感性研究，以及评估首堆或新型设计。除确认性分析外，监管机构还可通过要求申请方提供补充信息和答案、与既往类似案例比较、使用工程判断检查一致性等方式来支持监管决策。

在独立性与工具选择方面，使用不同分析工具有时是法规要求或必要条件。两种方法各有优劣：使用相同分析工具的优势在于当申请方结果与确认性分析结果相近时，可验证工具使用是否正确，存在差异时有助于发现计算缺陷，且便于进行并行比较，但这要求审查方充分了解申请方使用的工具；使用不同工具时，相似结果可提供更高置信度，但结果不一致时识别差异来源可能较为困难。

在质量保证方面，各国的做法也有所不同。一些国家对申请方和审查方的分析工具均要求资格认定，另一些国家则只要求申请方工具资格认定（因其是安全论证的基础），对确认性分析工具无特定要求。

总体而言，确认性分析作为安全审评的重要补充手段已被各国普遍认可，但在工具独立性的具体要求以及确认性分析工具的质量保证范围方面，各国实践仍存在差异。

现象学与分析需求

基于对六种第四代反应堆概念安全相关现象的讨论，从以下七个维度梳理了分析软件与方法的需求。

在反应堆物理方面，所有概念均需堆芯物理分析，以处理瞬态事件中可能出现的局部现象，但熔盐堆因燃料循环特性（缓发中子先驱核输运）与其他概念存在本质差异；燃料形式（棒束、TRISO颗粒、均匀燃料）对自屏蔽和慢化现象的建模精度需求不同；非标准燃料（含次锕系元素燃料、熔盐）对核数据提出专门需求；高富集燃料要求加强临界事件模拟能力。

在堆芯热工水力与热力学方面，所有概念依赖堆芯热工水力传递正常运行热量，并在停堆和假设事故工况下移出衰变热。热工水力、中子学与热力学耦合模拟分析可能成为必要（如快堆热膨胀导致中子泄漏，影响反应性和功率）。燃料组件堵塞或子通道流量分布需专项方法和软件；超高温气冷堆辐射传热的重要性需在软件确认中体现；热力学分析方法在各堆型之间相对标准化。

在燃料性能方面，固体燃料设计需处理燃料肿胀、裂变气体释放、蠕变、应力/应变、与冷却剂化学相互作用及热物理性质退化等现象；第四代反应堆预期高燃耗带来验证挑战；TRISO燃料性能对源项评估至关重要；熔盐堆需模拟裂变产物积累引起的盐化学变化；先进燃料（氮化物、碳化物）需开发专用模型。

在系统热工水力与热力学方面，第四代系统强调非能动排热能力的广泛应用，要求分析工具能够可信地进行非能动热排出过程的最佳估算模拟，池式设计涉及复杂流型（热分层、热条纹、气体夹带）可能需要计算流体力学级别建模能力，高温蠕变、高辐射脆化、腐蚀等现象引入特定建模需求。

在安全壳/包容分析方面，多数分析基于集总参数法（lumped-parameter），主要任务包括温度与气体分布模拟以及气溶胶和放射性核素行为模拟，钠冷快堆需考虑钠火（池火和喷雾火灾）专用模型、热气层形成、钠气溶胶毒性老化反应等，超高温气冷堆需考虑石墨粉尘形态因子、气溶胶再悬浮、通风过滤器模拟，熔盐堆需考虑裂变产物从冷却剂释放模拟、裂变产物沉积和凝结，严重事故下需模拟堆芯-混凝土相互作用。

在材料特性方面，各概念面临不同的材料挑战。钠冷快堆面临蠕变/疲劳相互作用和热老化；超高温气冷堆面临高温时效和石墨辐照引起的热物理性质和尺寸变化；熔盐堆面临腐蚀、裂变产物沉积和冷凝；铅冷快堆面临腐蚀、脆化和侵蚀，这些材料现象对安全限值的确定产生显著不确定性。

在耦合与多物理场模拟方面，最佳估算加不确定性方法（BEPU）要求高保真建模，多物理场耦合更接近物理现实，预测能力覆盖更大应用范围，但其成熟度因缺乏相关实验数据库和验证方法而受到质疑，当前主流方法基于各单物理场模块的显式耦合，验证可相对简化，但耦合效应本身的验证仍是挑战。

总体而言，第四代反应堆特有的安全相关现象对分析软件提出了新的能力要求，包括新燃料行为模拟、新型冷却剂热工水力学特性、特殊材料退化机制以及多物理场耦合效应等，这些都需要在软件验证、确认和不确定性评估方面持续开展工作。分析软件的开发和资格认定应成为第四代反应堆开发项目的关注重点。

共同立场

各国在验证与确认的必要性、不确定性评估、质量保证等核心原则方面存在广泛共识。WGSAR据此确立了九项关于监管要求的共同立场和两项关于确认性分析的共同立场。

关于监管要求的共同立场：

1. 每个获批准使用的分析软件，都应明确批准的目的、范围、使用的限制条件等。

2. 用于核设施设计及安全分析的分析软件与方法应经过严格测试和验证，确保能可靠计算出安全裕度。

3. 分析软件与方法应在质量保证大纲下进行开发和维护。该质保大纲应包括将软件预测结果与实验数据进行比较，验证计算方法是否正确，以及版本更新。

4. 分析软件与方法中的缺陷和错误应通过质保大纲、验证与确认，以及必要时进行敏感性分析或确认性分析相结合的方式进行管理。将软件计算结果与实验数据进行比较，是软件验证和消除软件缺陷的关键手段。

5. 对于最初未在质保大纲下开发的传统软件，软件用户应证明其质量符合要求（即验证与确认）。

6. 当数据足够时，应使用统计方法确定软件计算不确定性，以高置信度水平确定计算误差，即可通过参数化方法（2 sigma）或非参数化方法（Wilks）确定。如果没有足够的数据来获得具有置信水平的统计值，则可采用保守方法（如最大偏差）。

7. 将软件应用于设计计算或安全分析时，必须把不确定性、未知或未建模现象，以及软件本身可能存在不足的情况等都考虑在内，适当取保守值。

8. 非能动系统的不确定性评估在概念上与能动系统相似，尽管参数范围可能差异很大。

9. 软件用户或其所属组织应具备资质。具体如何认定资质，各国做法不一。

关于确认性分析的共同立场：

1. 监管机构及其技术支持机构使用分析软件与方法提升安全审评能力：（1）加强监管机构对电厂设计、系统整体性能、安全裕度、敏感性及分析方法的理解；（2）便于对许可证持有方安全论证中未涵盖的事故场景进行有效评估；（3）为安全论证的分析提供支持。

2. 监管决策基于申请方提交的分析与数据，而非确认性分析。通过确认性分析发现的问题，应提请设计方（即电厂设计者或设施所有者）注意，并通过安全审评流程予以解决。

对外交流合作部 封祎 供稿

信息来源：经合组织核能署官网