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1、第一章 核反應堆工程10 核動力廠防火設計11 核動力廠的概率安全分析 及其在安全管理中的作用12 核級設備的核安全基本要求15 核動力廠的在役檢查和定期試驗16 核材料管制 17 核動力廠營運單位的應急準備和應急響應,1,10 核動力廠防火設計一、核動力廠防火要求 二、核動力廠防火的設計方法,2,一、核動力廠防火要求 核電廠的運行經驗表明，火災和爆炸是威脅核電廠安全的重要事件之一，因而防止火災和爆炸在核動力廠的設計中占有重要地位，對火災和爆炸的防護也以保證停堆、排出余熱和包容放射性三個基本安全功能為主要目的。縱深防御概念，三個層次：（1）第一個層次是防止發生火災;（2）第二個層次是及時地探測2、和撲滅火災，限制火災的損害;（3）第三個層次是防止火災的蔓延，將火災對核動力廠安全重 要功能的影響減至最低。,3,二、核動力廠防火的設計方法,（1）布置要求（2）防火區（3）火災封鎖法（4）火災撲滅法（5）火災和滅火系統的二次效應（6）火災危害性分析,4,11 核動力廠的概率安全分析 及其在安全管理中的作用 一、核動力廠概率安全分析簡介二、概率安全分析在安全管理中的作用,5,一、核動力廠概率安全分析簡介,概率安全分析通常可以在三個級別上進行：（1）1級概率安全分析：用以確定嚴重堆芯損壞的頻率；（2）2級概率安全分析：用以確定安全殼失效和大規模放射性釋放的頻率；（3）3級概率安全分析：用以評價放3、射性釋放的廠外后果，以及公眾的風險。,6,通常一個1級概率安全分析工作要包括下述方面：,（1）放射性源和始發事件的確定：（2）事故序列模型化：事故序列的模型化包括兩方面的內容，即事件序列的模 型化和系統的模型化。事件序列的模型化以始發事件為開頭，將導致堆芯嚴重 損壞或維持堆芯完好的一系列事件模型化。事件序列模型多 采用事件樹的方法。系統的模型化將組成系統的各個部件和其失效模式模型 化，從而得出系統的失效模型。系統模型化多采用故障樹的 方法,7,（3）數據評價和參數估計：1）始發事件頻率的數據 2）部件失效和部件的共因失效，以及試驗、維護 和修理等工作導致的部件失效數據 3）人員失誤的數據（4）4、事故序列的定量化：（5）文檔化工作：1）可追溯性 2）順序性,8,或是否有必要采取補救措施。-獨立存放和處理高放廢液的設施；（1）保證符合國家利益及法律的規定；提供參考。試驗法l 輻照老化試驗(輻照劑量應不低于相應位實施技防措施和人防措施相結合的方法，達到“看住”核材料，不讓核材料丟失或破壞或非法使用；-上述未包括的其他核設施。241Am,238Pu,239Pu1）確定支配性的事故序列3）評價重要的相關性判斷它們對核電廠繼繼續安全運行是否可接受，狀 態,二、概率安全分析在安全管理中的作用,（1）評價核動力廠的安全水平并鑒別需要改進的領域：1）確定支配性的事故序列 2）確定安全重要的系統、部件和5、人員行動 3）評價重要的相關性 4）鑒別新的安全問題 5）超設計基準事故或嚴重事故的分析評價 6）設計改進 7）確定安全研究的重點和優先性次序 8）確定核動力廠的物項變更,9,（2）評價核動力廠的安全水平并與明確的或隱含的接受準則進行比較：1）與目標值的比較：將概率安全分析的結果與目 標值進行比較，確定核動力廠安全水平的可接 受性；2）與“可接受的”設計進行比較：將某一核動力廠 與另一相似的，已完成概率安全分析工作并認 為可接受的核動力廠進行比較，以判斷其安全 水平；3）“可替代的”各種設計方案的比較：在設計過程 中用以比較各種“可替代的”設計方案，為決策 提供參考。,10,（3）評價核動力廠6、的安全水平以幫助核動力廠運行：1）評估核動力廠的技術規格書等 2）為維修、試驗和檢查等活動確定合理的次序 3）評估運行經驗 4）事故管理,11,12 核級設備的核安全基本要求,一 核級設備與常規產品在在設計、制造、質量控 制與監督管理方面的基本差別 二 核級設備的核安全分級與相應工業標準之間的關 系 三 核級設備設計的基本核安全要求 四核級設備的可運行性和功能能力,12,一.