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严重事故管理导则的详细程度应考虑以下要素： a）针对相应的对策，应提出一系列可能的缓解行动，当原有缓解行动无法实施时允许其他评估和 替代行动； b) 应描述所建议行动的潜在正面和负面后果，包括可获得的相关量化数据，以及足够的信息，以 便核电厂人员能够在事故进展过程中做出适当的决策以采取行动： 应足以支持责任人员在高度紧张的情景下进行审议和决策，并应尽量减少相关信息被删除或被 忽略的可能性： 不必详细到责任人员需要逐字逐句地遵循，除非是要求责任人员严格按照执行语句遵循地动 作； e) 应通过训练和演习来测试严重事故管理导则的整体形式和详细程度。根据演练结果，应判断导 则的形式是否适当，是否需要增加或降低导则的详细程度。

6严重事故管理导则的编制

联轴器标准6.1严重事故管理导则编制步骤

缩编制严重事故管理导则应至少执行以下四个步骤： a）识别核电厂的薄弱环节，找出可能对安全功能造成威胁的机理； b) 识别安全功能和裂变产物屏障受到威胁时核电厂的能力，包括设备和人员缓解这些威胁的能 力： 制定适当的严重事故缓解策略，以应对所识别的薄弱环节； d）编制执行这些策略的导则。

6.2.1.1严重事故管理导则应涉及所有可信的，由严重事故引起的对裂变产物屏障造成的威胁谱，包 括由多种硬件故障、人员失误和/或外部事件引起的事故，以及在严重事故发展过程中可能发生的物理 现象（如蒸汽爆炸、安全壳直接加热、氢气燃烧等）。在这个过程中，还应考虑到分析中往往没有考虑 的因素，如额外的极不可能失效和设备异常。 6.2.1.2对于整个威胁谱的确定，可从二级概率安全评价（PSA），或其他核电厂的类似研究，以及严 重事故研究的见解中获得。对潜在威胁机理的识别应该足够全面，不仅应包括上述见解，还应包括事故 进程中的PSA中极不可能的路径或在PSA中未识别的路径，以便在任何所识别的情况下为核电厂人员提 供导则使用的基础。 6.2.1.3鉴于确定可信事件中存在的不确定性，应该把PSA分析中某些发生概率较低的事故情景也考 患在严重事故管理导则之中。严重事故管理导则编制完成之后，应该验证是否确实涵盖了所有重要的事 故序列，尤其是从PSA得到的事故序列，并且是否由此减少了风险

6.2.2薄弱环节分析

2.2.1应获得严重事故过程中核电厂 识别核电厂在发生严重事故时 节。应研究特定的事故将如何威胁安全功能，以及如果这些安全功能丧失且不能及时恢复时， 到怎样的损坏，以及裂变产物其他屏障的完整性将会受到怎样的威胁，从而识别出薄弱环节。

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6.2.2.2对威胁的见解应包括识别可能发生的现象以及这些现象发生的时间和严重程度。同时应将这 些见解收集并整理在技术支持报告中。技术支持报告应包含严重事故管理导则中给出的策略、流程、定 值和仪控等信息的技术背景，使其成为执行和培训严重事故管理导则时的可供使用的参考文件。 6.2.2.3应利用适当的分析工具来获取这些见解。还应利用其他方面的知识，如严重事故的研究结果、 其他核电广获得的见解以及工程判断。在应用这些见解时，应考虑严重事故模型以及所作假设中存在的 不确定性。

6.3核电厂能力的识别

6. 3. 1 缓解能力

6.3.1.1应调查核电厂可用于缓解严重事故的所有能力，包括利用非安全专设系统、非常规的设备组 合和临时连接（软管、可移动或便携式设备）以及在超出设计基准的情况下使用的某些系统，即使在严 重事故状态下使用这些系统、设备可能会导致其损坏。还应考虑能否恢复已经失效的系统投入使用，由 此能再次用以缓解事故。当识别要使用非常规的设备组合和临时连接时，应考虑设备的可用性。 6.3.1.2严重事故管理导则中的措施应是鲁棒的，即这些措施应明确地为相关部件结构失效提供足够 的裕量，从而避免结构失效（例如，应及时地淹没蒸汽发生器到一定水位，以便有足够裕量避免蒸汽发 生器传热管螨变失效；应在一定压力下实施安全壳排气，以便仍有足够的裕量避免安全壳失效）。如采 取的措施不能避免结构失效，则应尝试延迟失效的时间。 6.3.1.3应调查核电厂人员利用非常规措施来缓解核电厂薄弱环节的能力，包括在恶劣环境条件下的 人员行为和可靠性。如果必须执行这些任务，应提供保护措施并规定执行此类任务所进行的培训。 6.3.1.4对于严重事故下的专用设备，应足够可靠，应证明其在严重事故工况下执行所需功能的能力。 对于非专设或已有的设备，也应论证其在严重事故工况下的可用性，为严重事故管理导则的编制提供分 析支持。如无法确保某些设备的可用性，应识别替代设备来执行所需功能。

