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,1,10 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,2,一、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2、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。,3,二、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,4,11 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,5,一、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3、射性释放的厂外后果，以及公众的风险。,6,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,7,（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）4、事故序列的定量化：（5）文档化工作：1）可追溯性 2）顺序性,8,或是否有必要采取补救措施。-独立存放和处理高放废液的设施；（1）保证符合国家利益及法律的规定；提供参考。试验法l 辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位实施技防措施和人防措施相结合的方法，达到“看住”核材料，不让核材料丢失或破坏或非法使用；-上述未包括的其他核设施。241Am,238Pu,239Pu1）确定支配性的事故序列3）评价重要的相关性判断它们对核电厂继继续安全运行是否可接受，状 态,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5、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,9,（2）评价核动力厂的安全水平并与明确的或隐含的接受准则进行比较：1）与目标值的比较：将概率安全分析的结果与目 标值进行比较，确定核动力厂安全水平的可接 受性；2）与“可接受的”设计进行比较：将某一核动力厂 与另一相似的，已完成概率安全分析工作并认 为可接受的核动力厂进行比较，以判断其安全 水平；3）“可替代的”各种设计方案的比较：在设计过程 中用以比较各种“可替代的”设计方案，为决策 提供参考。,10,（3）评价核动力厂6、的安全水平以帮助核动力厂运行：1）评估核动力厂的技术规格书等 2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序 3）评估运行经验 4）事故管理,11,12 核级设备的核安全基本要求,一 核级设备与常规产品在在设计、制造、质量控 制与监督管理方面的基本差别 二 核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关 系 三 核级设备设计的基本核安全要求 四核级设备的可运行性和功能能力,12,一.核级设备与常规产品在设计、制造、质量控制与监督管理方面的基本差别,确定设计基准的原则不同(2)在核级部件与设备的设计、制造、安装等活动中必须采用成熟的经过验证的技术(3)所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（各7、种试验台架、装置）均需通过国家核安全局的认可；(4)从事核级部件与设备设计、制造、安装、检验活动的单位必须依据核安全法规获得国家核安全局颁发的资格许可证。,13,(5)所有从事核级部件与设备设计、制造、安装、检验活动的单位都必须建立符合核安全法规要求的质量保 证体系。(6)核级部件与设备，特别是首次用于核电站的设备 必须通过设备鉴定方可使用。(7)所有的核级部件与设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更 换、退役等都必须在国家核安全局的独立监督下 实施，处于严格的受控状态。,14,二 核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关系,1.核级机械部件与设备的核安全分级 8、安全级分为安全1级、安全2级、安全3 级和安全4级（非安全级）；抗震分类分为抗震I类和抗震II类。抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载；,15,所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震类，即要求部件与设备能够抵御“安全停堆地震（SSE）”的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。安全级、质量级、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的。安全4级为非核安全级，执行常规产品相应的标准和质量保证要求（例如ISO-9001）。,16,2.核级电气设备为IE级3.系统安全分级与部件安全分级的关系 组成该系统的部件与设备的安全级别 与9、系统的安全级别相一致；安全级别不同的二个系统之间的接口部 件按较高的级别确定；与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级；,17,4.核级部件、设备的核安全级别与建造规范、标准之间的关系,我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械部件与设备的设计规范和标准。核级机械设备的设计与制造通常遵循国家核安全局认可的国外成熟规范、标准进行，如美国机械工程师学会AMSE制定的锅炉与压力容器规范相关卷册；或法国核岛设备设计和建造规则协会AFCEN制订的压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M和压水堆核电厂在役检查规则RSEM。,18,三 核级设备设计的基本核安全要求,1.在核设施（包括核电厂）服役的核级设备10、与部件在核设施的全寿期内能够承受运行状态（包括正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；结构完整性对于设备的承压部件而言，是指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制，例如发生弹性变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形（其结果会使部件丧失尺寸的稳定性），不允许出现部件压力边界的破裂,19,2.在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态（包括正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力；11、3.在核设施的全寿期内，能够对在核设施（包括核电厂）服役的核级部件与设备的可运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。,20,四核级设备的可运行性和功能能力,1.核级设备的抗震鉴定 设备抗震鉴定所采用的方法主要有：分析法 试验法 分析和试验相结合的方法。利用经验数据鉴定设备。,21,2部件与设备的环境鉴定,部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故 和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功 能的能力；部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析 予以证实；部件与设备的环境设计，环境鉴定试验的有关分 析工作与核级设备其它活动一样,都必须在符合法 规要求的质量保证体系的12、有效控制下进行。,22,例：安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验至少应包括以下试验项目：,l 机械老化试验;l 热老化试验;l 辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位 量在电厂运行全寿期的累积辐照剂量);l 抗震试验;l 失水工况模拟试验(必须考虑失水工况下安 全壳内环境温度，压力的变化以及安全壳 喷淋环境中化学介质的影响),23,鉴定试验实施顺序,机 械 老 化 试 验,热 老 化 试 验,幅 照 老 化 试 验,抗 震 试 验,失水工况模拟试验,24,上述试验必须在同一个被鉴定的设备上完成，在完成全部试验过程中，不允许对被试验的设备进行维修。若在鉴定试验过程中，被鉴定设备出现故障，13、则鉴定试验失败。已完成的试验全部作废，必须分析故障原因，并加以改进后再抽取一台样机重新安排试验，即按试验项目的顺序排列，从第一项开始顺序进行，直到完成全部试验为止。