GB/T 17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序-检测标准-检测项目-北检院

标准中涉及的相关检测项目

《GB/T 17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序》是关于核电厂应急计划与准备的一项标准。然而，该标准的具体内容，如检测项目、检测方法和涉及产品，通常并不会在公开渠道完整披露，尤其是在非标准购买平台上。因此，我能提供的只是一些关于核电厂应急准备的常见检测项目和方法的概述。

在核电厂应急计划中，常见的检测项目和方法包括：

检测项目：

辐射监测：对环境辐射水平、厂区辐射剂量进行实时监测。
设备运行状态监测：对应急设备如发电机、冷却系统等运行状态进行检测。
通讯系统测试：确保应急通讯设备的正常运行。
人员疏散通道和设施的检查：检查并确保疏散路线的畅通。
消防系统检测：对消防设施进行常规检查以确保消防安全。

检测方法：

使用辐射探测仪器进行现场和环境监测。
通过定期检查和维护确保设备处于良好状态。
模拟应急演练来测试所有系统的协同工作效果。
运用电子测试设备对通讯系统进行测试和校准。

涉及产品：

辐射检测仪器：如盖革计数器和液闪计数器。
应急电源设备：如柴油发电机。
通讯设备：对讲机和专用通讯设备。
个体防护装备：如防护服和面罩。

以上内容是基于常识和公开的核电厂应急准备措施的基本理解。具体的检测项目、方法和涉及产品，需参照《GB/T 17680.8-2003》标准文本和相关技术文件。

GB/T 17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序的基本信息

标准名：核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序

标准号：GB/T 17680.8-2003

标准类别：国家标准(GB)

发布日期：2003-03-24

实施日期：2003-12-01

标准状态：现行

GB/T 17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序的简介

本部分规定了编制核电厂场内应急计划及相应的应急执行程序应遵循的准则，对应急计划及执行程序的格式与内容提出了要求和建议。本部分是核电厂应急计划与准备准则系列国家标准之一，适用于各种陆地固定式核电厂的应急准备与响应，其他核设施可参照采用。GB/T17680.8-2003核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序GB/T17680.8-2003

GB/T 17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序的部分内容

ICS 27. 120. 20

中华人民共和国国家标准

GB/T17680.8--2003

核电厂应急计划与准备准则

场内应急计划与执行程序

Criteria for emergency planning and preparedness for nuclear power plants-On-site emergency planning and implementing procedures2003-03-24发布

中华人民共和国

宝家质量蓝督检验检疫总局

2003-12-01实施

GB/T17680《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一GB/T17680.2核电应急计划与准备准则核电厂应急计划与准备准则

GB/T17680.3

-GB/T17680.4

核电厂应急计划与准备准则

-GB/T17680.5

核电厂应急计划与准备准则

-GB/T17680.6核电厂应急计划与准备准则-GB/T17680.7

核电厂应急计划与准备准则

-GB/T 17680.8

3核电厂应急计划与准备准则

GB/T 17680.9

核电厂应急计划与准备准则

GB/T 17680.10

分析准则。

应急计划区的划分；

场外应急职能与组织；

GB/T 17680.8—2003

场外应急设施功能与特性；

场外应急计划与执行程序；

场外应急响应能力的保持；

场内急响应职能与组织机构；

场内应急设施功能与特性；

场内应急计划与执行程序；

场内应急响应能力的保持；

核电厂营运单位应急野外辐射监测、取样与本部分是GB/T17680的第8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/T880-—1994《核电厂营运单位的应急计划与程序准则》基础上制定而成的。本标准自实施之日起EJ/J880—1994废止。本部分与核行业标准EJ/T880-1994相比主要变化如下：增加了对多堆厂址的营运单位应急计划编制的特殊要求及相关内容；引人了某些新的核应急概念或术语，如：通用干预水平、通用行动水平、操作于预水平等-将原行业标准各单列为一章的培训、演习和计划修改三章合并为一章：应急响应能力的维持；将执行程序划分为两大类：应急响应程序和应急准备支持程序。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：中国核学会。本部分的主要起草人：陈竹舟、白光。1范围

