GB-T17680.7-2003核电厂应急计划与准备准则场内应急设施功能与特性.pdf

I CS 2 7F 7 71 2 0 . 2 0中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准G B / T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 3核电厂应急计划与准备准则 场内应急设施功能与特性C r i t e r i a f o r e me r g e n c y p l a n n i n g a n d p r e p a r e d n e s s f o r n u c l e a r p o w e r p l a n t s - F u n c t i o n a n d p h y s i c a l c h a r a c t e r i s t i c s o f o n - s i t e e me r g e n c y f a c i l i t i e s2 0 0 3 - 0 3 - 2 4 发布2 0 0 3 - 1 2 - 0 1 实施中华人民共和国国家 质 量 监 督 检 验 检 疫 总 局发 布G B / T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 3 J 日J 州R i青 G B / T 1 7 6 8 %核电厂应急计划与准备准则 分为以下 1 0 个部分： G B / T 1 7 6 8 0 . 1 核电 厂应急计划与准备准则 应急计划区的划分； G B / T 1 7 6 8 0 . 2 核电厂应急计划与准备准则场外应急职能与组织； G B / T 1 7 6 8 0 . 3 核电厂应急计划与准备准则场外应急设施功能与特性； G B / T 1 7 6 8 0 . 4 核电 厂应急计划与准备准则 场外应急计划与执行程序； G B / T 1 7 6 8 0 . 5 核电厂应急计划与准备准则场外应急响应能力的保持； G B / T 1 7 6 8 0 . 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； G B / T 1 7 6 8 0 . 7 核电厂应急计划与准备准则场内应急设施功能与特性； G B / T 1 7 6 8 0 . 8 核电 厂应急计划与准备准则 场内 应急计划与执行程序； G B / T 1 7 6 8 0 . 9 核电 厂应急计划与 准备准则 场内 应急响 应能力的 保持， G B / T 1 7 6 8 0 . 1 0 核电厂应急计划与准备准则核电厂营运单位应急野外辐射监测、 取样与分析准则。 本部分是G B / T 1 7 6 8 0 的第7 部分， 是根据我国现行核应急法规的要求， 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 E J / T 8 8 1 -1 9 9 4 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E J / T 8 8 1 -1 9 9 4 废止。 本部分和核行业标准 E J / T 8 8 1 -1 9 9 4 相 比主要变化如下： 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 ； 以附录 A的形式补充规定了“ 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 ： 国家环境保护总局核安全中心。 本部分主要起草人 ： 昊德强、 刘新华。G B / T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 3核电厂应急计划与准备准则 场内应急设施功能与特性范 围 G B / T 1 7 6 8 0 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 G B / T 1 7 6 8 0 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。 G B / T 1 7 6 8 0 . 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 G B / T 1 7 6 8 0 的本部分 。3 . 1 应急e m e r g e n c y 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e m e r g e n c y f a c i l i t y 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s i t e 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o n - s it e 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 p r o t e c t e d a r e a 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c o r r e c t i v e a c t i o n 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。G B / T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 33 . 7 防护行动p r o t e c t iv e a c t i o n 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a c c i d e n t s i t u a t i o n 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o p e r a t i o n s s i t u a t i o n 核电厂正常运行和预期运行事件两类状态的统称。3 . 1 0 可居留性h a b i t a b i l i t 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 应急设施的设皿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 核电厂营运单位应考虑设置的主要应急设施包括（ 但不限于） ： a ) 控制室； b ） 辅助控制点或备用控制室； c ） 运行支持中心（ 或支持点） ； d ） 技术支持中心（ 或支持点） ； e ) 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 ； 9 ） 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； b ） 培划 I 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； 9 ） 淋浴与去污设施 ；G B / T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 3 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 G B / T 1 7 6 8 0 . 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 控制室 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 ： a ) 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态 ； c ) 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 1 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 运行支持中心（ 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） ， 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 1 所示。4 . 2 . 2 . 