核動力廠廠址評價中的外部人為事件

ICS27.120.20

CCSF63

中華人民共和國國家標準

GB/TXXXXX—XXXX

`

核動力廠廠址評價中的外部人為事件

SpecificationofExternalHumanInducedEventsinSiteEvaluationfor

NuclearPowerPlants

（NEQ）

（征求意見稿）

XXXX-XX-XX發(fā)布XXXX-XX-XX實施

GB/TXXXXX—XXXX

目次

前言.............................................................................3

1范圍.................................................................................4

2規(guī)范性引用文件.......................................................................4

3術語和定義...........................................................................4

4基本要求.............................................................................5

5篩選和評價程序.......................................................................6

6外部人為事件的數(shù)據(jù)收集...............................................................9

6.1資料的收集.......................................................................9

6.2固定源..........................................................................10

6.3移動源..........................................................................11

6.4外部事件源的分布圖..............................................................11

7涉及危險物質釋放的外部人為事件......................................................12

7.1概述............................................................................12

7.2危險物質釋放的初步篩選..........................................................12

7.3危險物質釋放的詳細評價..........................................................12

7.4危險液體釋放的詳細評價..........................................................13

7.5危險氣體釋放的詳細評價..........................................................14

7.6危險物質釋放的危險性評價........................................................14

8涉及爆炸的外部人為事件..............................................................15

8.1概述............................................................................15

8.2爆炸的初步評價..................................................................16

8.3爆炸的詳細評價..................................................................16

9涉及火災的外部人為事件..............................................................16

9.1概述............................................................................16

9.2識別火災源......................................................................17

9.3火災的初步篩選..................................................................17

9.4火災的詳細評價..................................................................18

10涉及飛機墜毀的外部人為事件.........................................................18

10.1概述...........................................................................18

10.2涉及飛機墜毀的初步評價.........................................................19

10.3涉及飛機墜毀的詳細評價.........................................................20

10.4涉及飛機墜毀的危險評價.........................................................20

11涉及運輸?shù)耐獠咳藶槭录ú话w機墜毀）...........................................21

11.1具有顯著動能的海洋和河流船只...................................................21

11.2識別外部人為事件的來源.........................................................22

11.3船只的初步評價.................................................................22

11.4含危險材料的載具和管道.........................................................23

I

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12其他外部人為事件...................................................................24

12.1電磁干擾.......................................................................24

12.2其他外部人為事件造成的危險.....................................................25

附錄A（規(guī)范性）來自飄移氣云的危險..........................................26

附錄B（規(guī)范性）化學品爆炸..................................................30

附錄C（規(guī)范性）火災......................................................34

附錄D（規(guī)范性）飛機墜毀....................................................35

附錄E（規(guī)范性）外部人為事件的類別..........................................40

附錄F（規(guī)范性）外部人為事件及其來源、分類和來源相關信息的識別..............41

附錄G（規(guī)范性）外部人為事件來源的演變和對核動力廠的可能影響..............4546

附錄H（規(guī)范性）對核動力廠的影響及其后果..................................4950

附錄I（規(guī)范性）典型通用篩選距離值........................................5253

條文說明............................................................................5354

II

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核動力廠廠址評價中的外部人為事件

1范圍

本文件規(guī)定了核動力廠廠址評價中外部人為事件的篩選和評價程序、外部人為事件的數(shù)據(jù)收集、涉

及危險物質釋放的外部人為事件、涉及爆炸的外部人為事件、涉及火災的外部人為事件、涉及飛機墜毀

的外部人為事件、涉及運輸?shù)耐獠咳藶槭录ú话w機墜毀）、其他外部人為事件等內容。

本文件適用于為發(fā)電或其他供熱應用（諸如集中供熱或海水淡化）而設計的，采用水冷反應堆的陸

上固定式核動力廠在廠址選擇和評價中涉及外部人為事件方面應遵循的準則和程序，其他類型或采用革

新技術的其他核動力廠在廠址選擇和評價方面可參照本標準，但應經(jīng)過細致的評價和判斷。本文件也適

用于對現(xiàn)有核動力廠的重新評價，以及定期評價。

2規(guī)范性引用文件

下列文件中的內容通過文中的規(guī)范性引用而構成本文件必不可少的條款。其中，注日期的引用文件，

僅該日期對應的版本適用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改單）適用于本

文件。

本文件沒有規(guī)范性引用文件。

3術語和定義

下列術語和定義適用于本文件。

3.1設計基準概率值（DBPV）designbasisprobabilityvalue(DBPV)

設計基準概率值是指某特定類型事件能引起不可接受的放射性后果的年發(fā)生概率值。此概率是篩選

概率水平和條件概率值的比值，此術語用于廠址評價時對事件的詳細篩選。

3.2始發(fā)事件initiatingevent

經(jīng)確認會導致預期運行事件或事故工況并威脅安全功能的事件。

3.3有影響事件influentialevents

作用于核動力廠時，對核動力廠人員和安全重要物項的安全產生不利影響的某個事件或事件序列。

3.4篩選距離值（SDV）screendistancevalue(SDV)

用于初步篩選的距離值，超出此距離值以外的某種外部人為事件的潛在源可忽略不計。

3.5篩選概率水平（SPL）screenprobabilitylevel(SPL)