核級設備與常規產品在設計、制造、質量控制與監督管理方面的基本差別,確定設計基準的原則不同(2)在核級部件與設備的設計、制造、安裝等活動中必須采用成熟的經過驗證的技術(3)所有應用于設計和設計驗證的計算分析軟件和驗證設施（各7、種試驗臺架、裝置）均需通過國家核安全局的認可；(4)從事核級部件與設備設計、制造、安裝、檢驗活動的單位必須依據核安全法規獲得國家核安全局頒發的資格許可證。,13,(5)所有從事核級部件與設備設計、制造、安裝、檢驗活動的單位都必須建立符合核安全法規要求的質量保 證體系。(6)核級部件與設備，特別是首次用于核電站的設備 必須通過設備鑒定方可使用。(7)所有的核級部件與設備的相關活動，包括設計、制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、維修、更 換、退役等都必須在國家核安全局的獨立監督下 實施，處于嚴格的受控狀態。,14,二 核級設備的核安全分級與相應工業標準之間的關系,1.核級機械部件與設備的核安全分級 8、安全級分為安全1級、安全2級、安全3 級和安全4級（非安全級）；抗震分類分為抗震I類和抗震II類。抗震I類的部件需承受安全停堆地震的荷載，抗震II類的部件需承受運行基準地震的荷載；,15,所有的核安全級部件與設備(核安全1、2、3級)均為抗震類，即要求部件與設備能夠抵御“安全停堆地震（SSE）”的荷載而保持其結構完整性、可運行性和功能能力。安全級、質量級、質量保證級對于某一具體部件與設備而言原則上是一致的。安全4級為非核安全級，執行常規產品相應的標準和質量保證要求（例如ISO-9001）。,16,2.核級電氣設備為IE級3.系統安全分級與部件安全分級的關系 組成該系統的部件與設備的安全級別 與9、系統的安全級別相一致；安全級別不同的二個系統之間的接口部 件按較高的級別確定；與安全級能動部件配套的電器設備劃分為IE級；,17,4.核級部件、設備的核安全級別與建造規范、標準之間的關系,我國目前尚未形成完整的有關核動力裝置機械部件與設備的設計規范和標準。核級機械設備的設計與制造通常遵循國家核安全局認可的國外成熟規范、標準進行，如美國機械工程師學會AMSE制定的鍋爐與壓力容器規范相關卷冊；或法國核島設備設計和建造規則協會AFCEN制訂的壓水堆核島機械設備設計和建造規則RCC-M和壓水堆核電廠在役檢查規則RSEM。,18,三 核級設備設計的基本核安全要求,1.在核設施（包括核電廠）服役的核級設備10、與部件在核設施的全壽期內能夠承受運行狀態（包括正常運行和預計運行事件）和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態和瞬態的荷載，并保持其設備與部件壓力邊界的結構完整性；結構完整性對于設備的承壓部件而言，是指對承壓部件的壓力邊界在不同荷載作用下其變形特征的限制，例如發生彈性變形、部件結構不連續的區域中大的塑性變形或部件結構的整體塑性變形（其結果會使部件喪失尺寸的穩定性），不允許出現部件壓力邊界的破裂,19,2.在核設施（包括核電廠）服役的核級機械部件與設備在核設施的全壽期內，在運行狀態（包括正常運行和預計運行事件）和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態和瞬態的荷載的條件下保持其可運行性和功能能力；11、3.在核設施的全壽期內，能夠對在核設施（包括核電廠）服役的核級部件與設備的可運行性和功能能力，以及壓力邊界的結構完整性進行可靠的驗證性試驗和檢驗。,20,四核級設備的可運行性和功能能力,1.核級設備的抗震鑒定 設備抗震鑒定所采用的方法主要有：分析法 試驗法 分析和試驗相結合的方法。利用經驗數據鑒定設備。