1、GB/T 17680.7-2003 前-E GB/T 17680(核电厂应急计划与准备准则分为以下10个部分zGB/T 17680.1 核电厂应急计划与准备准则应急计划区的划分;GB/T 17680.2 核电厂应急计划与准备准则场外应急职能与组织;GB/T 17680.3 核电厂应急计划与准备准则场外应急设施功能与特性;GB/T 17680.4 核电厂应急计划与准备准则场外应急计划与执行程序;GB/T 17680.5 核电厂应急计划与准备准则场外应急响应能力的保持sGB/T 17680. 6 核电厂应急计划与准备准则场内应急响应职能与组织机构gGB/T 17680.7 核电厂应急计划与准备准则
2、场内应急设施功能与特性;一GB/T17680.8 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序;-GB/T 17680.9 核电厂应急计划与准备准则场内应急响应能力的保持;GB/T 17680.10 核电厂应急计划与准备准则核电广营运单位应急野外辐射监测、取样与分析准则。本部分是GB/T17680的第7部分.是根据我国现行核应急法妮的要求，结合我国核电厂应急工作的经验和实际情况，参考美国的有关国家标准，在核行业标准EJ/T881-1994(核电厂营运单位应急设施的功能和特性准则基础上制定而成的，本部分自实施之日起EJ/T881-1994废止。本部分和核行业标准EJ/T881一1994相比主要
3、变化如下:应急设施的一般功能作了重大调整;应急设施的一般设置特性准则作了重大调整和补充s一一以附录A的形式补充规定了压水堆核电厂事故监视j系统通常监测的电厂状态重要安全参数示例。本部分的附录A和附录B是资料性附录。本部分由国家核应急办和全国核能标准化技术委员会提出。本部分由全国核能标准化技术委员会归口。本部分起草单位z国家环境保护总局核安全中心。本部分主要起草人3吴德强、刘新华。1 范围核电厂应急计划与准备准则场内应急设施功能与特性GB/T 17680.7-2003 GB/T 17680的本部分规定了核电厂场内核事故应急响应设施的功能和特性应满足的一般要求，不涉及详细的功能设计和技术性能设计要
4、求。在核电厂应急响应中要应用的但属于核电厂常规安全运行和专设安全系统的设施，亦不属于本部分涵盖范围。本部分适用于核电厂营运单位的应急计划与准备。2 规范性引用文件下列文件中的条款通过GB/T17680本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注明日期的引用文件，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。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本部分。GB/T 17680. 6 核电厂应急计划与准备准则场内应急响应职能与组织机构3 术语和定义下列术语和定义适用于GB/T17680的本部分。3.1 应急emergen
5、cy需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免事故发生或减轻事故后果的紧急状态，同时也是泛指立即采取超出正常工作程序的行动。3.2 应急设施eme咆encyfacility 用于应急响应目的的设施。它们将根据有关法规要求和积极兼容的原则设置。它包括用于应急响应目的的场所及其中的应急响应系统和设备。3.3 场区site 具有法定边界、受核电厂营运单位有效控制的核电厂所在区域。3.4 场内on-site 营运单位负责制定应急计划和进行应急响应的区域内。3.5 保护区prot配tedare现在场区之内由保卫围墙围住的且处于严密保卫计划控制下的区域。3.6 纠正行动corrective action
