核反应堆工程安全

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核安全专业实务(2)1第一章核反应堆工程§10核动力厂防火设计§11核动力厂的概率安全分析

及其在安全管理中的作用§12核级设备的核安全基本要求§15核动力厂的在役检查和定期试验§16核材料管制

§17核动力厂营运单位的应急准备和应急响应2

§10核动力厂防火设计

一、

核动力厂防火要求

二、核动力厂防火的设计方法

3一、

核动力厂防火要求核电厂的运行经验表明，火灾和爆炸是威胁核电厂安全的重要事件之一，因而防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位，对火灾和爆炸的防护也以保证停堆、排出余热和包容放射性三个基本安全功能为主要目的。纵深防御概念，三个层次：（1）第一个层次是防止发生火灾;（2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害;（3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重要功能的影响减至最低。4二、核动力厂防火的设计方法

（1）布置要求（2）防火区（3）火灾封锁法（4）火灾扑灭法（5）火灾和灭火系统的二次效应（6）火灾危害性分析5

§11核动力厂的概率安全分析

及其在安全管理中的作用

一、核动力厂概率安全分析简介

二、

概率安全分析在安全管理中

的作用

6

一、核动力厂概率安全分析

简介

概率安全分析通常可以在三个级别上进行：（1）1级概率安全分析：用以确定严重堆芯损坏的频率；（2）2级概率安全分析：用以确定安全壳失效和大规模放射性释放的频率；（3）3级概率安全分析：用以评价放射性释放的厂外后果，以及公众的风险。7通常一个1级概率安全分析工作要包括下述方面：

（1）放射性源和始发事件的确定：

（2）事故序列模型化：事故序列的模型化包括两方面的内容，即事件序列的模型化和系统的模型化。事件序列的模型化以始发事件为开头，将导致堆芯严重损坏或维持堆芯完好的一系列事件模型化。事件序列模型多采用事件树的方法。系统的模型化将组成系统的各个部件和其失效模式模型化，从而得出系统的失效模型。系统模型化多采用故障树的方法。8

（3）数据评价和参数估计： 1）始发事件频率的数据2）部件失效和部件的共因失效，以及试验、维护和修理等工作导致的部件失效数据3）人员失误的数据（4）事故序列的定量化：（5）文档化工作：1）可追溯性2）顺序性9二、

概率安全分析在安全管理中的作用

（1）评价核动力厂的安全水平并鉴别需要改进的领域：1）确定支配性的事故序列2）确定安全重要的系统、部件和人员行动3）评价重要的相关性4）鉴别新的安全问题5）超设计基准事故或严重事故的分析评价6）设计改进7）确定安全研究的重点和优先性次序8）确定核动力厂的物项变更

