核安全专业实务：第九章 核与辐射应急准备和响应及其监管

2024/5/412024/5/41第九章核与辐射应急准备和响应及其监管

2024/5/422024/5/42第一节核事故与核事故应急

一核事故核事故则是核设施或核活动中极少出现的对正常状况的严重偏离。若有关的专设安全设施不能按设计要求发挥作用，则放射性质的释放可能会达到不可接受的水平。因其具有相当规模、涉及较多数量的核材料或放射性物质，有发生核事故的可能，因此核安全是核设施的突出问题。民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针；必须有足够的措施保证质量，保证安全运行，预防核事故，限制可能产生的有害影响；必须保障工作人员、群众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平。2024/5/43在不同的应用领域（如民用核动力、军工、核保障等），核设施的具体含义可能有所不同。在《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》中明确的核设施包括：核动力厂（核电厂、核热电厂、核供热供气厂等）；核动力厂以外的其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）；核燃料生产、加工、贮存及后处理设施；放射性废物的处理和处置设施；其他需要严格监督管理的核设施。2024/5/442024/5/44

各国在发展核能事业、特别是发展核电的过程中，对核安全问题都是非常重视的。相应地采取了很多措施，如厂址的严格选择、核安全分级与质量保证、确定论与概率论的事故分析、纵深防御、独立的核安全监管及许可证制度等。

因此可以说，核电是最安全、事故发生概率最低、事故伤亡人数最低的工业领域之一。不过，我们也必须看到，核电厂发生事故的概率虽然很低，其后果却可能很严重，影响范围、对社会的冲击可能很大。已经发生的几次重大核事故给人们留下了急深刻的印象。2024/5/45表10-1世界核与辐射事故引起的死亡和急性效应的统计结果世界核与辐射事故引起的死亡和急性效应的统计结果2024/5/46几次重大的核事故简介如下：（1）南乌拉尔事故：1957年9月20日前苏联发生高放废物贮罐因冷却系统失效酿成爆炸，大量放射性物质释放，污染面积达1000平方公里，人撤离，但死亡率、发病率未发生明显变化。2024/5/47（2）温茨凯尔核事故1957年10月10日，英国温茨凯尔军用核反应堆由于运行人员操作失误导致石墨起火燃烧，约7.4

1014Bq的碘-131和其他裂变产物释放到环境。事故在场内、外产生的最大个人剂量分别约为45mSv和0.2mSv；场外成人和儿童受到的最大甲状腺剂量分别约为95mSv和160mSv。约200平方英里的土地受到不同程度的放射性污染。通过大气输运，放射性物质扩散到德国和挪威等地。为了避免碘通过食物链对居民产生辐射照射，在下风向48km范围内对牛奶采取了禁止食用的措施。2024/5/482024/5/48（3）三哩岛事故三哩岛核电厂事故(ThreeMileIslandNPPAccident)1979年3月28日4时，美国宾夕法尼亚州哈里斯堡附近的三哩岛核电厂2号压水堆发生的堆芯严重损坏事故，一般简称为TMI—2事故。2号压水堆机组的净电功率为959MW，1978年3月28日达到首次临界，1978年12月30日投入商业运行。

TMI—2事故的起因是二回路给水泵跳闸和事故给水管线上的阀门由于误操作处于关闭状态，造成蒸汽发生器二次侧给水中断。这本来是蒸汽发电厂的一种普通故障，是容易处理的。但在处理过程中出现的机械故障和人为误操作等多重原因导致了核电史上第一次反应堆堆芯严重损坏事故。2024/5/492024/5/49

由于当时对反应堆内锆—水反应产生的氢气数量和氢气爆炸的潜在可能性估计过高，3月30日宾夕法尼亚州发布了要求8km内的学龄前儿童和孕妇撤离，16km内的学校全部关闭的通告，曾引起人们惊慌，约有8万居民自发撤离了三哩岛地区。4月2日，宾州当局宣布，撤离是不必要的。尽管三哩岛核事故没有因放射性直接造成一个人死亡，但该事件的影响巨大，美国在三十多年的时间里，没有再建新的核电厂。三哩岛事故经济损失巨大。从反应堆安全角度看，可以说，三哩岛核电厂事故是一次代价极高的综合性“实验”。它验证了核电厂各种多重安全设施的必要性和可靠性，也暴露了设计、管理和安全研究方面的弱点及不足之处。TMI—2事故之后，核电界在人机关系、监测控制、人员培训和事故分析研究等方面做了许多改进。2024/5/4102024/5/410原因：管理松弛、设备故障、控制室布置欠缺、

人员判断失误-直接经济损失100亿-200亿美元-0.5英里内公众个人最大剂量1mSv,约为天然本底照射剂量的40%2024/5/4112024/5/411三哩岛事故虽然没有严重的环境影响及健康后果，但造成了极大的社会恐慌，使不少人失去了对发展核电的信心，影响了全世界核电建设进程-美国三十多年没有新建核电站；-很多国家放缓核电发展速度。三里岛事故的反思：-系统设计缺欠，设备可靠性差；-主控室报警灯又多又乱，安全重要显示被淹没在众多闪烁不定的信号中，不能引导操纵员正确判断；-人员培训不足，操纵人员对小破口失水事故的处理缺乏认识；-规章制度、质保体系不健全。

核电站50%以上的安全重大事件和事故的引发因素是人因错误（失误、违章）。2024/5/4122024/5/412三哩岛后行动计划，重点：

-系统和设备改进；

-减少人员失误，降低对人的依赖：●改进主控室人机接口●发新型事故处理规程●加强操纵员培训●加强运行经验反馈工作-改进质保体系，确保其有效性。2024/5/4132024/5/413人因工程是把技术因素和人的因素结合起来，共同保证核电站的安全。在核电领域提出了“控制室系统”的新概念，即操纵员、人机接口和软硬环境组成的整体，采用系统工程的方法来进行控制室的设计，按人机工效学的原则进行仪表的选择和台盘的布置，制定了更加完善的运行规程和应急操作规程，加强了操纵员的培训。技术可靠性的提高和人因工程的推广，无疑大大地提高了核电站抵御严重事故的能力。2024/5/4142024/5/414(4)切尔诺贝利事故切尔诺贝利核电厂事故(ChernobylNPPAccident)1986年4月26日凌晨1点24分，位于原苏联乌克兰基辅市东北130km处(现乌克兰、白俄罗斯和俄罗斯的边界附近)的切尔诺贝利核电厂4号反应堆发生的堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂房被摧毁、大量放射性外逸的严重事故。该事故被认为是核电历史上最严重的事故，也是国际核事件分级表（InternationalNuclearEventScale）中第一个被评为第七级（最高级）事件的事故。2024/5/4152024/5/415该事故属于超临界事故。其触发事件是做汽轮发电机惰走带厂用负荷试验时操作不当，但根本的原因是反应堆堆芯设计和控制保护系统设计上的弱点，以及核安全文化低所致。此堆在设计上有个重要的安全不利因素：随着燃料燃耗加深堆芯出现正汽泡反应性效应和正功率反应性系数。2024/5/4162024/5/416