某一特定類型有影響事件的年發(fā)生概率值，低于此概率值的某一事件在初步篩選時可以忽略不計。

3.6固定源stationarysource

這類源的初始位置（爆炸中心，爆炸性或毒性氣體釋放點）是固定的，如化工廠，煉油廠，倉庫以

及同一廠址上的其他核設施。

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3.7移動源Mobilesources

這類源初始位置是不固定的，如危險品或潛在爆炸物以任何方式運輸（包括公路，鐵路，水路，空

運，管線）。在這種情況下，事故爆炸或危險物質的釋放可能在公路、其他路徑或管線的任何一處

發(fā)生。

4基本要求

4.1.1外部人為事件涉及對多個核動力廠所在的廠址以及同一廠址或相鄰廠址上的耦合設施（如果

有）的評價。

4.1.2外部人為事件分為以下事件類別：

a)外部危險物質釋放；

b)外部爆炸；

c)外部火災；

d)飛機墜毀；

e)外部交通事件（不包括飛機碰撞）；

f)其他人為引起的外部事件（如電磁干擾等）。

4.1.3本文件中所考慮的均為意外發(fā)生的外部人為事件，與核動力廠實物保護相關的第三方惡意行

為不在本文件考慮范圍之內，但所描述的方法可部分用于實物保護的目的。

4.1.4本文件可用于廠區(qū)邊界內發(fā)生的事件，這些事件的來源與核動力廠機組運行狀態(tài)不直接相關，

如在同一廠址為其他設施建造而設置的燃料庫或危險品貯存區(qū)。應特別關注同一廠址其他機組的建

造、運行和退役期間所使用的危險品。

4.1.5本文件不包括外部人為事件設計基準的確定、外部人為事件組合效應、外部人為事件對核動

力廠特定系統(tǒng)的效應等內容。

4.1.6本文件采用概率論方法或確定論方法對核動力廠主要影響進行總體性評價。

4.1.7選擇確定論方法還是概率論方法的關鍵影響因素包括廠址資料數(shù)據(jù)的可用性和充分性、所采

用設計方法的可接受性以及與設計標準的相容性等。

4.1.8核動力廠廠址評價中對外部人為事件的要求除應符合本標準的規(guī)定外，尚應符合國家現(xiàn)行有

關標準的規(guī)定。

4.1.9根據(jù)《核動力廠廠址評價安全規(guī)定》（HAF101），應在核動力廠廠址評價階段對可能影響安

全的外部人為事件進行調查。因此，需對廠址附近在一定條件下可能在整個壽期內危及核動力廠的設

施和人類活動進行調查，鑒別和評價每個相關的潛在源，以確定其對核動力廠安全的潛在影響。

4.1.10不應忽視在特定情況下某些較小事件可能導致的嚴重后果。在論證外部人為事件防護措施的

必要性時，應恰當?shù)乜紤]核動力廠的運行規(guī)程和所采取的管理措施。

4.1.11應盡可能了解在核動力廠預計壽期內廠址附近區(qū)域的發(fā)展規(guī)劃，要考慮到對廠址附近區(qū)域內

各類活動可能實施管理控制的程度。對于可能迅速發(fā)展的化工和石化工業(yè)技術以及交通設施等應進行

相容性論證。

4.1.12一般而言，針對核動力廠外部人為事件可提供以下三種類型的防護：

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a)通過設計對安全重要結構、系統(tǒng)和部件進行保護；

b)通過足夠的距離和屏障等廠址保護措施進行防護；

c)通過行政措施進行防護，例如設立禁飛區(qū)和限制在廠址附近運輸危險物質。

4.1.13若無法采取適當?shù)墓こ檀胧┓烙獠咳藶槭录谶x址階段則認為該廠址不適宜；對于已有

的核動力廠，則應采取適當?shù)男姓芾泶胧?。在廠址評價階段應解決公眾接受問題。

4.1.14同一個潛在源引發(fā)的外部事件可能通過相互作用機制對核動力廠產生不同的危害。假定

核動力廠附近區(qū)域存在多個潛在源，每個潛在源能夠引發(fā)一個或多個事件（如某設施失效導致爆炸和

氣體釋放）；每個事件都可能產生一種或多種危險工況（例如爆炸沖擊波、有毒氣體的釋放），并均

有可能對附近核動力廠安全構成威脅。原則上，需要對每個外部人為事件進行危險性分析，其中只有

一小部分可能對安全構成可信的風險。為使整體外部人為事件分析具有可追溯性，本標準包括有關識

別和篩選的要求，以確保在整個過程中僅考慮對核動力廠安全具有顯著影響的那些序列。

5篩選和評價程序

5.1一般程序

5.1.1同一個潛在源引發(fā)的外部事件可能通過相互作用機制對核動力廠產生不同的危害。假定核動

力廠附近區(qū)域存在多個潛在源，每個潛在源能夠引發(fā)一個或多個事件（如某設施失效導致爆炸和氣體

釋放）；每個事件都可能產生一種或多種危險工況（例如爆炸沖擊波、有毒氣體的釋放），并均有可

能對附近核動力廠安全構成威脅。原則上，需要對每個外部人為事件進行危險性分析，其中只有一小

部分可能對安全構成可信的風險。為使整體外部人為事件分析具有可追溯性，本標準給出關于識別和

篩選的要求，以確保在整個過程中僅考慮對核動力廠安全具有顯著影響的那些序列。

5.1.2收集的資料首先應根據(jù)距離或概率對源進行篩選，以排除那些不需要進一步考慮的源。初步

篩選可利用“篩選距離”或通過事件發(fā)生概率的評價（如具有可用數(shù)據(jù)）來完成。

5.1.3對于某些源，根據(jù)距離和源的特征資料進行簡單的確定論分析，就能充分說明不會發(fā)生具有

重要影響的事件。因此，通過這種分析就可能針對某些特定源選擇一個篩選距離值，當超越該值時，

這類源可不予考慮。

5.1.4第二步篩選準則是依據(jù)發(fā)生概率。在本標準中，將具有潛在放射性后果事件的年發(fā)生概率限

值作為篩選概率水平（SPL）。發(fā)生概率低于篩選概率水平的始發(fā)事件，不論其后果如何都不必進一

步考慮。

5.1.5因為一般來說核動力廠的設計程序是確定論的，所以提供的設計基準是對核動力廠影響結果

實際概率分布中的某個假定值。然而，在某些情況下數(shù)據(jù)的質量欠佳（如數(shù)據(jù)的精度、適用性、完整

性或數(shù)據(jù)量不夠充分），因此在決定是否要針對一個特定事件或事件序列建立設計基準或者是否將其

排除（使用篩選法）時，就可能不使用定量的概率準則。在這種情況下，應基于專家判斷來決定在詳

細評價中如何考慮該事件或事件序列。

5.1.6對于通過兩步篩選過程未能被排除的各類源或事件，應進行更為詳細的評價。應收集足夠詳

細的資料論證廠址在外部人為事件方面的廠址可接受性，并確定其相關的危險性。圖1表示了初步篩

選和詳細評價過程中各步驟的流程圖。

5.2初步篩選

5.2.1應確定所有的固定源和移動源，以及每個源所有可能的始發(fā)事件（見圖1中方框1和方框2）。

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5.2.2應編制一份所有潛在源的分布圖（包括現(xiàn)有源和可預見的源），并應列出這些源與核動力廠

