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第 1 条 本准则依核子反应器设施管制法第七条规定订定之。 第 2 条 本准则适用于动力用核子反应器设施 (以下简称核子设施) ，规定其对安全重要之结构、系统及组件 (以下简称结构、系统及组件) 之必要设计、制造、安装及测试要求。 第 3 条 结构、系统及组件之设计、制造、安装及测试，应建立品质保证方案并据以实施。 第 4 条 结构、系统及组件之设计，应确保于地震、台风、洪水及海啸等天然灾害下，仍能执行其安全功能。 前项设计应考量下列事项： 一、厂址及其周边地区以往曾发生过之最严重天然灾害。 二、于正常运转或事故状况下发生天然灾害之影响。 三、保留足够之设计安全余裕。 第 5 条 结构、系统及组件之设计，应确保能将火灾与爆炸之发生机率及影响降至最低。核子设施以使用非可燃性及耐热材料为原则，并应设置适当之火灾警报及消防系统，降低火灾对结构、系统及组件之损害。消防系统之设计，应确保于系统本身发生断管或异常动作时，不致对结构、系统及组件之安全功能造成损害。 第 6 条 结构、系统及组件之设计，应确保于正常运转、维护、测试及假想意外事故下，仍能发挥其应有之安全功能。 结构、系统及组件应有适当之防护，避免遭受高速抛射物、摆动之断管、由破管处喷出之流体等高动能物体之破坏。 第 7 条 核子设施具有两部机组以上者，不得共用结构、系统及组件。但经确认共用不影响其安全功能者，不在此限。 第 8 条 反应器炉心与其相关冷却水系统、控制系统及保护系统之设计，应有足够之安全余裕，确保于正常运转及可预见运转事件下符合核子燃料设计限值。 第 9 条 反应器炉心及其相关冷却水系统之设计，应确保功率运转范围内瞬发核子反馈特性之净效应，足以抑制快速增加之反应度。 第 10 条 反应器炉心与其相关冷却水系统、控制系统及保护系统之设计，应确保于发生功率振荡时，仍符合核子燃料设计限值，或可适时侦测及抑制功率振荡之发生。 第 11 条 核子设施应设置仪器，监测核分裂过程、反应器炉心完整性、反应器冷却水压力边界及围阻体与其辅助系统之系统状态及参数，确保于正常运转、可预见运转事件及事故状况下之安全。 核子设施应设置控制系统，维持前项系统状态及参数于设定之运转范围内。 第 12 条 反应器冷却水压力边界之设计、制造、安装及测试，应确保发生下列状况之机率降至最低： 一、异常泄漏。 二、失效情形快速恶化。 三、大规模破裂。 第 13 条 反应器冷却水系统与其相关辅助系统、控制系统及保护系统之设计，应有足够之安全余裕，确保于正常运转及可预见运转事件下，符合反应器冷却水压力边界之设计要求。 第 14 条 核子设施应设置反应器围阻体及其辅助系统，防止放射性物质不经控制外释至环境，并能确保于假想意外事故下，符合围阻体之设计要求。 第 15 条 核子设施应设置厂内电力系统及厂外电力系统，确保结构、系统及组件足以发挥功能。每套电力系统应具备足够容量及功能，确保下列事项： 一、于可预见运转事件下，符合核子燃料设计限值及反应器冷却水压力边界之设计要求。 二、于假想意外事故下，维持炉心冷却、围阻体完整性及其他重要安全功能。 厂内电力供应系统 (包括蓄电池) 及输配电系统，应有足够之独立性、多重性及可测试性，确保于单一失效情况下，仍能执行其安全功能。 厂外电力供应系统应有二串实体独立之回线，其设计及设置，应考量于正常运转、假想意外事故及环境状况下，同时发生故障之机率降至最低。 前项二回线可共用开关场。于丧失所有厂内交流电力及一回线失效之情况下，另一回线应能提供足够电力，确保符合核子燃料设计限值及反应器冷却水压力边界之设计要求。二回线中至少有一回线之设计，应于发生冷却水流失事故后能及时供应电力，确保维持炉心冷却、围阻体完整性及其他重要安全功能。 核能机组产生之电力、厂内或厂外电力供应系统之任一系统丧失电力时，应确保其余供电系统丧失电力之机率降至最低。 第 16 条 电力系统之设计，应能执行定期检验及测试，验证其功能正常。 前项之定期测试项目如下： 一、系统组件 (包括厂内电源、继电器、开关、汇流排等) 之功能及可用性。 二、系统整体之可用性，应于尽可能接近设计情况下，进行系统起动运转之全程操作 (包括相关保护系统之运转与厂内、厂外及核能机组间之电力切换) 。 第 17 条 核子设施控制室之设计，应能确保机组之安全运转，且于意外事故下可维持机组于安全状态。 控制室应有足够之辐射防护设计，确保于意外事故期间，控制室人员之有效等效剂量不超过五十毫西弗。 核子设施应于控制室外之适当地点另设置具有下列功能之设备： 一、将反应器即时热炉停机，并维持热炉停机之安全状态。 二、将反应器由热炉停机依序降温至冷炉停机。 第 18 条 保护系统之设计，应具有下列功能： 一、自动启动相关安全系统，确保于可预见运转事件下，符合核子燃料设计限值。 二、侦测意外事故状况与启动对安全重要之系统及组件。 