切尔诺贝利电厂并没有因为4号机组出问题而停止运作，只是封闭了电厂的4号机，为应付电力需求，乌克兰政府让其他三个机组继续运作。

1991年在2号机组发生一场火灾，乌克兰政府当局随后宣布2号机组终止运作。

1996年11月，在乌克兰政府与国际原子能总署的协议下，1号机组停止运作。

2000年12月乌克兰政府关闭了3号机组的运作。至此，整个切尔诺贝利发电厂关闭。2024/5/4172024/5/417

事故期间，释放出的放射性物质总量约为12×1018Bq，其中包括(6~7)×1018Bq的惰性气体。事故时释出的核燃料碎粒约为当时堆内燃料的3%~4%(堆内装载有189t铀，平均燃耗10.3MW·d/kgU)，燃料中储存的裂变产物中100%的惰性气体和20%~60%的挥发性放射性核素释出。对环境污染有重要意义的放射性核素释放量分别为：131I，(1.3~1.8)×1018Bq；134Cs，0.05×1018Bq；137Cs，0.09×1018Bq。2024/5/4182024/5/418事故初期参与现场救灾的820名职工、消防队员和其他救援人员受到了最重的辐射，87%的人员受照剂量大于0.5Sv。

最终确诊为急性辐射病者（受照剂量大于1Sv）共134人，这当中共有28人在事故后头3个月内死于急性辐射病和严重烧伤。照射剂量在2Sv以下者则无一死亡。在1986~1987年期间参加事故后果处理的24万人员接受的平均剂量约为100mSv。其中约10%人员受到的剂量为250mSv，少数人员受到的照射剂量大于500mSv。在禁区30km范围内，事故后20小时撤离了4.9万人，以后数天至数周内陆续撤离6.7万人，以后几年又陆续重新安置21万人-经济损失超过200亿美元2024/5/4192024/5/419国际原子能机构的专家组在认真研究了各方面报告后，认为前苏联在核安全上存在以下几方面问题：⑴国家层面上安全监管机构及制度不落实，监管不力，核电站管理混乱；⑵设计缺少安全标准，安全分析不充分，设计中包含了不安全因素；⑶运行人员培训不足，对机组特性缺乏理解，操纵人员对反应堆工艺过程及潜在危险不了解；⑷工作大纲质量低，操作规程有缺欠甚至错误；⑸从上到下，普遍缺少安全意识。2024/5/4202024/5/420切尔诺贝利事故后，人们更加认识到，核安全决不仅仅是核电厂操纵员个人的事，组织、领导、所有相关方面，都应对核安全做出积极的贡献，因此，提倡核安全文化成为核安全管理的核心。

在管理理念上，国际原子能机构专家组提出了核安全文化的概念，这是对更高核安全管理水平的新标准，具有重要意义。2024/5/4212024/5/4211986年核安全顾问组（INSAG）在切尔诺贝利事故评审会的总结报告（安全丛书75-INSAG-1）中第一次提出安全文化这个术语。1988年在安全丛书“核电厂的基本安全原则”（75-INSAG-3）中将安全文化强调为安全管理的基本原则。1991年核安全顾问组（INSAG）专门讨论了安全文化概念，并出版报告“安全文化”（75-INSAG-4）。强调只有全体员工致力于一个共同的目标，才能获得最高水平的安全。2024/5/4222024/5/422IAEA还启动了相应的技术服务（ASCOT），帮助成员国进行核安全文化水平的评估。有关安全文化的原则精神，也体现在IAEA新出版的核安全标准中。我国有关安全标准中，也已有相应体现：如在HAF102、HAF103中都提到营运单位要强化核安全文化意识、提高核安全文化水平等方面的内容。在我国国家标准GB18871-2002“电离辐射防护与辐射源安全基本标准”中也引入核安全文化概念，将核安全文化概念推广到更广泛的核技术应用领域。2024/5/4232024/5/423核安全与人的因素年代

核安全工作重点对人员重要性的认识70强调技术：设计的充分与保守人是工具的补充80强调人因：重视操纵员的作用人是客体，是差错的来源90强调安全文化：集体的行为、组织的作用、、管理的贡献人是主体，业绩的创造者、成功来自员工的参与2024/5/424(5)东海村的JCO核燃料加工厂事故1999年9月30日，位于在日本茨城县东海村的JCO核燃料加工厂的一座铀转化厂房发生了严重的核临界事故。事故的基本过程如下。在为JOYO试验快堆生产燃料的过程中，工人把氧化铀粉末倒在装有硝酸的不锈钢桶内溶解,然后把溶液直接倒入沉淀槽中，共有7批次富集度为18.8%的U3O8粉末（相当于16.6kg铀）需要溶解。9月29日，工人们先在10L的不锈钢桶内制备硝酸铀酰溶液，每批含铀约2.4kg。然后，4批次约26L浓度为370g(U)/L的硝酸铀酰溶液通过漏斗徒手倒入沉淀槽中。9月30日，工人继续制备剩下的硝酸铀酰溶液，并又向沉淀槽中倒入3批，使沉淀槽中的硝酸铀酰溶液体积增加到约45L，相当于16.6kg铀，超过了临界质量，并因此发生自持式链式反应，发射强γ和中子辐射。2024/5/425事故发生后，未能及时判断事故的性质，并没有采取有效的应急措施终止临界，使核裂变反应持续了近20小时。JCO3名现场操作人员受到了很大的过量照射，分别约为16

20Gy、6.0

10Gy和1

4.5Gy，前两名操作人员死亡。应急响应人员也受到的明显的辐射照射。还有另外56名JCO雇员，参与终止临界操作的24名雇员以及其他一些JCO附属公司和合同公司的雇员受到了不同程度的辐射照射。事故后的环境污染调查表明，JCO核临界事故的有意义照射仅涉及场区人员，没有明显的放射性物质环境释放，对环境的污染不大。2024/5/4262024/5/426（6）福岛核事故2011年3月11日14:46（日本时间），太平洋地震引发海啸，造成位于日本东北部地区的福岛第一核电厂多机组发生的堆芯熔化、氢气爆炸，多处厂房被摧毁，大量放射性外逸的严重事故。

该事故是继美国三哩岛核事故、前苏联切尔诺贝利核事故之后，人类利用核能历史上又一次严重的核事故，该事故被评定为7级，事故持续的时间和影响的范围是均史无前例的。该事故的诱因是日本海域发生特大地震，诱发海啸，海啸袭击了东京电力公司的福岛第一核电厂和福岛第二核电厂，由于海啸高度超过电站对于洪水的设防能力，造成厂址内所有供电能力丧失，导致反应堆余热长时间不能排除，多机组发生堆芯熔化，氢气爆炸。该事故的诱因虽然是外部自然灾害，但核电厂的设防能力，以及事故后的应对措施不当也是造成本次事故的重要原因。2024/5/4272024/5/427福岛核电厂发生事故前是世界上最大的核电厂，由福岛第一核电厂、福岛第二核电厂组成，共10台机组（一厂6台，二厂4台），均为沸水堆。

