为减少监管障碍、加速新一代核技术部署，美国核监管委员会（NRC）对燃料循环和材料许可法规进行全面改革。通过发布《现代化材料许可》拟议法规，NRC旨在简化后处理设施许可，更新对先进反应堆燃料的要求，帮助先进反应堆开发商更高效地从燃料开发过渡到商业运营，并支持美国在核能领域的领导地位。NRC本次更新涉及核材料生产、贮存、使用、安保相关法规。主要修订内容如下：

法规明确性不足，在设施建设的关键申请前阶段可能造成不必要的延误。本次法规更新将明确并缩短材料设施的总体建设时间线。NRC将修改10 CFR第30、40和70部分关于副产物、源物质和某些燃料循环设施建设的法规，并澄清第30.33(a)(5)、40.32(e)和70.23(a)(7)条中关于材料设施建设法规中的措辞，以说明在获得批准前申请方可以进行建设，但需自担风险。但第70.23(a)(7)条中的拟议变更不适用于铀浓缩设施或乏燃料后处理设施。根据经修订的《1954年原子能法》（AEA）的法定要求，铀浓缩设施和生产设施在获得许可证之前不得开始建设。为明确这一要求，NRC在法规中新增专门针对铀浓缩设施的第70.23(a)(8)条。

此外，现行条款要求某些材料设施必须在至少开始建设前九个月提交申请。考虑到这一要求既非法律规定，也不能实质性改善审查过程，因此NRC将删除这一要求。相反，NRC认为，申请前的互动比固定的九个月期限更能有效实现对齐建设进度细节的目标。申请方应继续在整个建设项目期间，将建设进度及时同步给NRC负责区域检查和项目管理的工作人员，以促进有效沟通和协调。

NRC拟为含有1类或2类放射性物质的大型部件和坚固构筑物中的材料存储设立新的豁免。本拟议法规将修改第37.5条“定义”，增加“大型部件”和“坚固构筑物”的定义。考虑到大型部件的尺寸和重量，其被盗或转用的风险较低。坚固构筑物内的放射性物质只能通过使用重型设备移除结构部件或重达2000公斤的大型通道块才能接触，进入这些坚固构筑物也需要一定时间。

拟议法规还将在第37.11条“特定豁免”中增加一项新豁免：NRC拟增加第37.11(d)条，规定如许可证持有者满足以下条件，则含有1类或2类放射性物质的大型部件和坚固构筑物可获得豁免：（1）以书面形式识别出含有1类或2类放射性物质的大型部件和坚固构筑物；（2）拥有经批准的10 CFR第73部分安保计划或10 CFR第37部分书面安保计划中明确了足以探测、评估和应对实际或企图盗窃或转用的安保措施，并包含这些活动所需时间的书面分析；（3）有书面分析证明这些措施不会降低10 CFR第73部分安保计划的有效性。

此外，因现有法规并未清晰说明哪些类型的放射性废物可获得10 CFR第37部分的豁免，NRC拟修订第37.11(c)条中关于放射性废物豁免的法规措辞。这将为许可证持有者实施该条款提供更大的监管确定性。

NRC拟制定法规，简化10 CFR第70部分材料设施许可证申请的审查流程，这些设施及美国能源部（DOE）试点燃料生产线此前已获得DOE反应堆试点计划的授权。除了在第70.4条中定义试点燃料生产线外，NRC还将修订第70.11条，新增(d)款，由DOE为民用目的授权的试点燃料生产线的建设和运营可免于NRC许可证要求。

NRC计划简化对此类设施潜在商业运营的许可。由于非商业性的DOE授权试点燃料生产线最终可能转为商业运营，从而需要获得NRC许可，因此对第70.22(r)条的拟议修订还将明确此类NRC许可证申请方需要向NRC提供哪些补充信息。拟议修订规定，对于最初作为DOE授权试点燃料生产线建设和运营的设施，其NRC许可证申请方需要在其申请中描述其如何满足所有适用的NRC法规和法定要求，包括DOE授权如何部分或全部满足这些要求。NRC可要求申请方提供授权文件的安全分析报告及其他支持性安全和安保相关文件的参考和摘录。且如NRC为作出安全和安保认定需要更多信息，可要求申请方提供完整文件。