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 17680.82003

GB/T17680的本部分规定了编制核电广场内应急计划及相应的应急执行程序应遵循的准则，对应急计划及执行程序的格式与内容提出了要求和建议。本部分适用于各种陆地固定式核电厂的应急准备和响应，其他核设施可参照采用。2术语和定义

下列术语和定义适用于GB/T17680的本部分。2.1

应急emergency

需要立即采取某些超出正常工作程序的行动，以避免核电厂核事故发生或减轻事故后果的状态，有时称为紧急状态。也是泛指立即采取超出正常工作程序的行动。2.2

应急计划 emergency plan

一份经过审批的文件，它全面描述了核电厂营运单位的应急响应功能、组织、设施和设备，以及和外部应急组织间的协调和相互支持关系。该文件必须有专门的执行程序加以补充。2.3

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。2.4

场外off-site

场区以外的区域。

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。2.6

应急设施 emergency facility

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。注：场内应急响应设施一般包括：控制室、备用控制点、技术支持中心、运行支持中心、应急指挥中心、应急通讯设施、应急监测与评价设施、医学救护设施，以及公众信息中心等。2.7

应急状态分级emergency classification应急状态级别的划分。我国将核电厂应急状态划分为下列四种等级：应急待命（emergencystandby）：出现可能危及工厂安全的某些特定工况或外部事件。工厂有关人员进人待命状态，场外某些应急组织可能得到通知。厂房应急（plantemergency）：辐射后果仅限于工厂部分区域，按营运单位应急计划，厂内人员行动，场外有关应急组织得到通知。

GB/T17680.8--2003

场区应急（site emergency）：辐射后果限于场区内。场区人员行动，场外应急组织得到通知，某些场外应急组织也可能行动。

场外应急（off-siteemergency）：辐射后果已超越场区边界。场内场外人员行动，需实施总体应急计划。

纠正行动correctiveactions

为终止或缓解应急状态的后果，在导致应急的出事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、广房内水淹处理以及抗风灾、地囊灾害等等。2.9

应急行动水平emergency action level用作应急状态分级基础的参数或判据，这一般是预先确定的、基于特定广址和可观测的对应某一应急状态的阑值。

应急计划区

emergency planning zone

为在事故时能及时、有效地采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围建立的、制定有应急计划并作好应急准备的区域。我国目前将应急计划区分为两类：针对烟羽照射途径的烟羽应急计划区和针对食入照射途径的食入应急计划区。2.11

应急防护行动

emergency protective action应急状态下为避免或减少工作人员和公众可能接受的剂量而采取的保护行动。2.12

干预水平 intervention level

在应急照射情况下，用可防止剂量表示的应采取特定防护行动或补救行动的剂量水平。2.13

通用干预水平generic intervention level国际上推荐的，具有一定通用性的干预水平。2.14

通用行动水平generic action level国际上推荐的，在持续性照射或应急照射情况下，用于控制食品的通用的干预水平，表示为食物、牛奶、水中的活度浓度。

操作干预水平operationalinterventionlevel相当于用可防止剂量表示的干预水平的可测量的放射性量，表示为环境或食物样品中放射性核素水平或可测量的剂量率。

3应急计划

3.1核电厂场内应急计划的编制

核电厂营运单位应根据本部分3.6规定的格式和3.7规定的内容编制其应急计划。该计划应着重描述营运单位可能用于应急目的的人员、组织和设施、设备等资源保障以及应当进行的其他应急准备工作，也应当描述应急状态下将可能采取的应急响应行动，以及和其他场外应急组织的接口、相互协调与支援。