,21,2部件與設備的環境鑒定,部件與設備必須設計成在所有正常、異常、事故 和事故后等環境下都具有執行它們的設計安全功 能的能力；部件與設備的環境能力必須用適當的試驗和分析 予以證實；部件與設備的環境設計，環境鑒定試驗的有關分 析工作與核級設備其它活動一樣,都必須在符合法 規要求的質量保證體系的12、有效控制下進行。,22,例：安裝在安全殼內的核安全1級電動隔離閥的鑒定試驗至少應包括以下試驗項目：,l 機械老化試驗;l 熱老化試驗;l 輻照老化試驗(輻照劑量應不低于相應位 量在電廠運行全壽期的累積輻照劑量);l 抗震試驗;l 失水工況模擬試驗(必須考慮失水工況下安 全殼內環境溫度，壓力的變化以及安全殼 噴淋環境中化學介質的影響),23,鑒定試驗實施順序,機 械 老 化 試 驗,熱 老 化 試 驗,幅 照 老 化 試 驗,抗 震 試 驗,失水工況模擬試驗,24,上述試驗必須在同一個被鑒定的設備上完成，在完成全部試驗過程中，不允許對被試驗的設備進行維修。若在鑒定試驗過程中，被鑒定設備出現故障，13、則鑒定試驗失敗。已完成的試驗全部作廢，必須分析故障原因，并加以改進后再抽取一臺樣機重新安排試驗，即按試驗項目的順序排列，從第一項開始順序進行，直到完成全部試驗為止。,25,15 核動力廠的在役檢查和定期試驗一 核動力廠的在役檢查二 核動力廠的定期試驗,26,一 核動力廠的在役檢查,1在役檢查的目的 在核動力廠運行壽期內，部件可能受到多種影響，其單一和組合結果對核電廠運行壽期的影響是難 以按核安全所要求的精確度預測的。因此，有必 要檢查核電廠系統和部件，找出可能的損傷，以 判斷它們對核電廠繼繼續安全運行是否可接受，或是否有必要采取補救措施。,27,2.核動力廠實施在役檢查的前提和基礎 在役檢查規14、范的應用的前提、基礎是核動力廠的的部件與設備的設計、制造和安裝都符合了建造規范的要求；反而言之，如果核動力廠的某部件或設備的設計、制造或安裝不能滿足該部件或設備的相應建造規范要求時，則不能或至少不能原樣使用有關的在役檢查規范的有關要求。,28,3.對在役檢查的設計考慮 設計階段就應對系統、部件及其布置的設計進行審查，以保證所有要求的檢驗和試驗都能順利進行。總括起來的核心問題之一是實施在役檢察的可達性。在役檢查的“可達性”問題，除了涉及到人員和檢驗設備的幾何空間的可達性外，還涉及到檢驗方法的可達性。,29,4.役前檢查和在役檢查 運行開始前的役前檢查，目的是為了建立設備或 部件在初試狀態下的數據15、。因此，人們稱役前檢 查為在役檢查的“起始零點”。在核設施投入正常 運行之后的在役檢查時，每次在役檢查的結果都 有必要與起始零點數據進行比較，核查是否在運行 中產生了新的役致開裂、制造和安裝階段產生的可 接受缺陷是否在運行中擴展、先前在役檢查發現的 缺陷的擴展趨勢是否可以接受。役前檢查是十分重 要的，是在役檢查的基礎，因而是核設施運行安全 的基礎。,30,5.系統的壓力試驗 系統壓力試驗的目的不同，系統壓力試驗的壓力就會 明顯不同。試驗溫度取壓力容器的RTNDT，再加上30。由于法國和美國關于水壓試驗的要求不完全一致，因 而在規定的水壓試驗壓力方面有差異，這是二個不同 規范體系的差異。在具體應16、用規范時，特別是選擇水 壓試驗壓力時，應充分考慮到規范體系的差異，考慮 到規范體系自身的自洽性，不要混用規范，破壞了規 范體系自身的完整性。,31,6 核動力廠在役檢查大綱及其實施,每一個核動力廠都必須編制該廠的在役檢查大 綱。在役檢查大綱是該核電廠執行役前檢 查和全壽期在役檢查的依據。核動力廠營運單位必須將本廠的在役檢查大綱 報送國家核安全局審評，經國家核安全局批準后方 可實施。核動力廠營運單位必須接受國家核安全局對役前/在 役檢查的監督，并將役前/在役檢查結果報告報送國家核 安全局審評。,32,二 核動力廠的定期試驗 定期試驗是核電廠重要物項監督大綱的重要部分。根據核安全法規的有關要求，在17、核電廠開始運行前應該完成為安全運行所必需的構筑物、系統和部件的定期試驗大綱。