,25,15 核动力厂的在役检查和定期试验一 核动力厂的在役检查二 核动力厂的定期试验,26,一 核动力厂的在役检查,1在役检查的目的 在核动力厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难 以按核安全所要求的精确度预测的。因此，有必 要检查核电厂系统和部件，找出可能的损伤，以 判断它们对核电厂继继续安全运行是否可接受，或是否有必要采取补救措施。,27,2.核动力厂实施在役检查的前提和基础 在役检查规14、范的应用的前提、基础是核动力厂的的部件与设备的设计、制造和安装都符合了建造规范的要求；反而言之，如果核动力厂的某部件或设备的设计、制造或安装不能满足该部件或设备的相应建造规范要求时，则不能或至少不能原样使用有关的在役检查规范的有关要求。,28,3.对在役检查的设计考虑 设计阶段就应对系统、部件及其布置的设计进行审查，以保证所有要求的检验和试验都能顺利进行。总括起来的核心问题之一是实施在役检察的可达性。在役检查的“可达性”问题，除了涉及到人员和检验设备的几何空间的可达性外，还涉及到检验方法的可达性。,29,4.役前检查和在役检查 运行开始前的役前检查，目的是为了建立设备或 部件在初试状态下的数据15、。因此，人们称役前检 查为在役检查的“起始零点”。在核设施投入正常 运行之后的在役检查时，每次在役检查的结果都 有必要与起始零点数据进行比较，核查是否在运行 中产生了新的役致开裂、制造和安装阶段产生的可 接受缺陷是否在运行中扩展、先前在役检查发现的 缺陷的扩展趋势是否可以接受。役前检查是十分重 要的，是在役检查的基础，因而是核设施运行安全 的基础。,30,5.系统的压力试验 系统压力试验的目的不同，系统压力试验的压力就会 明显不同。试验温度取压力容器的RTNDT，再加上30。由于法国和美国关于水压试验的要求不完全一致，因 而在规定的水压试验压力方面有差异，这是二个不同 规范体系的差异。在具体应16、用规范时，特别是选择水 压试验压力时，应充分考虑到规范体系的差异，考虑 到规范体系自身的自洽性，不要混用规范，破坏了规 范体系自身的完整性。,31,6 核动力厂在役检查大纲及其实施,每一个核动力厂都必须编制该厂的在役检查大 纲。在役检查大纲是该核电厂执行役前检 查和全寿期在役检查的依据。核动力厂营运单位必须将本厂的在役检查大纲 报送国家核安全局审评，经国家核安全局批准后方 可实施。核动力厂营运单位必须接受国家核安全局对役前/在 役检查的监督，并将役前/在役检查结果报告报送国家核 安全局审评。,32,二 核动力厂的定期试验 定期试验是核电厂重要物项监督大纲的重要部分。根据核安全法规的有关要求，在17、核电厂开始运行前应该完成为安全运行所必需的构筑物、系统和部件的定期试验大纲。大纲中应该对试验的范围、项目、方法、频度以及可以接受的准则加以规定。各个核电厂在运行开始前就应该编制完成定期试验所必须的文件。这些文件应该由试验大纲、试验程序等组成，还应包括与定期试验有关的管理文件。还需要注意的是，试验程序必须能证实试验完成之后被试验的设备已恢复到它的正常运行方式。,33,定期试验包括功能试验和整体试验:,（1）功能试验设备控制装置的逻辑试验 对设备上的传感器、测量装置以及与控制和信号有关的模拟通道和电路进行试验,34,设备的试验 要试验的主要设备有两类：电动泵，流量、压头、振动等参数 阀门，主要是状18、态变化（全开全 关）、密封性和动作时间等参数（2）整体试验检查在正常运行或事故瞬态情况下设施的总体能力（调节、保护等能力）。,35,16 核材料管制,一、核材料管制的目的、基本要求和采取 的对策 二、核材料衡算管理 三、实物保护,36,一、核材料管制的目的、基本要和采取的对策,1.核材料:铀-235,含铀-235的材料和制品铀-233,含铀-233的材料和制品钚-239,含钚-239的材料和制品氚,含氚的材料和制品锂-6,含锂-6的材料和制品其他需要管制的核材料国家对核材料实行许可证制度,37,直接使用核材料 间接使用核材料,2.核材料管制目的条例第一条明确指出，核材料管制目的是“确保核材料的19、安全与合法利用，防止被盗、破坏、丢失、非法转让和非法使用。保护国家和人民群众的安全，促进核能事业的发展”。在核能、核技术广泛应用的今天，如何防范有预谋的核走私和极端恐怖集团的袭击以及恐怖分子利用核材料进行恐怖活动，也是核材料管制的目的之一。,38,3.核材料管制基本要求（1）保证符合国家利益及法律的规定；（2）保证国家和人民群众的安全；（3）保证国家对核材料的控制，在必要时国家可以征收所有核材料。4.核材料管制的对策根据“安全第一，预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想，对核材料管制所采取的主要对策是：,39,实物保护。