廠址的距離。

5.2.3在確定了篩選和評價的步驟之后，應采用保守的方法確定每一個特定類型源（固定源和移動

源）的篩選距離值（SDV），對超過此距離的外部事件可不作進一步考慮（見圖1中方框3）。確定

篩選距離值時應考慮事件的嚴重程度、事件的范圍以及廠址上擬建核動力廠的預期特性。這些特性在

早期選址階段可依據(jù)核動力廠的設計進行假定。如果廠址位于始發(fā)事件篩選距離值之外，則不必做進

一步考慮（見圖1中方框4和方框5）。對于產生同一性質影響的源，可依據(jù)包絡準則作進一步的篩

選，并且即使廠址位于該類源的篩選距離值之內，也應排除那些有影響但被其他源所包絡的源。附錄

E列出了以核動力廠廠址為中心不同外部人為事件通用篩選距離值。這些通用篩選距離值是對具有標

準設計的大型核動力廠使用的典型值。對于其他類型的核設施，應審查并相應修訂這些值。如果核動

力廠設計和布局對外部人為事件有任何特定的潛在弱點，也應修改這些值。

5.2.4如果存在任何特殊的廠址條件或重大的特定危險，則應在下一個評估步驟中考慮這些源，即

使在上一個評估步驟中已根據(jù)距離對其進行了篩選。地形和氣象條件可能會顯著改變最初假設的安全

距離。例如，受山體保護的化工廠與位于更遠的、主導風向的平坦地區(qū)的化工廠相比，對核動力廠影

響差異較大。

5.2.5如果廠址在所考慮的始發(fā)事件的篩選距離內，應確定此類事件的發(fā)生概率并與特定篩選概率

水平（SPL）作比較（見圖1中方框6）。概率篩選應考慮已發(fā)生的同一類別外部人為事件的總概率。

在概率篩選中計算外部人為事件發(fā)生概率時，應考慮不確定性。如果所考慮事件的發(fā)生概率低于特定

篩選概率水平，則不需要進一步分析（見圖1中方框7）。

5.2.6應恰當?shù)卮_定篩選概率水平。篩選概率水平的確定應確保是由外部人為事件引起的輻射風險

可接受的低的水平。

5.2.7需要強調，篩選概率方法的有效性取決于下述假定：有影響事件的發(fā)生概率必須足夠低，足

以包絡由該事件引起的風險。對于與重大、可能具有災難性危險相關的事件不應被篩選掉，除非其概

率明顯低于篩選概率水平。

5.2.8由于概率評價本身一般具有較高的不確定性，通常對涉及到重大災害的事件應選用兩步法。

第一步，應采用概率論法對具有重大后果事件的保留或篩選進行評價。第二步，應采用獨立于概率評

價結果的確定性方法，將比最大可信值略低而又具備良好工程實踐的設計參數(shù)值直接納入設計基準，

為核動力廠防御這類事件提供保護。對于與更低級別相關的風險則不必進行詳細的概率評價，而將此

類事件直接包含在設計基準中。

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圖1對于每種源的識別、篩選和詳細評價程序

5.2.9在實際評價中，應按照推薦的方法謹慎地考慮下述問題：

（a）荷載強度-概率曲線評估中的不確定性。這一基本公式的可靠性主要受歷史數(shù)據(jù)外推至極低概

率水平的不確定性的影響，例如那些通常與篩選概率水平（SPL）相關的不確定性。應使用適當?shù)慕y(tǒng)計

方法，并且與其他事件的類似統(tǒng)計及區(qū)域內具有類似風險水平的其他類別的設施進行比較。

(b)初始事件發(fā)生的概率不同于從初始事件源到廠址影響傳播后對核動力廠產生影響的概率。

(c)各種外部人為事件源的數(shù)量可能不同，對于同一類有影響的事件，當單獨估算概率時（對每個

源）可能低于篩選概率水平，但總體估算概率（對于所有源）的情況下可超過篩選概率水平。

5.3詳細評價

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5.3.1如果所考慮的始發(fā)事件發(fā)生的概率大于特定的篩選概率水平，則應對始發(fā)事件進行詳細的評

價，即要確定相關的具有相互影響的事件及其發(fā)生概率。

5.3.2如果任何危險可與核動力廠廠址相互作用，則應進行詳細的危險評價，并應確定危險參數(shù)和

荷載特性（見圖1方框10）。附錄C和附錄D列出了可能遇到的常見危險，并指出了每種情況下的

相關危險類型和特征參數(shù)。

5.3.3如適用，可根據(jù)廠址和核動力廠的具體特點進行第二級篩選。應用的典型篩選參數(shù)是外部人

為事件的概率、大小和距離，以及廠址特征（例如設計條件和影響區(qū)域）。

5.3.4應評價以確定該事件對核動力廠的影響是否能夠防御或緩解措施，以及是否能夠采取相應的

工程措施或管理措施可靠地予以限制。（見圖1中方框10）如果可行，則應對此有影響事件進行詳

細的危險評價，并將其作為安全分析中的假定始發(fā)事件；否則應排除該廠址。

5.3.5假定始發(fā)事件的主要原因可能是可信設備失效和操作人員失誤（包括設施內部和外部）以及

人為事件或自然事件，應對假定始發(fā)事件進行詳細說明。

5.3.6應對每個外部人為事件源重復此過程。第7-12章提供了關于每類事件的進一步規(guī)定。

5.4設計基準事件和參數(shù)