3.2应急计划的表述

核电厂场内的应急计划是营运单位进行应急准备和实施应急响应的工作文件，应文字精练，重点突2

GB/T 17680.8—2003

出，内容全面、翔实，有好的可操作性。与应急计划有关的支持性文件、资料等，应尽可能收入到计划或计划的附录之中。

3.3应急计划格式和内容的变动

考虑到各核电厂及其周围环境的特点不同，核电厂营运单位在编制应急计划时，可对3.6和3.7规定的格式和内容作适当变动，但应保证：应急计划已覆盖了本部分规定的主要内容，且变动后的书写格式和内容已经有关部门认可。

3.4应急计划的修改

为使应急计划不断改进和完善维持其有效性，每2～3年进行一次评议，并根据评议结果和培训与演习中发现的问题进行修改。在发生重大事故或国家法规有重大变化时也应及时修改。修改后的应急计划按法定程序报批。

3.5多堆厂址的核电厂场内应急计划多堆厂址的核电厂营运单位在编制应急计划时，应充分考虑如下事项；事故机组（或电厂)的事故对非事故机组(或电厂)的影响；a)

b）用于应急准备和响应的应急资源的充分利用和共享，避免应急组织、应急设施设备的重点设置，

既要坚持统一指挥，大力协同，又要求业主履行核安全责任和核应急准备义务，在此原则下建立厂址地区统一的应急组织和统一的应急计划区。3.6应急计划的格式

应急计划的格式列于表1。

表1核电厂场内应急计划的格式

3.7应急计划的内容

3.7.1总则

核电厂及其环境概况

应急计划区

应急状态分级与应急行动水平

应急组织与职责

与其他应急组织的协调

应急设施与设备

应急通信报告与通知

应急运行控制与系统设备抢修

事故后果评价

应急防护行动

应急照射控制

医学救护

应急纠正行动

应急状态终止与恢复

公众信息与沟通

应急响应能力的维持

描述编制应急计划的目的，列出所依据的法规、规章标准和文件，说明应急计划的适用范围。3.7.2核电厂及其环境概况

描述厂址的地理位置（标出经纬度），给出厂址地理位置图，标出场区边界、非居住区边界和规划限3

GB/T 17680.8--2003

制区边界，并概要描述厂址周围的主要环境特征，包括地形、地貌、气候与气象、水体分布、工业、交通运输与农牧渔业，以及人口分布等。给出核电厂的堆型、功率，概述其营运计划与发展规划，并简要描述主要设施的名称、功能与平面布置，专设安全设施的名称及其主要安全特性。附厂区平面图。对于多堆厂址，简要描述同一厂址内的其他电厂的概况。3.7.3应急计划区

给出用于确定应急计划区大小的事故源项，描述核电厂厂址周围建立两个应急计划区（烟羽和食人应急计划区，前者又可划分为内区和外区，内区必须作好采取包括撤离的预防护措施的准备)的原则和方法，给出经批准的应急计划的大小，并在地图上标出两个应急计划区的边界，概述应急计划区内的人口分布，特别应说明特殊人群（例如医院、监狱和中、小学校等)的分布。此外，还应给出场区及其附近营运单位负责的应急责任区（包括场区、职工宿舍社区以及受营运单位委托为核电厂服务的单位的工作区与职工宿舍社区)的区划图。

3.7.4应急状态分级与应急行动水平描述四级应急状态的基本特征，并简要说明场内外应急组织应采取的相应响应行动，列表给出用于认识和判断应急状态的初始条件和应急行动水平。对于多堆厂址的核电厂，还应说明事故电厂处于某一应急状态时非事故电厂可能受到的影响和应处的应急状态。

3.7.5应急组织与职责

概述核电厂正常运行组织和应急响应组织，提供相应的组织框图，给出应急指挥部的组成及各成员的职责、替代顺序，描述各应急响应小组（其工作范围应覆盖通信、应急运行、堆安全分析、环境监测、事故后果评价、应急维修与工程抢险、治安保卫、后勤保证、消防、医学救护等方面）的组成及职责。对于多堆厂址的核电厂，其应急指挥部的组成，应保证具有统一协调场区内应急响应行动的能力。3.7.6与其他应急组织的协调

