ICS 27.120.20 F 77 GB 中华人民共和国国家标准 GB/T 17680.7—2003 核电厂应急计划与准备准则 场内应急设施功能与特性 Criteria for emergency planning and preparedness for nuclear power plants- Function and physical characteristics of on-site emergency facilities 2003-12-01实施 2003-03-24发布 中华人民共和国 发布 国家质量监督检验检疫总局 GB/T17680.7—2003 前言 GB/117680《核电厂应急计划与准备准则》分为以下10个部分： GB/T17680.1 核电厂应急计划与准备准则 应急计划区的划分； GB/T 17680.2 核电厂应急计划与准备准则 场外应急职能与组织； -GB/T17680.3 核电厂应急计划与准备准则 场外应急设施功能与特性； GB/T17680.4 核电厂应急计划与准备准则 场外应急计划与执行程序； GB/T17680.5 核电厂应急计划与准备准则 场外应急响应能力的保持； GB/T 17680.6 核电厂应急计划与准备准则 场内应急响应职能与组织机构； GB/T17680.7 核电厂应急计划与准备准则 场内应急设施功能与特性； -GB/T 17680.8 核电厂应急计划与准备准则 场内应急计划与执行程序； -GB/T 17680.9 核电厂应急计划与准备准则 场内应急响应能力的保持； GB/T17680.10 核电厂应急计划与准备准则 核电厂营运单位应急野外辐射监测、取样与 分析准则。 本部分是GB/T17680的第7部分，是根据我国现行核应急法规的要求，结合我国核电厂应急工作 的经验和实际情况，参考美国的有关国家标准，在核行业标准EJ/T881一1994《核电厂营运单位应急设 施的功能和特性准则》基础上制定而成的 本部分自实施之日起EJ/T881—1994废止。 本部分和核行业标准EJ/T881—1994相比主要变化如下： 应急设施的一般功能作了重大调整； 应急设施的一般设置特性准则作了重大调整和补充； 以附录A的形式补充规定了“压水堆核电厂事故监测系统通常监测的电厂状态重要安全参数 示例”。 本部分的附录A和附录B是资料性附录。 本部分由国家核应急办和全国核能标准化技术委员会提出。 本部分由全国核能标准化技术委员会归口。 本部分起草单位：国家环境保护总局核安全中心 本部分主要起草人：吴德强、刘新华。 1 GB/T17680.7—2003 核电厂应急计划与准备准则 场内应急设施功能与特性 1 范围 GB/T17680的本部分规定了核电厂场内核事故应急响应设施的功能和特性应满足的一般要求， 不涉及详细的功能设计和技术性能设计要求。在核电厂应急响应中要应用的但属于核电厂常规安全运 行和专设安全系统的设施，亦不属于本部分涵盖范围。 本部分适用于核电厂营运单位的应急计划与准备。 2规范性引用文件 下列文件中的条款通过GB/T17680本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注明日期的引用文 件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本部分。然而，鼓励根据本部分达成 协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本 部分。 GB/T17680.6核电厂应急计划与准备准则场内应急响应职能与组织机构 3术语和定义 下列术语和定义适用于GB/T17680的本部分。 3. 1 应急emergency 需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免事故发生或减轻事故后果的紧急状态，同时也 是泛指立即采取超出正常工作程序的行动。 3. 2 应急设施 emergencyfacility 用于应急响应目的的设施。它们将根据有关法规要求和积极兼容的原则设置。它包括用于应急响 应目的的场所及其中的应急响应系统和设备。 3. 3 场区site 具有法定边界、受核电厂营运单位有效控制的核电厂所在区域 3. 4 场内on-site 营运单位负责制定应急计划和进行应急响应的区域内。 3.5 保护区protectedarea 在场区之内由保卫围墙围住的且处于严密保卫计划控制下的区域。 3.6 纠正行动 correctiveactions 为终止或缓解紧急状态后果，在导致应急的出事地点或其附近所采取的措施和行动，例如堆芯损坏 缓解控制、紧急检修、灭火、厂房内水处理以及抗风灾、地震灾害等。 