10（2）评价核核动力厂的安安全水平并与与明确的或隐隐含的接受准准则进行比较较：1）与目标值值的比较：将将概率安全分分析的结果与与目标值进行比较较，确定核动动力厂安全水水平的可接受性；2）与“可接接受的”设计计进行比较：：将某一核动动力厂与另一相似的的，已完成概概率安全分析析工作并认为可接受的核核动力厂进行行比较，以判判断其安全水平；3）“可可替代的的”各种种设计方方案的比比较：在在设计过过程中用以比比较各种种“可替替代的””设计方方案，为为决策提供参考考。11（3）评评价核动动力厂的的安全水水平以帮帮助核动动力厂运运行：1）评估估核动力力厂的技技术规格格书等2）为维维修、试试验和检检查等活活动确定定合理的的次序3）评估估运行经经验4）事故故管理12§12核级设备备的核安安全基本本要求一．核核级设备备与常规规产品在在在设计计、制造造、质质量量控制制与与监督管管理方面面的基本本差别二．核级设备备的核安安全分级级与相应应工业标标准之间间的关系系三．核级设备备设计的基基本核安安全要求求四．核级级设备的可运行行性和功功能能力力13一.核核级设备备与常规规产品在在设计、、制造、、质量控控制与监监督管理理方面的的基本差差别确定设计计基准的的原则不不同(2)在在核级级部件与与设备的的设计、、制造、、安装等等活动中中必须采采用成熟熟的经过过验证的的技术(3)所所有应用用于设计计和设计计验证的的计算分分析软件件和验证证设施（（各种试试验台架架、装置置）均需需通过国国家核安安全局的的认可；；(4)从从事核级级部件与与设备设设计、制制造、安安装、检检验活动动的单位位必须依依据核安安全法规规获得国国家核安安全局颁颁发的资资格许可可证。14(5)所所有从从事核级级部件与与设备设设计、制制造、安安装、检检验活动动的单位位都必须须建立符符合核安安全法规规要求的的质量保保证体系。。(6)核核级部部件与设设备，特特别是首首次用于于核电站站的设备备必须通过过设备鉴鉴定方可可使用。。(7)所所有的的核级部部件与设设备的相相关活动动，包括括设计、、制造、安安装、试试验、运运行、在在役检查查、维修修、更换、退役役等都必必须在国国家核安安全局的的独立监监督下实施，处处于严格格的受控控状态。。15二．核级设备备的核安安全分级级与相应应工业标标准之间间的关系系1.核核级机械械部件与设备的核核安全分分级①安全全级∶分分为安全全1级、、安全2级、安安全3级和安全全4级（（非安全全级）；；②抗震震分类∶∶分为抗抗震I类类和抗震震II类类。抗震I类类的部件件需承受受安全停停堆地震震的荷载载，抗震II类的部件需承承受运行行基准地地震的荷荷载；16所有的核核安全级级部件与与设备(核安全全1、2、3级级)均为为抗震ⅠⅠ类，即即要求部部件与设设备能够够抵御““安全停停堆地震震（SSE）””的荷荷载而保保持其结结构完整整性、可可运行性性和功能能能力。。安全级、、质量级级、质量量保证级级对于某某一具体体部件与与设备而而言原则则上是一一致的。。安全4级级为非核核安全级级，执行行常规产产品相应应的标准准和质量量保证要要求（例例如∶ISO-9001）。。172.核核级电气气设备为为IE级级3.系统统安全分分级与部部件安全全分级的的关系①组成该系系统的部部件与设备的安全级级别与系统的的安全级级别相一一致；②安全级别别不同的的二个系系统之间间的接口口部件按较高高的级别别确定；；③与安全级级能动部部件配套套的电器器设备划划分为IE级；；184.核核级部件件、设备备的核安安全级别别与建造造规范、、标准之之间的关关系我国目前前尚未形形成完整整的有关关核动力力装置机机械部件件与设备备的设计计规范和和标准。。核级机机械设备备的设计计与制造造通常遵遵循国家家核安全全局认可可的国外外成熟规规范、标标准进行行，如∶∶美国机机械工程程师学会会AMSE制定定的《锅锅炉与压压力容器器规范》》相关卷卷册；或或法国核核岛设备备设计和和建造规规则协会会AFCEN制制订的《《压水堆堆核岛机机械设备备设计和和建造规规则RCC-M》和《《压水堆堆核电厂厂在役检检查规则则RSEM》。。19三．核级设备备设计的基基本核安安全要求求1.