应急设施是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，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^[1]。我国的核安全导则《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》HAD 002/01中规定：主要的应急设施包括主控制室(MCR)、辅助控制室(ACR)、技术支持中心(TSC)、应急控制中心(EM)、运行支持中心(OSC)、公众信息中心、通信系统、监测和评价设施、防护设施和应急撤离路线等。美国NUREG-0696^[2]中也给出了应急设施的定义：应急设施是核动力厂执照持有者用来提高应急响应能力所使用的设施和系统。设施包括控制室(CR)、技术支持中心(TSC)、现场运行支持中心(OSC)、近场应急运行设施(EOF)；数据系统包括安全参数显示系统(SPDS)和核数据传输器(NDL)。这些系统(SPDS、NDL)和设施(TSC、OSC、EOF)一起组成了总的应急响应设施(ERFs)。

我国《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 17680.7-2003^[1]中要求"核电厂营运单位应急设施所具备的功能总体上应与GB/T 17680.6^[3]中所规定的营运单位应急响应功能和应急组织职能相适应"。

针对应急设施的设计准则NUREG-0696，美国给出了与之相配套的应急设施的验收准则NUREG-0814^[6]。而我国现有的与应急设施设计有关的法规和导则多为原则性描述，且没有相应的验收准则。基于此，根据我国核应急设施的应急响应原则要求，结合美国对核应急设施的要求，本文从应急设施的功能、位置、人员配备、可居留性、安全参数传输、通信等几个方面，对我国核设施在应急设施设计方面的研究现状进行了讨论。

1 美国和中国应急设施的设计准则 1.1 美国应急设施的设计准则

三哩岛事故导致了美国核管会内部和外部开展研究，研究确认有必要广泛地改进对核动力厂事故的响应管理。对于执照持有者的活动和责任，美国核管会已确定需要进行必要改进的应急设施和系统为技术支持中心、现场运行支持中心、近场应急运行设施、安全参数显示系统和核数据传输器。这些设施和系统将作为一个综合系统，来帮助控制室缓解事故后果，并加强执照持有者对异常核动力厂工况的响应能力。在这样的背景下，美国核管会制定了应急设施的设计准则(NUREG-0696)。它对应急设施的功能作出了规定，应急设施应在应急情况下发挥以下作用^[2]：1)帮助反应堆操纵员确定核电厂的安全状态；2)使反应堆操纵员解除与反应堆系统操作没有直接关系的不重要的责任和通信；3)防止控制室拥挤；4)由拥有全面的电厂数据并有权处理这些数据的技术人员对操纵员提供帮助；5)为技术人员和管理人员提供协调一致的应急响应；6)为场内和场外应急响应人员提供可靠的通信；7)提供一个联络点，以制定场外活动的建议；8)给美国核管会提供相关电厂数据用以分析异常电厂运行工况。

近场应急运行设施的位置和可居留性准则的关系如表 1，美国对主要应急设施的具体要求如表 2。

1.2 我国应急设施的技术要求

我国对于应急设施的技术要求，主要体现在《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》HAD 002/01第6节和GB/T17680.7-2003中，这两个法规对主要应急设施位置、基本功能、可居留性和所配置的设备作出了明确的规定。

福岛核事故后，国家核安全局会同有关部委对运行和在建核电厂开展了核安全检查，为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求。为了规范各核电厂共性的改进行动，国家核安全局组织编制了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，作为核电厂后续改进行动的指导性文件。在技术要求中，对应急控制中心可居留性及其功能提出了新的技术要求^[5]。我国对主要应急设施的具体要求见表 3。

2 我国和美国对主要应急设施要求的差异

根据第1节所规定的各应急设施的功能，可以看出：

1) 美国的EOF相当于我国的应急控制中心，但又包含了类似我国公众信息中心的职能；

2) 美国的TSC相当于我国的技术支持中心，但在功能和与主控室的距离上又有所不同；

3) 美国的OSC相当于我国的运行支持中心，但在可居留性的考虑方面又有所不同；

4) 对于辅助控制室，美国没有与之对应的应急设施。

我国和美国对应急设施的要求的差异见表 4。

3 我国各核电厂应急设施的实际情况

目前，我国在运和在建核电站的机组类型主要为M310、CPR1000、CANDU6、CNP300、CNP650、AES-91、AP1000，各核电厂应急设施的情况如表 5~10。

从表 5~10可以看出，我国不同电厂各应急设施之间的情况不完全一致，主要存在如下差异：

1) 在考虑应急设施的可居留性时，对于事故源项的选取不一致；

2) 各应急设施的人员配备、通信系统配备不尽相同；

3) 运行支持中心的功能定位和可居留性不同；

4) 技术支持中心的功能定位和位置不同；

5) 技术支持中心容纳的应急组织不同，有些电厂的技术支持中心是技术支持组的工作场所，而某些电厂的技术支持中心则是安全分析组的工作场所；

6) 辅助控制室的功能定位和可居留性不同；

7) 应急指挥中心构筑物和设备系统的抗震等级不同。

4 结论

1) 应急设施的位置和功能定位不同。①EOF的位置和功能不同。美国没有场内的应急指挥中心，其场区外的EOF功能相当于我国的应急控制中心。②TSC的位置和功能不同。美国的TSC是应急情况下场内的主要通信中心，主要是为控制室操纵员提供技术支持，由于应急情况下TSC和控制室人员之间有必要进行面对面的交流，TSC和控制室的步行时间不得超过2 min。虽然我国的导则规定了技术支持中心的主要功能是对主控室的工作人员提供技术支持，但在我国部分核电厂的实际设计中，其功能主要是给应急指挥部成员提供决策建议，并兼容了事故后果评价、应急监测功能，其位置没有设置在主控室旁边，而是位于距离机组1 km左右的应急控制中心内。③辅助控制室的定位不同。美国没有将辅助控制室做为应急设施，我国的法规中将辅助控制室纳入了应急设施的范畴，并要求考虑其可居留性，但在电厂实际情况中，辅助控制室多作为主控室因火灾或恐怖袭击等灾害失效的情况下的停堆和机组状态监视设施，而不作为严重事故缓解的设施，部分电厂并未考虑它的可居留性。

2) 美国的设计准则规定的更具体，可操作性强。如对于各应急设施的最低容纳人数、每个人工作空间的最小尺寸、通信系统的可靠性要求等，我国并没有相关规定。

3) 针对应急设施的设计准则NUREG-0696，美国给出了与之相配套的应急设施的验收准则NUREG-0814，但我国在应急设施的设计评价方面尚无详细、统一的准则和评价方法。

建议核安全审管部门可参照美国应急设施的设计准则和评价方法，制定相应的技术导则，以法规的方式明确如下内容：①明确应急响应所要求投入的场内核应急设施，并定义各应急设施的核应急响应功能；②对核动力厂应急设施在严重事故下的可居留性进行研究，确定严重事故下的可居留性和可用性准则；③确定各应急设施之间的沟通关系、位置要求和通信联络；④确定各应急设施的人员配备、工作空间大小；⑤对通信设备的可用性等给出明确规定。