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HAD 002／08-2022 压水堆核动力厂应急行动水平制定.pdf压水堆核动力厂应急行动水平制定
压水堆核动力厂应急行动水平制定
（2022年11月21日国家核安全局批准发布）
本导则自发布之日起实施。 本导则由国家核安全局负责解释。 本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方 法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的 安全水平。 本导则的附录为参考性文件。
本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的 法和方案消防设备安装安全技术交底，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同 安全水平。 本导则的附录为参考性文件
1.1目的。 1.2范围 2 基本概念与要求.， 2.1应急状态等级. 2.2初始条件（IC）和应急行动水平（EAL） 2.3IC和EAL的识别类. 2.4IC和EAL的适用条件..： .3 2.5应急行动水平制定的核动力厂特定信息 2.6应急状态的分级， 3初始条件与应急行动水平. 3.1概述. h 3.2A类初始条件与应急行动水平.. 3.3F类初始条件与应急行动水平. 12 3.4H类初始条件与应急行动水平... 3.5S类初始条件与应急行动水平. 29 3.6C类初始条件与应急行动水平.. 38 3.7E类初始条件与应急行动水平. 附录1缩略语对照表 48
1.1目的。 1.2范围 2基本概念与要求.， 2.1应急状态等级. 2.2初始条件（IC）和应急行动水平（EAL） 2.3IC和EAL的识别类. 2 2.4IC和EAL的适用条件..： .3 2.5应急行动水平制定的核动力厂特定信息 2.6应急状态的分级， 3初始条件与应急行动水平. .b 3.1概述. 6 3.2A类初始条件与应急行动水平.. 3.3F类初始条件与应急行动水平. 12 3.4H类初始条件与应急行动水平... 3.5S类初始条件与应急行动水平. 29 3.6C类初始条件与应急行动水平.. 38 3.7E类初始条件与应急行动水平. 45 附录1缩略语对照表 48
本文件适用于压水堆核动力厂营运单位应急行动水平的制定，其他核设施应 急行动水平的制定可参照执行。 本文件描述了压水堆核动力厂营运单位应急行动水平制定的通用方法，主要 包括： （1）制定应急行动水平的基本要求； （2）初始条件矩阵； （3）应急行动水平示例。
2.2初始条件（IC）和应急行动水平（EAL
2.3IC和EAL的识别类
2.3.1将初始条件及应急行动水平按照一定的方式分为若干识别类，识别类 应能够覆盖所有应急行动水平。 2.3.2营运单位可根据机组特性，从便于操作的角度出发确定所适用的识别
2.4.1核动力厂营运单位制定应急行动水平时，IC和EAL的适用条件随核 动力厂的运行模式而变化。比如，一些基于征兆的IC和EAL只能在功率运行、 启动或热备用/热停堆模式下进行评估，此时所有裂变产物屏障都在正常状态下， 且核动力厂仪表和安全系统处于完全运行状态。而在冷停堆和换料模式下，计划 维修会带来系统的开放，某些安全系统部件可能不可用，因此，要使用不同的基 于征兆的IC和EAL以反映这些特征。 2.4.2营运单位需要将机组技术规格书中的标准运行模式纳入应急状态分级 中。IC和EAL的适用条件中所使用的运行模式应与该核动力厂技术规格书中规 定的运行模式保持一致。 2.4.3不同压水堆堆型的运行模式会有不同，但通常可分为：反应堆功率运 行、启动、热备用、热停堆、冷停堆、换料、卸料。其中，反应堆功率运行、启 动、热备用、热停堆运行模式归为热态，冷停堆、换料、卸料运行模式归为冷态。 IC和EAL的适用条件应能全面覆盖所适用的运行模式。 2.4.4营运单位应给出核动力厂每个运行模式下所适用的识别类。每一个给 定的识别类的IC和EAL适用于指定的运行模式。
2.5应急行动水平制定的核动力厂特定信息
2.5.1核动力厂营运单位应根据核动力厂的厂址条件、设计、运行等特征， 确定应急状态分级的初始条件及其相应的应急行动水平。
在考虑了所有运行模式的适用性要求的情况下，也可将识别类别S和C中的IC和EAL合并。 E类仅适用于场内有独立乏燃料贮存设施的核动力厂
3初始条件与应急行动水平
3.1.1初始条件矩阵用于描述初始条件和核动力厂应急状态的对应关系，给 出可能触发核动力厂应急状态的初始条件，快速判断是否需要进入应急状态以及 确定应急状态的等级。初始条件矩阵是应急行动水平制定的基本框架。 3.1.2在初始条件矩阵中，通常按应急状态等级递增或递减的顺序说明各种 识别类中每一个初始条件与应急状态等级之间的对应关系以及这种对应关系的 适用条件