6.3.2仪器仪表和控制

6.3.2.1因为严重事故管理导则的执行依赖于对多个关键电厂参数的评估能力，应识别事故缓解措施 所需要的核电厂参数。应识别所有这些参数能否从核电厂仪器仪表中得到。如果仪器仪表能够用非专用 方式提供关于事故进程的信息，也应研究这种可能性并纳入导则中（比如，堆外中子探测器读数受压力 容器中堆芯碎片的位置和剩余水量的影响，因此可用这些读数来获得事故进程的信息）。 6.3.2.2应考虑相关仪器仪表的现有鉴定，识别这些设备在超过其鉴定条件时的运行能力。获取必要 信息的首选方法是使用通过在预期环境下鉴定的仪器仪表。在首选仪器仪表不可用或不可靠时，应识别 可替代的仪器仪表。在替代仪器仪表仍不可用的情况下，应制定可替代方法，例如辅助计算。还应考虑 从就地仪器仪表或利用非常规方法导出重要核电厂参数的能力（例如，可以从蒸汽管道和蒸汽发生器排 污管线的就地压力测量来导出蒸汽发生器的水位）。 6.3.2.3应识别严重事故条件下的仪器仪表可预期的失效模式以及由此产生的仪器仪表显示（例如， 超量程高、超量程低、漂移等）“。在仪器仪表的指示出现误差时，应利用其它可直接得到或导出的指 示对严重事故管理导则中用于诊断核电厂状态的所有指示进行标定”，以减小错误读数带来的风险。 6.3.2.4在评估仪器仪表的能力时，应清楚地认识用于严重事故管理的各种仪器仪表的精度要求。在 许多情况下，仪器仪表指示出正确的发展趋势可能比指定出精确数更为重要

6.3.3设备更新和设计改进

2 仪器仪表可以通过具有相同功能的不同仪器仪表相互核查，或者根据类似功能的仪器仪表的读数经简单地 进行标定。

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6.3.3.1应对严重事故缓解重要的设计特性进行评估，考虑决定是否增加或更新现有设备或仪器仪表。 如综合考虑成本效益比决定增加或更新设备或仪器仪表。建议这类设备或仪器仪表的设计规范应能确保 其适当独立于现有的系统，并且该设备或仪器仪表有足够裕量以确信在预期工况下使用时能恰当执行其 功能。一且增加或更新设备或仪器仪表，必要时，应对严重事故管理导则进行修订。可为这些设备或仪 表制定严重事故工况下专门的运行规程

a) 严重事故中的安全壳隔离，包括防止安全壳旁通： b) 监督安全壳参数，以便对机组状态包括裂变产物和氢气浓度进行早期诊断； c) 在严重事故后的合理时间内确保安全壳密封性，包括保持安全壳隔离装置、贯穿件和人员舱门 的功能； d) 利用安全壳热量移出系统控制安全壳内的压力和温度： e) 控制严重事故过程中释放的可燃气体、裂变产物和其它物质的浓度； f) 安全壳超压和负压保护； g) 预防高压熔堆； h) 预防压力容器熔穿； i) 预防和缓解堆芯熔融物熔穿安全壳底板； n 监测和控制安全壳泄漏。