大綱中應該對試驗的范圍、項目、方法、頻度以及可以接受的準則加以規定。各個核電廠在運行開始前就應該編制完成定期試驗所必須的文件。這些文件應該由試驗大綱、試驗程序等組成，還應包括與定期試驗有關的管理文件。還需要注意的是，試驗程序必須能證實試驗完成之后被試驗的設備已恢復到它的正常運行方式。,33,定期試驗包括功能試驗和整體試驗:,（1）功能試驗設備控制裝置的邏輯試驗 對設備上的傳感器、測量裝置以及與控制和信號有關的模擬通道和電路進行試驗,34,設備的試驗 要試驗的主要設備有兩類：電動泵，流量、壓頭、振動等參數 閥門，主要是狀18、態變化（全開全 關）、密封性和動作時間等參數（2）整體試驗檢查在正常運行或事故瞬態情況下設施的總體能力（調節、保護等能力）。,35,16 核材料管制,一、核材料管制的目的、基本要求和采取 的對策 二、核材料衡算管理 三、實物保護,36,一、核材料管制的目的、基本要和采取的對策,1.核材料:鈾-235,含鈾-235的材料和制品鈾-233,含鈾-233的材料和制品钚-239,含钚-239的材料和制品氚,含氚的材料和制品鋰-6,含鋰-6的材料和制品其他需要管制的核材料國家對核材料實行許可證制度,37,直接使用核材料 間接使用核材料,2.核材料管制目的條例第一條明確指出，核材料管制目的是“確保核材料的19、安全與合法利用，防止被盜、破壞、丟失、非法轉讓和非法使用。保護國家和人民群眾的安全，促進核能事業的發展”。在核能、核技術廣泛應用的今天，如何防范有預謀的核走私和極端恐怖集團的襲擊以及恐怖分子利用核材料進行恐怖活動，也是核材料管制的目的之一。,38,3.核材料管制基本要求（1）保證符合國家利益及法律的規定；（2）保證國家和人民群眾的安全；（3）保證國家對核材料的控制，在必要時國家可以征收所有核材料。4.核材料管制的對策根據“安全第一，預防為主”的方針和國際慣用的對核材料“看住、發覺、追回”的縱深防御思想，對核材料管制所采取的主要對策是：,39,實物保護。實施技防措施和人防措施相結合的方法，達到“20、看住”核材料，不讓核材料丟失或破壞或非法使用；核材料衡算與控制。通過核材料進出量的嚴格控制，定期盤存和衡算，及時“發覺”核材料的丟失；制定應急行動計劃。（又叫緊急情況的處置方案）一旦發覺核材料丟失，根據預先制定的應急計劃，采取措施，全力偵破，“追回”核材料。上述三項措施具有內在的邏輯關系，相互補充和互相銜接，構成了一個完整的核材料管制安全體系，確保核材料安全。,40,二、核材料衡算管理,核材料衡算管理，概括為三部分，即記錄報告系統；衡算計算方法和評價；監督檢查大綱和程序。1.衡算的分類 核材料衡算管理分為件料核設施和散料核設施 2.核材料衡算方法 核材料衡算采用閉合平衡的方法。所謂閉合是指在實21、物盤存中，每一項的物料量必須是實測值，而所用測量系統的誤差必須是已知的。,41,所謂核材料平衡是指加工生產過程中，核材料的不平衡差（MUF），即所謂的無名損失量，必須是在法規限定的標準誤差的2倍之內。否則，就認為核材料未達到閉合平衡，有可能存在核材料的丟失、盜竊或非法轉移。不平衡差的計算公式如下：MUF=X-Y+PB-K-PE 式中，MUF不平衡差，kg；X周期內調入量，kg；Y周期內調出量，kg；PB期初存量，kg；K已知損失量，kg；PE衡算周期期末存量，kg。,42,各類設施的閉合平衡MUF的相對標準偏差限值,注：MUF（%）衡算全過程中的MUF相對標準偏差，用總量的百分數表示。,43,22、3.核材料平衡區（MBA）和關鍵測量點（KMP）,為了核材料衡算管理的方便，一個衡算單位往往劃分為若干個核材料平衡區。平衡區劃分的原則是：（1）平衡區的劃分應盡量與實體邊界相一致；（2）平衡區的大小應有利于核材料的準確測量和行政管理；（3）平衡區的劃分應充分采用封隔/監視系統，以減少測量 工作量和保證物流測量的完整性；（4）衡算的方法，是清點件數還是測量數量；（5）物料平衡計算可能達到的精度和衡算報告的簡易性；（6）充分考慮企業商業敏感數據的保密性。