本法规制定还将修订第70.23条，新增(a)(15)款，以明确NRC在批准同时作为DOE授权试点燃料生产线设施的第70部分许可证申请时必须作出的认定。具体而言，新条款将要求NRC在签发许可证前，确认申请满足所有相关法定条款和适用法规，包括DOE授权未满足的任何必要条件。

NRC针对乏燃料后处理设施提出了一套新的许可框架，旨在解决现行法规在适用性、清晰度和效率方面的长期不足。此前，后处理设施既可依据10 CFR Part 50（适用于生产设施的两步许可流程），也可通过Part 70（特殊核材料许可）申请许可证，但后者并未明确涵盖后处理设施，法规适用存在模糊地带。NRC在2009年的差距分析中识别出23项监管空白，即现有条款在安全分析、流出物监测、应急准备等方面均未能充分覆盖后处理设施特有的风险，申请方往往需要额外申请豁免或附加许可条件，流程繁琐、充满不确定性。

为改善这一问题，NRC拟将后处理设施正式纳入10 CFR Part 70的许可体系，并提供一种有别于Part 50两步流程（建设许可＋运行许可）的替代方案——即“联合许可”一步式审批路径。同时，根据设施是否属于《原子能法》定义的“生产设施”，适用不同的要求：属于生产设施的，须满足法定强制性条款，包括提交技术规格、操作员许可计划、ITAAC（检查、测试、分析和验收标准），并举行强制性听证；不属于生产设施的，则享有更大灵活性，无需提供技术规格和ITAAC，也不要求强制听证，但仍需具备操作员许可计划（若涉及“管控”操作）、遵守财务保险和外国控制禁令，且不得自担风险建设。

在具体法规层面，NRC新增了“联合许可证”“管控”“操作员许可证”等关键定义，明确了申请内容须涵盖废物管理、质量保证计划（参照Part 50附录B）、应急计划和退役经费等要素。更重要的是，新框架采用技术中立和逐案审议的原则，不预先规定所有安全要求，而是要求申请人根据自身技术特点识别适用的监管空白，并通过提议附加许可条件或申请豁免的方式加以解决，NRC则逐案审查以确保安全。这一灵活设计既为未来多样化后处理技术预留了空间，也在不降低安全标准的前提下显著提升了许可流程的可预期性和效率。

NRC拟取消此前针对这些设施的两步许可流程——该流程要求委员会在建设前批准主要构筑物、系统和部件的设计基准，并提交详细的安全评估。这些要求早于H子部分引入的综合安全分析（ISA）体系，如今ISA已能提供更全面、系统的安全评估，原先的两步流程已失去必要性，取消这一要求可显著降低申请方的时间和资源成本，且不削弱安全水平。

针对构筑物是否必须被指定为“安全依赖项”（IROFS）这一长期争议，NRC引入了灵活的替代方案。根据现行规定，几乎所有提供安全功能的构筑物都可能被认定为IROFS，因此在记录和维护方面有诸多要求。NRC将通过该拟议法规允许仅依靠“结构稳定性”抵御自然现象引发事故的构筑物不被划为IROFS，前提是申请方通过事故序列分析证明其满足安全性能要求。这些构筑物仍须保持可用性和可靠性，但记录和报告义务大幅减轻，且变更管理更加灵活。

NRC对报告和记录保存要求进行了全面精简。分散在§70.50、70.52和70.74等条款中的报告义务被合并至附录A，统一了报告框架；同时取消了部分低风险事件的报告要求（如发生在公众无法进入的受控区域内的污染事件），延长了后续报告的提交期限（从30天增至60天），并允许许可证持有者根据设施特定风险设定更灵活的报告阈值，不再僵硬地套用安全分析中的标准定义。对材料控制和衡算计划、实物保护计划和安保计划变更的报告时间也分别从2个月或6个月延长至4个月或12个月。