本次主要造成了福岛第一核电厂的严重损毁。2024/5/428

福岛第一核电厂6台机组主要参数1号机组2号机组3号机组4号机组5号机组6号机组堆型BWR-3BWR-4BWR-4BWR-4BWR-4BWR-5安全壳MARK-IMARK-IMARK-IMARK-IMARK-IMARK-II热功率，MW138024362436243624363293电功率，MW4397607607607601067投入商运时间1971.31974.71976.31978.101978.41979.10堆芯燃料组件数量4005605600560764乏池燃料组件数量（乏燃料）29258751413319468762024/5/4292024/5/429截至5月23日，进入现场的工作人员总数为7800，人均照射剂量为7.7mSv。30个工作人员照射剂量超过100mSv。相当一部分工作人员的照射剂量，包括内照射，将来会超过250mSv。3月24日，两名工作人员进入积水中，其照射剂量估计在2或3Sv左右。福岛辖区内接受检查的195345（5月31日的数据）位居民中未发现伤害健康的案例。目前，还没有关于此次核事故的放射性泄漏对人体健康影响的报告。福岛核事故反映出以下几个方面情况：它是由自然灾害引发的一起严重事故，地震和海啸摧毁了附近大范围区域内的社会基础设施，如电力供应，通讯和运输系统；频繁发生的余震阻碍了各种事故响应活动；事故造成了核燃料、反应堆压力容器和安全壳等破损，涉及多个反应堆事故同时发生。总之，此次事故有许多方面和过去的三里岛核电站事故和切尔诺贝利核电厂事故是不同的。这起严重事故，动摇了公众对核电安全的信心。因此，必须从这起事故吸取必要的教训，更加重视核安全保障的纵深防御原则。2024/5/4302024/5/430福岛核事故的启示：-极端外部事件；-多堆同时发生事故；-可靠电源；-应急体系。2024/5/431核事故应急正是由于核事故可能产生的重大危害和严重后果，各国在发展核能事业的同时，对核事故应急也都给予高度重视。制定了相关法规、建立了相应组织、采取了必要的应急准备措施。把应急计划与准备作为纵深防御的最后一道防线。我国在一九八四年成立国家核安全局，负责对全国民用核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权。对民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役，实施全过程监督，实行许可证制度，在核设施集中地地区设立派出机构，实施核安全日常监督。我国在1993年发布了《核电厂核事故应急管理条例》,建立并逐步完善了我国的三级核事故应急管理体系。2024/5/4322024/5/432

第二节我国核事故应急管理体制

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。

相应地制定三级应急计划（也称应急预案），分层次对核事故应急管理工作负责。2024/5/4332024/5/433一国家核事故应急组织与国家核事故应急计划1国家核事故应急组织全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是：-拟定国家核事故应急工作政策；-统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作；-组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划；-适时批准进入和终止场外应急状态；-提出实施核事故应急响应行动的建议；-审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。2024/5/4342024/5/434目前负责全国核事故应急管理工作的是国家核事故应急协调委员会。挂靠在国家国防科工局。国防科工局设国家核应急办公室，作为国家核事故应急协调委员会的常设办事机构，负责国家核事故应急协调委员会的日常管理工作。目前，国家核事故应急协调委员会由24个部委及有关军事单位组成。国家核应急协调委员会设有专家委员会。由国内核工程、电力工程、核安全、辐射防护、环境保护、放射医学、气象学等方面的专家组成。在国家核应急办公室建有国家核应急响应中心。2024/5/4352024/5/4352国家核事故应急计划

由国家核事故应急协调委员会组织编制的国家核事故应急计划是统领全国核事故应急工作的纲领性工作文件，由国务院批准生效。该计划主要包含以下几方面内容：-国家核事故应急协调委员会的组成及各部门的职责；-在核事故应急响应中，国家核事故应急协调委员会的响应程序；-国家核救援能力的建设和保持；-明确各项应急准备措施，如应急指挥、通信保障、技术支持、应急支援力量和物资器材准备、应急培训和演习，公众信息交流及准备资金安排等；-场外应急状态的确认和解除原则和程序；-事故后恢复行动的组织和支援。2024/5/4362024/5/436二地方政府核事故应急管理与场外应急计划1地方政府在核事故应急管理方面的主要职责核动力厂（核设施）所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是：-执行国家核事故应急工作的法规和政策；-组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；-统一指挥场外核事故应急响应行动；-组织支援核事故应急响应行动；-及时向相邻省、自治区、直辖市人民政府通报核事故情况。必要时，由省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。2024/5/4372024/5/437目前，几个核电厂所在地省级政府都建立了相应的核事故应急组织。其常设协调机构有的挂靠在省级环保部门，有的挂靠在省级人防部门或国防科工部门，也都编制了相应的场外应急计划。研究堆和核燃料循环设施的情况较复杂，经过严格的事故分析，绝大多数研究堆和核燃料循环设施的核事故风险远远低于核动力厂，达不到场外应急状态。因此，其地方政府也没有必要制定相应的场外应急计划。2024/5/4382024/5/4382地方政府的核动力厂场外应急计划场外应急计划的重点内容是：①明确各级应急组织职责，落实人员及待召、替代制度；②落实各项应急设施、设备，确保其可靠性、充分性。包括指挥系统、技术支持、环境监测、气象观测及预测、通讯报警、消防、医学救护、撤离人员安置场所等；③明确干预水平、应急计划区、场外应急状态的确定与发布程序；④落实各项管理措施，确保应急响应的快速、准确、有效；⑤落实在各种应急状态下，保护环境、保护公众的各项应急防护行动安排。例如向公众发放碘片、组织公众隐蔽、撤离、实施交通管制及食物、水源控制等多种防护措施的决策程序及实施办法；⑥应急响应能力的保持，包括人员培训、设备维护、演习演练及对场外应急计划及其实施程序的定期修改等；⑦与核动力厂营运单位应急组织、国家核应急组织及相邻省级相关组织间的联络与配合方式。根据应急计划的统筹安排，各应急行动组必须制定相应的执行程序，这些执行程序是重要的工作文件，要有严格的编、审、批程序并保持其不断更新。2024/5/4392024/5/439三核动力厂营运单位的核事故应急管理和场内应急计划1核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的职责核动力厂营运单位负责核动力厂场内核事故应急管理工作，其主要职责是：-执行国家核应急工作的法规和政策；-制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；-确定核事故应急状态等级，统一指挥本单位的核事故应急响应行动；-向核动力厂主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议；-协助和配合省级人民政府指定的部门做好核事故应急管理工作。2024/5/4402024/5/4402核动力厂营运单位的核事故场内应急计划