6.4严重事故缓解策略的制定

6. 4. 1制定策略的范围

6.4.2缓解策略的目标

严重事故缓解策略的目标见4.2。

6.4.3缓解策略的应用

特定缓解策略的应用应基于核电厂某一损坏状态的单个参数或一组参数的指示。核电厂损坏状态反 映事故发展过程中严重程度不断上升的不同阶段。它们标识了核电厂裂变产物屏障威胁相关的堆芯状态 和安全壳状态。例如，对堆芯而言：压力容器内堆芯的冷却和被淹没、压力容器内堆芯的过热和严重损 坏、压力容器外的堆芯冷却和被淹没、压力容器外的堆芯过热等；对于安全壳而言：受控的稳定状态、 受控的不稳定状态（即需要新的策略但裂变产物不会立即释放）、受威胁状态（立刻需要新的策略）、 以及正在释放等。

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6.4.4缓解策略的评估

应开发对可能使用的策略进行系统化评估的方法。应对不同策略进行优先分级，并在背景文档中记 录优先级选择的依据。应对不同策略的正面和负面影响进行评估，为在给定核电厂损坏状态下进行策略 的选择提供决策基础。应尽可能获取事故发展过程中的核电厂损坏状态的见解，利用这些见解协助选择 策略。

6.5严重事故管理导则的内容

应阐明应急运行规程（EOP）和严重事故管理导则之间的接口，在适当情况下进行应急运行规程到 严重事故管理导则的切换。由于应急运行规程是为具有完好堆芯的反应堆设计的，在严重事故缓解阶段， 原则上应急运行规程将失去它们的设计依据，因此进入严重事故管理导则后，应退出且不再转回应急运 行规程。如果识别出应急运行规程中的策略的功能和行动在缓解阶段仍是相关的，应在严重事故管理导 则中识别和维持这些功能和行动。 应明确核电厂应急计划（EP）与严重事故管理导则之间的接口，严重事故管理导则的进入条件、采 用的重大决策、行动以及导则的终止等，在核电厂应急计划中均需要对相关决策人和执行者的责任和授 权进行树立和确认。 应明确给出严重事故管理导则的入口准则。入口条件应设定在“堆芯即将损环”或“堆芯开始损 坏”之前的某个时刻，或在其他适当定义的时间点（如预防措施的执行已经无效或不可能）。应该将入 口条件设置在能达到最佳的事故管理的效果上，不应过卓的进入严重事故管理导则从而跳过了在应急运 行规程中可能预防严重事故发生的策略，也不应过晚的进入严重事故管理导则从而延误了严重事故缓解 的时机导致一些早期风险的发生。 入口准则应直接基于可测量的电厂参数。应考虑到不同工况下电厂仪器仪表的监测能力，根据需要 定义基于不同电厂参数的入口准则（比如功率工况下可采用堆芯出口温度作为指示参数，在停堆工况下 可采用安全壳内氢气浓度或安全壳内放射性剂量作为指示参数）。

6.5.2执行者使用的导则

应为严重事故缓解行动的执行者（对于执行者的相关要求参见第8章），即主控室人员编制相应的 导则。这些导则宜采用主控室人员熟悉的形式进行描述。 应考虑在严重事故缓解行动的评估者还没有做好提出建议的准备之前就进入严重事故管理导则的 可能性。这种情况可能在事件快速地发展成为严重事故的情况下发生。因此，应为主控室人员编制在评 估者就位前的导则，以快速和简单执行的方式对主控室人员提供缓解指南。 还应为主控室人员编制导则，在评估者做好评估准备后，监测对评估有用的电厂信息，并执行评估 者提出的经过批准的行动

6.5.3评估者使用的导则

在严重事故缓解阶段，应由电厂的技术支持部门负责评估并提出行动建议。 应为技术支持部门编制导则描述核电厂的诊断逻辑图。核电厂的诊断应直接基于可测量的电厂参数 或通过简单计算能得出的参数。应监测这些参数，并与不同缓解策略对应的导则的启动和终止相关联， 应对这些参数进行排序，排序的依据是其对应的缓解策略的优先级。 不同缓解策略对应的导则中，应包括以下各要素： a)目的和策略； b)启动准则：

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c) 实施行动的时间窗口（如相关）： d) 行动的可能持续时间（如相关）： 所要求的设备和资源（如泵、管线排布、电源、水源等）； f) 要执行的行动： g) 正面影响和负面影响：（如相关） h) 恢复失效设备必要性的评估； 注意事项； 调节和终止准则： k) 核电厂响应的监测。 作为严重事故管理导则的一部分，作为对参数的进一步估算，应制定事先计算得到的图表或简单的 算公式，以避免在严重事故高度紧张情况下进行复杂计算。这些事先计算得到的图表或简单计算公式 为“辅助计算”，应包含在严重事故管理导则的文档中。 应明确定义当核电厂达到4.2所描述的缓解目标时所对应的电厂参数及其数值，当评估者做出核电 已经处于稳定受控状态的诊断后，可山高层管理者做出退出严重事故管理导则的决策。