NRC拟取消干式贮存容器设计认证中的法规制定环节。此前，NRC在完成对符合性证书（CoC）申请的安全审查后，还必须启动一项直接最终法规制定程序，将每个CoC正式编入§72.214的清单中，才能使其生效。拟议法规将做出修改：NRC在做出安全认定后直接签发CoC，并将其公布在NRC官网的公开列表中，不再需要通过法规制定来将CoC写入联邦法规。这一变动不改变安全审查的深度和严格性，不影响通用许可证持有者对已批准容器的使用方式，也不削减公众获取信息的渠道，但每年可为NRC节省约1,500小时的法规制定工作量，并使CoC申请方提前约6个月获得批准，从而加快容器设计进入市场的速度。

NRC还修改了§72.48条关于“评估方法”变更的规则。根据此前规定，任何偏离原安全分析中已批准评估方法的行为，即使影响极微，也需要事先获得NRC批准，该程序刻板且耗时。新法规允许许可证持有者在变更导致安全裕度“不超过最小增加”的前提下自行调整评估方法，无需事先获批；同时，对于仅涉及ITS（安全重要）类别“C”或“对安全不重要”部件的评估方法变更，也免于事先审查。给予了许可证持有者更大的操作灵活性，并确保对安全运行或重大安全影响至关重要的变更仍需NRC把关。

NRC简化了§72.48变更评估的报告要求。原§72.48(d)(2)要求许可证持有者就所有§72.48评估结果提交报告，这一义务被完全取消，相关记录由许可证持有者自行保存备查即可。在通用许可证持有者与CoC持有者的关系上，新法规明确：通用许可证持有者采用CoC持有者发起的变更时，若无需进行场址特定调整，则不必重复进行完整的§72.48评估，从而避免了重复劳动。报告和通知时间也得到优化——首次储存乏燃料的通知时间从装载前90天提前至30天，容器注册信提交时间从装载后30天延长至90天，将行政资源集中在真正重要的节点上。

在许可证延续和流出物监测方面，NRC将特定许可证持有者的延续申请截止日统一为到期前30天（与CoC续期一致），并取消了年度流出物监测报告的强制提交要求，改为由许可证持有者留存记录并接受检查。NRC还修改了乏燃料的定义，明确其为经辐照且未经后处理的燃料，以适应先进反应堆新型燃料的描述。

总体来看，本次拟议法规制修订是NRC“去监管化”改革的重要组成部分。NRC旨在识别并取消已不再必要或冗余的行政程序，引入灵活且风险指引型的替代方案，精简报告和记录保存义务，同时保留并强化对关键安全要素的审查和监督，从而在不降低安全标准的前提下，提高监管效率、加速先进核能技术的部署和能源供应。

作为响应第14300号行政令而开展的一系列法规制修订工作之一，美国核监管委员会（NRC）对其监管放射性物品运输的法规进行重大更新，并于2026年7月22日发布了《货包认证要求现代化》法规草案，用更灵活的风险指引型框架取代现行的“清单式”认证要求，以支持先进反应堆、新型核燃料和新兴技术开发部署。

本次修订的总体思路是在现行监管框架内增加灵活性，以支撑未来微堆及其他类似新型核技术在美国的部署，主要包括以下方面内容：

• 增加货包设计认证的替代合规路径，申请方在证明其运输货包设计符合NRC法规规定的物理试验或分析要求时，可自愿选择采用风险指引型或基于性能的替代方法，并证明其货包设计能达到与现行法规等效的安全水平，从而获得认证灵活性。