营运单位编制的场内应急计划必须满足相关核安全法规及有关管理部门行政法规的要求。在经过其主管部门的预审后，正式报国家核安全局审查，经批准后才正式生效。制定完整有效的场内应急计划是营运单位在平时保持应急响应能力、在事故状态下正确执行应急响应的保证，场内应急计划也是制定场外应急计划及国家核应急计划的技术基础。2024/5/4412024/5/441国家核安全局在核安全导则HAD002/01-2010<核动力厂营运单位的应急准备和应急响应>中，明确了核动力厂场内应急计划的格式和内容，即：B.1总则描述编制应急计划的目的，列出所依据的法规、规章标准和文件，说明应急计划的适用范围。B.2核动力厂及其环境概况描述厂址的地理位置（标出经纬度），给出厂址地理位置图，标出场区边界、非居住区边界和规划限制区边界，并概要描述厂址周围的主要环境特征，包括地形、地貌、气候与气象、水体分布、工业、交通远输与农牧业，以及人口分布等。2024/5/4422024/5/442B.3应急计划区给出用于确定应急计划区大小的事故源项，描述核动力厂厂址周围建立烟羽和食入应急计划区的原则和方法，给出应急计划大小划分的建议，并在地图上标出两个应急计划区的边界，概述应急计划区内的人口分布，特别应说明特殊人群（例如医院、监狱和中、小学等）的分布。此外，还应给出场区及其附近营运单位负责的应急责任区（包括场区、职工宿舍社区以及受营运单位委托为核动力厂服务的单位的工作区与职工宿舍区）的区划图。B.4应急状态分级及应急行动水平描述四级应急状态的基本特征，并简要说明场内外应急组织应采取的相应响应行动，列表给出用于认识和判断应急状态的初始条件和应急行动水平。应根据核动力厂的设计特征和厂址特征提出应急行动水平。对于多堆厂址的核动力厂，还应当说明事故电厂处于某一应急状态时非事故电厂可能受到的影响和应处的应急状态。2024/5/4432024/5/443B.5应急组织与职责概述核动力厂正常运行组织和应急响应组织，提供相应的组织框图，给出应急指挥部的组成及各成员的职责、替代顺序，描述各应急行动组（其工作范围应覆盖通信、应急运行、堆安全分析、环境监测、事故后果评价、应急维修与工程抢险、治安保卫、后勤保证、消防、医学救护等方面）的组成及职责。明确应急组织负责制定应急计划和进行应急准备，统一指挥在应急状态下的应急响应，并负责与国家核安全监管部门及场外应急组织的联系。对于多堆厂址的核动力厂，其应急指挥部的组成，应保证具有统一协调场内应急响应行动的能力。说明核动力厂应急指挥部与场外各应急组织（包括：国家核应急组织、地方核应急组织、国家核安全监督部门、核行业主管部门、上级主管部门及其他应急支援组织）的接口，重点描述与地方应急组织的接口、联络人、相互支援与责任分工等。2024/5/4442024/5/444B.6应急设施与设备列出应设置的主要应急设施，包括主控制室、辅助或备用控制室（点）、技术支持中心或支持点、应急控制中心、运行支持中心（或支持点）、监测与评价设施以及通信系统等的位置，基本功能及应配置的主要设备与器材，同时说明某些设施是否满足可居留性的要求。应急控制中心和应急技术支持中心应能获得核动力厂的重要安全参数、场内及其邻近地区的辐射状况，具有向国家核安全监管部门进行通信联络、实时在线传输核动力厂重要安全参数的能力，以及与核动力厂所在省（自治区、直辖市）场外应急机构进行通信联络的能力。概要描述公众信息中心，医学救护设施、淋浴与去污设施以及消防设备等应急辅助设施、设备的配置。描述核动力厂设置的安全撤离路线、集合点以及所需满足的安全要求。2024/5/4452024/5/445B.7应急通信、报告与通知描述对应急通信系统的基本要求（冗余性、多样性、畅通性、保密性以及抗干扰能力和覆盖范围）、所拥有的通信能力与系统（包括语音通信系统、数据收集和传输系统）；描述应急通知方法与程序，包括向国家核安全监管部门、国家核应急组织、地方核应急组织、核行业主管部门、上级主管单位等的应急报告，警报通知场内应急工作人员和非应急工作人员（包括承包商及外来参观人员）的方法和程序。B.8应急运行控制与系统设备抢修描述应急状态下的运行控制（例如事故诊断与事故规程应用）及对系统设备抢修的工作安排。2024/5/4462024/5/446B.9事故后果评价描述事故后果评价的目的、任务和主要工作内容：事故工况评价、堆芯损伤评价、工作场所与场内场外辐射水平监测与评估以及场外辐射后果的预测与评价，说明获取参数（预估源项、安全壳与流出物的辐射测量结果、气象参数、环境监测结果）的方法与安排，并重点描述场外辐射后果评价方法与应急环境监测内容及安排。在应急计划中对堆芯损伤评价的方法和模式应有概要的描述，在程序中应说明堆芯损伤状况与一回路冷却剂中放射性核素比活度、安全壳γ辐射水平、堆芯裸露时间等参数的关系。2024/5/4472024/5/447B.10应急响应与防护措施列出经场内、外协调一致的通用干预水平与通用行动水平，说明在应急状态下，如何根据监测结果对操作干预水平进行修改的原则与方法，并在附件中给出针对本核动力厂及厂址特点建立的操作干预水平。应规定各应急状态下的通知（通知场内应急部门及人员，国家核安全监管部门，场外应急机构）与报告、启动应急组织、开展评价工作、应急抢修、采取纠正及补救行动和采取防护行动的决策及其实施的方法和程序；补救行动包括工程抢险措施、伤员救护和扑灭火灾等行动等。描述有关场内防护行动决策的原则和实施场内防护行动（包括人员的通知、清点、隐蔽和撤离等）的计划；说明对场外实施防护行动所承诺的责任和提出公众防护行动建议的方法和程序。2024/5/4482024/5/448B.11应急照射控制说明控制应急工作人员辐射照射的基本原则，给出应急工作人员在各类应急行动中的剂量控制水平；概述控制应急工作人员照射的方法和应急照射的批准等程序。B.12医学救护描述可用于应急状态下医学救护的设施、设备和能力，对受伤和受污染人员实施医学救护的计划的安排，以及可以获得的外部医学救护支援及计划安排。B.13应急补救行动概述应急状态下可能采取的应急补救行动、相应的计划安排、可获得的场外消防支援，抗其它自然灾害的能力与安排等。2024/5/4492024/5/449B.14应急终止和恢复活动概述应急状态终止的条件和应急状态终止的批准与发布程序；给出场内恢复组织的组成和职责；说明应急组织向恢复组织的职责转移及拟采取的主要恢复措施。B.15公众信息与沟通描述核动力厂营运单位在与公众信息沟通中的职责，信息沟通的内容与方法，以及公众获得信息的渠道和新闻媒体信息传播的统一管理。B.16记录描述对记录的基本要求和基本内容，包括制定、维持、修改应急计划的记录，应急响应的记录，以及应急终止与恢复阶段的记录。2024/5/4502024/5/450B.17应急响应能力的保持

包括：（1）培训：描述应接受培训的各类人员，说明对他们培训和再培训的内容和计划安排；（2）演习：说明各类演习的目的、类别、规模、频度和情景设计，以及对演习的评议要求；（3）应急设施、设备的检查、测试和维护：描述对主要应急设施、设备的定期检查、测试及日常维护工作的安排；（4）应急计划的评议与修改：概要说明对应急计划进行评议和修改的要求、频度和方法，以及修改后的应急计划的审批和发放。B.18术语列出本应急计划中使用的、使用者并不十分熟悉的或为本核动力厂及其

营运单位专用的主要名词术语及其定义。2024/5/4512024/5/451B.19附件列出本应急计划有关的各主要文件、资料的名称与内容，包括与各级应急组织及外部应急支援单位的协议文件、信件，以及操作干预水平与应急执行程序目录。营运单位还应根据其场内应急计划，编制相应的包括用于应急期间采取应急响应行动的程序和平时用于应急准备的执行程序。执行程序清单应列入应急计划中。不要求将执行程序纳入应急计划文本，一般也不要求将它们提供国家核安全监管部门审评。但国家核安全监管部门在审评应急计划或进行核安全检查时，可能会对这些程序文本进行检查。应急计划执行程序应为应急工作人员执行应急计划提供全面的、具体的方法和步骤，以保证有协调一致和及时有效的行动。2024/5/4522024/5/452营运单位应急计划执行程序清单示例如下：