,44,三、實物保護,1.實物保護概念核材料和核設施實物保護，其含義為用于防止非法轉移核材料和破壞核設施的保護措施和技術。實物保護是一個綜合性的概23、念。它包括設施設計（包括平面布置等）和警衛組織、保衛制度、人防措施等軟件部分以及實體屏障、探測報警系統等技術防范等硬件部分組成。實物保護要求有效性和完整性。上述各組成部分是否構成一體，互相補充，不留漏洞，這是實物保護完整性要求。上述各組成部分是否運行正常，能發揮預定效果，這是實物保護有效性要求。,45,實物保護的目標是，創造條件將非法轉移核材料或破壞核設施的可能性降低到最低限度，并提供情況和技術援助，以支持國家采取迅速而全面的措施，確定遺失核材料的地點并追回核材料及最大限度地減少破壞的影響。2.核材料實物保護級別中華人民共和國核材料管制條例實施細則（HAF0601）第25條規定了我國核材料的實24、物保護等級劃分。HAF0601對一、二、三級核材料的實體屏障的要求作了明確規定。其中要求建立完整、可靠的實體屏障。,46,中國核材料實物保護等級劃分,47,3.核設施實物保護的分級1）一級實物保護的核設施：-核材料數量達到一級實物保護的核設施;-堆芯熱功率在100MW(th)以上的反應堆裝置；-包含一部分新近卸堆的燃料，且總量大于1017 Bq銫-137（相當于3000MW(th)反應堆的堆芯存量）的乏燃料池；-獨立存放和處理高放廢液的設施；-獨立的乏燃料元件后處理設施；-上述未包括的其他核設施。,48,2）二級實物保護的核設施：-核材料數量達到二級實物保護的核設施;-堆芯熱功率在2-100M25、W(th)的反應堆裝置；-獨立存放和處理高放固體廢物及中放廢液的設施；-含有需作主動冷卻處理核燃料的乏燃料池；-若發生不受控臨界事故，其影響可能波及周界外超過0.5千米范圍的設施；-上述未包括的其他核設施。,49,3）三級實物保護的核設施：-核材料數量達到三級實物保護的核設施;-堆芯熱功率在小于2MW(th)的反應堆裝置；-獨立存放和處理中放固體廢物及低放廢液的設施；-若失去屏障，直接外照劑量率在1米外超過100mGy/h的設施-若發生不受控臨界事故，其影響可能波及周界外0.5千米范圍的設施；-上述未包括的其他核設施。,50,4)核設施的分區保護：一級實物保護的核設施：實物保護區域應劃分為：控26、制區、保護區、要害區；二級實物保護的核設施：實物保護區域應劃分為：控制區、保護區；三級實物保護的核設施設控制區。,51,4.實物保護系統（PPS）設計和評價,（1）確定實物保護系統目標 掌握核設施的運行特點和狀況 確定設計基準危脅（DBT）（2）實物保護系統的初步設計 實物保護系統設計是一個綜合性的系統工程，它由3個分功能系統組成，即探測（報警系統）、延遲（障礙系統）、響應（防衛反擊系統）。每個實物保護系統都由這3個基本部分組成。,52,-探測部分是由一系列不同種類的傳感器合理組裝而成,具有對入侵罪犯的偵察監測功能。-延遲功能由一系列實物屏障提供。-響應力量由警衛、保安人員以及響應部隊組成。特27、別指出的是要綜合考慮探測、延遲和響應三者之間的關系，使得保護系統具有縱深保護和均衡保護的性質。,53,17 核動力廠營運單位的應急準備和應急響應,一、我國核事故應急管理體制和應急計劃 二、核動力廠營運單位應急響應能力的維持三、核動力廠營運單位的核事故應急響應四、國家核安全局監督職責,54,一、我國核事故應急管理體制和應急計劃,核事故應急計劃和準備則是縱深防御的最后一個環節。在編制應急計劃時，要求考慮包括嚴重事故的事故系列。我國核事故應急實行三級管理，即國家級、地方（省、自治區、直轄市）政府級及核設施營運單位三級，分層次對相應核事故應急管理工作負責。,55,1國家核事故應急管理與國家核事故應急計28、劃,1).