详细说明核电厂应急指挥部与场外各应急组织，包括：国家核应急组织、地方核应急组织、核安全监督部门、核行业主管部门、上级主管部门及其他应急支援组织间的接口和协调，重点描述与地方应急组织的协调，包括接口、联络人、相互支援与责任分工等。3.7.7应急设施与设备

列出应设置的主要应急设施，包括控制室、备用或辅助控制室（点）、技术支持中心或支持点、应急指挥（或管理)中心、运行支持中心（或支持点）、监测与评价设施以及通信系统（重点在3.7.8中描述)等的位置，基本功能及应配置的主要设备与器材，同时说明某些设施是否能满足可居留性的要求。概要描述公众信息中心，医学救护设施、淋浴与去污设施以及消防设备等应急辅助设施、设备的配置。

3.7.8应急通信、报告与通知

描述对应急通信系统的基本要求（余性、多样性、畅通性、保密性以及抗干扰能力和覆盖范围）、所拥有的通信能力与系统（包括语音通信系统、数据收集和传输系统）；描述应急通知方法与程序，包括向国家核应急组织、地方核应急组织、核安全监督部门、核行业主管部门、上级主管单位等的应急报告，警报通知场内应急工作人员和非应急工作人员（包括承包商及外来参观人员）的方法和程序。3.7.9应急运行控制与系统设备抢修描述应急状态下的运行控制（例如事故诊断与事故规程应用)及对系统设备抢修的工作安排。：3.7.10事故后果评价

描述事故后果评价的目的、任务和主要工作内容：事故工况评价、堆芯损伤评价、工作场所与场内场外辐射水平监测与评估以及场外辐射后果的预测与评价，说明获取评价参数（预估源项、安全壳与流出物的辐射测量结果、气象参数、环境监测结果)的方法与安排，并重点描述场外辐射后果评价方法与应急4

环境监测内容及安排。

3.7.11应急防护行动

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列出经场内外协调一致的通用干预水平与通用行动水平，说明在应急状态下，如何根据监测结果对操作十预水平进行修改的原则与方法，并在附件中给出针对本核电厂及厂址特点建立的操作干预水平，描述有关场内防护行动决策的原则和实施场内防护行动（包括人员的通知、清点、隐蔽和撤离等)的计划；说明对场外实施防护行动所承诺的责任和提出公众防护行动建议的方法和程序。3.7.12应急照射控制

说明控制应急工作人员辐射照射的基本原则，给出应急工作人员在各类应急行动中的剂量控制水平；概述控制应急工作人员照射的方法和应急照射的批准程序。3.7.13医学救护

描述可用于应急状态下医学救护的设施、设备和能力，对受伤和受污染人员实施医学救护的计划安排，以及可以获得的外部医学救护支援及计划安排。3.7.14应急纠正行动

概述应急状态下可能采取的应急纠正行动、相应的计划安排、可获得的场外消防支援，抗其他自然灾害的能力与安排等。

3.7.15应急状态终止与恢复

概述应急状态终止的条件，应急状态终止的批准与发布程序；给出场内恢复组织的组成和职责；说明应急组织向恢复组织的职责转移及拟采取的主要恢复措施。3.7.16公众信息与沟通

描述核电厂营运单位在与公众信息沟通中的职责，信息沟通的内容与方法，以及公众获得信息的渠道和新闻媒体信息传播的统一管理。3.7.17记录

描述对记录的基本要求和基本内容，包括制定、维持、修改应急计划的记录，应急响应的记录，以及应急终止与恢复阶段的记录。

3.7.18应急响应能力的维持

应急响应能力的维持包括：

a）培训：描述必须接受培训的各类工作人员，说明对他们培训和再培训的内容和计划安排；b）演习：说明各类演习的目的、类别、规模、频度和情景设计，以及对演习的评议要求。c）应急设施、设备的检查、测试和维护：描述对主要应急设施、设备的定期检查、测试及日常维护工作的安排；