6、s 为终止或缓解紧急状态后果，在导致应急的出事地点或其附近所采取的措施和行动，例如堆芯损坏缓解控制、紧急检修、灭火、厂房内水淹处理以及抗风灾、地震灾害等。GB/T 17680.7-2003 3. 7 防护行动prol配tiveaction 在应急响应期间和过后，为避免或减少事故对核电厂工作人员和公众引起的预期剂量而采取的保护措施。3.8 事故状态accidenl siluation 核电厂事故工况和严重事故两类状态的统称。事故状态在许多场合下简称为事故。3.9 运行状态operations situation 核电厂正常运行和预期运行事件两类状态的统称。3.10 可居留性habilabilil
7、y 在应急状态下，在规定辐射照射剂量控制值或有毒物质暴露控制值的限制之下，某一场所内人员可以连续或暂时停留的状态特性。4 一般准则4.1 应急设施的设置4. 1. 1 基本原则4. 1. 1. 1 核电厂营运单位根据其应急响应的需要，并按日常运行和应急响应积极兼容的原则设置应急设施和设备，但任何按兼容原则设置的应急设施及其设备应是立即可以用于应急响应的或即时可转换用于应急响应的。专门或主要为应急响应目的而设置的应急设施平时也可用于非应急准备和响应的活动，但应能随时用于应急响应。4. 1. 1. 2 在核电厂设计阶段，营运单位应对应急设施的设置作出安排。4. 1. 2 主要应急设施核电厂营运单位
8、应考虑设置的主要应急设施包括(但不限于ha) 控制室gb) 辅助控制点或备用控制室gc) 运行支持中心(或支持点hd) 技术支持中心(或支持点he) 应急指挥中心(亦称应急控制中心、应急管理中心或应急运作中心); f) 公众信息中心;g) 监测评价系统;h) 应急通信系统。4. 1. 3 辅助应急设施可指定用作辅助应急设施的大都是无需为应急响应专门设置或无需作专门追加要求的核电厂常设辅助设施。这些设施包括(但不限于):a) 营运单位场区办公楼pb) 培训中心;c) 维修设施;d) 物理化学分析实验室设施$e) 环境监测设施，f) 场区医疗急救设施$g) 淋浴与去污设施$GB/T 17680.7
9、-2003 h) 保卫设施。4.2 应急设施的一般功能4.2.1 基本原则核电厂营运单位应急设施所具备的功能总体上应与GB/T17680. 6中所规定的营运单位应急响应功能和应急组织职能相适应。4.2.2 主要应急设施的主要功能4.2.2.1 控制宣控制室是对核电厂运行和事故状态实施运行控制的场所，也是应急响应期间核电厂营运单位应急组织中的运行控制组的工作场所。控制室的主要功能是za) 对电厂运行状态和事故状态进行集中的监测和控制，提供并显示电厂运行参数;b) 在整个应急响应期间，在此处对电厂已经发生或潜在发生的事故工况或严重事故进行诊断、分析和预测，并采取控制措施缓解事故或使电厂恢复到安全状
10、态s。在应急响应的启动和初始阶段，在应急指挥中心和技术支持中心启动之前，作为应急指挥中心履行应急启动、应急通知、应急指挥、防护行动建议等应急响应功能。控制室应具备的应急响应基本功能和主要支持功能如表l所示。4.2.2.2 辅助控制点或备用控制室辅助控制点或备用控制室是独立于控制室设置的专用控制场所。其主要的控制功能是在控制室丧失执行其基本安全功能时，能实施停堆、保持停堆状态、导出余热和监测电厂基本参数。4.2.2.3 运行支持申心(或支持点)运行支持中心是在应急响应期间供执行设备检修、系统或设备损坏探查、堆芯损伤取样分析和其他执行纠正行动任务的人员以及有关配合人员(主要指运行操作和辐射防护人员