國家核事故應急組織及其職責-國家核事故應急協調委員會-國家核事故應急辦公室-應急指揮部-專家組-聯絡員組,56,2）國家核事故應急計劃(預案),-國家核事故應急計劃(預案)-各成員單位的應急響應方案-執行程序,57,2地方政府核事故應急管理與場外應急計劃,（1）地方核事故應急管理組織及其職責-省(自治區、直轄市）核事故應急管理委員會-省(自治區、直轄市）核事故應急管理辦公室-應急指揮部-專家組-聯絡員組,58,（2）地方政府的核動力廠場外應急計劃,-地方政府的核動力廠場外應急計劃-各成員單位的應急響應方案-執行程序,59,3.核動力廠營運單位的核事故 應急管理和場內應急計劃,（1）核29、動力廠營運單位在核事故應急管理 方面的職責（2）核動力廠營運單位的核事故場內應急 計劃 應急組織及其職責 應急狀態、干預水平和應急行動水平 應描述各應急狀態的基本特征，提出相應于各種應急防護措施的干預水平。,60,核事故應急狀態,應急待命廠房應急場區應急場外應急(總體應急),61,干預水平,干預水平：預先規定的用于在異常狀態下確定需要對公眾采取應急防護措施的劑量水平。表1 為緊急防護措施推薦的通用干預水平,62,表2 為臨時性避遷和永久再定居推薦的通用干預水平,63,表3 食物通用行動水平推薦值,64,應急行動水平,應急行動水平：用作應急狀態分級基礎的核電廠起始條件，如預先確定的、該核電廠及其30、廠址特有、可觀測的閾值或判據。核動力廠營運單位在申請首次裝料批準書時，提出初步制定的應急行動水平；在申請運行許可證時提交修訂后的應急行動水平供審評。,65,制定應急行動水平（Emergency Action Levels,簡稱EAL）是一項復雜而困難的工作，它要求對廠址條件、機組各系統性能和特點、運行條件及事故分析都有深刻而全面的了解。EAL要簡單明確、易于理解，具有很好的可操作性。將應急初始條件按其性質分為四大類，即 A-輻射水平或放射性水平異常升高 F-裂變產物屏障失效 H-自然災害或其它影響核動力廠安全的外來因素 S-系統故障,66,應急設施和設備 主控室 輔助控制室 應急控制中心 技術31、支持中心 運行支持中心 應急通信系統 監測和評價系統 公眾信息中心 防護設施,67,應急響應行動和防護措施應急終止和恢復應急能力的維持場內、場外應急計劃的協調,68,制定應急計劃時既要考慮設計基準事故，也要考慮嚴重事故，在應急計劃區內所作的應急準備應能應付嚴重程度不同的潛在事故后果。確定核動力廠應急計劃區時，所考慮的事故及其源項應經國家有關審管部門認可。核動力廠應急計劃區分為煙羽應急計劃區和食入應急計劃區。在國標GB/T17680.2009 核電廠應急計劃與準備準則中，推薦我國壓水堆核電廠應急計劃區范圍如下：煙羽應急計劃區（根據機組熱功率）：內 區 3 5 km 外 區 7 10 km,69,32、保護國家和人民群眾的安全，促進核能事業的發展”。應急組織及人員培訓情況的檢查采用事件樹的方法。為可接受的核動力廠進行比較，以判斷其安全-廠內應急設施、應急設備和應急撤離路線的安排二、概率安全分析在安全管理中的作用反而言之，如果核動力廠的某部件或設備的設計、制造或安裝不能滿足該部件或設備的相應建造規范要求時，則不能或至少不能原樣使用有關的在役檢查規范的有關要求。推薦值（KBq/kg）對核動力廠營運單位核事故應急演習頻度的要求核動力廠營運單位應急報告制度17 核動力廠營運單位的應急準備和應急響應事故序列的模型化包括兩方面的內容，即事件序列的模判斷它們對核電廠繼繼續安全運行是否可接受，應急狀態、干預33、水平和應急行動水平系統的模型化將組成系統的各個部件和其失效模式模型,我國目前已運行和在建的核電廠的應急計劃區如下表：我國核電廠應急計劃區范圍（以反應堆中心為半徑，公里）,70,做為應急計劃的補充，營運單位應急組織也要制定一系列應急執行程序。這些程序是各應急響應組的工作文件，對保證應急組織快速啟動、正確響應及平時保持良好應急準備狀態都是非常重要的。應急執行程序雖然勿需核安全監管部門審批，但營運單位必須制定嚴格的編、審、批程序，保證其不斷更新。