实施技防措施和人防措施相结合的方法，达到“20、看住”核材料，不让核材料丢失或破坏或非法使用；核材料衡算与控制。通过核材料进出量的严格控制，定期盘存和衡算，及时“发觉”核材料的丢失；制定应急行动计划。（又叫紧急情况的处置方案）一旦发觉核材料丢失，根据预先制定的应急计划，采取措施，全力侦破，“追回”核材料。上述三项措施具有内在的逻辑关系，相互补充和互相衔接，构成了一个完整的核材料管制安全体系，确保核材料安全。,40,二、核材料衡算管理,核材料衡算管理，概括为三部分，即记录报告系统；衡算计算方法和评价；监督检查大纲和程序。1.衡算的分类 核材料衡算管理分为件料核设施和散料核设施 2.核材料衡算方法 核材料衡算采用闭合平衡的方法。所谓闭合是指在实21、物盘存中，每一项的物料量必须是实测值，而所用测量系统的误差必须是已知的。,41,所谓核材料平衡是指加工生产过程中，核材料的不平衡差（MUF），即所谓的无名损失量，必须是在法规限定的标准误差的2倍之内。否则，就认为核材料未达到闭合平衡，有可能存在核材料的丢失、盗窃或非法转移。不平衡差的计算公式如下：MUF=X-Y+PB-K-PE 式中，MUF不平衡差，kg；X周期内调入量，kg；Y周期内调出量，kg；PB期初存量，kg；K已知损失量，kg；PE衡算周期期末存量，kg。,42,各类设施的闭合平衡MUF的相对标准偏差限值,注：MUF（%）衡算全过程中的MUF相对标准偏差，用总量的百分数表示。,43,22、3.核材料平衡区（MBA）和关键测量点（KMP）,为了核材料衡算管理的方便，一个衡算单位往往划分为若干个核材料平衡区。平衡区划分的原则是：（1）平衡区的划分应尽量与实体边界相一致；（2）平衡区的大小应有利于核材料的准确测量和行政管理；（3）平衡区的划分应充分采用封隔/监视系统，以减少测量 工作量和保证物流测量的完整性；（4）衡算的方法，是清点件数还是测量数量；（5）物料平衡计算可能达到的精度和衡算报告的简易性；（6）充分考虑企业商业敏感数据的保密性。,44,三、实物保护,1.实物保护概念核材料和核设施实物保护，其含义为用于防止非法转移核材料和破坏核设施的保护措施和技术。实物保护是一个综合性的概23、念。它包括设施设计（包括平面布置等）和警卫组织、保卫制度、人防措施等软件部分以及实体屏障、探测报警系统等技术防范等硬件部分组成。实物保护要求有效性和完整性。上述各组成部分是否构成一体，互相补充，不留漏洞，这是实物保护完整性要求。上述各组成部分是否运行正常，能发挥预定效果，这是实物保护有效性要求。,45,实物保护的目标是，创造条件将非法转移核材料或破坏核设施的可能性降低到最低限度，并提供情况和技术援助，以支持国家采取迅速而全面的措施，确定遗失核材料的地点并追回核材料及最大限度地减少破坏的影响。2.核材料实物保护级别中华人民共和国核材料管制条例实施细则（HAF0601）第25条规定了我国核材料的实24、物保护等级划分。HAF0601对一、二、三级核材料的实体屏障的要求作了明确规定。其中要求建立完整、可靠的实体屏障。,46,中国核材料实物保护等级划分,47,3.核设施实物保护的分级1）一级实物保护的核设施：-核材料数量达到一级实物保护的核设施;-堆芯热功率在100MW(th)以上的反应堆装置；-包含一部分新近卸堆的燃料，且总量大于1017 Bq铯-137（相当于3000MW(th)反应堆的堆芯存量）的乏燃料池；-独立存放和处理高放废液的设施；-独立的乏燃料元件后处理设施；-上述未包括的其他核设施。,48,2）二级实物保护的核设施：-核材料数量达到二级实物保护的核设施;-堆芯热功率在2-100M25、W(th)的反应堆装置；-独立存放和处理高放固体废物及中放废液的设施；-含有需作主动冷却处理核燃料的乏燃料池；-若发生不受控临界事故，其影响可能波及周界外超过0.5千米范围的设施；-上述未包括的其他核设施。,49,3）三级实物保护的核设施：-核材料数量达到三级实物保护的核设施;-堆芯热功率在小于2MW(th)的反应堆装置；-独立存放和处理中放固体废物及低放废液的设施；-若失去屏障，直接外照剂量率在1米外超过100mGy/h的设施-若发生不受控临界事故，其影响可能波及周界外0.5千米范围的设施；-上述未包括的其他核设施。,50,4)核设施的分区保护：一级实物保护的核设施：实物保护区域应划分为：控26、制区、保护区、要害区；二级实物保护的核设施：实物保护区域应划分为：控制区、保护区；三级实物保护的核设施设控制区。,51,4.