1、 核安全导则 HAD002/08-2022 压压水水堆堆核核动力动力厂厂应应急急行动行动水水平平制制定定 国家核安全局 2022 年 11 月 21 日批准发布 国国家家核核安安全全局局 压压水水堆堆核核动力动力厂厂应应急急行动行动水水平平制制定定（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。I 目 录 1 引言.1 1.1 目的.1 1.2 范围.1 2 基本概念与要求.1 2.
2、1 应急状态等级.1 2.2 初始条件（IC）和应急行动水平（EAL）.2 2.3 IC 和 EAL 的识别类.2 2.4 IC 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.3 2.6 应急状态的分级.4 3 初始条件与应急行动水平.6 3.1 概述.6 3.2 A 类初始条件与应急行动水平.6 3.3 F 类初始条件与应急行动水平.12 3.4 H 类初始条件与应急行动水平.23 3.5 S 类初始条件与应急行动水平.29 3.6 C 类初始条件与应急行动水平.38 3.7 E 类初始条件与应急行动水平.45 附录 1 缩略语对照表.48 压水堆核动力厂应急行动水
3、平制定 1 1 引言 1.1 目的 应急行动水平（Emergency Action Levels，EAL）是核动力厂启动应急与评判应急状态等级的重要依据。营运单位应根据其核动力厂的设计特征和厂址特征，确定用于应急状态分级的初始条件（Initiating Condition,IC）及其相应的应急行动水平。本文件为压水堆核动力厂营运单位应急行动水平的制定及国务院核安全监督管理部门对应急行动水平的审查和监督提供指导。压水堆核动力厂营运单位应根据本文件制定符合其特点的应急行动水平。如果核动力厂的特征与本文件中的初始条件和应急行动水平的示例不兼容，则应确定可替代的 IC 或 EAL。1.2 范围 本文件
4、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 基本概念与要求 2.1 应急状态等级 应急状态分级是对核动力厂偏离正常运行工况的事件或事故，根据其潜在或实际的影响或后果，将应急状态分为不同的等级。核动力厂的应急状态等级分为应急待命（U）、厂房应急（A）、场区应急（S）和场外应急（G）。（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，表明压水堆核动力厂应急行动水平制定 2 核动力厂安全水平处
5、于不确定状态或可能有明显降低。（2）厂房应急 核动力厂的安全水平有实际的或潜在的大的降低，但事件的后果仅限于厂房或场区的局部区域，不会对场外产生威胁。（3）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，场区边界外放射性照射水平不会超过1紧急防护行动干预水平，早期的信息和评价表明场外尚不必采取防护措施。（4）场外应急 发生或可能发生放射性物质的大量释放，事故后果超越场区边界，导致场外的放射性照射水平超过紧急防护行动干预水平，以至于有必要采取场外防护措施。2.2 初始条件（IC）和应急行动水平（EAL）2.2.1 初始条件是预先确定的，能触发核动力厂进
6、入某种应急状态的工况或事件。初始条件所描述的工况或事件，其严重性或后果要与其应急状态等级相一致。2.2.2 初始条件可以表示为连续的、可测量的变量（如一回路水位）或事件（如地震），或者一道或多道裂变产物屏障的状态（如反应堆冷却剂系统（RCS）屏障丧失）。2.2.3 应急行动水平是为某一初始条件预先确定的、核动力厂特定的、可观测的阈值，当满足或超过该阈值时，核动力厂进入相应的应急状态等级。2.2.4 应急行动水平可以是仪表读数、设备状态指示、可测量参数（场内或场外）、可观察的事件、分析结果、特定操作规程的入口或其他导致进入特定应急状态等级的情况。2.2.5 初始条件和应急行动水平应当是明确且易于操作的。2.3 IC 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 1 “不会超过”意味着仅占紧急防护行动的通用优化干预水平的一小部分，一般建议取 10%。压水堆核动力厂应急行动水平制定 3 类。识别类一般可分为如下几种2：辐射水平/流出物放射性异常
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