• 在特定条件下，允许适当提高部分B型货包的辐射水平限值（现行标准是距车辆2米处辐射剂量率不得超过0.1 mSv/h，新增可选标准允许提高至0.5 mSv/h），以便微堆等新型运输货包设计在提交NRC审查时能够顺利通过认证。NRC认为微堆技术在未来的灾后应急响应以及偏远地区供电方面具有潜在的重要意义，此举主要便于微堆上述场景下的快速运输，减少额外屏蔽带来的重量和尺寸负担。

• 简化合规证书持有方的相关要求，减轻其负担，同时缩短证书申请的审查周期。

• 允许以电子方式提交所需的报告和认证文件，从而取消纸质报告要求。

NRC关于放射性物品整备和运输的法规编入《联邦法规》第10编第71部分（10 CFR Part 71），对货包批准、装运准备以及许可材料运输的程序和标准作出了具体规定。这些要求适用于任何被授权接收、持有、使用或转让许可材料的NRC持证方，包括将许可材料交付给承运人或将其运出场外的持证方。根据Part 71，NRC审查并认证B型和易裂变材料运输货包设计，以确保在正常运输工况和事故工况下公众健康、安全及环境得到充分保护。经NRC认证的货包运输还须遵守美国运输部（DOT）的危险品运输法规，后者管辖装运准备、标识及操作管控等。作为共同监管美国放射性物品运输的机构，NRC和DOT的法规提供了一致且全面的管理方法，且不存在重复要求。

NRC现行法规为B型和易裂变材料运输包装设定了明确、完善的设计与性能标准，确保了放射性物品运输的安全可靠。然而，微堆等新技术在设计、运行和部署方式具有特殊性，有必要采用不同的性能准则。尤其是一些申请中涉及的情形，例如燃料冷却时间较短，在现行法规中并无对应规定，若能给予一定的监管灵活性，将更有助于在确保公众健康与环境安全得到充分保护的前提下，推动相关技术的应用。本次法规修订正是要在保持Part 71安全目标不变的前提下，提供监管灵活性，支持创新。

本次拟议修订对被监管方带来的影响总体上是积极的。首先，申请方在货包设计认证过程中获得了更大的灵活性——可自愿选择风险指引方法替代物理试验，降低设计验证成本和时间。电子提交方式简化了报告流程，删除冗余定义减少混淆，系固标准也与国际接轨，整体上减轻了行政负担，NRC预期审查周期也将有所缩短。

在经济性方面，新设的辐射标准允许在特定条件下减少屏蔽层厚度，例如将碳钢屏蔽从2英寸减至1.5英寸，单件货包即可节省约2.5万美元的设计成本。同时，货包重量的减轻还将降低运输过程中的燃料消耗和车辆磨损，带来额外的长期经济效益。据NRC估算，若未来40年内2102座微堆全部采用减薄屏蔽设计，全行业累计可节省约5,250万美元。

需要注意的是，所有新增条款均为自愿采用，申请方完全可以继续沿用现行标准，不会因本次修订而增加任何强制性义务。不过，若选择采用更高辐射标准，申请方还需同时获得美国运输部的例外许可或特别许可，因为运输部的现行限值仍维持在原有水平（即0.1 mSv/h）；此外，该高辐射标准仅适用于美国国内运输，若涉及出口则需另行经外国主管机关验证。

总体而言，本次修订是NRC响应行政令、适应核技术创新的一项重要举措，将为微堆等新型核技术的商业化及应急部署创造更加有利的监管环境。相关方可在最终法规发布前通过公众评论渠道提出意见和建议。

美国核监管委员会（NRC）于近期发布了修订的《辐射防护标准》法规草案，以落实第14300号行政令要求。修订的核心是废除基于线性无阈值（LNT）模型的“合理可行的低水平”（ALARA）原则，转向以确定性限值为主的监管框架，并基于科学证据和数十年监管经验，解决当前监管中在极低剂量辐射防护方面存在的过度保守与主观性过强的问题，在坚守安全底线的同时，增加监管灵活性、减轻企业负担。