11、).在那里集合和等待指派具体任务的场所。运行支持中心应具备的应急响应主要支持功能如表l所示。4.2.2.4 技术支持申心(或支持点)技术支持中心是在应急响应期间为核电厂营运单位应急组织中的技术支持组和来自核电厂设计单位、核电厂供应厂商、场外技术支援单位和国家有关部门的技术支持人员提供的工作场所。其应具备的主要功能是:a) 在整个应急响应期间，对核电厂已经发生或潜在发生的事故工况或严重事故的诊断、分析和预测提供技术支持和指导;b) 对缓解事故或使电厂恢复到安全状态可采取的控制措施提供技术咨询或建议;。在其被启动并在应急指挥中心启动之前，也可以履行应急指挥中心的功能。技术支持中心应具备的应急响应基
12、本功能和主要支持功能如表1所示。4.2.2.5 应急指挥申心应急指挥中心是核电厂营运单位应急响应的指挥、管理和协调中枢，是应急期间应急响应指挥部(或组)和国家有关部门指派代表的工作场所。其应具备的主要功能是:a) 指挥和全面管理、协调场内应急响应;b) 按规定和场外有关应急组织和国家有关部门进行通信联络，通报事故信息、应急状态和应急响应的信息;c) 与场外有关应急组织进行协调。应急指挥中心应具备的应急响应基本功能和主要支持功能如表1所示。4.2.2.6 公众信息中心在应急响应期间，公众信息中心的功能是:a) 按规定向新闻传媒和公众提供有关应急态势和公众防护行动的信息;GB/17680.7-20
13、03 b) 对公众和新闻传媒的信息需求作出响应gc) 澄清失真的传闻。亵1关键应急设施的应急晌应功能应急设施应急响应功能运行支持中心技术支持中心应急指挥控制室(或支持点)(或支持点)中心应急管理-J -J J 基本应急运行J 功能应急监测与评价J J J 防护行动建议J J J 技术支持-J J J 运行支持J 、J堆芯损伤评价J J 、/电厂系统评价J J J J 环境辐射评价J J 纠补行动确定F J J 主要维护与检修J J 支持通知J F J 功能通信联络J J J J 数据发送J J J 行政管理和后勤支持J 文件编写F -J J 实施程序支持J J 公众信息与新闻、/J 注.符号、
14、/表示应急设施应具备的功能，符号表示这些功能将在应急指挥中心启动之后被完全转移到应急指挥中心.4.2.2.7 监测和评价系统对于核电厂应急准备和响应来说，核电厂的监测与评价系统应具备以下功能a) 监测、诊断和预测电厂事故状态gb) 监测电厂运行状态和事故状态下的气载或液载放射性释放，c) 监测事故状态下电厂厂房内有关场所、场区和场区附近的辐射水平和放射性污染水平gd) 按有关规定，监测场址地区气象参数和其他自然现象(如地震);e) 预期和估算事故的场外辐射后果。4.2.2.8 应急通倍系统应急通信是指挥、管理和协调场内应急响应以及保持营运单位应急组织与场外应急组织联系的一个极其重要的方面。核电
15、厂营运单位的应急通信系统应具备以下功能za) 保障核电厂营运单位有关应急设施、应急组织之间的通信联络和数据信息传输zb) 保障核电厂营运单位与场外有关应急组织之间的通信联络;c) 按有关规定，保障核电厂向规定的国家有关部门和场外应急组织传输数据信息。5 一般设计特性准则5.1 一般要求5. 1. 1 在设计或确定应急设施的位置、大小、内部布置和设备器材配置时，应满足4.2所规定的设施功GB/T 17680.7-2003 能准则。5.1.2 在设计或确定应急设施的位置、大小、内部布置和设备器材配置时，应酌情考虑如下方面a) 核电厂营运单位有关应急组织的职责、规模和相互关系;b) 工作位置、设备和