4 技术支持中心（ 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； c ） 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本功能和主要支持功能如表 1 所示。4 . 2 . 2 . 5 应急指挥中心 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 ； 。 ） 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 ；G B / T 1 7 6 8 0 . 7 - 2 0 0 3b ) 对公众和新闻传媒的信息需求作出响应；c ) 澄清失真的传闻。 表 1 关健应急设施的应急响应功能应急响应功能应急设施控制室运行支持中心（ 或支持点）技术支持中心（ 或支持点）应 急指挥 中心基本功能应急管理应急运行应急监测与评价防护行动建议丫 了丫丫 了JJ了了了主要支持功能技术支持运行支持堆芯损伤评价电厂系统评价环境辐射评价纠补行动确定维护与检修通知通信联 络数据发送行政管理和后勤支持文件编写实施程序支持公众信息与新闻丫 丫JJ了 丫丫丫 J丫了丫丫了J丫丫了了J丫JJ丫J丫丫J了丫丫丫JJ丫丫了注： 符号. / 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； b ） 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 ； 。 ） 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 ； d ) 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 应急通信系统 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。核电厂营运单位的应急通信系统应具备以下功能： a ) 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； b ） 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G B / T 1 7 6 8 0 . 7 - 2 0 0 3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 ； f ) 状态显示盘的可接近性和可视性； 9 ） 噪声水平和交通方式； h ) 会议室和个人工作场所 ； i ) 辨认正在响铃电话的手段； j ） 对进人应急设施人员的监测和去污； k ) 蛊洗间、 食物与饮料间、 休息间和急救间的出人口； 1 ) 可居留性 ； m ） 后备电源。5 . 1 . 3 应能够对有关应急设施的人员进人实施控制， 以防未经获准人员进人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 、 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一个控制室。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 3 0 d ) 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 . 2 运行支持中心（ 或支持点）5 . 2 . 2 . 1 位it 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、 机加工广房或保证能快速进人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 里 技术支持 中心应与控制室分开设置， 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G B J T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 3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时， 应考虑恶劣气象条件下的行车抵达路线、 停车、 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 ， 则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 位里 为保证公众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： 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无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： a ) 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认 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 ； b ） 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；G B / T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 3 c ) 风向、 风速、 降水、 大气稳定度类别等气象参数。 核电厂营运单位的环境状态评价系统 ， 还应能基于电厂状态监测系统和电厂环境状态监测系统获得的信息 ， 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 基本设计原则 核电厂营运单位的应急通信系统应按以下基本原则进行设计 ： a ) 应按照积极兼容和少许专设的原则进行设计。整个通信网络并非专为应急目的而设计的， 但 应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 应急通信系统和设备 ， 平时也可用于非应急 目的， 但应随时可用于应急响应 ； b ） 为了保障应急通信系统可靠地实施4 . 2 . 2 . 6 所要求具备的功能， 除要求系统设计应有足够通 信容量（ 冗余性） 外， 还应满足通信手段的多样性 、 防干扰、 防阻塞和防非法截取信息的要求； 。 ） 整个通信网络的设置应考虑各个应急设施的位置和功能、 当地的实体和自然地形障碍 、 场外应 急组织的设置和核电厂营运单位应急组织和应急人员的设置等因素。 作为最低要求 ， 应建立图 1 所示的语音和数据通信路径 。公众注： 语音通信； 一 数据传输。 图 1 最低要求的语音和数据通信路径5 . 2 . 7 . 2 语音通信系统 在设计语音通信系统时， 至少应考虑下列类型设备 ： a ) 电话系统 ； b ） 播音系统 ；G s / T 1 7 6 8 0 . 7 -2 0 0 3 c ) 寻呼系统 ； d ) 无线电话系统； e ) 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、 防阻塞和防窃听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 数据收集和传输系统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： a ) 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 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 ； 。 ） 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； d ) 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： a ) 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室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： a ) 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人接口； b ) 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 ； d ) 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。G B