5.4.1在采用概率論法進行危險評價的事件中，對于某一特定有影響事件的設計基準參數(shù)應與設計

基準概率值的發(fā)生概率相對應。

5.4.2對于某個給定類型中的兩個或更多外部人為事件概率相近時，設計基準事件應基于放射后果

最嚴重的事件確定。

5.4.3下列事件對核動力廠廠址評價具有普遍性和可能性，在后續(xù)各章中進行更詳細的論述：

a)飛機墜毀；

b)化學品爆炸（爆炸和爆燃過程）；

c)易爆、易燃、腐蝕、有毒、窒息的流體和漂移氣云或放射性物質。

5.4.4應考慮特定廠址所特有的某些事件，可采用類似的方法進行評價。

6外部人為事件的數(shù)據(jù)收集

6.1資料的收集

6.1.1在廠址選擇階段，應盡早收集外部人為事件潛在源資料，以便開展廠址比選。在廠址確定后，

應獲得更詳細的資料，以確定設計基準外部事件并提供設計參數(shù)。在核動力廠壽期內，應定期對潛在

源進行復核或重新調查，用于定期安全評價。

6.1.2應收集廠址區(qū)域內現(xiàn)有和規(guī)劃的與廠址評價有關的設施及活動的資料，編制附近區(qū)域內存在

固定源和移動源的清單，并分析確定與危險源相關的危害是否需要進一步考慮。

6.1.3應對查明的潛在源進行分析評價，包括潛在源的造成的事件類型（危險物質釋放、爆炸、火

災、飛機碰撞、交通事件、其他人為引起的外部事件（如電磁干擾等））、事件的大小、事件發(fā)生的

概率、與廠址的距離等。應識別出那些對核動力廠安全有潛在影響的重要事件和危險源，用于廠址適

宜性評價和核動力廠設計。

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6.1.4對核動力廠有影響事件發(fā)生概率的評價應從始發(fā)事件的概率評價開始，進一步的評價只需適

當考慮對人員和安全重要物項有影響事件序列相關的概率組合。

6.1.5當沒有足夠的資料對事件發(fā)生的概率和可能的嚴重程度進行可靠的評價時，可參考國內或國

外其他地區(qū)的統(tǒng)計數(shù)據(jù)，但應確認這些數(shù)據(jù)對廠址及其環(huán)境特征的適用性。當廠址區(qū)域因缺少數(shù)據(jù)而

無法計算外部人為事件后果嚴重程度時，應盡可能收集國內外所有關于該類事件的資料，采用工程判

斷法確定設計基準。

6.1.6通常應采用多種方式進行資料收集，以有利于數(shù)據(jù)的互補和校正。應以下方式收集資料：

a)通過互聯(lián)網(wǎng)收集資料；

b)向外部人為事件潛在源的責任單位和個人收集資料；

c)向區(qū)域所在地的政府機構收集資料；

d)其他。

6.2固定源

6.2.1為評價爆炸、火災、氣云和塵埃云、電磁干擾等對核動力廠造成的威脅，應收集工廠、倉庫、

加油站、加氣站、電磁輻射裝置等固定源資料。

6.2.2對危險品應收集如下資料：

a)危險品的種類，以及在儲存、加工和運輸過程中的數(shù)量；

b)儲存和使用情況；

c)主要容器、倉庫或其他儲存設施的尺寸；

d)儲存設施相對于核動力廠的方位和距離；

e)儲存設施的結構、隔離系統(tǒng)和運行條件（包括維護頻率）；

f)內部輸送管線的特征，如走向、結構、隔離方法和運行條件（包括維護頻率），連同能動的和

非能動的安全設施。

g)包括事故后果在內的事故統(tǒng)計資料。

6.2.3應收集所有過去、現(xiàn)在和將來可能的礦山和采石場的位置以及現(xiàn)場可能儲存炸藥的最大數(shù)量。

此外，還應獲取廠址區(qū)域的地質資料和地球物理資料，以確保上述活動引起的地面塌陷和滑坡不會影

響核動力廠的安全。

6.2.4應收集廠址區(qū)域氣象資料以及潛在源位置與廠址之間地區(qū)的地形資料，以用于進行實際的評

價。

6.2.5應收集包括軍事基地、訓練基地以及其他軍事活動等的有關資料。

6.2.6鑒于軍事資料的特殊性，核動力廠運營單位可能無法獲取詳細資料并對潛在源進行安全分析。

運營單位應根據(jù)此類情況下需要進行外部事件安全分析的必要性程度，與有關部門進行溝通，至少取

得相關許可。

6.2.7電磁干擾會影響電子設備的功能。應收集廠區(qū)內（高壓配電裝置，便攜式電話，便攜式電子

設備，計算機）和廠區(qū)外（無線電發(fā)射機、軍用雷達站、粒子加速器、高壓傳輸線、電話網(wǎng)絡）的電

磁干擾源。收集內容包括：

a)現(xiàn)場及周圍電磁輻射發(fā)射的頻帶和能量；

b)源位置的現(xiàn)有保護措施；

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c)電磁干擾防護措施的頻帶和能量等級；

d)現(xiàn)有工程緩解措施（已有廠址）。

6.3移動源

6.3.1水陸運輸（公路、鐵路、海運、內河航線和管線）移動源對核動力廠危害與固定源類似。此

外還應考慮廠址內已有機組的危險品運輸情況，以及飛機墜毀直接撞擊核動力廠的可能。

6.3.2收集區(qū)域內的固定交通設施的資料，包括碼頭、海港、運河、疏浚的航道、鐵路集運站、公

路運輸裝卸場、交通樞紐和繁忙的交匯點以及與廠址有關的交通路線。

6.3.3應收集區(qū)域內移動源的資料以確定：

a)與運輸系統(tǒng)有關的外部人為事件的可能源的位置；

b)事件發(fā)生的概率及其影響的嚴重性。

6.3.4水陸運輸應收集以下資料：

a)運輸路線與核動力廠的位置關系（含方位及最近距離）；

b)單次運輸危險物品的性質、類型和數(shù)量；

c)涉及的容器的尺寸、數(shù)量和類型；

d)船舶/車輛的大小、數(shù)量和類型，以及單倉或單車廂的大?。?/p>

e)限速、控制系統(tǒng)及其他安全措施；

f)包括事故后果在內的事故統(tǒng)計資料。

6.3.5如存在含有危險品的貨物，鐵路編組場還應作為固定危險源進行研究。

6.3.6危險品傳輸管線應收集以下資料：

a)管線與核動力廠的位置關系（含方位及最近距離）；

b)管線敷設方式（地面以上/地面以下）、管道直徑；

c)傳輸物料的性質、流量和傳輸壓力；

d)閥門或泵站之間的距離；

e)安全特征，包括事故后果在內的事故統(tǒng)計資料。

6.3.7空中運輸應收集以下資料：

a)當?shù)貦C場位置及布局，起飛、降落及等待模式及程序，航空器類型、特性及飛行頻次；

b)空中走廊（航線）和空中路線交叉點的位置，航道寬度，其他飛行過境限制條件（例如限制區(qū)