在核设施施（包括括核电厂厂）服役役的核级级设备与与部件在在核设施施的全寿寿期内能能够承受受运行状态态（包括括∶正常常运行和和预计运运行事件件）和事事故状态态的设计计基准事事故工况况下，各种稳态态和瞬态态的荷载载，并保保持其设设备与部部件压力力边界的的结构完完整性；；结构完整整性∶对对于设备备的承压压部件而而言，是是指对承承压部件件的压力力边界在在不同荷荷载作用用下其变变形特征征的限制制，例如如∶发生生弹性变变形、部部件结构不连连续的区区域中大大的塑性变形或部件结构的整整体塑性变形（其其结果会会使部件件丧失尺尺寸的稳稳定性）），不允许出出现部件件压力边边界的破破裂。202.在核设施施（包括括核电厂厂）服役役的核级级机械部部件与设设备在核核设施的的全寿期期内，在在运行状态态（包括括∶正常常运行和和预计运运行事件件）和事事故状态态的设计计基准事事故工况况下，各种稳态态和瞬态态的荷载载的条件件下保持持其可运运行性和和功能能能力；3.在核设施施的全寿寿期内，，能够对对在核设设施（包包括核电电厂）服服役的核核级部件件与设备备的可运运行性和和功能能能力，以以及压力力边界的的结构完完整性进进行可靠靠的验证证性试验验和检验验。21四．核级级设备的可运行行性和功功能能力力1.核级级设备的抗抗震鉴定定设备抗震震鉴定所所采用的的方法主主要有：：①分析析法②试验法③分析和试试验相结结合的方方法。④利用用经验数数据鉴定定设备。。222．部件件与设备的环环境鉴定定①部件与设备必须须设计成成在所有有正常、、异常、、事故和事故后后等环境境下都具具有执行行它们的的设计安安全功能的能力力；②部件件与设备的环环境能力力必须用用适当的的试验和和分析予以证实实；③部件与设备的环环境设计计，环境境鉴定试试验的有有关分析工作与与核级设设备其它它活动一一样,都都必须须在符合合法规要求的的质量保保证体系系的有效效控制下下进行。。23例：安装装在安全全壳内的的核安全全1级电电动隔离离阀的鉴鉴定试试验至少少应包括括以下试试验项目目：l机械老化化试验;l热老化试试验;l辐照老化化试验(辐照剂剂量应不不低于相相应位量在电厂厂运行全全寿期的的累积辐辐照剂量量);l抗震试验验;l失水工况况模拟试试验(必必须考虑虑失水工工况下安安全壳内环环境温度度，压力力的变化化以及安安全壳喷淋环境境中化学学介质的的影响)24鉴定试验验实施顺顺序①机械械老老化试试验验②热老老化化试验验③幅照照老老化试试验验④抗震震试试验验⑤失水水工况模模拟试验验25上述试验验必须在在同一个个被鉴定定的设备备上完成成，在完完成全部部试验过过程中，，不允许许对被试试验的设设备进行行维修。。若在鉴定定试验过过程中，，被鉴定定设备出出现故障障，则鉴鉴定试验验失败。。已完成成的试验验全部作作废，必必须分析析故障原原因，并并加以改改进后再再抽取一一台样机机重新安安排试验验，即按按试验项项目的顺顺序排列列，从第第一项开开始顺序序进行，，直到完完成全部部试验为为止。26§15核动力厂厂的在役役检查和和定期试试验一．核核动力厂厂的在役役检查二．核核动力厂厂的定期期试验27一．核核动力厂厂的在役役检查1．在役役检查的的目的在核动力力厂运行行寿期内内，部件件可能受受到多种种影响，，其单一和和组合结结果对核核电厂运运行寿期期的影响响是难以按核安安全所要要求的精精确度预预测的。。因此，，有必要检查核核电厂系系统和部部件，找找出可能能的损伤伤，以判断它们们对核电电厂继继继续安全全运行是是否可接接受，或是否有有必要采采取补救救措施。。282.核动力厂厂实施在在役检查查的前提和基础在役检查查规范的的应用的的前提、、基础是是核动力力厂的的的部件与与设备的的设计、、制造和和安装都都符合了了建造规规范的要要求；反反而言之之，如果果核动力力厂的某某部件或或设备的的设计、、制造或或安装不不能满足足该部件件或设备备的相应应建造规规范要求求时，则则不能或或至少不不能原样样使用有有关的在在役检查查规范的的有关要要求。293.对对在役检查查的设计考虑虑设计阶段段就应对对系统、、部件及及其布置置的设计计进行审审查，以以保证所所有要求求的检验验和试验验都能顺顺利进行行。总括起来来的核心心问题之之一是实实施在役役检察的的可达性性。在役检查查的“可可达性””问题，，除了涉涉及到人人员和检检验设备备的几何何空间的的可达性性外，还还涉及到到检验方方法的可可达性。。