应急响应程序（11个）：-应急状态分级和应急行动水平-事故机组状态诊断及分析或堆芯损伤评价程序-应急组织的启动-应急设施的启动与工作-通知和报告程序-事故后果评价-场内应急防护行动-应急工作人员受照控制-场外应急防护行动建议-公众信息与沟通应急状态终止和核动力厂恢复

应急准备程序（4个）：-应急设施、设备、物资的管理、维护和检查-培训-演习-应急计划与执行程序的评议、修改与发放2024/5/4532024/5/453第三节干预、干预原则与干预水平

一应急干预

涉及放射性的人类活动被划分为两类：一类称为实践，是指引入新的照射源、照射途径或扩大受照人员的范围或改变现有源的照射网络，从而使人们受到照射或有受到照射的可能性或受到照射的人数增加的任何人类活动；另一类称为干预，是指旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的辐射源所致照射可能性的任何人类活动。2024/5/4542024/5/454这两类人类活动性质上的明显不同在于：①实践的目的是为了某种社会利益，其结果是增加了辐射照射，而干预的目的和结果都是减少了辐射照射；②实践情况下辐射源是受控的，对人的照射主要可通过对辐射源的控制而加以限制；在干预的情况、辐射源已不在控制之中，即照射源、照射途径、受照个人均业已存在，只能通过干预来限制对人的辐射照射。2024/5/4552024/5/455二事故阶段与照射途径在不同的事故阶段，可能有不同的事故情景、不同的照射途径，因而需要采取不同的防护措施。为了恰当地实施应急响应，采取合适的响应行动，以获取最佳的防护效果，有必要将事故进程划分为不同阶段。不同类型的事故，其事故阶段的划分方法也不尽相同，而且，要从时间上明确划分事故阶段有时是困难的，不同的事故阶段在时间上还可能出现重叠。不过大致划分不同的事故阶段，并确定不同的响应任务和应该采取的响应行动仍然是需要和可能的。针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故，可以将事故（事件）进程划分为三个阶段：早期、中期和晚期。核事故的阶段划分2024/5/4562024/5/456①事故早期：从出现明显的放射性物质释放的先兆（即开始认识到可能出现明显的放射性后果，对核设施，指场外后果）到不可控的放射性释放基本停止，一般要持续几个小时到几天。早期的主要特点是放射性物质的释放持续贯穿整个阶段，对人的主要辐射危害来自吸入烟羽中的放射性物质和放射性烟羽的外照射，而防护行动的决策主要依据设施或事故（事件）现场的状况分析与剂量预估，此时可用于决策的环境监测数据可能不多，也不够充分。如果可能，应实施预防护行动。2024/5/4572024/5/457②事故中期：从不可控的大气释放基本停止后开始，一直延续几天到几个星期，由于不可控的释放基本停止，大量的放射性物质（不包括惰性气体）已沉积于地面。中期的主要特点是大气释放已停止，主要的辐射危害来自沉积的放射性物质，关心的照射途径是地面放射性沉积物的外照射、污染的食物和水的摄入，以及地面放射性沉积物再悬浮引起的吸入。本阶段已可能获得有关放射性沉积物造成的外照射水平以及食物、水、空气等环境介质的污染水平的环境监测数据，沉积物的放射学特性也可能被确定。因此，此时的防护行动决策已可以依据环境监测数据作出。2024/5/4582024/5/458③事故晚期：从事故中期后开始，可以延伸几周到几年，取决于正常生活条件的恢复，而这又直接与事故释放的性质与大小有关，特别是与环境中含长寿命放射性核素的残存物有关。

只有当限制解除、地区恢复正常生活，晚期结束。

晚期的主要特点是辐射危害和防护行动都是与较长寿命的放射性残存物的存在密切相关的。主要的照射途径可能是食入和再悬浮吸入，是否中止防护、恢复正常生活的决策依据仍然是环境监测结果。2024/5/4592024/5/459照射途径

照射途径是指辐射或放射性物质可能达到人体并引起照射的途径。核或辐射事故（包括恐怖袭击事件）发生后，主要照射途径的确定将直接影响防护措施的选择和决策。事故类型不同，源项（包括其释放特征）也会不同，从而使照射途径也不一样，而环境条件也将可能成为影响主要照射途径的重要因素。考虑到严重事故中，向大气环境的释放事故或事件发生的可能性一般较大，涉及的照射途径较多，影响的范围较大，防护行动决策的不确定性也较大，以下以放射性物质的大气释放为例，介绍可能的，也是主要的照射途径。下图示出了放射性物质大气释放事故（事件）可能涉及的各种照射途径，它们有：2024/5/4602024/5/4602024/5/4612024/5/461●烟羽外照射，也称烟羽浸没外照射、烟云外照射，是由烟羽中的放射性物质产生的外照射；●烟羽吸入内照射，是因吸入烟羽中放射性物质产生的内照射；●地面沉积外照射，是由沉积在土壤、地面、道路等表面的放射性物质产生的外照射；●食入内照射，是因食入被放射性物质污染的食物或水产生的内照射；●再悬浮吸入内照射，是由沉积于各种表面的放射性物质的再悬浮的吸入产生的内照射；●皮肤、衣服的沉积外照射，是由沉积于皮肤或衣服上的放射性物质产生的外照射；●来自辐射源的直接外照射，某些大气释放事故经常也伴随有来自辐射源的外照射，例如乏燃料运输泄漏事故中也要同时考虑直接来自乏燃料元件的外照射。2024/5/4622024/5/462三防护措施：为防止或减少公众成员在应急或持续照射情况下的受照剂量而采取的防护措施。

1可供采用的主要防护措施:-隐蔽

-碘防护

-撤离

-暂时避迁或永久性再定居

-食物、饮水控制、限制和禁用

-人员去污（体表和衣服去污）

-进出通道控制

-土地、道路和建筑物去污

-物件和车辆等交通工具去污

-动物饲料限制（如使用贮存饲料）

-医学处理2024/5/4632024/5/4632紧急防护行动及其利益–代价分析

紧急防护行动指在应急情况下必须迅速（通常在数小时内）采取的防护行动，如有延误，该防护行动的有效性将明显降低。在核或辐射应急情况下，最常考虑的紧急防护行动是撤离、隐蔽、人员去污、呼吸道防护、服碘防护，以及限制可能受污染的食品、水的消费和医学处理等。

紧急防护行动将依据环境监测结果或设施的事故情况来实施。采取紧急防护行动的目的是为了防止严重的确定性效应的发生和减少所接受的剂量、降低受照人群发生随机效应的危险。2024/5/4642024/5/464四干预原则