和禁飛區(qū)）；

c)當?shù)仫w行事故資料，其他地區(qū)同類型機場和空中航線的事故資料。應特別關注軍用飛機訓練區(qū)

（尤其是低空飛行區(qū)）和消防飛機取水區(qū)，這些區(qū)域的墜機概率相對較高；

d)在核動力廠附近飛行的各種類型飛機、各種飛行階段（例如起飛、巡航、著陸階段）的墜毀概

率。

6.4外部事件源的分布圖

6.4.1在收集外部事件源資料的過程中，應在圖中表示出所有外部事件源與核動力廠的位置關系，

以及每種危險源類型所考慮的區(qū)域范圍。

對于運輸路線，還應在圖上標明每條路線的最危險點（通常為距離核動力廠的最近點）。

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6.4.2收集核動力廠所在區(qū)域發(fā)展規(guī)劃，在圖件中反映出核動力廠壽期內可能對廠址安全有影響的

人類活動的預期發(fā)展情況。

7涉及危險物質釋放的外部人為事件

7.1概述

7.1.1在密閉容器內的危險性物質釋放，可能對安全重要物項和核動力廠操作人員生命安全造成危

險，包括易爆炸的、易燃的、腐蝕性的、毒性的液體和氣體（包括液化氣體）。應特別注意下列物質

潛在釋放的可能性：

a)能夠形成爆炸氣云并能進入通風系統(tǒng)燃燒或爆炸的易燃氣體、蒸汽和氣溶膠；

b)能夠威脅核動力廠操作人員生命安全以及損害關鍵安全功能的窒息氣體和毒性氣體；

c)能夠威脅核動力廠操作人員安全以及直接損害設備功能的腐蝕性氣體和液體。

7.1.2盡管不同始發(fā)事件影響核動力廠的機理存在很大差別（見附錄A），但擴散現(xiàn)象可按照統(tǒng)一

的理論和方法進行考慮。有毒、腐蝕性和窒息性危險物質的具體影響可在設計階段按其他相關標準論

證。

7.2危險物質釋放的初步篩選

7.2.1附錄B列出了涉及危險液體和氣體釋放的固定源和移動源。應根據(jù)通用篩選距離值確定危險

源調查區(qū)域（見附錄E），應考慮篩選距離以外一定范圍內可能存在特別大型危險源的情況，調查區(qū)

域可按照1.5倍篩選距離值范圍進行確定。

7.2.2應詳細調查和統(tǒng)計調查區(qū)域內的危險源，收集危險源的相關數(shù)據(jù)，以及危險源與核動力廠之

間的距離。

7.2.3距離篩選：利用危險源的相關數(shù)據(jù)，可首先進行簡單和保守的計算，評估危險物質釋放的篩

選距離值，并考慮來自危險液體或氣體源的遠距離傳播，可將部分危險源篩除。在簡單評估過程中，

也可加入核動力廠廠址氣象和地形方面的考慮。

7.2.4概率篩選：如果距離篩選無法排除的危險源，則可以進一步采用通用事件頻率數(shù)據(jù)（基于事

件類別的總事件頻率）進行篩選。應根據(jù)實際情況保守地確定涉及危險物質潛在釋放事件的概率。如

果發(fā)生概率小于篩選概率水平，則可以排除該危險源。

7.3危險物質釋放的詳細評價

7.3.1如果在初步篩選評價中，存在沒有被排除的危險源，則應對這些危險源的潛在危險開展更詳

細的評價。

7.3.2對于可能導致危險物質釋放的設施，應考慮其最大可信事故釋放量、頻率與釋放量的關系。

應收集如容器尺寸、存儲方式、壓力、溫度、可能的破口形狀和釋放高度等相關的數(shù)據(jù)和參數(shù)。在化

學反應導致釋放的情況下，應明確化學反應引起的釋放速率以及釋放源的位置。

7.3.3如果儲存條件不在大氣環(huán)境下，在特定位置釋放的危險液體評估過程應考慮泄漏率和其它可

能的因素。對于陸上的釋放，釋放過程受地形影響；對于在水域的釋放，受水流條件的影響；計算建

模時應考慮相關因素。應考慮釋放到水域中的液體和揮發(fā)擴散出的氣體。

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7.3.4在評價事件發(fā)生后釋放的蒸汽云時，應考慮最不利氣象條件下的影響，并結合溫度、大氣穩(wěn)