应急计划的评议与修改：概要说明对应急计划进行评议和修改的要求、频度和方法，以及修改后的应急计划的审批和发放。

3.7. 19 术语

列出本应急计划中使用的、使用者并不十分熟悉的或为本核电广及其营运单位专用的主要名词术语及其定义。

3.7.20附件

列出与应急计划有关的各主要文件、资料的名称与内容，包括与各级应急组织及外部应急支援单位的协议文件、信件，以及操作于预水平与应急执行程序目录。4应急计划执行程序

4.1执行程序的编制

核电厂营运单位应根据其应急计划编写在应急状态下可能使用的应急计划执行程序，包括用于应急GB/T 17680.8—2003

响应期间采取响应行动的程序和用于应急准备期间保证达到适当应急准备水平的应急准备支持程序。执行程序应为应急工作人员执行应急计划提供全面的、具体的方法和步骤，以保证有协调一致和及时有效的准备与响应行动。

4.2执行程序的格式

以下列出的是推荐采用的执行程序的基本格式。也可采用其他程序格式，只要程序能迅速有效地得到执行。

4.2.1标题

简单明了地给出程序标题的名称。4.2.2内容目录

给出程序内容的目录。

4.2.3目的

给出对希望达到的目的的简要描述。4.2.4适用范围

说明程序适用的范围。

4.2.5责任者

说明执行的责任者，包括责任单位、责任人、责任的分工及协作情况。4.2.6行动细则或步骤

描述为达到其目的所必须采取的行动细则或步骤。4.2.7附件

以附件形式列出各种检查清单、测量表格、通知表格、计算表格及流程图等。4.2.8参考文件

列出有关的主要参考文件，例如应急计划和最终安全分析报告的某些章节，其他执行程序或编写本程序所用到的其他文件。

4.3执行程序的目录

应急计划执行程序及其内容不强求有统一的模式，可按表2列出的目录进行编写（题目间允许出现交叉或相互结合，并可将题目再分为若干小题目分别编写相应的程序），也可结合本核电厂的实际，增加表2没有包括的程序，或删去表2中的某些程序。表2应急计划执行程序标题目录

应急响应程序：

应急状态分级和应急行动水平

事故机组状态诊断及分析

应急组织的启动

应急设施的启动与工作

通知和报告程序

事故后果评价

场内应急防护行动

应急工作人员受照控制

场外应急响应行动的建议

公众信息与沟通

应急准备支持程序：

应急状态终止和电厂恢复

应急设施、设备、物资的管理、维护和检查培训

应急计划与执行程序的评议、修改与发放4.4应急响应程序

4.4.1应急状态分级和应急行动水平GB/T 17680.8—2003

程序应提供确定是否已出现应急状态及属于那一级应急状态的方法，还应说明若核电广条件和环境条件改变，应急状态要重新分级。应通过核电广条件和环境条件与特定值或行动水平的比较，完成应急状态分级，这些应急行动水平(EAL)可以包括设备设定值、极限运行工况或事先计算的源项释放率或其他可观测的事件。有效和一致的应急分级程序要求事先建立应急行动水平。4.4.2事故机组状态诊断和分析

程序应描述用于事故机组状态诊断和分析的方法、步骤，特别要说明如何根据机组的主要安全参数确定机组的状态（事件导向的或状态导向的）。4.4.3应急组织的启动

程序应描述应急指挥部的启动，包括应急总指挥及应急指挥部其他主要成员到位的程序，并说明应急指挥职责在应急组织启动和人员到位过程中可能的替代或转移。程序还应包括各应急响应小组的启动和人员到位的程序，明确小组的组成、到位地点、指挥和管理，以及最少的工作人员数和行动细则。4.4.4应急设施的启动与工作