由于干预在降低辐射剂量的同时，既可能要付出代价，还可能带来新的风险，因此，决策过程需要权衡利弊，需要判断什么情况下干预是必须的，什么情况下干预是不必的，甚至是不正当的，而干预原则正是解决这些问题的依据。构成干预决策基础的基本原则是：①尽所有可能的努力防止严重的确定性健康效应;②干预应是正当的，在此意义上讲，引入防护措施应使所获得的利益大于其有害方面。当采取行动有净利益时，干预便是正当的;③引入干预和后来撤消干预所依据的水平应进行最优化。2024/5/4652024/5/465五干预水平:在应急（或持续照射）情况下据以采取特定防护行动的可防止剂量。很显然，针对不同的防护行动，干预水平值是不一样的，也就是说，需要建立适用于不同防护行动的干预水平。可防止剂量是与防护措施相关的，而预期剂量则是与防护措施无关的。为避免严重的确定性健康效应发生，在判断是否采取防护行动（特别是预防性行动）时，使用预期剂量是合适、贴切的。在国标GB18871中，通用干预水平采用的剂量当量是可防止剂量，以（西弗，Sv）表示，而任何情况下预期均应进行干预的剂量水平（相当于针对急性照射的干预水平）是以预期吸收剂量（戈瑞，Gy）表示的。2024/5/4662024/5/466

①任何情况下都应进行干预的剂量水平器官或组织2天内器官或组织预期吸收剂量（Gy）*全身（红骨髓）1肺6皮肤3甲状腺5眼晶体2性腺3胎儿0.1剂量＞0.5Gy后第一天，放射性敏感个体可能发生呕吐。2024/5/4672024/5/467②通用干预水平紧急防护行动的通用优化干预水平防护行动适宜的持续时间干预水平值（可防止剂量）隐蔽＜2天10mSv撤离＜7天50mSv碘防护100mGy（甲状腺）较长期防护行动的通用优化干预水平临时避迁＜1年第一个月30mSv，随后的每一个月10mSv永久再定居永久终身*1Sv或1-2年内降不到10mSv/月以下*终身，通常取70年，主要考虑保护最敏感的儿童。2024/5/4682024/5/468③通用行动水平放射性核素通用行动水平（kBq/kg）供一般消费用食品Cs-134，Cs-137，Ru-103，Ru-106，I-131，Sr-89Sr-90Am-241，Pu-238，Pu-239，Pu-240，Pu-24210.10.01牛奶、婴儿食品和饮用水Cs-134，Cs-137，Ru-103，Ru-106，Sr-89I-131，Sr-90Am-241，Pu-238，Pu-239，Pu-240，Pu-24210.10.0012024/5/4692024/5/469干预水平的应用与防护行动的决策-应急准备阶段需要建立反映厂址和事故特点的优化的干预水平;-干预水平的优化是防护行动决策的基础;

防护行动的最优化分析，在一定意义上就是干预水平的最优化分析，是用于特定防护措施的具体干预水平的优化与选择.干预水平的优化分析，可以采用不同的分析方法，其中利益–代价方法是常用的。-干预水平的应用要有一定的灵活性。2024/5/4702024/5/470七操作干预水平

真实的事故状态下，常常存在着多种核素、多种照射途径，而且，随着事故的进程这些因素都会发生变化。因此难于直接将前述的通用干预水平或通用行动水平用于干预的决策。于是，引入操作干预水平（OIL）。

操作干预水平是通过仪器测量或通过实验室分析确定的并与干预水平或行动水平相当的一种剂量水平。通常将操作干预水平表示为剂量率或所释放的放射性物质的活度、时间积分空气浓度、地面或地表浓度、或环境、食品或水样中中性核素的活度浓度。可以把操作干预水平看成是行动水平的一种类型，用它可立即和直接地根据环境测量结果确定适当的防护行动。2024/5/471AEA推荐的反应堆事故中OILs的缺省值OIL#定义缺省值防护行动缺省值假定条件概述OIL1烟羽环境剂量率1mSv/h撤离或在专设的隐蔽所隐蔽堆芯熔化事故后泄漏的放射性物质导致吸入剂量为烟羽外照射剂量的10倍，烟羽照射4小时，该防护行动的可防止剂量为50mSv。OIL2烟羽环境剂量率0.1mSv/h服用稳定碘和临时隐蔽堆芯熔化事故后泄漏的放射性物质导致吸入甲状腺剂量为烟羽外照射剂量的200倍，烟羽照射4小时，该防护行动的可防止剂量为100mSv。OIL3地面沉积环境剂量率1mSv/h撤离或在专设的隐蔽所隐蔽照射时间一周，由于核素衰减和屏蔽等因素造成剂量减少75%，防护行动的可防止剂量为50mSv。OIL4地面沉积环境剂量率1mSv/h临浓时避迁地面污染核素组成为堆芯熔化混合核素在事故后4天时的典型值，由衰变和环境因素千万的衰减因子为50%，30天该防护行动可防止剂量为30mSv。该OIL适用于停堆后2～7天。OIL5地面沉积环境剂量率0.2mSv/h食物和牛奶的预防性禁用假设由这些高于本底的污染地区生产的食品或牛奶，其污染可能会超过通用行动水平。OIL6地面沉积中131I面活度浓度普通食品牛奶10kBq/m22kBq/m2禁止食用食物禁止食用牛奶1)131I为主要污染核素（适用于停堆2个月后）；2)食品受到直接污染或奶牛直接食用受到污染的牧草；3)污染食品未经加工处理。OIL7地面沉积中137Cs面活度浓度普通食品牛奶2kBq/m210kBq/m2禁止食用食物禁止食用牛奶1)137Cs为主要污染核素（适用于停堆2个月后）；2)食品受到直接污染或奶牛直接食用受到污染的牧草；3)污染食品未经加工处理。OIL8食物、水或牛奶样品中131I活度浓度普通食品1kBq/kg限制食物1)131I为主要污染核素（适用于停堆2个月后）；2)污染食品未经加工处理。牛奶和水0.1kBq/kg限制牛奶和水OIL9食物、水或牛奶样品中137Cs活度浓度普通食品0.2kBq/kg限制食物1)137Cs为主要污染核素（适用于停堆2个月后）；2)污染食品未经加工处理。牛奶和水03kBq/kg限制牛奶和水2024/5/4722024/5/472八应急工作人员的防护我国基本安全标准（GB18871-2002）中规定了从事干预的应急工作人员应急照射的剂量控制标准：

①除下列情况外，从事干预的工作人员所受到的照射不得超过职业照射最大单一年份剂量限值（50mSv）；a.为抢救生命或避免严重损伤；b.为避免大的集体剂量；c.为防止演变成灾难性情况。

②在这些情况下除抢救生命的行动外，必须尽一切合理的努力，将工作人员所受到的剂量保持在最大单一年份剂量限值的2倍（100mSv）以下；③对于抢救生命的行动，应做出各种努力，将工作人员的受照剂量保持在最大单一年份剂量限值的10倍（500mSv）以下，以防止确定性健康效应的发生；④当采取行动的工作人员的受照剂量可能达到或超过最大单一年份剂量限值的10倍（500mSv）时，只有在行动给他人带来的利益明显大于工作人员本人所承受的危险时，才可采取该行动。2024/5/473应急工作人员剂量指导水平响应行动类别任务剂量指导水平（mSv）1抢救生命＞5002可能抢救生命5003防止演变成灾难性状况5004防止严重损伤1005避免大的集体剂量1006其他应急干预507恢复工作单一年份502024/5/4742024/5/474第四节核事故应急状态、应急行动水平及应急响应

