1、ICS 2712020F 77 囝亘中华人民共和国国家标准GBT 1768012008代替GBT 176801 1999核电厂应急计划与准备准则第1部分：应急计划区的划分Criteria for emergency planning and preparednessfor nuclear power plantsPart 1：The dividing of emergency planning zone2008-07-02发布 2009040 1实施丰瞀髁紫瓣警糌瞥星发布中国国家标准化管理委员会“”。刖 昌GBT 1768012008GBT 17680核电厂应急计划与准备准则分为12个部分：第
2、1部分：应急计划区的划分；第2部分：场外应急响应职能与组织机构；第3部分：场外应急设施功能与特性；第4部分：场外应急计划与执行程序；第5部分：场外应急响应能力的保持；第6部分：场内急响应职能与组织机构；第7部分：场内应急设施功能与特性；第8部分：场内应急计划与执行程序；第9部分：场内应急响应能力的保持；一一第10部分：核电厂营运单位应急野外辐射监测、取样与分析准则；第11部分：应急响应时的场外放射评价准则；第12部分：核应急练习与演习的计划、准备、实施与评估。本部分是OBT 17680的第1部分。本部分采用了国际通用的确定核电厂应急计划区的一般安全准则，并参考了美国、加拿大、法国和英国等国核电
3、厂应急计划区的划分准则。本部分代替OBT 176801 1999核电厂应急计划与准备准则应急计划区的划分。此次修订主要是一些编辑性修改。本部分与GBT i76801 1 999相比，主要差别是：前言的内容更为完备，明确了本部分所提供的是划分核电厂应急计划区的技术依据；引用文件修订为我国正式发布实施的国家标准GB 18871；删除了第4章原44有关确定应急计划区的范围时可以只考虑放射性物质向大气的释放而可以不考虑放射性物质向水体的释放的规定；在61I中，增加了确定烟羽应急计划区的范围时考虑机组反应堆热功率大小的规定。本部分由中国核工业集团公司提出。本部分由全国核能标准化技术委员会归口。本部分起草
4、单位：核工业标准化研究所、广东核电合营有限公司、中国核工业集团公司安质部。本部分的主要起草人：禚风官。本部分所代替标准的历次版本发布情况为：GBT i76801 1999。核电厂应急计划与准备准则第1部分：应急计划区的划分GBT 17680120081范围GBT 17680的本部分规定了核电厂应急计划区的通用划分准则，推荐了压水堆核电厂应急计划区的范围。本部分适用于压水堆核电厂应急计划区的划分；其他堆型核电厂应急计划区的划分可参照执行。2规范性引用文件下列文件中的条款通过GBT 17680本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适
5、用于本部分，然而，鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注El期的引用文件，其最新版本适用于本部分。GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准3术语和定义下列术语和定义适用于GBT 17680的本部分。31应急计划区emergency planning zone为在核电厂发生事故时能及时有效地采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围建立的、制定了应急计划并做好应急准备的区域。32烟羽应急计划区plume emergency planning zone针对烟羽照射途径(烟羽浸没外照射、吸人内照射和地面沉积外照射)而建立的应急计划区。这种应急计划区又可以分为内
6、、外两区，在内区做好能在紧急情况下立即采取隐蔽、服用稳定碘和紧急撤离等紧急防护行动。33食入应急计划区ingestion emergency planning zone针对食人照射途径(食入被污染食品和水的内照射)而建立的应急计划区。但食品和饮水控制通常不属于“紧急”防护对策，一般情况下允许根据事故释放后所进行的监测与取样分析来确定实施此类应急响应的范围，在应急计划阶段考虑食入应急计划区的范围和安排有关应急措施时应充分考虑这些因素。34设计基准事故design basis accident核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措旌的那些事故工况。在这类事故工况下，放射性物质的释放可由适当设