304.役役前检查查和在役役检查运行开始始前的役役前检查查，目的的是为了了建立设设备或部件在初初试状态态下的数数据。因因此，人人们称役役前检查为在役役检查的的“起始始零点””。在核核设施投投入正常常运行之后后的在役役检查时时，每次次在役检检查的结结果都有必要与起起始零点数数据进行比比较，核查查是否在运运行中产生了新新的役致开开裂、制造造和安装阶阶段产生的的可接受缺陷是是否在运行行中扩展、、先前在役役检查发现现的缺陷的扩展展趋势是否否可以接受受。役前检检查是十分分重要的，是在在役检查的的基础，因因而是核设设施运行安安全的基础。315.系统统的压力试试验系统压力试试验的目的的不同，系系统压力试试验的压力力就会明显不同。。试验温度取取压力容器器的RTNDT，再加上30℃。由于法国和和美国关于于水压试验验的要求不不完全一致致，因而在规定的的水压试验验压力方面面有差异，，这是二个个不同规范体系的的差异。在在具体应用用规范时，，特别是选选择水压试验压力力时，应充充分考虑到到规范体系系的差异，，考虑到规范体系系自身的自自洽性，不不要混用规规范，破坏坏了规范体系自身身的完整性性。326．核动动力厂在役役检查大纲纲及其实施施每一个核动动力厂都必必须编制该该厂的《在在役检查大大纲》。《在在役检查大大纲》是该该核电厂执执行役前检检查和全寿期期在役检查查的依据。。核动力厂营营运单位必必须将本厂厂的《在役役检查大纲纲》报送国家核核安全局审审评，经国国家核安全全局批准后后方可实施。核动力厂营营运单位必必须接受国国家核安全全局对役前前/在役役检查的监监督，并将将役前/在在役检查结结果报告报报送国家核核安安全局审评评。33二．核动动力厂的定定期试验定期试验是是核电厂重重要物项监监督大纲的的重要部分分。根据核核安全法规规的有关要要求，在核核电厂开始始运行前应应该完成为为安全运行行所必需的的构筑物、、系统和部部件的定期期试验大纲纲。大纲中中应该对试试验的范围围、项目、、方法、频频度以及可可以接受的的准则加以以规定。各个核电厂厂在运行开开始前就应应该编制完完成定期试试验所必须须的文件。。这些文件件应该由试试验大纲、、试验程序序等组成，，还应包括括与定期试试验有关的的管理文件件。还需要注意意的是，试试验程序必必须能证实实试验完成成之后被试试验的设备备已恢复到到它的正常常运行方式式。34定期试验包括功功能试验和和整体试验验:（1）功能能试验－设备控制制装置的逻逻辑试验对设备上的的传感器、、测量装置置以及与控控制和信号号有关的模模拟通道和和电路进行行试验35－设备的试试验要试验的主主要设备有有两类：－电动泵，，流量、压压头、振动动等参数－阀门，主主要是状态态变化（全全开←→全全关）、密封封性和动作作时间等参参数（2）整体体试验检查在正常常运行或事事故瞬态情情况下设施施的总体能能力（调节节、保护等等能力）。。36§16核材料管制制一、核材料料管制的目目的、基本本要求和采采取的对策二、核材材料衡算管管理三、实物物保护37一、核材料料管制的目目的、基本本要和采取取的对策1.核材料料:铀-235,含铀-235的的材料和制制品铀-233,含铀-233的的材料和制制品钚-239,含钚-239的的材料和制制品氚,含氚的的材料和制制品锂-6,含含锂-6的的材料和制制品其他需要管管制的核材材料国家对核材材料实行许许可证制度度38直接使用核核材料间间接使用核核材料2.核材材料管制目目的《条例》第第一条明确确指出，核核材料管制制目的是““确保核材材料的安全全与合法利利用，防止止被盗、破破坏、丢失失、非法转转让和非法法使用。保保护国家和和人民群众众的安全，，促进核能能事业的发发展”。在核能、核核技术广泛泛应用的今今天，如何何防范有预预谋的核走走私和极端端恐怖集团团的袭击以以及恐怖分分子利用核核材料进行行恐怖活动动，也是核核材料管制制的目的之之一。393.核材材料管制基基本要求（1）保证证符合国家家利益及法法律的规定定；（2）保证证国家和人人民群众的的安全；（3）保证证国家对核核材料的控控制，在必必要时国家家可以征收收所有核材材料。4.