NRC修订《辐射防护标准》是为了配合《2024年加速部署多功能先进核能清洁能源法案》（ADVANCE法案）的立法目标，回应第14300号行政令 “关于改革核监管委员会的命令”第5(b)节的要求，以及应对第14156号行政令宣布的“国家能源紧急状态”及人工智能等能源密集型技术带来的全球竞争压力。

历史上NRC及其前身一直认为，辐射防护标准应随新科学知识和监管经验而不断调整。NRC承认其辐射防护标准的某些方面存在过度的主观性，导致评估过于保守，与NRC的“效率”、“清晰性”和“可靠性”等良好监管原则相冲突。因此，NRC提议修改其法规和指南，以减少主观性和申请方与持证方面临的不必要负担，并提高与许可审批和核技术使用相关的灵活性，同时确保对辐射照射健康效应提供充分防护的合理保证。

新修订的法规主要影响《联邦法规汇编》第10编第20部分（10 CFR Part 20），适用于所有NRC持证方。协议州若需保持兼容性，也将受影响。预计拟议法规每年将为核行业、协议州以及NRC分别节省成本约953万美元、24.4万美元、70.4万美元。

删除ALARA原则：从10 CFR第一章的法规要求中删除ALARA原则，并建立一个分级的剂量监管框架，该框架包括辐射防护的确定性阈值、剂量管理方法以及可接受的剂量测定方法。

建立“计划职业剂量限值延期”程序，允许辐射工作人员在特定条件下，单年接受的职业辐射剂量超过年度限值，但前提是未来几年的平均剂量必须拉回到标准限值以下。

引入与职业剂量限值相关的必要监测结果的报告阈值，即只有当剂量监测结果达到或超过该阈值，才需向NRC正式报告。

变更非计划超照射报告标准，将公众和职业有效剂量限值的非计划过量照射报告标准，替换为五年剂量评估。

在实施充分管控措施的前提下，允许以“一事一议”方式处理公众剂量限值与可达剂量率的偏差。

支持持证方可自由选择使用现代剂量建模/计算方法。

在监管导则（RG）1.183中明确规定后果分析适用 10雷姆的设计基准事故验收准则，并废止“远低于限值”、“一小部分”等模糊表述。

允许持证方使用 NRC已批准的呼吸防护装置，并在一定范围内允许这些装置存在偏差，而无需重新申请许可。

引入修订后的放射性流出物控制阈值/约束值，以确保与公众剂量限值之间留有充分裕度，并支持环境政策目标的实现，同时为持证方减轻负担、增加灵活性。

现行10 CFR Part 20标准上一次重大修订是在1991年，采纳了国际放射防护委员会（ICRP）第26号出版物（1977年）的建议，核心变化是引入“有效剂量”概念，将不同类型辐射照射统一换算为全身等效剂量。其基本假设包括：在通常辐射工作条件下，剂量与随机性健康效应（如癌症）的发生概率之间存在无阈值的线性关系（即LNT模型）；随机性效应的严重程度与剂量无关；非随机性效应（组织效应）存在阈值，低于该阈值则不会发生。

此后，ICRP于1991年和2007年分别发布了第60号和第103号出版物，前者建议将职业剂量限值从每年5雷姆降至5年平均每年2雷姆，后者更新了组织权重因子并引入环境防护框架。NRC经评估后均未采纳为强制性要求，主要考量是现有标准已提供充分防护，且修订成本与安全效益不匹配。2014至2016年间，NRC曾尝试推进法规修订工作，但因公众意见普遍不赞成而于2016年终止。

2015年，NRC收到三份法规修订请愿书，要求停止使用LNT模型并删除ALARA原则，理由是低剂量辐射具有“兴奋效应”（即有益健康）。NRC于2021年驳回该请愿，指出没有令人信服的证据支持兴奋效应，且国内外权威科学机构均不认可其作为监管模型。