实物保护系统（PPS）设计和评价,（1）确定实物保护系统目标 掌握核设施的运行特点和状况 确定设计基准危胁（DBT）（2）实物保护系统的初步设计 实物保护系统设计是一个综合性的系统工程，它由3个分功能系统组成，即探测（报警系统）、延迟（障碍系统）、响应（防卫反击系统）。每个实物保护系统都由这3个基本部分组成。,52,-探测部分是由一系列不同种类的传感器合理组装而成,具有对入侵罪犯的侦察监测功能。-延迟功能由一系列实物屏障提供。-响应力量由警卫、保安人员以及响应部队组成。特27、别指出的是要综合考虑探测、延迟和响应三者之间的关系，使得保护系统具有纵深保护和均衡保护的性质。,53,17 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应,一、我国核事故应急管理体制和应急计划 二、核动力厂营运单位应急响应能力的维持三、核动力厂营运单位的核事故应急响应四、国家核安全局监督职责,54,一、我国核事故应急管理体制和应急计划,核事故应急计划和准备则是纵深防御的最后一个环节。在编制应急计划时，要求考虑包括严重事故的事故系列。我国核事故应急实行三级管理，即国家级、地方（省、自治区、直辖市）政府级及核设施营运单位三级，分层次对相应核事故应急管理工作负责。,55,1国家核事故应急管理与国家核事故应急计28、划,1).国家核事故应急组织及其职责-国家核事故应急协调委员会-国家核事故应急办公室-应急指挥部-专家组-联络员组,56,2）国家核事故应急计划(预案),-国家核事故应急计划(预案)-各成员单位的应急响应方案-执行程序,57,2地方政府核事故应急管理与场外应急计划,（1）地方核事故应急管理组织及其职责-省(自治区、直辖市）核事故应急管理委员会-省(自治区、直辖市）核事故应急管理办公室-应急指挥部-专家组-联络员组,58,（2）地方政府的核动力厂场外应急计划,-地方政府的核动力厂场外应急计划-各成员单位的应急响应方案-执行程序,59,3.核动力厂营运单位的核事故 应急管理和场内应急计划,（1）核29、动力厂营运单位在核事故应急管理 方面的职责（2）核动力厂营运单位的核事故场内应急 计划 应急组织及其职责 应急状态、干预水平和应急行动水平 应描述各应急状态的基本特征，提出相应于各种应急防护措施的干预水平。,60,核事故应急状态,应急待命厂房应急场区应急场外应急(总体应急),61,干预水平,干预水平：预先规定的用于在异常状态下确定需要对公众采取应急防护措施的剂量水平。表1 为紧急防护措施推荐的通用干预水平,62,表2 为临时性避迁和永久再定居推荐的通用干预水平,63,表3 食物通用行动水平推荐值,64,应急行动水平,应急行动水平：用作应急状态分级基础的核电厂起始条件，如预先确定的、该核电厂及其30、厂址特有、可观测的阈值或判据。核动力厂营运单位在申请首次装料批准书时，提出初步制定的应急行动水平；在申请运行许可证时提交修订后的应急行动水平供审评。,65,制定应急行动水平（Emergency Action Levels,简称EAL）是一项复杂而困难的工作，它要求对厂址条件、机组各系统性能和特点、运行条件及事故分析都有深刻而全面的了解。EAL要简单明确、易于理解，具有很好的可操作性。将应急初始条件按其性质分为四大类，即 A-辐射水平或放射性水平异常升高 F-裂变产物屏障失效 H-自然灾害或其它影响核动力厂安全的外来因素 S-系统故障,66,应急设施和设备 主控室 辅助控制室 应急控制中心 技术31、支持中心 运行支持中心 应急通信系统 监测和评价系统 公众信息中心 防护设施,67,应急响应行动和防护措施应急终止和恢复应急能力的维持场内、场外应急计划的协调,68,制定应急计划时既要考虑设计基准事故，也要考虑严重事故，在应急计划区内所作的应急准备应能应付严重程度不同的潜在事故后果。确定核动力厂应急计划区时，所考虑的事故及其源项应经国家有关审管部门认可。核动力厂应急计划区分为烟羽应急计划区和食入应急计划区。在国标GB/T17680.2009 核电厂应急计划与准备准则中，推荐我国压水堆核电厂应急计划区范围如下：烟羽应急计划区（根据机组热功率）：内 区 3 5 km 外 区 7 10 km,69,32、保护国家和人民群众的安全，促进核能事业的发展”。应急组织及人员培训情况的检查采用事件树的方法。为可接受的核动力厂进行比较，以判断其安全-厂内应急设施、应急设备和应急撤离路线的安排二、概率安全分析在安全管理中的作用反而言之，如果核动力厂的某部件或设备的设计、制造或安装不能满足该部件或设备的相应建造规范要求时，则不能或至少不能原样使用有关的在役检查规范的有关要求。