1 SAC GB/T17680.7—2003 3.7 防护行动 protectiveaction 在应急响应期间和过后，为避免或减少事故对核电厂工作人员和公众引起的预期剂量而采取的保 护措施。 3.8 事故状态 accident situation 核电厂事故工况和严重事故两类状态的统称。事故状态在许多场合下简称为事故 3. 9 运行状态 operations situation 核电厂正常运行和预期运行事件两类状态的统称。 3. 10 可居留性 habitability 在应急状态下，在规定辐射照射剂量控制值或有毒物质暴露控制值的限制之下，某一场所内人员可 以连续或暂时停留的状态特性。 4一般准则 =4.1应急设施的设置 4.1.1基本原则 4.1.1.1核电厂营运单位根据其应急响应的需要，并按日常运行和应急响应积极兼容的原则设置应急 设施和设备，但任何按兼容原则设置的应急设施及其设备应是立即可以用于应急响应的或即时可转换 用于应急响应的。专门或主要为应急响应目的而设置的应急设施平时也可用于非应急准备和响应的活 动，但应能随时用于应急响应。 4.1.1.2在核电厂设计阶段，营运单位应对应急设施的设置作出安排。 4.1.2主要应急设施 核电厂营运单位应考虑设置的主要应急设施包括（但不限于）： a）控制室； b) 辅助控制点或备用控制室； c) 运行支持中心（或支持点）； (p 技术支持中心（或支持点）； e) 应急指挥中心（亦称应急控制中心、应急管理中心或应急运作中心）； 公众信息中心； g) 监测评价系统； h) 应急通信系统 4.1.3 辅助应急设施 可指定用作辅助应急设施的大都是无需为应急响应专门设置或无需作专门追加要求的核电厂常设 辅助设施。这些设施包括（但不限于）： a) 营运单位场区办公楼； 培训中心； c) 维修设施； d) 物理化学分析实验室设施； e) 环境监测设施； f) 场区医疗急救设施； g) 淋浴与去污设施； 2 GB/T17680.7—2003 h）保卫设施。 4.2应急设施的一般功能 4.2.1基本原则 功能和应急组织职能相适应 4.2.2主要应急设施的主要功能 4.2.2.1控制室 控制室是对核电厂运行和事故状态实施运行控制的场所，也是应急响应期间核电厂营运单位应急 组织中的运行控制组的工作场所。控制室的主要功能是： a）对电厂运行状态和事故状态进行集中的监测和控制，提供并显示电厂运行参数； b) 在整个应急响应期间，在此处对电厂已经发生或潜在发生的事故工况或严重事故进行诊断、 分析和预测，并采取控制措施缓解事故或使电厂恢复到安全状态； c) 在应急响应的启动和初始阶段，在应急指挥中心和技术支持中心启动之前，作为应急指挥中心 履行应急启动、应急通知、应急指挥、防护行动建议等应急响应功能。 控制室应具备的应急响应基本功能和主要支持功能如表1所示。 4.2.2.2辅助控制点或备用控制室 辅助控制点或备用控制室是独立于控制室设置的专用控制场所。其主要的控制功能是在控制室丧 4.2.2.3运行支持中心（或支持点） 运行支持中心是在应急响应期间供执行设备检修、系统或设备损坏探查、堆芯损伤取样分析和其他 执行纠正行动任务的人员以及有关配合人员（主要指运行操作和辐射防护人员），在那里集合和等待指 派具体任务的场所。 运行支持中心应具备的应急响应主要支持功能如表1所示。 4.2.2.4技术支持中心（或支持点） 技术支持中心是在应急响应期间为核电厂营运单位应急组织中的技术支持组和来自核电厂设计单 位、核电厂供应厂商、场外技术支援单位和国家有关部门的技术支持人员提供的工作场所。其应具备的 主要功能是： a） 在整个应急响应期间，对核电厂已经发生或潜在发生的事故工况或严重事故的诊断、分析和预 测提供技术支持和指导； b) 对缓解事故或使电厂恢复到安全状态可采取的控制措施提供技术咨询或建议； c）在其被启动并在应急指挥中心启动之前，也可以履行应急指挥中心的功能。 技术支持中心应具备的应急响应基本功能和主要支持功能如表1所示。 4.2.2.5应急指挥中心 （或组）和国家有关部门指派代表的工作场所。其应具备的主要功能是： a）指挥和全面管理、协调场内应急响应； b）按规定和场外有关应急组织和国家有关部门进行通信联络，通报事故信息、应急状态和应急 响应的信息； c）与场外有关应急组织进行协调。 应急指挥中心应具备的应急响应基本功能和主要支持功能如表1所示。 4.2.2.6公众信息中心 在应急响应期间，公众信息中心的功能是： a）按规定向新闻传媒和公众提供有关应急态势和公众防护行动的信息； 3