核材材料管制的的对策根据“安全全第一，预预防为主””的方针和和国际惯用用的对核材材料“看住住、发觉、、追回”的的纵深防御御思想，对对核材料管管制所采取取的主要对对策是：40––––实实物保护。。实施技防防措施和人人防措施相相结合的方方法，达到到“看住””核材料，，不让核材材料丢失或或破坏或非非法使用；；––––核核材料衡算算与控制。。通过核材材料进出量量的严格控控制，定期期盘存和衡衡算，及时时“发觉””核材料的的丢失；––––制制定应急行行动计划。。（又叫紧紧急情况的的处置方案案）一旦发发觉核材料料丢失，根根据预先制制定的应急急计划，采采取措施，，全力侦破破，“追回回”核材料料。上述三项措措施具有内内在的逻辑辑关系，相相互补充和和互相衔接接，构成了了一个完整整的核材料料管制安全全体系，确确保核材料料安全。41二、核材材料衡算管管理核材料衡算算管理，概概括为三部部分，即记记录报告系系统；衡算计算方法法和评价；；监督检查查大纲和程程序。1.衡算的分类类核材料衡算算管理分为为件料核设设施和散料料核设施2.核材料衡算算方法核材料衡算算采用闭合合平衡的方方法。所谓谓闭合是指指在实物盘盘存中，每每一项的物物料量必须须是实测值值，而所用用测量系统统的误差必必须是已知知的。42所谓核材料料平衡是指指加工生产产过程中，，核材料的的不平衡差差（MUF），即所所谓的无名名损失量，，必须是在在法规限定定的标准误误差的2倍倍之内。否否则，就认认为核材料料未达到闭闭合平衡，，有可能存存在核材料料的丢失、、盗窃或非非法转移。。不平衡差差的计算公公式如下：：MUF=X-Y+PB-K-PE式中，MUF——不不平衡差，，kg；X——周期期内调入量量，kg；；Y——周期期内调出量量，kg；；PB——期期初存量，，kg；K——已知知损失量，，kg；PE——衡衡算周期期期末存量，，kg。43各类设施的的闭合平衡衡MUF的的相对标准准偏差限值值设施类型δMUF（%）铀同位素浓缩铀加工钚加工厂铀后处理钚后处理0.20.30.50.81.0注：δMUF（%）———衡算全过过程中的MUF相对对标准偏差差，用总量的百百分数表示示。443.核材料料平衡区（（MBA）和关键测测量点（KMP）为了核材料料衡算管理理的方便，，一个衡算算单位往往往划分为若若干个核材材料平衡区区。平衡区区划分的原原则是：（1）平衡衡区的划分分应尽量与与实体边界界相一致；；（2）平衡衡区的大小小应有利于于核材料的的准确测量量和行政管管理；（3）平衡衡区的划分分应充分采采用封隔/监视系统统，以减少少测量工作量和保保证物流测测量的完整整性；（4）衡算算的方法，，是清点件件数还是测测量数量；；（5）物料料平衡计算算可能达到到的精度和和衡算报告告的简易性性；（6）充分分考虑企业业商业敏感感数据的保保密性。45三、实物物保护1.实物保护概概念核材料和核核设施实物物保护，其其含义为用用于防止非非法转移核核材料和破破坏核设施施的保护措措施和技术术。实物保护是是一个综合合性的概念念。它包括括设施设计计（包括平平面布置等等）和警卫卫组织、保保卫制度、、人防措施施等软件部部分以及实实体屏障、、探测报警警系统等技技术防范等等硬件部分分组成。实实物保护要要求有效性性和完整性性。上述各各组成部分分是否构成成一体，互互相补充，，不留漏洞洞，这是实实物保护完完整性要求求。上述各各组成部分分是否运行行正常，能能发挥预定定效果，这这是实物保保护有效性性要求。46实物保护的的目标是，，创造条件件将非法转转移核材料料或破坏核核设施的可可能性降低低到最低限限度，并提提供情况和和技术援助助，以支持持国家采取取迅速而全全面的措施施，确定遗遗失核材料料的地点并并追回核材材料及最大大限度地减减少破坏的的影响。2.核材材料实物保保护级别中华人民共共和国核材材料管制条条例实施细细则（HAF0601）第25条规定定了我国核核材料的实实物保护等等级划分。。HAF0601对一一、二、三三级核材料料的实体屏屏障的要求求作了明确确规定。其其中要求建建立完整、、可靠的实实体屏障。。47中国核材料料实物保护护等级划分分材料状态等级ⅠⅡⅢ钚未辐照过的2千克以上10克—2千克10克以下铀未辐照过的，U富集度≥20%的浓缩铀5千克以上1千克—5千克10克—1千克未辐照过的，U富集度在10—20%范围的浓缩铀