3.2A类初始条件与应急行动水平
3.2.1A类初始条件和应急行动水平针对的是非计划和不可控的放射性物质
压水堆核动力厂 动水平制定
识别类A辐射水平或流出物放射性异常初始条件知
3.2.4AU1针对非计划排放的流出物的放射性水平超过机组相关排放管理限 值的2倍且持续时间达到或超过60分钟的情况。该初始条件主要指超过了管理 限值的低水平的放射性物质的排放，并且该排放持续了一段时间，表明核动力) 安全水平发生了潜在下降。AU1可包括： （1）流出物（如气态排放的流出物）辐射监测仪表的读数（包括仪表监测 路径上的连续排放与批量排放的情况)大于机组相关排放管理限值的2倍且持续 时间达到或超过60分钟； （2）流出物（如气态排放的流出物）放射性取样分析表明其浓度或释放率 大于机组相关排放管理限值的2倍且持续时间达到或超过60分钟。 3.2.5AA1针对非计划排放的流出物的放射性水平超过机组相关排放管理限 直的200倍且持续时间达到或超过15分钟的情况。该初始条件主要指超过了管 理限值的放射性物质的排放，并且持续了一段时间，表明核动力厂的安全水平发 生了实际的或潜在的重大下降。AA1可包括： （1）流出物（如气态排放的流出物）辐射监测仪表的读数（包括仪表监测 路径上的连续排放与批量排放的情况)大于机组相关排放管理限值的200倍且持 续时间达到或超过15分钟： （2）流出物（如气态排放的流出物）放射性取样分析表明其浓度或释放率 大于机组相关排放管理限值的200倍且持续时间达到或超过15分钟。 3.2.6AS1针对的是在实际或预期释放时间内，释放的气态放射性物质导致 场区边界处或场区边界外个人有效剂量大于1mSv或甲状腺待积吸收剂量大于 10mGy的情况。该初始条件主要指气态放射性物质的释放（包括监测到或未监 测到的）导致场外实际或预期的剂量大于通用十预水平的10%，表明与保护公众 相关的一些安全系统失效。AS1可包括： （1）气态流出物的辐射监测仪表的读数大于预先设置的阅值且监测仪表的
3.3F类初始条件与应急行动水平
3.3.1F类初始条件和应急行动水平表征了反应堆堆芯中裂变产物屏障受到 威胁的程度。该程度体现在屏障的损坏程度（丧失或潜在丧失）和同时受威胁的 屏障数目。适用于反应堆功率运行、启动、热备用、热停堆模式。与裂变产物屏 障相关的应急待命初始条件在系统故障类（S类）中考虑。 3.3.2反应堆堆芯中裂变产物的屏障包括燃料包壳、反应堆冷却剂系统 （RCS）压力边界和安全壳。燃料包壳屏障包括所有堆芯燃料芯块的包壳。RCS 玉力边界屏障包括RCS一回路侧、稳压器安全阀、卸压阀，直至一回路隔离阀 及其上游的所有连接管线和阀门。安全壳屏障包括安全壳构筑物，安全壳隔离阀 及其上游的所有部件。该屏障还包括主蒸汽管线、给水管线、吹除管线，二次侧 隔离阀及其上游的所有连接部件。 3.3.3F类初始条件和应急行动水平的判定主要依赖于核动力厂运行模式下 指示安全系统状态的监测系统能力。当运行模式为功率运行、启动、热备用、热 停堆时，所有屏障正常，仪表和应急设施按技术规格书的要求使用，此时通常由 仪表读数或定期取样来识别一道或多道屏障是否受到威胁。当核动力厂进入冷停 堆和换料、卸料运行模式时，RCS压力边界或安全壳可能开放，对裂变产物的 屏障能力下降。此时，在功率运行阶段运行的安全系统只有少数维持在原有的运 行状态，对安全系统状态的监测能力也受到很大限制，基于仪表读数的F类初始 条件和应急行动水平可能不适用。 3.3.4表2给出了F类的初始条件矩阵，使用流程如图1所示。在这些初始 条件中应注意： （1）燃料包壳和RCS压力边界屏障比安全壳屏障的重要性更高。 （2）对于涉及放射性释放的事故工况，裂变产物屏障阈值的评估需要与剂 量评估一起进行，以确保正确和及时地升级应急状态等级。例如，对裂变产物屏
障阈值的评估可能导致进入场区应急，而剂量评估可能表明已超过场外应急AG1 的EAL。 （3）制定EAL时，裂变产物屏障阈值应反映核动力厂的特定设计和运行特 征，给出核动力厂特定的判断依据，以便及时准确地对裂变产物屏障丧失和/或 潜在丧失进行分类5
采用IC和裂变产物包容屏障阅值的可替代的表示方法也是可以接受的，但必须确保厂址特定的方法能 解决EAL裂变产物包容屏障表中显示的所有可能的闽值组合和分类结果
压水堆核动力厂 动水平制定
表2识别类F裂变产物屏障失初始条件矩阵
XXX地块配套小学工程深基坑专项施工方案压水堆核动力厂 动水平制定
图1识别类F的使用流程图
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表3裂变产物屏障表 屏障丧失或潜在丧失的國值
俱进35kv电缆敷设施工方案压水堆核动力厂 动水平制定
表3裂变产物屏障表 屏障丧失或潜在丧失的國值（续）
表3裂变产物屏障表 屏障丧失或潜在丧失的國值（续