國家核安全在進行應急準備條件檢查時，一般都要檢查其執行程序的完整性和有效性。,71,二、核動力廠營運單位應急響應能力的維持,盡管核事故概率極低，但營運單位應34、急準備卻必須長備不懈。只有如此，才能有備無患。營運單位的應急響應能力的維持主要包括以下幾方面內容：1應急計劃的修訂與完善 2應急工作人員培訓制度 3應急設施、設備的可用狀態；,72,4應急演習核事故應急響應過程可能相當復雜，因此應急演習也必然是多種多樣的。應急演習通常按演習涉及范圍分為以下幾類：(1)單項演習(2)綜合演習（3）聯合演習,73,對核動力廠營運單位核事故應急演習頻度的要求,74,三、核動力廠營運單位的核事故應急響應,1應急狀態的判斷與確認 2應急組織的起動 3.通訊應急與報告制度 4事故診斷與采取補救措施 5應急監測 6源項估算與環境后果評價 7防護行動和劑量監測 8醫療救護 935、向地方政府提出的場外行動建議 10應急狀態的終止與恢復行動,75,核動力廠營運單位應急報告制度,76,當已確認事故已得到控制、放射性排出流的量已低于可接受的限值時，就可考慮結束應急狀態。場內應急狀態的終止由營運單位應急指揮部決定并發布解除命令，并報主管部門、地方和國家應急組織和國家核安全局。對場外應急狀態，營運單位應協同地方應急組織，將終止應急狀態的建議上報國家應急組織經批準后，由地方應急組織發布解除命令。應急狀態終止后即可展開相應的恢復行動，包括系統與設備的檢修、清除污染等，逐步恢復生產與生活環境與秩序。如果事故期間，核安全相關系統或設備的功能受到損壞或變得不確定，則其重新起動須經國家核安全36、局的審查和批準。,77,四、國家核安全局監督職責,國家核安全局對民用核設施營運單位的應急準備及應急響應情況實施全過程監督，對不同階段都有明確的要求。1.應急準備條件的審評（1）可研階段（廠址審查意見書）-廠址區域人口特點、地理特征、環境特征-預計壽期內執行應急計劃的能力（2）設計階段（建造許可證）-對事故狀態（包括嚴重事故）及其后果作出分析-廠內應急設施、應急設備和應急撤離路線的安排,78,（3）建造階段（首次裝料批準書）-完整的應急計劃-應急演習（4）運行階段（運行批準書）-應急計劃兩年復審一次-應急演習（5）退役階段（退役批準書）-退役安全分析報告需有 關于應急方面的內容,79,一 核動力37、廠的在役檢查（3）聯合演習4)核設施的分區保護：損壞或維持堆芯完好的一系列事件模型化。-獨立存放和處理高放廢液的設施；退出應急狀態后的30天之內（2）保證國家和人民群眾的安全；實施技防措施和人防措施相結合的方法，達到“看住”核材料，不讓核材料丟失或破壞或非法使用；5應急監測7防護行動和劑量監測241Am,238Pu,239Pu,2.應急準備狀況的檢查（1）檢查目的（2）檢查方式 例行檢查 非例行檢查 日常檢查3 應急演習的監督與評價（1）應急演習準備條件的檢查 應急組織及人員培訓情況的檢查 現場準備條件的檢查 演習情景設計的審查（2）應急演習的評價,80,4.應急響應情況的監督國家核安全局在核38、設施事故應急響應期間，監督的重點是：是否按經國家核安全局批準的應急計劃,正確判斷 和進入了相應的應急狀態；是否按應急計劃、應急操作程序或其他相應文件規 定，采取了正確的糾正或補救措施；是否及時通報了相關的場外應急組織；是否正確執行了向國家核安全局的應急報告制度。一般情況下，核安全局的監督員不干預營運單位人員的應急響應行動。,81,但核安全局根據所了解的事故工況及其分析系統的評價結果，必要時可能會提出某些建議，以供營運單位應急指揮人員參考。只有在極其特殊的情況下，核安全局才可能對營運單位發出強制性命令，要求營運單位采取或停止執行某項應急行動。只有核安全局認為不這樣做有立即造成危害人員、危害環境的嚴重后果時才可能采取這種強制性措施。一般認為只有在涉及堆芯嚴重損傷或危及安全殼完整性時，才有引起國家核安全局考慮采取特殊行動的可能性,82,