16、器材;c) 参考资料和决策辅助工具，d) 设备的维护;e) 各应急设施之间的通路和进入控制90 状态显示盘的可接近性和可视性;g) 噪声水平和交通方式;h) 会议室和个人工作场所90 辨认正在响铃电话的手段;j) 对进入应急设施人员的监测和去污;k) 盟洗间、食物与饮料间、休息间和急救间的出人口;1) 可居留性gm) 后备电源。5. 1. 3 应能够对有关应急设施的人员进入实施控制，以防未经获准人员进入和使用设施内的设备，导致应急准备程度的下降和对应急响应发生不应有的干扰。5.1.4 应急设施内为应急响应专门配备的设备、器材和用品，应是应急响应所需的。附录B(资料性附录)给出了可供选用的设备、
17、器材和用品的示例。5.2 对主要应急设施的要求5.2.1 控制室与辅助控制点或备用控制室5.2. 1. 1 位置每个反应堆机组应独立设置个控制室。设置与控制室实体和电气隔离的辅助控制点或备用控制室，以便在控制室丧失执行基本功能的能力或丧失可居留性时，能实施停堆、保持停堆状态、导出余热和监测电厂基本参数以及实施控制室的其他应急响应功能。5.2.1.2 可居留性应通过屏蔽和通风系统设计，保证控制室具备可居留性。为设计目的，应使控制室工作人员在设定的持续应急响应期间内(一般为30d)所受辐射剂量不超过现行国家标准所规定的职业照射年剂量限值。辅助控制点或备用控制室的可居留性设计要求与控制室相同。5.2
18、.2 运行支持中心(或支持点)5.2.2.1 位置运行支持中心应与控制室、技术支持中心分开设置。设置位置在核电厂保护区内，或在能够快速进入保护区的其他合适位置。具体位置的选择应考虑应急期间该设施的可居留性。可以同时设置几个支持点。运行支持中心可以是工作人员餐厅、机加工厂房或保证能快速进入保护区的其他合适场所。但其面积应足够大，以容纳电厂运行、辐射防护和设备维修等运行支持人员。5.2.2.2 可居留性应确定专门用于运行支持中心的可居留性准则。如果事故的实际影响使该中心不满足所要求的准则，该设施的功能应转移到其他场所。5.2.3 技术支持中心(或支持点)5.2.3.1 位置技术支持中心应与控制室分
19、开设置，但其位置应考虑保障技术支持中心与控制室之间人员能安全GB/T 17680.7-2003 往来。对于具有多个同类型反应堆机组的核电厂，允许一个技术支持中心用于多个反应堆机组，但应保证某个反应堆机组使用该设施时不危及其他任何一个反应堆机组的安全运行和停堆功能。5.2.3.2 可居留性技术支持中心应设计成与控制室具有相同的可居留性，这包括要求应设计成能抵御设计基准外部事件(如设计基准地震、强风和洪水等)。5.2.3.3 电源应为技术支持中心设置基本电源和备用电源。5.2.4 应急指挥中心5.2.4.1 位置应急指挥中心的位置一般设在场内，但应尽可能设在保护区之外。在确定该设施的位置肘，应考虑
20、恶劣气象条件下的行车抵达路线、停车、l临近后勤支持、保卫、辐射防护以及后备应急指挥中心的可能需求等因素。5.2.4.2 可居留性应急指挥中心的设计除了应满足国家现行的民用建筑规范之外，还应设有屏蔽和通风系统，以保证该设施的可居留性满足与控制室相同的要求。如果应急指挥中心位于烟羽应急计划区之外，贝。其可居留性要求可不予考虑。如果应急指挥中心位于烟羽应急计划区之内，可考虑在烟羽应急计划区之外设有一个备用应急指挥中心。此中心的功能主要是提供后备的场外辐射后果评价和防护行动决策能力。后备应急指挥中心也可与核电厂所在地当地政府的场外合适应急设施兼容。5.2.5 公众信息中心5.2.5.1 位置为保证公众