一核事故应急状态①应急待命：出现可能危及核动力厂安全的某些特定工况或事件，表明核动力厂安全水平处于不确定或可能有明显降低。宣布应急待命后，核动力厂有关工作人员处于戒备状态。当发生某些特定工况可能导致紧急状况时，就应发布应急待命的通知。但此时尚有时间采取预防性的和积极的措施来防止紧急状况的发生或减小其后果。2024/5/4752024/5/475能导致应急待命的事件示例如：-放射性气体或液体的异常释放；-核动力厂场区附近的严重自然事件（诸如洪水、地震、海啸、台风、龙卷风）的预报或通告；-核动力厂或其邻近地区的重大火灾；-场区内或场区外有毒或有害气体的释放；-核动力厂的保卫受到威胁；-邻近的核设施发生核事故。2024/5/4762024/5/476②厂房应急：核动力厂的安全水平有实际的或潜在的较大的降低，但预计事件的后果仅限于场区的局部区域，不会对场外产生威胁。宣布厂房应急后，营运单位按应急计划要求实施应急响应行动，场外应急响应组织得到通知。当紧急状态的评价表明放射后果可能仅限于场区的局部区域时，应宣布厂房应急，这种紧急状况可能引起安全系统自动动作，也可能要求运行人员采取纠正行动。虽然有时可以断定紧急情况能够由运行人员来纠正和控制，但也要通知在实施应急计划中负责任的核动力厂营运单位的其他人员，并使他们处于待命状态，营运单位应按照通知程序向主管部门、国家核安全监管部门和地方政府报告事件的性质和严重程度。2024/5/4772024/5/477

在安全评价时分析过的事故中，预计其辐射后果不会超越出厂房或场区的局部区域的那些事故会导致这类应急状态。能引起发生厂房应急的事件示例如：-燃料操作事故；-放射性气体或液体的显著异常释放；-不法分子或犯罪分子的活动导致场内处于危险状态，但不会导致整个场区采取紧急防护行动。2024/5/4782024/5/478③场区应急：核动力厂的工程安全设施可能严重失效，安全水平发生重大降低，事故后果扩大到整个场区，但除了场区边界附近，场外放射性照射水平不会超过紧急防护行动干预水平。宣布场区应急后，营运单位应迅速采取行动缓解事故后果，保护场区人员；场外应急组织可能采取某些应急响应行动（如开展辐射监测），并视情况做好实施防护行动的准备。场区应急是指放射性物质事故释放的影响扩大到整个场区，但早期的信息和评价表明场外尚不必采取防护措施。应通知主管部门、国家核安全监管部门和地方政府，并且为慎重起见，场外的应急组织应处于待命状态。场内非应急人员应从场区撤离。2024/5/4792024/5/479能引起发生场区应急的事件示例如下：-反应堆堆芯和乏燃料的保护水平明显恶化；-任何附加的失效可能导致场外应急的条件；-场外剂量接近紧急防护行动干预水平；-不法分子和犯罪分子的活动，可能破坏关键安全功能，或者导致严重的释放和照射的发生。2024/5/4802024/5/480④场外应急（总体应急）：事故后果超越场区边界，场外某个区域的放射性照射水平大于紧急防护行动干预水平。宣布场外应急后，应立即采取行动缓解事故后果，实施场内、场外应急防护行动，保护工作人员和公众。场外应急的特征是有放射性物质大量释放，以至于有必要采取场外防护措施并通知主管部门、国家核安全监管部门和地方政府。非应急人员应从场区撤离。2024/5/4812024/5/481能引起发生场外应急的事件示例如：-实际或预计的堆芯的严重损伤或者是从堆芯刚卸出不久的燃料大量的破损（例如：对于一个热功率为3000MW的反应堆大于1/3的堆芯）；-实际的屏障或者关键安全系统的损坏，并可能导致放射性的释放有必要执行场外预防性的防护行动；-发现场外的辐射达到需采取紧急防护措施的水平；-不法分子或犯罪分子的行动导致无法对关键安全系统的监视和控制，可能有必要采取紧急防护行动。2024/5/4822024/5/482二应急行动水平

应急行动水平就是用于发现、识别和确定应急等级的预先确定的、可以观测的特定准则。应急行动水平（EAL）可以是仪表读数、设备状态指示；可测量参数（场内或场外）；间断的可观测事件；分析的结果；进入特定紧急操作程序；或者如果发生则表明将进入应急状态的其他现象。核设施的工作人员就是根据应急应急行动水平来判别是否应进入应急状态及应进入哪一级应急状态的。我国《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定，核电厂营运单位应根据核电厂的设计特征和厂址特征提供应急行动水平；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应提交修改后的应急行动水平供审评。因此，应急行动水平是核设施运营单位应急计划的重要组成部分。2024/5/4832024/5/483①应急行动水平的特征在制定应急行动水平中应当充分注意，使其具有下列特征：-一致性，即在相类似的风险条件下由应急行动水平得出相类似的结论。不管在哪个核设施，只要应急等级相同，则其所代表的风险水平和所需要的响应水平应是大致相同的。-完整性，即应急行动水平应包括可触发各个应急状态的所有适用条件；-可操作性，采用的是客观的，可观测的值或现象，容易发现和判断。2024/5/4842024/5/484②识别类型为明确初始条件并相应制定应急行动水平，需对它们进行分类。我国目前大多数核电厂使用的应急行动水平文件中，按下列四种识别类型分类：A类——异常辐射水平/放射性排放物F类——裂变产物屏障降级H类——影响核电厂安全的危害和其他条件S类——系统故障2024/5/485A类——异常辐射水平/放射性排放物依据：核电站KRT/KRS系统监测结果：-安全壳；-核岛厂房；-厂区；-场区边界。2024/5/486