然而，NRC在驳回请愿的同时也承认，ALARA在执行层面确实存在严重问题，比如缺乏清晰的终点判断标准、过度主观、易导致选择性执法等。不同持证方在降低剂量的投入上差异巨大，且行业自定基准普遍远超NRC在NUREG-1530中的建议值。正是这些执行层面的顽疾，构成了本次法规修订的核心动因。

NRC认为其现行辐射防护标准在制定过程中参考了充分的研究与分析，具备科学基础。但数十年来，业内公认低剂量区的剂量学模型和方法存在较大不确定性，这主要是因为相关模型在很大程度上依赖于从高剂量、高剂量率数据向低剂量区的外推。然而，细胞在低剂量下的响应是复杂且可能具有适应性的，单靠流行病学数据的外推难以完全反映这一机制，因此必须借助科学判断来弥补。

低剂量辐射风险评估的困难还源于流行病学研究本身的局限性。例如，要区分极低剂量辐射诱发的癌症与人群中本就高发的基线癌症（美国实体癌死亡率高达20%），统计上存在“信号”被“噪音”淹没的问题。此外，细胞的防御机制及其对长期健康影响的作用仍未完全明确。为应对这些不确定性，科学界引入了剂量和剂量率效能因子来调整线性模型的斜率，但剂量率效能因子的具体取值本身仍依赖科学判断，且其实际应用并未真正改变辐射限值的制定，也没有推动对极低剂量照射的严格管控。

总体而言，NRC的辐射防护标准在保护公众健康方面是有效的，问题不在标准本身，而在于执行层面。某些标准被解读为要求剂量“无止境地持续降低”，导致在实际操作中“停不下来”的困境。这种过度保守有时会严重低估核活动相对于风险的收益，带来高昂的经济成本，甚至抑制技术创新。

NRC在重新审视LNT模型和ALARA原则后认为，LNT模型在极低剂量区间存在科学局限性，但也未能找到合适的替代模型。该模型因无阈值设定，在实践中被简化为“即使最低剂量也会增加癌症风险”的结论；而ALARA原则本身是从LNT模型中衍生出来的，导致ALARA原则在执行中容易陷入机械地追求剂量降低，而非审慎考量这些降低措施的合理性，而丧失了其原本应有的合理性判断。这种机械执行造成了巨大的经济成本和运营及许可审批的低效率，却没有带来相应的公众健康与安全收益，与ALARA原则的初衷严重偏离。

基于此，本次法规修订的核心目标是使ALARA原则回归其本意，即在剂量限值以下，只有在合理且有助于确保不超过限值的前提下，才要求进一步降低剂量。具体路径包括：在法规和导则中全面废止ALARA术语；不再僵化遵循LNT模型及其无阈值逻辑，而是有选择地利用线性剂量响应模型的合理部分；同时明确剂量限值以下的分级管理要求，使剂量控制决策更加客观、清晰。新修订的法规不会强制持证方改变现行做法，但将明确合规基准，并设定低于剂量限值的触发阈值，以此建立分级剂量管理框架。

此外，NRC还拟通过本次修订增加监管灵活性、去除过度审慎要求。主要变更包括：减少部分辐射监测和超限事件的报告义务；允许持证方采用现代剂量测定方法而无需申请豁免；允许为进入控制区的公众成员申请更高剂量限值；允许持证方基于多年平均剂量管理职业照射，避免计划特殊照射的繁琐程序。这些调整不影响希望沿用现有方案的持证方。

在是否采用确定性剂量限值的问题上，NRC经评估后认为，科学界尚未就随机性健康效应是否存在阈值达成共识，已有证据不支持为随机性效应设立确定性限值并转向“可行/不可行”的二元监管模式。因此，NRC将继续以线性剂量响应模型为基础，但通过设定分级行动阈值，为监管决策提供更高的清晰度和客观性。这种随机性剂量限值以下的分级剂量管理方法与NRC整体风险指引型监管方法相一致，其总体目的是确保NRC的辐射防护监管框架与科学共识保持一致，同时回应第14300号行政令中关于LNT模型缺陷和美国ALARA原则实施问题的意见。