21、信息中心能在应急响应期间履行4.2.2.6的功能，该中心应设置在烟羽应急计划区之外。如果公众信息中心设置在烟羽应急计划区之内，应在烟羽应急计划区之外设一公众信息分中心。该分中心应设在现有一般设施(如办公大楼、会堂、体育馆等内，但应对它的可用性及特征作出评价，这包括2靠近核电厂应急指挥中心的程度、靠近核电厂所在地当地政府应急指挥中心的程度、通信设施的可用性、停车场、保卫等。公众信息中心也可与核电厂所在地当地政府的应急新闻中心兼容。5.2.5.2 可居留性公众信息中心及其分中心的设施元需考虑可居留性要求。5.2.6 监测和评价系统5.2.6.1 电厂状态监测和评价系统对于应急而言，该系统的设计应保
22、障能履行实时、准确地监测和获取电厂事故状态数据的功能，并进而履行事故状态诊断和评价的功能。该系统应具备监测和评价电厂下列特性的能力2a) 燃料包壳和堆芯完整性:b) 反应堆冷却剂系统完整性;c) 安全壳系统完整性;d) 其他安全系统的性能。附录A(资料性附录)给出了压水堆核电厂事故监测系统通常监测的电厂状态重要安全参量示例。5.2.6.2 电厂环境状态监测和评价系统该系统的设计应具备能适时监测和获取以下方面数据的能力:a) 电厂释出的放射性物质数量、组分和释放速率gb) 由固定环境监测站点和野外巡测得到的环境辐射水平和放射性污染水平数据gGB/T 17680.7-2003 。风i梅、风速、海水
23、、大气稳定度类J等气象参数。核电厂货运单位的环境状态评价系统，还应能基于电广状态监测系统和电厂环境状态盗吉普系统获得的信息，在应急响应期间即时对事故实际或可能的放射性释放源项及其辐射后果作出估计、预测和评价。5.2 7 应急通信系统5.2.7. 1 蓝本没计原则核电广营运单位的应急通信系统应按以下基本原则进行设计2a) 应按照积极兼容和少许专设的原则进行设计。在个通信网络并非专为应急目的而设计的，倒成要求在应急时立即可以利用或可以立即转换成应急专用。少许专为应急目的而补充设置的成急通信系统和设备，平对也可F君子非应急吕约，但应随军才可F在于应急响应，b) 为了保障应急通信系统可靠地实施4.2.
24、2.6所主要求具备的功能，除要求系统设计应有足够通f商容量(冗余性)外，还应满足通信手段的多样性、防干扰、防阻察和防非法截取信息的要求pc) 黯个通信网络的设置应考虑各个应急设施的位置量和功能、当地的实体和自然地形障碍、场外成念缀织主专设置和核电厂营运单佼应急组织和应急人员的设堂等因素。作为最量低要求，应建立留1所示的谜语和数据通信路径。泼，一一一语音通俗$一-数据传输，反应堆机组控制室仅用于应急指挥中心启动前公众图1最低要求的话者和数据通信路径5.2.7.2 滚音速信系统在设计语音通信系统时，至少应考虑下列类型设备za) 电话系统;b) 播音系统gGB/T 17680.7-2003 c) 寻
25、呼系统pd) 无线电话系统ge) 有线对讲系统。在具体布置语音通信系统时，应安排好应急设施、应急响应组织和关键应急响应人员之间的语音通信联络接口和手段。在设计语音通信系统时，应对应急情况下如何防干扰、防阻塞和防窃昕作出切实有效的安排。电话系统中的关键电话应具有录音功能。语音通信系统应有备用电源.5.2.7.3 披据收集和传输系统5.2.7.3.1 数据收集和传输系统的设计应满足以下一般要求2a) 保障场内和场外有关应急响应信息的数据得以收集、验证并传输到相关设施以供评价;b) 在应急响应期间，应为控制室、技术支持中心、应急指挥中心、规定的国家有关部门和场外应急组织提供数据。所提供的数据应按规定