严重事故管理导则应有适当的背景文档作为 档应对导则各部分的基本原理进行描述利 说明，必要时，应对导则的每一步进行解

7.1严重事故计算分析

7.1.1严重事故计算分析目的

为了支持严重事故管理导则编制，应进行的严重事故计算分析的主要目的有： a）获得严重事故进程和后果的见解： b）获得缓解策略的制定依据和设计准则： c）评价缓解策略的有效性及其可能的负面后果。

7.1.2严重事故分析的范围

严重事故分析的范围应尽可能涵盖6.2.1中描述的

故分析的范围应尽可能涵盖6.2.1中描述的所有

7.1.3严重事故分析的方法

对于严重事故管理，获得对核电厂最真实的物理响应过程是很重要的。因此严重事故分析应采用最 佳估算方法。同时，应适当考虑在确定现象发生的时间和严重程度中存在的不确定性。这种考虑应包括 在事故进程中（如高压熔堆）和在恢复阶段（如由于向过热的堆芯注水所导致的蒸汽和氢气的生成）的 现象理解的不确定性

7.2设备和仪器仪表的可用性分析

应调查研究设备和仪器仪表在严重事故环境下的可用性，并尽可能保证严重事故管理导则中使 设备和仪器仪表在严重事故下是可用的。如无法确信某些必要的设备和仪器仪表的可用性，应 这些设备和仪器仪表的替代手段或后备的应对措施，并在严重事故管理导则中给出。

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设备可用性分析所使用的环境条件应基于对严重事故后果的见解。应考虑到局部环境条件可能与整 体环境条件不同，因此在整体环境条件下所作合格鉴定的设备和仪器仪表在局部环境下可能不能恰当的 实现其功能。在可用性分析时应考虑严重事故状态下设备使用的时间窗口。 在可能的条件下，预计在严重事故中运行的设备应该通过试验、实验或工程分析，以合理的可信度 表明能够在严重事故工况下实现设计意图

7.3可居留性和可达性分析

在制定严重事故管理导则时，应考虑执行者、评估者和决策者所处位置的可居留性以及其他相关区 域（例如就地操作区域、到达路径）的可达性。应调查主控室和其他相关区域内预期的环境条件是否对 人员有所限制。应确定这些状况对严重事故管理导则的执行有何影响，还应考虑由于剂量原因需要替换 工作人员的需求。

8严重事故管理导则的实施

8.1严重事故管理职责

B.1.1.1严重事故管理导则应是核电厂整体应急安排的组成部分。严重事故管理导则的执行是核电厂 应急响应组织的职责。应该清晰定义严重事故管理中所包括的应急响应组织不同成员的作用和职责，并 确保成员之间的协调。 8.1.1.2严重事故管理的职责应与应急计划中规定的职责相一致，在有必要时应根据严重事故管理的 需要对应急计划进行修订。关于应急组织职能与机构的要求参见GB/T17680.6。

a）执行者（必要的设备运行，包括设备运行的验证；负责这些职责的人员通常称为“执行者”， 一般情况下即主控室人员）； 6 评估者（评价核电厂的状态，识别可能的行动，评估这些行动可能的影响，建议要采取的行动， 实施后评价行动的后果：负责这些职责的人员通常称为“评估者”，一般情况下即技术支持部 门人员）； c）决策者（决策：批准实施建议的行动；负责这些职责的人员通常称为“决策者”） 3.1.2.2决策者应确保理解他们所作决策中的后果和不确定性：执行者应确保理解他们被要求完成的 行动；评估者应确保理解他们提出建议所依赖的技术基础。 8.1.2.3应定义各类人员之间的信息交换规则和沟通机制。