20千克以上1千克—20千克未辐照过的，U富集度＜10%的浓缩铀（不包括天然铀、贫化铀）——300千克以上10千克—300千克氚未辐照过的，以氚量计10克以上1克—10克0.1克—1克锂浓缩锂（以锂计）

20千克以上1千克—20千克483.核设施施实物保护护的分级1）一级实实物保护的的核设施：：-核材料数数量达到一一级实物保保护的核设设施;-堆芯热功功率在100MW(th)以以上的反应应堆装置；；-包含一部部分新近卸卸堆的燃料料，且总量量大于1017Bq铯-137（相相当于3000MW(th)反应堆的的堆芯存量量）的乏燃燃料池；-独立存放放和处理高高放废液的的设施；-独立的乏乏燃料元件件后处理设设施；-上述未包包括的其他他核设施。。492）二级实物保保护的核设设施：-核材料数数量达到二二级实物保保护的核设设施;-堆芯热功功率在2-100MW(th)的反应应堆装置；；-独立存放放和处理高高放固体废废物及中放放废液的设设施；-含有需作作主动冷却却处理核燃燃料的乏燃燃料池；-若发生不不受控临界界事故，其其影响可能能波及周界界外超过0.5千米米范围的设设施；-上述未包包括的其他他核设施。。503）三级实物保保护的核设设施：-核材料数数量达到三三级实物保保护的核设设施;-堆芯热功功率在小于于2MW(th)的的反应堆装装置；-独立存放放和处理中中放固体废废物及低放放废液的设设施；-若失去屏屏障，直接接外照剂量量率在1米米外超过100mGy/h的的设施-若发生不不受控临界界事故，其其影响可能能波及周界界外0.5千米范围围的设施；；-上述未包包括的其他他核设施。。514)核设施施的分区保保护：一级实物保保护的核设设施：实物保护区区域应划分分为：控制制区、保护护区、要害害区；二级实物保保护的核设设施：实物保护区区域应划分分为：控制制区、保护护区；三级实物保保护的核设设施设控制制区。524.实物保护系系统（PPS）设计和评评价（1）确定定实物保护护系统目标标①掌握核设施施的运行特特点和状况况②确定设设计基准危危胁（DBT）（2）实物物保护系统统的初步设设计实物保护系系统设计是是一个综合合性的系统统工程，它它由3个分分功能系统统组成，即即探测（报报警系统））、延迟（（障碍系统统）、响应应（防卫反反击系统））。每个实实物保护系系统都由这这3个基本本部分组成成。53----探探测部分是是由一系列列不同种类类的传感器器合理组装装而成,具具有对入侵侵罪犯的侦侦察监测功功能。----延延迟功能由由一系列实实物屏障提提供。-----响应力量量由警卫、、保安人员员以及响应应部队组成成。特别指出的的是要综合合考虑探测测、延迟和和响应三者者之间的关关系，使得得保护系统统具有纵深深保护和均均衡保护的的性质。54§17核动力厂营营运单位的的应急准备备和应急响响应一、我国核事故故应急管理理体制和应应急计划二、核动力力厂营运单单位应急响响应能力的的维持三、核动力厂营营运单位的的核事故应应急响应四、国家核安全全局监督职职责55一、我国核事故故应急管理理体制和应应急计划核事故应急急计划和准准备则是纵深防御的的最后一个个环节。在编制应急急计划时，，要求考虑虑包括严重重事故的事事故系列。。我国核事故故应急实行行三级管理理，即国家家级、地方方（省、自自治区、直直辖市）政政府级及核核设施营运运单位三级级，分层次次对相应核核事故应急急管理工作作负责。561．国家核核事故应急急管理与国国家核事故故应急计划划1).国国家家核核事事故故应应急急组组织织及及其其职职责责-国国家家核核事事故故应应急急协协调调委委员员会会-国国家家核核事事故故应应急急办办公公室室-应应急急指指挥挥部部-专专家家组组-联联络络员员组组572））国国家家核核事事故故应应急急计计划划(预预案案)-国国家家核核事事故故应应急急计计划划(预预案案)-各各成成员员单单位位的的应应急急响响应应方方案案-执执行行程程序序582．地地方方政政府府核核事事故故应应急急管管理理与与场场外外应应急急计计划划（1））地地方方核核事事故故应应急急管管理理组组织织及及其其职职责责-省省(自自治治区区、、直直辖辖市市））核事事故故应应急急管管理理委委员员会会-省(自自治治区区、、直直辖辖市市））核事事故故应应急急管管理理办办公公室室-应应急急指指挥挥部部-专专家家组组-联联络络员员组组59（2））地地方方政政府府的的核核动动力力厂厂场场外外应应急急计计划划-地方方政政府府的的核核动动力力厂厂场场外外应应急急计计划划-各各成成员员单单位位的的应应急急响响应应方方案案-执执行行程程序序603.核核动动力力厂厂营营运运单单位位的的核核事事故故应应急急管管理理和和场场内内应应急急计计划划（1））核核动动力力厂厂营营运运单单位位在在核核事事故故应应急急管管理理方面面的的职职责责（2））核核动动力力厂厂营营运运单单位位的的核核事事故故场场内内应应急急计划划①应应急急组组织织及及其其职职责责②应应急急状状态态、、干干预预水水平平和和应应急急行行动动水水平平应描描述述各各应应急急状状态态的的基基本本特特征征，，提提出出相相应应于于各各种种应应急急防防护护措措施施的的干干预预水水平平。。61核事事故故应应急急状状态态应急急待待命命厂房房应应急急场区区应应急急场外外应应急急(总总体体应应急急)62干预预水水平平干预预水水平平：：预预先先规规定定的的用用于于在在异异常常状状态态下下确确定定需需要要对对公公众众采采取取应应急急防防护护措措施施的的剂剂量量水水平平。。表1为为紧紧急急防防护护措措施施推推荐荐的的通通用用干干预预水水平平防护行动通用干预水平（由防护行动可避免的剂量）隐蔽撤离碘防护10mSv(两天）50mSv（一周）100mGy63表2为为临临时时性性避避迁迁和和永永久久再再定定居居推推荐荐的的通通用用干干预预水水平平防护行动可避免的剂量临时性避迁第一个月30mSv随后的某一个月10mSv