定度、風速等邊界條件選擇適用的方法或程序進行計算，確認對核動力廠安全是否存在潛在影響。最

不利氣象條件可選取F類穩(wěn)定度、1.5m/s風速、溫度25℃、相對濕度50%；詳細評價時可進一步結

合廠址現(xiàn)場實際氣象條件進行優(yōu)化。

7.3.5應考慮地形和核動力廠設施布局情況，確定危險物質可能聚集的最近位置。同樣，對于氣體

釋放計算，應假設在最可能靠近核動力廠的地點（或最不利的釋放點）發(fā)生的最大可信事故及釋放量。

移動源（如船只）在篩選距離內攜帶大量危險液體或氣體，應假定在航道上可能到達的最不利影響的

位置擱淺。

7.3.6為評估危險氣體、蒸氣或氣溶膠的產生及其與核動力廠的相互作用，應區(qū)分過冷液化氣體、

壓力液化氣體和不可凝結的壓縮氣體。

7.3.7通常情況下，過冷液化氣體的釋放發(fā)生在相當長的一段時間內，屬于穩(wěn)定泄漏（以一定的泄

漏率）。但也應考慮瞬時釋放的可能性，這取決于與釋放相關的以下條件：

a)存儲容器及連接管道的類型；

b)泄漏破口的最大尺寸；

c)可能涉及物質的最大存量；

d)容器失效方式等相關情況。

7.3.8應評估液體形成液池的特征，如其位置、表面積和蒸發(fā)速率，并考慮到土壤的滲透性和熱導

率（如果釋放發(fā)生在土壤上）。如果現(xiàn)場有任何針對泄漏或釋放的防備措施，應予以考慮。但應論證

這些措施的有效性。為了評估中性懸浮氣體和密度比空氣大的氣體，應采用適用的計算模型。

7.3.9與過冷液化氣體一樣，壓力液化氣體和不可凝壓縮氣體的釋放應以泄漏率或全部突然釋放為

特征，并應進行類似的評估。所使用的假設取決于儲罐的類型、工藝容器及其相關的管道、具有相關

流量和工作壓力的管道，以及相關的失效概率。

7.3.10在假設事故發(fā)生時釋放的物質總量時，應考慮在采取措施阻止泄漏之前的時間間隔。例如，

管道閥門可以自動關閉，從而迅速隔離破裂的部分。

7.3.11對于埋地管道，土的覆蓋層通常不足以防止釋放的氣體逸出?？赡馨l(fā)生滲漏或氣體可能通過

裂縫或間隙逃逸。在所有情況下，確定了氣體向大氣釋放的特征后，應選擇一個模型來確定氣體向核

動力廠的擴散。氣云的擴散主要受釋放時的氣象條件影響?？紤]到與氣象和計算建模中涉及的其它因

素有很大程度的不確定性，至少初步評價應考慮使用保守假設的簡化擴散模型。

7.4危險液體釋放的詳細評價

7.4.1有害液體的擴散在很大程度上依賴于區(qū)域和危險源與核動力廠廠址間的地形特征，而且很有

可能是具有方向性的，應加以考慮。擴散也取決于地面的粗糙度，這取決于地面覆蓋物的類型（如混

凝土、砂、礫石）。

7.4.2應注意考慮其他次要因素，特別是該區(qū)域的氣象條件。應考慮如環(huán)境溫度影響所排放液體的

蒸發(fā)速率，液體釋放揮發(fā)性蒸氣的速率等過程。

7.4.3如果危險液體具有揮發(fā)性（例如，具有高蒸汽壓），比如汽油，它可以產生危險蒸氣云，其

作為煙羽的擴散將與氣云擴散的特征相一致，應予以考慮。

7.4.4液體會聚集并產生有毒、易燃或爆炸性蒸汽，這些次生危險可能對核安全造成最嚴重的危害，

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應予以考慮。

7.4.5擴散在地下的液體通常處于高壓狀態(tài)，沿著裂縫或易于泄漏的薄弱通道擴散。這種擴散可能

有很強的方向性，應予以考慮。

7.4.6核動力廠中儲存或處理的危險液體將因廠址而異。在廠址總平面布置中應確定并考慮爆炸、

毒性和熱輻射等危險源的安全距離，并應采取適當?shù)默F(xiàn)場防護措施。

7.4.7液體在水體上的擴散取決于液體的特性（如液體與水的相對密度）和水體的特性（例如海洋、

河流或湖泊），應予以考慮。除了液體的毒性、腐蝕性或爆炸性外，應考慮其堵塞冷卻水取水口的可

能性。還應考慮主導風向對流體擴散的影響。

7.5危險氣體釋放的詳細評價

7.5.1揮發(fā)性液體或液化氣產生的氣體、蒸汽和氣溶膠在釋放時可能形成氣云并漂移，應予以考慮。

漂移氣云可能會對核動力廠的安全運行產生不利影響。例如危險氣體滲透到建筑物中，會對操作人員

或對安全相關的重要物項構成危害。會影響控制室、其它重要區(qū)域和應急響應設施的可居留性，所有

這些潛在的影響都應加以考慮。

7.5.2防御這類危險最實用的方法是設置足夠的安全距離。否則，應提供防護屏障和/或通風系統(tǒng)等

設計措施。

7.5.3有毒或窒息性氣云會對核動力廠的人員的生命或健康產生嚴重影響。腐蝕性氣體會破壞安全

系統(tǒng)，例如導致電氣系統(tǒng)絕緣受損。應仔細考慮這些情況。

7.5.4易爆、可燃氣體或蒸汽的氣流也會在不進入建筑物的情況下對核動力廠產生不利影響（如通

過影響建筑物外的人員和設備），它的潛在危險與本標準中所考慮的某些其他人為事件（如火災、爆

炸）類似。因此，應采取適當?shù)谋Ｗo措施。

7.5.5在估計漂移氣云造成的危險時，應保守考慮當?shù)氐臍庀髼l件。特別是應基于風向、風速和大

氣穩(wěn)定度分類等進行擴散研究。另一個需要考慮的因素是危險源和核動力廠廠址之間的地形，特別是

對于高密度（比空氣重）的氣體，這些氣體往往會以類似于液體的方式向下流動。

7.5.6對于地下釋放危險氣體或蒸氣，應考慮其逸出路線和滲透效應，它們可能在建筑物內形成高

濃度的危險氣體，或在一定范圍內形成危險氣云。

7.6危險物質釋放的危險性評價

7.6.1應對所篩選出的源進行危險性分析，以分析與核動力廠的相互作用。如果存在相互作用，則

需要進行危險評價。

7.6.2以下是有關危險物質釋放評價過程中應考慮的參數(shù)示例（見附錄B）：

a)材料性質

1）物理特性：

i)密度、溫度和壓力；

ii)環(huán)境條件下的密度、溫度（包括凍結溫度和沸點溫度）、蒸汽壓；

iii)在環(huán)境條件下的流動特性。

2）化學性質：

i)組成；

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ii)與環(huán)境和大氣的反應性。

b)放射化學；

c)閃點或點火溫度；

d)最大可信事故釋放量，或頻率與釋放量的關系。這涉及收集與存儲或操作過程相關的數(shù)據(jù)和參

數(shù)，如容器尺寸、存儲方式、壓力、釋放的高度和破口形狀等。在化學反應導致釋放的情況下，應確定

由化學反應引起的釋放速率以及釋放源的位置；

e)該區(qū)域的氣象和地形特征；

f)沿海地區(qū)的水深和潮汐特征；

g)河流區(qū)域的河道和洪水特征；

h)地下來源、地質滲流路線和液體積聚的可能性；

i)危險源位置現(xiàn)有的防護措施和事故緩解措施；

j)土壤和巖層的類型、相關參數(shù)（如性質、粗糙度、滲透率）。

7.6.3以下是應該考慮的荷載特性參數(shù)的示例（見附錄D（5）和（6））：

a）窒息劑或有毒物質：

(1)濃度和數(shù)量隨時間、距離的關系；

(2)環(huán)境條件下的波動性；

(3)毒性和窒息性限值。

b）腐蝕性或放射性液體：

(1)濃度和數(shù)量隨時間、距離的關系；

(2)腐蝕性和放射性含量。

c）危險物質的位置（如在海面或海水中，地上或地下）。

8涉及爆炸的外部人為事件

8.1概述

8.1.1爆炸沖擊波超壓是核動力廠廠址評價中重要影響因素，常見的外部人為事件爆炸源根據(jù)狀態(tài)

