《压水堆核动力厂应急行动水平制定（征求意见稿）》编制说明

一、 编制背景

（一）编制单位

生态环境部核与辐射安全中心（以下简称核安全中心）。

（二）任务来源

2021年3月，生态环境部（国家核安全局）核设施安全监管司向核安全中心下达了编制核安全导则《压水堆核动力厂应急行动水平 制定》的任务计划，要求综合考虑我国应急行动水平应用实际情况 及新技术进展，开展《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则编制工作。

（三）编制必要性

应急行动水平（EAL）作为核动力厂应急状态划分的重要指标依据，对于核动力厂评判应急状态等级至关重要。

应急行动水平的形成与发展源于美国对核设施应急的监管，被美国核管会（NRC）定义为：用作核电厂应急状态分级基础的起始条件，如预先确定的、厂址特定的可观测阈值。EAL 可以是仪表读数、设备状态指示、可测参数（场内或场外）、独立的、可观察的事件、分析结果、特定应急运行程序的入口或导致进入特定的应急等级的其他现象。

1980 年， NRC 与联邦应急管理署（ FEMA ） 联合发布了NUREG-0654/FEMA-REP-1《制定和评价核电厂放射性应急响应计划和准备的准则》，用于各个核安全机构独自或联合审查运行核动力厂以及各级机构的应急响应工作，并在附录 1 中以列表的形式给出了核动力厂应急水平的简要分级方式。NRC 在管理导则 RG 1.101第4版中说明，RG 1.101第2 版和第 3 版认可了 NUREG-0654/FEMA-REP-1第 1 版的内容。此后，美国核管理与资源理事会（NUMARC）出版了NUMARC/NESP-007 系列，共 2 个版本，分别为NUMARC/NESP-007（第1 版）和 NUMARC/NESP-007（第 2 版）；NUMARC 合并进入美国核能研究所（NEI）后，陆续出版了 NEI97-03（即NUMARC/NESP-007（第 3 版））、NEI 99-01 系列 3 个版本，分别为 NEI 99-01（第 4 版）（即 NUMARC/NESP-007（第 4 版））、NEI 99-01（第 5 版）、NEI 99-01（第6 版）。

我国在 20 世纪 80 年代开始建造核电站初期，就已经关注到了应急等级划分依据的问题。国家核安全局在 1989 发布的核安全导则《核动力厂营运单位的应急准备》（HAD002/01）中明确：“在营运单位的应急计划中，必须规定用作通知有关当局的准则，以及专门的行动水平。这些水平必须依据厂区内和厂区外辐射监测资料和指示工厂状况的相当数量的探测器的读数来制定”。在 1998 年发布的《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应急响应》（HAF 002/01）中也明确规定，核电厂营运单位应根据核电厂的设计特征和厂址特征提出应急行动水平。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订后的应急行动水平供评审。但是，目前我国尚未发布与之相应的应急行动水平制定的导则。

二、 编制过程

2020 年 3 月，核安全中心收到工作单，启动核安全导则《压水堆核动力厂应急行动水平制定》的编制工作。

2020 年 4 月，召开《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则编制内部讨论会，确定编制人员的分工，工作思路。

2020 年 5-9 月编制人员开展《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则编制调研工作。

2020 年 10 月确定导则的主要内容和格式。

2021 年 3 月完成《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则初稿**版。

2021 年 4 月召开讨论会，敲定 S 类各条款的编制内容和深度， 其他类负责人以S 类为模板开展各自负责类别的修改工作，完成《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则初稿第二版。

2021 年 5 月召开讨论会，对各类条款的编制内容和深度作进一步讨论。

2021 年 6 月，根据 5 月份会议的讨论结果，完成《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则初稿第三版。

2021 年 7 月召开讨论会，针对初稿第三版，进行逐条讨论，会后完成《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则初稿第四版。

2021 年 8 月对《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则初稿第四版表格和一些描述进行了优化，形成《压水堆核动力厂应急行动水平制定》导则初稿终版。

2021 年 8 月，编制组发函征求了 6 位专家对于导则编制的意见和建议。

2021 年 9 月，根据初稿函审专家意见对导则进行了修改，形成征求意见稿。

三、 编制原则

本次编制，遵循以下原则：

（一）反映我国法律、法规、部门规章等新要求。

（二）针对国外应急行动水平技术发展的调研发现，美国对应急行动水平的研究已经持续了将近四十年，已经形成了成熟的制定应急行动水平的方法论和应用体系，并且还在不断的发展和完善。国际原子能机构（IAEA）对美国提出的制定应急行动水平方法学也是给予了充分的认可。我们国内不同堆型应急行动水平的实践也证明，我国核动力厂在编制应急行动水平时，也主要参考的是美国制定应急行动水平相关的技术文件和方法学。因此，借鉴国际经验和国内实践，选择NEI 99-01（第 6 版）（以下如无特别说明均指第 6 版）作为导则编制的参考蓝本。

（三） 结合多年来各核动力厂应急初始条件和应急行动水平的审评实践。

（四） 适应我国核动力厂发展水平，可操作性强，便于营运单位掌握和实施。

四、 主要内容说明

导则共分为三章，即“1 引言”、“2 基本概念与要求”、“3 初始条件与应急行动水平”。

1 引言

1.1 目的

本条描述了制定应急行动水平的目的及要求。

应急行动水平是用来建立、识别和确定应急等级和开始执行相应的应急措施的预先确定和可以观测的参数或判据。HAF002 、HAF002/01、HAD002/01 等相关法规导则中都规定营运单位应根据其核动力厂的设计特征和厂址特征，提出应急行动水平；在申请运行许可证时，应提交应急行动水平供评审；在运行阶段，应根据运行经验反馈对应急行动水平持续修订完善。

1.2 范围

本条描述了导则的适用范围及制定应急行动水平的通用方法。导则适用于压水堆（含非能动压水堆）核动力厂营运单位应急行动水平的制定，以及国务院核安全监督管理部门对压水堆核动力厂营运单位应急行动水平的审查。其他核设施应急行动水平的制定也可参考。

采用非能动安全设施的压水堆核动力厂应急行动水平的制定需根据核动力厂的特征加以调整和应用。

导则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：制定应急行动水平的基本要求；初始条件矩阵； 应急行动水平示例。

2. 应急行动水平的制定

2.1 应急状态等级

本条是对我国核动力厂应急状态等级划分的说明，按照事件或事故的严重程度，核动力厂的应急状态分为应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。四个应急状态的描述引自HAD002/01-2019。

2.2 初始条件（IC）和应急行动水平（EAL）

本条给出了初始条件（IC）和应急行动水平（EAL）的定义，参照国内核动力厂的编制经验和美国关于 EAL 编制的一系列技术文件如NEI 99-01 等的相关描述制定。

更多标准编制说明内容点击以下链接获取标准编制说明全文:

下载地址:《压水堆核动力厂应急行动水平制定（征求意见稿）》编制说明