永久性再定居寿期内1Sv64表3食物物通通用用行行动动水水平平推推荐荐值值放射性核素推荐值（KBq/kg）作为普通消费食物牛奶，婴儿食物和饮水134Cs,137Cs,103Ru,106Ru,89Sr11131I10.190Sr0.10.1241Am,238Pu,239Pu240Pu,242Pu0.010.001

65应急急行行动动水水平平应急急行行动动水水平平：：用用作作应应急急状状态态分分级级基基础础的的核核电电厂厂起起始始条条件件，，如如预预先先确确定定的的、、该该核核电电厂厂及及其其厂厂址址特特有有、、可可观观测测的的阈阈值值或或判判据据。。核动动力力厂厂营营运运单单位位在在申申请请首首次次装装料料批批准准书书时时，，提提出出初初步步制制定定的的应应急急行行动动水水平平；；在在申申请请运运行行许许可可证证时时提提交交修修订订后后的的应应急急行行动动水水平平供供审审评评。。66制定定应应急急行行动动水水平平（（EmergencyActionLevels,简简称称EAL））是是一一项项复复杂杂而而困困难难的的工工作作，，它它要要求求对对厂厂址址条条件件、、机机组组各各系系统统性性能能和和特特点点、、运运行行条条件件及及事事故故分分析析都都有有深深刻刻而而全全面面的的了了解解。。EAL要要简简单单明明确确、、易易于于理理解解，，具具有有很很好好的的可可操操作作性性。。将应应急急初初始始条条件件按按其其性性质质分分为为四四大大类类，，即即A-----辐辐射射水水平平或或放放射射性性水水平平异异常常升升高高F-----裂裂变变产产物物屏屏障障失失效效H-----自自然然灾灾害害或或其其它它影影响响核核动动力力厂厂安安全全的的外外来来因因素素S-----系系统统故故障障67③应应急急设设施施和和设设备备———主控控室室———辅助助控控制制室室———应应急急控控制制中中心心———技技术术支支持持中中心心———运运行行支支持持中中心心———应应急急通通信信系系统统———监监测测和和评评价价系系统统———公公众众信信息息中中心心———防防护护设设施施68④应应急急响响应应行行动动和和防防护护措措施施⑤应应急急终终止止和和恢恢复复⑥应应急急能能力力的的维维持持⑦．．场场内内、、场场外外应应急急计计划划的的协协调调69制定定应应急急计计划划时时既既要要考考虑虑设设计计基基准准事事故故，，也也要要考考虑虑严严重重事事故故，，在在应急急计计划划区区内内所所作作的的应应急急准准备备应应能能应应付付严严重重程程度度不不同同的的潜潜在在事事故故后后果果。。确确定定核核动动力力厂厂应急急计计划划区区时时，，所所考考虑虑的的事事故故及及其其源源项项应应经经国国家家有有关关审审管管部部门门认认可可。。核动动力力厂厂应急急计计划划区区分分为为烟烟羽羽应应急急计计划划区区和和食食入入应应急急计计划划区区。。在国国标标GB/T17680.——2009核核电电厂厂应应急急计计划划与与准准备备准准则则中中，，推推荐荐我我国国压压水水堆堆核核电电厂厂应应急急计计划划区区范范围围如如下下：：烟羽羽应应急急计计划划区区（（根根据据机机组组热热功功率率））：：内区区3～～5km外区区7～～10km70我国国目目前前已已运运行行和和在在建建的的核核电电厂厂的的应应急急计计划划区区如如下下表表：：我国核电电厂应急急计划区区范围（（以反应应堆中心心为半径径，公里里）应急计划区主要防护措施大亚湾-岭澳核电站