可分為：

a)固體：常見的有雷管、導爆索等用于工程爆破的器材；

b)液體：常見的有汽油、柴油、苯等常溫常壓下為液體的石化產品；

c)氣體：常見的有甲烷、丙烷、丁烷等常溫常壓下為氣體的石化產品。

8.1.2爆炸有很高的能量，同時具有破壞性的事件，發(fā)生的原因有很多。發(fā)生爆炸后，會以膨脹的

壓力波傳播到周圍環(huán)境中。常見的類型有兩種：

a)爆燃，產生中等壓力波、熱量或火災；

b)爆轟，產生高近場壓力波和相關的拉力荷載，但通常沒有明顯的熱效應。

8.1.3爆炸可以是產生中等壓力的爆燃，或產生很高的近場壓力的爆轟。爆燃和爆轟之間也可有一

系列的爆炸，但這些爆炸引起的壓力遠遠低于爆轟引起的壓力。對于碳氫化合物氣體火災時發(fā)生的爆

燃中，氣體在化學反應區(qū)內燃燒，而火陷以高速穿過大部分氣云，并形成峰值壓力，形成的壓力主要

取決于火焰速度。

8.1.4除非有充分的理由，否則應作出保守的假設，即考慮爆炸物質的最大量作為評價對象，然后

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分析由此產生的沖擊波超壓對核動力廠的影響。

8.2爆炸的初步評價

8.2.1距離防護是應對爆炸沖擊波超壓應對一個非常有效的措施。在確定爆炸危險源之后，根據(jù)危

險源的篩選距離值（SDV）對需要考慮的危險源進行篩選，超過此距離的爆炸危險源可以不作進一步

考慮。各危險源的篩選距離值（SDV）見附錄。批注[d1]:？

8.2.2篩選距離值是對具有標準化設計的大型核動力廠使用的典型值。對于其他類型的核設施，應

篩選距離值進行審查并作出修訂。如果核動力廠設計和布局對外部人為事件有任何特定的潛在弱點，

也應對篩選距離值進行修訂。

8.2.3如果危險源在篩選距離值范圍內，可評價爆炸發(fā)生的概率。發(fā)生在危險工廠、煉油廠和倉庫

的爆炸概率通常高于篩選概率水平，因而如果沒有充分正當?shù)睦碛?，應保守的假設所存放的最大數(shù)量

的爆炸物會發(fā)生爆炸，并分析其對安全重要物項的影響。

8.2.4如果通過距離無法將危險篩選掉，則可以采用通用事件數(shù)據(jù)（如發(fā)生率或事件目錄）進行篩

選。在確定爆炸事件的潛在概率時，應采用實用且保守的方法。如果發(fā)生率的概率小于篩選概率水平，

爆炸可以篩選掉。

8.3爆炸的詳細評價

8.3.1對于在篩選距離值范圍內且爆炸發(fā)生的概率高于篩選概率水平的危險源，則應進行更詳細的

評價，以建立設計基準事件。如果經(jīng)詳細評價后的結果表明，其計算的假定爆炸發(fā)生的概率超過設計

基準概率值時，則應確定設計基準爆炸。

8.3.2爆炸物質的性質和數(shù)量、爆炸物質的配比、氣象條件、核動力廠的布局和地形，核動力廠處

的沖擊波水平和局部熱效應將有所不同。在確定爆炸的設計基準是，通常會做出某些假設，并考慮有

關化學品數(shù)量和性質的數(shù)據(jù)。

8.3.3TNT當量法通常作為第一種方法，用于估計確定數(shù)量的爆炸性物質和相關結構的特定承壓性

的安全距離。該方法適用于可能造成大規(guī)模傷亡的烈性炸藥。對于碳氫化合物-空氣蒸汽云爆炸，應

使用其他適當?shù)姆椒?。對于某些爆炸性化學品，壓力-距離關系已通過實驗確定的，可直接使用。

8.3.4對于易燃氣體或易燃液體需考慮發(fā)生沸騰液體擴展為蒸氣云爆炸或火球、噴射火、池火、蒸

氣云爆炸及閃火等火災、爆炸場景。具體場景于物質的特性、儲存參數(shù)、泄漏類型、點火類型等有關。

9涉及火災的外部人為事件

9.1概述

9.1.1應查明廠址周圍潛在的火災危險源，如森林、泥煤、易燃材料（特別是碳氫化合物儲罐）、

木材或塑料的儲存區(qū)，生產或儲存此類材料的工廠及其運輸路線，管道或化工廠以及附近運輸?shù)缆返?/p>

交通事故?；馂目赡馨殡S著其他危險，例如爆炸和危險物質的釋放可能導致安全重要結構失效?；馂?/p>

通常也是此類事件的次生災害。

9.1.2根據(jù)易燃材料的性質和特點（如揮發(fā)性、物理狀態(tài)、儲存條件、釋放類型），存在不同的火

災現(xiàn)象，如池火、噴射火、火球或蒸汽云爆炸。這些事件可能同時發(fā)生或依次發(fā)生。

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9.1.3火災可以通過不同的方式傳播，如通過熱通量產生的輻射，通過火源和核動力廠廠址之間的