A类EAL举例

异常辐射水平/流出物排放类的应急状态分级应急等级场外应急场区应急厂房应急应急待命初始条件AG1：实际或即将发生的气态放射性物质释放将在场区边界处导致实际或预期的全身有效剂量当量大于10mSv，或甲状腺剂量当量大于50mSv适用运行模式：全部AS1：实际或即将发生的气态放射性物质释放将在场区边界处导致实际或预期的全身有效剂量当量大于1mSv，或甲状腺剂量当量大于5mSv适用运行模式：全部AA1：放射性气体或液体流出物的任何非计划排放超过厂房辐射监测系统的一级报警值的200倍，且排放时间已经或可能超过15分钟适用运行模式：全部AU1：放射性气体或液体流出物的任何非计划排放超过厂房辐射监测系统的一级报警值的2倍，且排放时间已经或可能超过60分钟适用运行模式：全部应急行动水平厂房辐射监测系统KRT021MA的读数经证实超过二级报警阈值(2×109Bq/m3)，且持续时间已经或可能超过15分钟；或：用事故后果评价程序确认已超过上述应急初始条件；或：厂区辐射气象监测系统（KRS）的任何一个监测站的读数扣除本底后经证实大于10mGy/h，并持续15分钟或更长；或：环境监测结果表明γ剂量率大于10mSv/h，并持续60分钟或更长时间；或：场区边界附近监测样品分析表明1小时吸入导致的甲状腺剂量当量大于50mSv。厂房辐射监测系统KRT021MA的读数经证实超过一级报警阈值(5×108Bq/m3)，且持续时间已经或可能超过15分钟；或：用事故后果评价程序确认已超过上述初始条件；或：厂区辐射气象监测系统（KRS）的任何一个监测站的读数扣除本底后经证实大于1mGy/h，并持续15分钟或更长；或：环境监测结果表明γ剂量率大于1mSv/h，并预期或已经持续60分钟或更长时间；或：场区边界附近监测样品分析表明1小时吸入导致的甲状腺剂量当量大于5mSv。厂房辐射监测系统KRT017MA、KRT016MA、KRT020MA中任何一个的有效读数超过一级报警阈值(分别为4×105Bq/m3、4×104Bq、2×101Bq/m3)的200倍，且持续时间已经或可能超过15分钟；或：厂房辐射监测系统KRT901MA或KRT902MA的有效读数已超过一级报警阈值(均为2×107Bq/m3)的200倍，且持续时间已经或可能超过15分钟；或：经取样分析确认放射性流出物的非计划排放超过厂房辐射监测系统一级报警阈值[同(1)和(2)中的相应报警阈值]的200倍，且持续时间已经或可能超过15分钟；或：厂区辐射气象监测系统（KRS）的任何一个监测站的有效读数扣除本底后大于100μGy/h，且持续时间达到或超过15分钟。厂房辐射监测系统KRT017MA、KRT016MA、KRT020MA的有效读数超过一级报警阈值(分别为4×105Bq/m3、4×104Bq、2×101Bq/m3)的2倍，且持续时间已经或可能超过60分钟；或：厂房辐射监测系统KRT901MA或KRT902MA的有效读数已超过一级报警阈值(均为2×107Bq/m3)的2倍，且持续时间已经或可能超过60分钟；或：经取样分析确认放射性流出物的非计划排放超过厂房辐射监测系统一级报警阈值的2倍，且持续时间已经或可能超过60分钟；或：厂区辐射气象监测系统（KRS）的任何一个监测站的有效读数扣除本底后大于1μGy/h，且持续时间达到或超过60分钟。2024/5/487（续）异常辐射水平/流出物排放类的应急状态分级应急等级场外应急场区应急厂房应急应急待命初始条件AG2：乏燃料已完全裸露，或水池区域的辐射水平非常高适用运行模式：（1）

AS2：载有乏燃料的水池的水位已位于燃料以下（乏燃料裸露）或乏燃料的重大损坏导致水池区域辐射水平高适用运行模式：（1）

AA2：乏燃料损坏或水池水位下降即将导致的乏燃料裸露适用运行模式：（1）

AU2：载有乏燃料的水池水位下降，但尚未导致乏燃料裸露适用运行模式：（1）应急行动水平载有在过去24个月内从堆芯移出的、超过1/2堆芯的乏燃料的水池中的水已完全排空；或：反应堆换料水池、乏燃料水池或燃料转运通道区域的辐射水平非常高，已经超过3Gy/h。反应堆厂房和乏燃料厂房的辐射监测系统（KRT022、023或041MA一级）报警(报警阈值分别为0.1Gy/h、0.1Gy/h和1×106Bq/m3)（IPMC1）；或：厂房辐射监测系统KRT013或KRT014MA的有效读数超过40mGy/h；或：载有乏燃料的水池的水位过低，已低于11.7m，乏燃料裸露。反应堆厂房或燃料厂房的辐射监测系统一个或多个（KRT011或012或013或014MA）二级报警(报警阈值分别为0.25、40、1和0.25mGy/h)（IPMC1）；或：燃料组件跌落的目击报告（IPMC1）；或：反应堆换料水池、乏燃料池和燃料转运通道的水位过低（低于18.3m）且换料水箱中的水装量不足500m3，使维持水位在乏燃料以上的能力丧失，将导致燃料组件裸露。现场人员目击证明反应堆换料水池水位不可控制地下降，已低于19.3m，但所有乏燃料组件仍淹没于水下（IPMC3）；或：乏燃料池或燃料转运通道的水位不可控制地下降，已低于19.3m，PTR001AA报警，但所有乏燃料组件仍淹没于水下（IPMC3）。初始条件AG3：电厂内辐射水平意外增加100倍以上、且堆芯已经损伤适用运行模式：（3）～（9）

AS3：电厂内辐射水平意外增加100倍以上、且伴随着正在发生的重大瞬态事故可能影响到保护堆芯的能力适用运行模式：（3）～（9）

AA3：电厂内辐射水平意外增加100倍以上适用运行模式：（3）～（9）

AU3：电厂内辐射水平的意外增加适用运行模式：（3）～（9）应急行动水平（1）多个厂房辐射监测系统或监测仪的有效读数意外增加100倍；同时堆芯出口热偶读数大于650℃，或堆水位位于堆芯活性段以下同时安注失效或用完，无法使堆芯保持淹没状态。多个厂房辐射监测系统或监测仪的有效读数意外增加100倍；同时，电厂中正发生重大的瞬态事故，需要启用某个事故规程，且这种事故有可能会导致堆芯的损坏。多个厂房辐射监测系统或监测仪的有效读数意外增加100倍，应急指挥判断此时电厂对放射性物质控制的能力降低或一定程度的丧失；或：(2)厂房辐射监测系统KRT051~055MA中的其中一个一级报警(报警阈值均为0.02Gy/h)；或：(3)厂房辐射监测系统9KRT501MA或502MA的有效读数超过一级报警值(报警阈值均为4mGy/h)的10倍。多个厂房辐射监测系统或监测仪的有效读数意外增加10倍，应急指挥判断此时电厂对放射性物质控制的能力降低或一定程度的丧失。2024/5/488S类—系统故障EAL情况较为复杂，各厂编制方法也有差别，对压水堆来说，至少应包括以下主要内容：-场外电源丧失；-重要安全参数表明系统安全性能下降；-不能在技术规格书限值内达到所需要的停堆；-控制室内安全系统的大部分或全部预报信号或指示非计划丧失15分钟以上；

-燃料包壳降级；-反应堆冷却剂系统泄漏；-全部场内或场外通信能力的非计划丧失；-意外临界；-保护系统故障。2024/5/489

举例-系统故障类的应急状态分级

应急等级场外应急场区应急厂房应急应急待命初始条件SG1：长时间丧失全部厂内和厂外交流电源适用运行模式：（6）（7）（8）（9）

SS1：丧失全部厂内和厂外交流电源适用运行模式：（6）（7）（8）（9）SA1：只有一路交流电源可用，以致任何单个交流电源供电失效都将导致全厂断电适用运行模式：（6）（7）（8）（9）

SU1：全部厂外电源丧失时间超过15分钟适用运行模式：全部应急行动水平全部厂外交流电源丧失，全部应急柴油发电机供电丧失，并且在失去汽动辅助给水后1或2小时(主泵密封冷却丧失为1小时；未丧失为2小时)内不能恢复一列应急母线的交流电源，或出现堆芯冷却条件可能恶化的情况。全部厂外交流电源丧失（H3.1），全部应急柴油发电机失效，且不能恢复至少一列应急母线的交流电源，时间超过15