程序应包括在各种应急状态下各主要应急响应设施（如技术支持中心，运行支持中心和应急指挥中心等）的启动和工作程序，其他设施可根据它们在应急状态下的作用和功能，编写类似的程序。启动程序一般应包括这样一些步骤：获得开门钥匙，开门，启动采暖、通风、空调、照明、计算机及通信系统等，建立通信联系以及各种必需的设备和物资到位。工作程序应说明组织管理、在设施工作的人员的职责、与其他设施的关系、对场外应急组织的信息传递（指某些设施）、对采取行动的文件编制、连续工作的保证、设施安全，保证完成设施功能所采取的行动等。

4.4.5通知和报告程序

应建立对应每一应急状态的通知和报告程序，包括向国家和地方应急组织、核安全蓝督部门，核行业主管部门与上级主管单位的通知与报告程序，通知场外应急后援单位的程序，以及通知场内应急工作人员和场内全体人员的程序。

程序应包括向国家和地方应急组织、核安全监督部门、核行业主管部门和上级主管单位报告应急信息的初始与后续报告（口头与书面）的内容、格式与专门用语。为保证通知到所有有关人员和有关场外应急组织，程序也应包括适用于每一应急状态的电话号码册。通知场内全体人员的程序应包括通知已出现的应急状态以及有关的指令。4.4.6事故后果评价

4.4.6.1堆芯损伤评价

程序应描述评价堆芯损伤的方法，建立堆芯损伤状况与一回路冷却剂中放射性核素比活度及释放源项的关系，并给出进行堆芯损伤评价的步骤。4.4.6.2事故后取样和分析

这些程序将用于评价堆芯损伤程度和辐射后果大小。事故后取样程序应包括有比常规程序更广泛的预防措施和样品处理措施。此外，这些程序还应说明使用了通常不使用的专门的事故后取样系统。这些程序也应描述事故后样品的采集、运输、分析和贮存所必需的步骤。收集的样品应包括反应堆冷却剂、安全壳内空气以及气载流出物和液态流出物等。4.4.6.3场外辐射监测和环境取样本程序适用于事故期间或事故后的场外辐射测量与环境取样。程序应规定监测组人员组成、通知、集合地点、设备存放位置、测量设备检验、任务情况、通信程序、预先确定的巡测路线、监测和取样位置、GB/T 17680.8—2003

样品分析、监测结果传输与报告、结果文件编制、监测后人员与设备的污染检查，监测人员防护措施与注意事项。

4.4.6.4大气弥散计算与辐射剂量评价应建立大气弥散计算与辐射剂量评价程序，以对核电厂事故释放的放射性产生的辐射剂量做出评价。这一工作通过根据源项数据、释放率数据、气象数据、剂量率转换因子以及现场测量数据等而进行的计算分析来完成。

应该有繁简程度不同的计算程序和方法，要能进行实时的和预测的风场、浓度场与剂量场的分析与计算。

4.4.7场内应急防护行动

4.4.7.1人员清点

应建立开始与持续进行人员的集合与清点的程序。该程序应提供场内所有人员的指定集合地点以及替代的集合地点。

4.4.7.2场区撤离

程序应包括通知场内人员撤离的方法，撤离的组织和撤离的步骤。对场区人员撤离的通知包括将要撤离的区域、撤离道路以及集合地点等。程序还应列出要求撤离的最低行动水平，包括区域气载放射性核素的浓度、场所辐射水平或要求撤离的其他核电厂条件。4.4.7.3去污

应建立人员、设备和设施的应急去污的程序。这些程序应说明哪些应急去污设施与设备必须工作和如何启动它们，程序还应该说明可能的各种去污过程，以及明确当基本的去污地点不满足可居留条件时可替代的去污地点和如何向这些替代地点转移。4.4.7.4医学救护

应建立现场医学救护和场外医学支援的程序。现场医学救护程序应包括医学救护人员、设备、救护车等的启动，以及急救去污、受伤受污染人员的分类、登记与转送安排。场外医学支援的程序应描述对场外医学组织的要求与计划安排，场外医学支援人员进人核电厂的程序及营运单位与医学后援单位的通信联系。