推荐值（KBq/kg）对核动力厂营运单位核事故应急演习频度的要求核动力厂营运单位应急报告制度17 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应事故序列的模型化包括两方面的内容，即事件序列的模判断它们对核电厂继继续安全运行是否可接受，应急状态、干预33、水平和应急行动水平系统的模型化将组成系统的各个部件和其失效模式模型,我国目前已运行和在建的核电厂的应急计划区如下表：我国核电厂应急计划区范围（以反应堆中心为半径，公里）,70,做为应急计划的补充，营运单位应急组织也要制定一系列应急执行程序。这些程序是各应急响应组的工作文件，对保证应急组织快速启动、正确响应及平时保持良好应急准备状态都是非常重要的。应急执行程序虽然勿需核安全监管部门审批，但营运单位必须制定严格的编、审、批程序，保证其不断更新。国家核安全在进行应急准备条件检查时，一般都要检查其执行程序的完整性和有效性。,71,二、核动力厂营运单位应急响应能力的维持,尽管核事故概率极低，但营运单位应34、急准备却必须长备不懈。只有如此，才能有备无患。营运单位的应急响应能力的维持主要包括以下几方面内容：1应急计划的修订与完善 2应急工作人员培训制度 3应急设施、设备的可用状态；,72,4应急演习核事故应急响应过程可能相当复杂，因此应急演习也必然是多种多样的。应急演习通常按演习涉及范围分为以下几类：(1)单项演习(2)综合演习（3）联合演习,73,对核动力厂营运单位核事故应急演习频度的要求,74,三、核动力厂营运单位的核事故应急响应,1应急状态的判断与确认 2应急组织的起动 3.通讯应急与报告制度 4事故诊断与采取补救措施 5应急监测 6源项估算与环境后果评价 7防护行动和剂量监测 8医疗救护 935、向地方政府提出的场外行动建议 10应急状态的终止与恢复行动,75,核动力厂营运单位应急报告制度,76,当已确认事故已得到控制、放射性排出流的量已低于可接受的限值时，就可考虑结束应急状态。场内应急状态的终止由营运单位应急指挥部决定并发布解除命令，并报主管部门、地方和国家应急组织和国家核安全局。对场外应急状态，营运单位应协同地方应急组织，将终止应急状态的建议上报国家应急组织经批准后，由地方应急组织发布解除命令。应急状态终止后即可展开相应的恢复行动，包括系统与设备的检修、清除污染等，逐步恢复生产与生活环境与秩序。如果事故期间，核安全相关系统或设备的功能受到损坏或变得不确定，则其重新起动须经国家核安全36、局的审查和批准。,77,四、国家核安全局监督职责,国家核安全局对民用核设施营运单位的应急准备及应急响应情况实施全过程监督，对不同阶段都有明确的要求。1.应急准备条件的审评（1）可研阶段（厂址审查意见书）-厂址区域人口特点、地理特征、环境特征-预计寿期内执行应急计划的能力（2）设计阶段（建造许可证）-对事故状态（包括严重事故）及其后果作出分析-厂内应急设施、应急设备和应急撤离路线的安排,78,（3）建造阶段（首次装料批准书）-完整的应急计划-应急演习（4）运行阶段（运行批准书）-应急计划两年复审一次-应急演习（5）退役阶段（退役批准书）-退役安全分析报告需有 关于应急方面的内容,79,一 核动力37、厂的在役检查（3）联合演习4)核设施的分区保护：损坏或维持堆芯完好的一系列事件模型化。-独立存放和处理高放废液的设施；退出应急状态后的30天之内（2）保证国家和人民群众的安全；实施技防措施和人防措施相结合的方法，达到“看住”核材料，不让核材料丢失或破坏或非法使用；5应急监测7防护行动和剂量监测241Am,238Pu,239Pu,2.应急准备状况的检查（1）检查目的（2）检查方式 例行检查 非例行检查 日常检查3 应急演习的监督与评价（1）应急演习准备条件的检查 应急组织及人员培训情况的检查 现场准备条件的检查 演习情景设计的审查（2）应急演习的评价,80,4.应急响应情况的监督国家核安全局在核38、设施事故应急响应期间，监督的重点是：是否按经国家核安全局批准的应急计划,正确判断 和进入了相应的应急状态；是否按应急计划、应急操作程序或其他相应文件规 定，采取了正确的纠正或补救措施；是否及时通报了相关的场外应急组织；是否正确执行了向国家核安全局的应急报告制度。一般情况下，核安全局的监督员不干预营运单位人员的应急响应行动。,81,但核安全局根据所了解的事故工况及其分析系统的评价结果，必要时可能会提出某些建议，以供营运单位应急指挥人员参考。只有在极其特殊的情况下，核安全局才可能对营运单位发出强制性命令，要求营运单位采取或停止执行某项应急行动。只有核安全局认为不这样做有立即造成危害人员、危害环境的严重后果时才可能采取这种强制性措施。一般认为只有在涉及堆芯严重损伤或危及安全壳完整性时，才有引起国家核安全局考虑采取特殊行动的可能性,82,