3.1.3.1在严重事故缓解阶段，主控室人员应只担任“执行者”的职责。应在某个特定时间点将事故 管理决策的职责从严重事故预防阶段的主控室人员转移到严重事故缓解阶段的更高层的管理者。 3.1.3.2主控室人员应基于他们对核电厂设备和仪器仪表能力的认识、他们在培训中获得的特殊技能， 以及他们可能经历过的事故早期阶段，为技术支持部门的评估提供输入。原则上，应寻求主控室人员的 见察或评价与技术支持部门的评估或建议之间的共识。主控室人员不应等待技术支持部门提问或指令， 而应主动与技术支持部门交流他们认为有用的见解和发现。

8.1.3.3严重事故管理导则不应以与操纵员执照要求不相符的方式分配职责。然而，不应将操纵员限 制在执照要求的职责上，而应在有用或必要的地方使其职责适应严重事故管理。比如，应允许操纵员在 适当的控制和监督下不必遵循正常操作的限制和条件去缓解严重事故。 8.1.3.4在将决策职权转移到更高管理层时，应特别说明可以或应该保持在主控室中的行动和功能， 以及可由主控室人员独立决定的动作和功能（比如维持支持条件和对某些报警进行响应）。也应详细说 明不应由主控室人员自行完成的行动（如启动主要设备）

8.1.4评估者（技术支持部门）的职责

8.1.4.1在严重事故缓解阶段，应由技术支持部门负责实施评估，并为决策层提出缓解行动的建议。 对于部分不产生重大厂外效应的决策，也可由技术支持部门自行做出。 3.1.4.2负责技术支持的人员应详细了解严重事故管理导则，并且他们应能获得关于核电厂状态的信 息。他们应对严重事故管理导则中处理的严重事故现象有很好的了解。同时，在严重事故管理措施已经 启动的情况下，他们应负责监测这些措施的有效性。技术支持团队应与主控室人员进行广泛的交流，以 便能够获得更多关于核电厂能力的专门知识和见解

基坑支护标准规范范本8.1.5决策者的职责

3.1.5.1在严重事故缓解阶段，应将决策职权赋予更高层的管理者（比如应急总负责人）。应授权给 “决策者”，根据技术支持部门提出的建议，或者必要时根据负责人自已的分析决定实施严重事故管理 措施。 8.1.5.2“决策者”应广泛的了解核电厂实际状态以及应急响应有关的其他方面，包括对厂外效应的 了解。

8.2.1应对严重事故管理导则进行验证，以确认所编制的严重事故管理导则的正确性，并保证已经恰 当的结合了技术和人为的因素。 8.2.2在编制阶段按照质量保证规定对严重事故管理导则的审查是验证过程中的一部分。为加强验证 过程应进行独立审查。 8.2.3应对严重事故管理导则进行确认。应确认经过培训的工作人员能够遵循导则中说明的行动以缓 解严重事故。 8.2.4确认严重事故管理导则可能的方法是应用全范围模拟机（如果可用）、工程模拟机、其他分析 工具或桌面演习方法，应选择最合适的方法。应进行现场测试以确认设备的使用情况。应制定描述大量 比较现实和复杂的事故情景，以确认严重事故管理导则可被运用。事故情景应包含现象严重程度和时间 的不确定性（事故进程造成的现象和恢复行动引起的现象）。 B.2.5应由非导则制定人员对严重事故管理导则进行确认。建议确认严重事故管理导则的人员为严重 事故管理导则的使用人员。 8.2.6对于验证和确认过程中的发现和见解进行记录，从而在核电厂将严重事故管理导则实施之前为 导则的制定者提供反馈意见，以便进行必要的修订。

8.3.1参与培训的人员

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应为参与严重事故管理的人员包括核电厂的管理和决策层，制定具体的培训目标和需求。培训应与 职能任务和职责相配合，因此应在严重事故管理导则中的关键职能即技术支持部门评估人员、决策者和 执行者中提供深入的培训。

十划的制定应考虑使用系统化的培训方法。应制 培训计划和再培训计划。再培训计 应定期进付

8.3.3.1应根据严重事故管理导则开展相应的训练和演习。应将训练和演习的结果反馈到培训大纲中， 在可行的情况下，应反馈到导则以及事故管理的组织方面。 B.3.3.2判断演习的有效性不应是责任者是否可以重新控制核电厂，而应是人们可以理解和领会核电 厂中发生的事件，能以可控的方式处理复杂情况和非预期事件，可以得到合理的决策，以及可以采取 系列合理的行动等管材标准，