秦山核电基地

田湾核电厂

烟羽应急计划区内区隐蔽、撤离、服用碘片0-50-30-4外区

隐蔽、服用碘片5-103-74-8食入应急计划区食物和饮水控制0-500-300-2871做为应急急计划的的补充，，营运单单位应急急组织也也要制定定一系列列应急执执行程序序。这些些程序是是各应急急响应组组的工作作文件，，对保证证应急组组织快速速启动、、正确响响应及平平时保持持良好应应急准备备状态都都是非常常重要的的。应急执行行程序虽虽然勿需需核安全全监管部部门审批批，但营营运单位位必须制制定严格格的编、、审、批批程序，，保证其其不断更更新。国国家核安安全在进进行应急急准备条条件检查查时，一一般都要要检查其其执行程程序的完完整性和和有效性性。72二、核动动力厂营营运单位位应急响响应能力力的维持持尽管核事事故概率率极低，，但营运运单位应应急准备备却必须须长备不不懈。只只有如此此，才能能有备无无患。营营运单位位的应急急响应能能力的维维持主要要包括以以下几方方面内容容：1．应急计划划的修订订与完善善2．应急工作作人员培培训制度度3．应急急设施、、设备的的可用状状态；734．应急演习习核事故应应急响应应过程可可能相当当复杂，，因此应应急演习习也必然然是多种种多样的的。应急急演习通通常按演演习涉及及范围分分为以下下几类：：(1)单单项项演习(2)综综合合演习（3）联联合演习习74对核动力厂厂营运单位位核事故故应急演演习频度度的要求求单项演习综合演习联合演习每年至少一次，通讯及数据传输系统的练习则要更多些每两年一次●首次装料前●运行阶段每五年一次75三、核动力厂厂营运单单位的核核事故应应急响应应1．应急急状态的的判断与与确认2．应急急组织的的起动3.通通讯应急急与报告告制度4．事故故诊断与与采取补补救措施施5．应急急监测6．源项项估算与与环境后后果评价价7．防护护行动和和剂量监监测8．医疗疗救护9．向地地方政府府提出的的场外行行动建议议10．应应急状态态的终止止与恢复复行动76核动力厂厂营运单单位应急急报告制制度核事故应急报告应急通告进入应急待命或更高应急状态后15分钟之内应急报告初始报告

进入厂房应急或更高应急状态后45