易燃材料，或通過火花。通過設置防火裝置、確?，F(xiàn)場或外部區(qū)域沒有易燃材料，可以起到顯著的防

火效果。在發(fā)生外部火災的情況下，應確定火勢蔓延路徑，例如火種（余燼）的空氣傳播或下水道系

統(tǒng)中液體燃料的傳播。

9.1.4靜態(tài)下的熱通量將遵循能量衰減的平方反比定律；但由于風向和火災相關危險（煙霧）可能

會定向傳播，并在該方向上緩慢衰減?；馂谋旧韺?yōu)先沿順風方向蔓延，特別是沿途有如干燥的植被

等易燃材料的情況下，這些因素都應考慮。

9.1.5附錄B列出了涉及火災外部人為事件的來源。應根據(jù)通用篩選距離值確定篩選區(qū)域（見附錄

E）。應確定這些區(qū)域內涉及的火災源。

9.1.6應收集潛在源的數(shù)據(jù)，并確定涉及火災外部人為事件源與核動力廠之間的距離。需要考慮的

源包括森林、泥煤、植被、低揮發(fā)性易燃材料的儲存區(qū)（特別是碳氫化合物儲罐）、加工易燃材料的

工業(yè)設施和相關的運輸路線。

9.1.7在評價外部火災對核動力廠的影響時，應考慮在核動力廠和火源之間采取防止火災危險的保

護措施。核動力廠對內部火災的預防措施也能對外部火災提供一定的防護作用，應在評價核動力廠外

部火災的影響時應予以考慮。

9.1.8應考慮在潛在火災危險源處提供防火措施。例如，滅火系統(tǒng)或常設消防隊，以減少發(fā)生嚴重

火災的概率。

9.1.9應考慮大火切斷應急通道和撤離路線的可能性。

9.1.10核動力廠主要的火災危險來自于廠區(qū)內火災引起的破壞，構筑物局部倒塌，煙和毒氣可能影

響核動力廠操作員和系統(tǒng)安全。應特別注意可能導致共模失效的源，如廠外應急電源因火災而突然中

斷，而應急柴油發(fā)電機又因濃煙進入其進氣口而不能運行等。

9.1.11核動力廠可能具有相當大的受熱能力，但煙霧會阻止操作人員執(zhí)行重要的安全功能或阻塞空

氣過濾器，可能迅速影響設施安全。包含多堆廠址應仔細考慮是否存在火災外部人為事件引起的危險。

火災產生的熱量也會產生次生危害，例如，結構破壞會致使泄漏，導致有害物質的釋放。應考慮與火

災熱量相關的次生危害。

9.2識別火災源

9.2.1附錄B列出了涉及外部人為事件火災來源。應根據(jù)通用篩選距離值確定篩選區(qū)域（見附錄E），

并確定這些區(qū)域內涉及外部人為事件火災的來源。

9.2.2應收集潛在源的數(shù)據(jù)，并確定涉及火災外部人為事件源與核動力廠之間的距離。需要考慮的

源包括森林、泥煤、植被、低揮發(fā)性易燃材料的儲存區(qū)（特別是碳氫化合物儲罐）、加工易燃材料的

工業(yè)設施和相關的運輸路線。

9.3火災的初步篩選

9.3.1可以通過簡化的保守方法估計熱通量（主要危險）的篩選距離值。遠離核動力廠的火源可以

被篩選掉。應考慮氣象條件、源與核動力廠之間的地形和現(xiàn)有防護措施。

9.3.2對于無法通過距離篩選掉的火災危險源，則可以使用通用事件數(shù)據(jù)（例如，基于事件類別的

總發(fā)生頻率）。應根據(jù)實際情況且保守地判定可能引發(fā)火災的潛在事件概率。如果發(fā)生的總概率小于

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篩選概率水平，則可以將其篩選掉。應對核動力廠廠址完成可能引起火災的所有源的篩選，并列出所

有被篩選的源。

9.3.3經(jīng)過篩選，如果潛在火災源的危險小于核動力廠廠址儲存的類似材料的風險且已提供防護措

施，則可以將其篩選掉。應對每個可能引發(fā)火災并影響核動力廠廠址的事件進行篩選。

9.4火災的詳細評價

9.4.1應對已篩選的源進行危險性分析，以確認其與核動力廠是否存在相互作用。如果存在相互作

用，則需要進行危險評價。應針對具體核動力廠更詳細地評價潛在事件的影響范圍，從而完善未被篩

選掉的危險源清單。在此步驟中應考慮距離、發(fā)生概率和影響區(qū)域等典型參數(shù)。

9.4.2火災危險評價應考慮源的位置，并假設火災類型、易燃材料和點火機制?；馂母怕士梢詮膶?/p>

際經(jīng)驗中獲得，也可以從國家或全球統(tǒng)計數(shù)據(jù)中獲取。

9.4.3為避免森林或灌木造成火災影響，應確保核動力廠廠址周圍區(qū)域沒有任何植被。應在廠址實

施消防安全計劃，以避免其他來源的火災可能影響核動力廠安全。

9.4.4核動力廠外部結構、系統(tǒng)和部件應根據(jù)熱輻射、對流熱通量和暴露持續(xù)時間進行量化分析。

9.4.5以下是評價過程中應考慮的參數(shù)示例（見附錄B）：

a)易燃材料的性質及其來源如下：

1）閃點、空氣中的點燃濃度或其他點火標準；

2）最大可信材料釋放或熱釋放，火災頻率與嚴重性之間的關系；

3）熱負荷隨時間的變化。

b)該地區(qū)的氣象和地形特征；

c)源位置的現(xiàn)有防護措施（例如防火帶）。

9.4.6以下是應考慮的參數(shù)示例（見附錄D（3）、（4）和（5））：

a)熱量的參數(shù)為最大熱通量和持續(xù)時間。

b)煙塵的參數(shù)包括：

1）組分；

2）隨時間變化的濃度和總量函數(shù)。

c)窒息性和有毒物質的參數(shù)為：

1）隨時間變化的濃度和數(shù)量函數(shù)；

2）環(huán)境條件下的波動性；

3）毒性和窒息限值。

10涉及飛機墜毀的外部人為事件

10.1概述

10.1.1在早期廠址評價階段應考慮飛機墜毀可能影響核動力廠廠址的概率（此處不考慮惡意行為對

核動力廠的可能影響），并應在整個核動力廠壽期內進行評價。飛機墜毀的概率可由下述一類或多類

飛機墜毀事件發(fā)生概率的影響所決定。

a)I類事件：由附近機場飛機起飛或降落引起廠址上發(fā)生的飛機墜毀；

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b)II類事件：由主要的民用空中走廊和軍事飛行空域在核動力廠廠址上發(fā)生的飛機墜毀；

c)III類事件：由廠址所在地區(qū)內所有航空引起的飛機墜毀，有時稱為背景墜毀率。

10.1.2目前用于將飛機墜毀作為外部人為事件，應考慮的內容如下：

a)按飛機類型、質量、速度和尺寸進行分類；

b)按適用的飛行規(guī)則或限制類型對空域進行分