4.4.7.5搜寻和营救

应根据计划的安排，从搜寻和营救的目的出发，建立搜寻、营救小组的集合、派出和控制的程序。4.4.8应急工作人员受照控制

应建立控制工作人员受照的程序，包括控制方法和应急照射的审批程序，还应向应急工作人员提供污染控制与呼吸防护(包括发放稳定性碘制剂)及受照评价等的指南。4.4.9场外应急响应行动的建议

应建立向场外应急组织提出场外应急防护行动建议的程序。程序应包括提出防护行动建议的原则、依据及执行步骤。提出防护行动建议应考虑的因素包括：a）电厂状况（目前的和预期的）；b）辐射状况（预期的和测量的）)；c）气象条件（目前的和预期的）；d）道路等交通条件；

e）事故瞬时或连续释放，处于一天什么时间（白天或晚上）；f）撤离时间估计；

g）烟羽到达时间及防护措施（如隐蔽和撤离）的比较。4.4.10公众信息与沟通

本程序应明确应急指挥部在公众信息发布，回答公众和新闻媒体问题以及传言控制等方面的任务、职责和负责人，以及和地方政府在公众信息与沟通方面的协调。8

4.4.11应急状态终止和电厂恢复GB/T 17680.8—2003

本程序应列出在终止应急状态或进人恢复阶段前需要进行评估的项目，包括安全壳的完整性，专设安全设施与去污设施的可使用性，热井的完整性和可使用性、电源与电力设备的完整性，以及工厂是否处于合适的运行状态和放射性释放的可控制性。评估项目还包括辐射监测设备在内的各种仪表的可使用性和完整性，受过训练的工作人员和后援单位的可得性以及与政府部门的协调性。本程序应列出作为应急状态终止依据的各种考虑因素以供审议；程序还应列出由谁提出、批准终止应急状态以及终止应急状态应提供的资料，并描述有关终止应急状态的文档要求。本程序应为制定核电广恢复正常运行所必需的程序提供指南。4.5应急准备支持程序

如下程序是用于非应急期间的支持程序，其目的是为了保证有较高水平的应急准备。4.5.1应急设施、设备、物资的管理、维护和检查应建立应急设施、设备、物资的管理、维护及定期检查和评估这些设施、设备状态的程序，该程序应保证应急设施包含有应急响应所必需的适当的应急设备和物资。程序还应考虑对所发现的董大缺陷加以纠正。

4.5.2培训

本程序应描述对培训对象、方法、频度、教员、工具以及考核等的要求，并提供培训大纲。4.5.3演习

本程序应描述演习的类型、规模、频度、涉及的组织与参加人员、提出对演习情景设计的要求以及演习的评议标准和内容。

4.5.4应急计划与执行程序的评议、修改与发放这些程序的建立和执行是为了控制应急响应所需要的文件的编制、审核、批准、发放、变更和使用。应急计划和执行程序在发放之前，应按规定的程序履行审查与批准手续。4.5.4.1评议

应急计划与执行程序必须及时和定期（正常情况下每年一次）进行独立评议，并形成文件。应保证应急计划与执行程序的任何修改在它们被发放前已经过涉及到的有关组织和个人的评议。所有上述工作均应反映在本程序中。

4.5.4.2修改

应急计划与执行程序应定期进行修改，包括电话号码变更、应急工作人员或设施的改变，以及计划与程序本身为增加其有效性所做的改进。4.5.4.3发放

应对应急计划和执行程序的发放进行管理，以保证所有应急工作岗位能得到为完成他们在应急准备与应急响应中的任务所需要的合适文件，同时也应保证只有最新的修改本才可供应急时使用。9

现行

北检院检验检测中心能够参考《GB/T 17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序》中的检验检测项目，对规范内及相关产品的技术要求及各项指标进行分析测试。并出具检测报告。

检测范围包含《GB/T 17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序》中适用范围中的所有样品。