7、计的电厂设施限制在可接受限值以内。35严重事故severe accident严重性超过设计基准事故的核电厂状态，包括造成堆芯严重损坏的状态。在这类事故状态下，放射1GBT 1768012008性物质的释放可能失去应有的控制，导致超过可接受限值的严重辐射后果。这类事故有时也称为“超设计基准事故”。4应考虑的事故41 确定核电厂应急计划区时，既应考虑设计基准事故，也应考虑严重事故，以使在所确定的应急计划区内所做的应急准备能应对严重程度不同的事故后果。42对于发生概率极小的事故，在确定核电厂应急计划区时可以不予考虑，以免使所确定的应急计划区的范围过大而带来不合理的经济负担。43应利用国家有关审管部门
8、认可的分析方法与程序来确定所考虑事故的源项与后果。在暂时没有合适的分析方法与程序可供利用的情况下，可参照利用同类核电厂同类事故的源项数据，但应经过论证。44确定核电厂应急计划区时所考虑的事故及其源项应经国家有关审管部门认可。5确定应急计划区范围的一般方法与安全准则51一般方法确定核电厂应急计划区的范围时，应遵循下述一般方法：a)按照第4章的有关规定，确定应考虑的事故的类型及源项。b) 计算事故通过烟羽照射途径使公众可能受到的预期剂量和采取特定防护行动后的可防止的剂量，并估计可能被污染的食品和饮用水的污染水平；计算中所用的环境转移模式和参数应是审管部门推荐或认可的。c) 将所得到的剂量数据和污染
9、水平与GB 18871所规定的相应的通用优化干预水平或行动水平进行比较，确定应急计划区的范围大小，使在所确定的应急计划区的范围之外，事故可能导致的公众剂量和食品与饮用水的污染水平分别低于相应的通用优化干预水平和行动水平。52确定烟羽应急计划区范围的安全准则确定烟羽应急计划区的范围时，应遵循下列安全准则：a)在烟羽应急计划区之外，按第4章的规定所考虑的后果最严重的严重事故序列使公众个人可能受到的最大预期剂量不应超过GB 18871所规定的任何情况下预期均应进行干预的剂量水平lb)在烟羽应急计划区之外，对于各种设计基准事故和大多数严重事故序列，相应于特定紧急防护行动的可防止的剂量一般应不大于GB
10、18871所规定的相应的通用优化干预水平。53确定食入应急计划区范围的安全准则确定食入应急计划区的范围时，应遵循下述安全准则：在食入应急计划区之外，大多数严重事故序列所造成的食品和饮用水的污染水平不应超过GB 18871所规定的食品和饮用水的通用行动水平。6应急计划区的区域范围与实际边界的确定61区域范围611对于压水堆核电厂，在符合52规定的安全准则的前提下，其烟羽应急计划区的区域范围，一般应考虑反应堆热功率的大小，在以反应堆为中心、半径7 kraal0 km范围内确定；烟羽应急计划区内区的区域范围，一般应考虑反应堆热功率的大小，在以反应堆为中心、半径3 km5 km的范围内确定。612对于
11、压水堆核电厂，在考虑到53所规定的安全准则的前提下，其食入应急计划区的区域范围，在应急计划与准备阶段可根据应急计划所考虑的事故的辐射后果的评价结果来考虑；应急响应时，可根据实际监测与取样分析的结果来确定实施有关响应行动的区域范围。2GBT 176801200862实际边界的确定确定应急计划区(特别是烟羽应急计划区)的实际边界位置时，除了应遵循第5章所规定的安全准则以及61所规定的区域范围要求之外，还应考虑核电厂周围的具体环境特征(如地形、行政区划边界、人口分布、交通和通信等)社会经济状况和公众心理等因素，使最终划定的应急计划区的实际边界(不一定是圆形)符合实际，便于进行应急准备和应急响应。63多堆厂址应急计划区的范围与边界对于多堆厂址，应确定一个统一的应急计划区。其范围应包含按照第5章以及61和62的要求针对每个反应堆机组所确定的应急计划区的范围，其边界可以是各机组应急计划区边界的包络线。