26、内容、规定格式和规定时间间隔(要既按常规规定时间间隔，又按应急时所要求的时间间隔)提供;c) 应设置可供使用的计算机数据收集和传输系统。该系统应设计成能适时地存取数据。在设计该系统时，应保证合适的数据容量和更新频度。该系统的数据输出单元和显示屏数量及位置应基于实际需要而定gd) 应为计算机数据收集和传输系统提供一种备用的方法(例如人工填写的数据表格和传真图表)。5.2.7.3.2 电厂状态数据收集和传输系统还应满足以下要求za) 此数据系统中所涉及的参数应予以选择，以保证所选择的重要安全参数能支持履行电厂事故状态评价的功能;b) 所传输数据的类型、数量和时间分辨率应当能使电厂状态分析评价工作能
27、在控制室和技术支持中心同时进行;c) 来自此数据系统的信息应与控制窒运行操纵人员所观察到的数据一致。5.2.7.3.3 电厂环境状态数据收集和传输系统还应满足如下要求2a) 电厂进行场外辐射影响评价的设施应具有电厂流出物流量和放射性浓度数据的输入接口gb) 电厂营运单位应将适当的气象信息传输给电厂进行场外辐射评价和作出防护行动决策的设施;c) 电厂营运单位应当提供适当的技术手段，将环境辐射监测数据传输给电厂进行场外辐射影响评价的设施pd) 电厂营运单位应将上述环境状态数据传输给规定的国家有关部门和场外应急组织。GB/T 17680.7-2003 附录A(资料性附录)压水难核电厂事故滋测系统通常
28、监测的电厂状态瓢!II!安全参数示例监泌的主要安全参数示钝郊下=反成堆堆功率机组电功率反应堆中子通量一黯路冷却越系统冷端温度一夜1路冷却:ft!J系统热端温度堆芯出口温度一阴路冷却剂系统压力反应堆过冷度压力容器水位堆才1、热电偶指示温度安念完空气压力安全壳空气温度安全壳空气辐射水平安余壳氢浓度蒸汽发生器压力蒸汽发生器液位主给水流量辅助给水流量燃料水池水位辅助给水箱水位反应堆地坑水位离法安注水流量低安注水流量安全壳喷淋流量设备冷却水流量稳仪器水位稳苦苦水温余热排出系统热交换器人口温度余热排出系统热交换器出口温度蒸汽发生器排污流放射性水平冷凝苦苦排水放射性水平二在汽管道卸压阀或大气排放阀排气放射性
29、水平冷凝器排气系统排气放射性水平熠黯流出物R放射性浓度您哥哥流出物流量司里液态流出物放射做活度浓度和流最GB/T 17680.7-2003 附录B(资料性附录)核电厂曹运单位主要应急设施可选择配备的应急设备、器材、用晶示例B.1 支持设备、器材和用晶a) 办公家具和器材$b) 通信号码簿;c) 电厂状态显示屏gd) 复印机和传真机;e) 写字板或电子写字板;f) 时钟gg) 食物和饮料ph)床;。保卫设备;j) 个人卫生用品。B.2 技术资源a) 地图;b) 专用表格和记录簿;c) 计算器、计算机和评价工具;d) 场内应急计划和实施程序$e) 技术规格书、最终安全分析报告(FSAR)和环境影响
30、报告书(首次装料阶段hf) 电厂图纸、技术手册和应急运行规程。B.3 个人防护衣具和药晶a) 防护衣具;b) 呼吸保护设备;c) 甲状腺阻断剂;d) 应急药箱;e) 个人劳动保护用具。B.4 辐射监测设备和用品a) 巡测仪表gb) 空气取样和分析设备(气体和微粒);c) 样品收集材料;d) 检验源;e) 秒表;。去污用品;g) 个人剂量计;h) 评价有关设施可居留性的合格辐射监测设备。10 B.5 急救用品a) 杂类工具;b) 搜寻幸在抢救设备sc) 医学器材用品。B.6 提类器材F毒品a) 电池，扮稿纸;c) 速显照相机、胶卷和闪光灯gd) 录音机ge) 收音抗和电棍$0 应急照明灯pg) 可移动电源。B.7 交通工具a) 小轿车辛苦卡车zb) 越野车gc) 救护车$d) 船只。GBjT 17680.7-2齿。3