第 19 条 保护系统之设计，应具有高度可靠性，且于运转中能执行其安全功能测试。 保护系统应有足够之多重性及独立性，确保下列事项： 一、不致因单一失效而丧失其保护功能。 二、停用任何组件或控道仍能符合多重性之最低需求。 保护系统应能于反应器运转中执行定期功能测试，并应能执行独立之个别控道测试，确认系统多重性及功能正常。 第 20 条 保护系统之设计，应能确保反应器正常运转、维护、测试、假想意外事故及天然灾害对其多重控道之影响，不致造成保护功能之丧失。 保护系统应尽可能采用功能多样性或组件设计及工作原理多样性等方式设计，防范保护功能丧失。 第 21 条 保护系统之设计，应能确保系统发生中断、丧失动力 (例如电力、仪用空气) 及遭遇恶劣环境 (例如极热或极冷、压力、蒸汽、水及辐射) 而造成系统失效时，具有失效趋向安全之特性，或失效状态经验证可被接受。 第 22 条 保护系统之设计，应与控制系统适当分离，确保于下列状况仍符合可靠性、多重性及独立性之要求： 一、任一控制系统之组件或控道失效。 二、保护系统及控制系统共用之任一组件或控道失效或停用。 保护系统及控制系统之相互连结应予限制，确保安全功能不受影响。 第 23 条 保护系统之设计，应能确保于发生意外抽出控制棒等反应度控制系统单一误动作时 (不包括控制棒射棒或掉棒) ，仍能符合核子燃料设计限值。 第 24 条 反应度控制系统应有二套独立且不同原理之设计，其中一套系统应使用控制棒。 控制棒系统应有控制反应度变化之功能，于设备故障 (例如控制棒卡住)时仍有适当之安全余裕，确保于正常运转及可预见运转事件时，仍能符合核子燃料设计限值。 另一套反应度控制系统应于反应器计划性或正常功率变动下 (包括氙毒燃耗) ，具有控制反应度变化率之功能，确保符合核子燃料设计限值。 其中一套反应度控制系统，应具有使反应器于冷炉状况下维持于次临界之能力。 第 25 条 反应度控制系统之设计，于假想意外事故且控制棒卡住情况下，配合紧急炉心冷却系统将中子吸收元素注入炉心，其联合控制能力应能控制反应度变化，确保维持炉心冷却。 第 26 条 反应度控制系统之设计，应就可能造成之反应度增加量及增加率予以适当限制，确保于假想反应度意外事故时，不致造成下列状况： 一、对反应器冷却水压力边界造成之损害超过局部降伏之限制条件。 二、对反应器炉心、炉心支撑结构及其他压力槽内部组件造成明显影响，致炉心冷却能力受显著损害。 前项假想反应度意外事故，应包括控制棒射棒、控制棒掉棒、蒸汽管路断裂、反应器冷却水温度与压力变化及冷水注入反应器炉心。 第 27 条 保护系统及反应度控制系统之设计，应确保于发生可预见运转事件时，发挥其安全功能。 第 28 条 反应器冷却水压力边界之组件，其设计、制造、安装及测试，应尽可能符合最高品质标准。 反应器冷却水系统应具有泄漏侦测装置，并应尽可能具有辨认泄漏位置之设计。 第 29 条 反应器冷却水压力边界之设计，应有足够之余裕，确保于运转、维护、测试及假想意外事故下，其组件材料所承受之应力仍于非脆性范围，并使破裂快速恶化之机率降至最低。 反应器冷却水压力边界之设计，应考虑于运转、维护、测试及假想意外事故下，工作温度及其他状况对组件材料之影响。 反应器冷却水压力边界之设计，应考虑材料性质、辐射对材料性质之影响、稳态应力、暂态应力、残留应力及缺陷尺寸等之不准度。 第 30 条 反应器冷却水压力边界组件之设计，应能对重要部位与特性执行定期检验及测试，评估其结构及压力边界之完整性。 反应器压力槽应有材料监测方案。 第 31 条 反应器冷却水补水系统之设计，应能防范冷却水压力边界发生小破口造成之损害。 反应器冷却水补水系统于下列状况下，应能确保符合核子燃料设计限值： 一、反应器冷却水压力边界泄漏。 二、小管路断裂。 三、冷却水压力边界之小组件破裂。 反应器冷却水补水系统之设计，应确保于仅有厂内或厂外电力系统时，利用反应器正常运转时之冷却水管路、泵及阀，仍能达成其安全功能。 第 32 条 余热移除系统之设计，应能将分裂产物之衰变热及其他余热从反应器炉心移除，且热移除率应能确保符合核子燃料设计限值及反应器冷却水压力边界设计要求。 余热移除系统之组件及设计，应具有适当之多重性与相互连接、泄漏侦测及隔离功能，确保于单一失效及仅有厂内或厂外电力系统时，仍能达成系统之安全功能。 第 33 条 紧急炉心冷却系统之设计，应能于发生冷却水流失事故时，将反应器炉心之热能移除，确保符合下列事项： 一、核子燃料及护套之损害程度，不影响反应器炉心之持续有效冷却。 二、护套金属与水之反应量少到可忽略程度。 紧急炉心冷却系统之组件及设计，应具有适当之多重性与相互连接、泄漏侦测、隔离及围阻功能，确保于单一失效及仅有厂内或厂外电力系统时，仍能达成系统之安全功能。 第 34 条 紧急炉心冷却系统之设计，应能对压力槽内之喷洒环、注水喷嘴及管路等重要组件执行定期检验，确保系统之功能及完整性。 第 35 条 紧急炉心冷却系统之设计，应能执行定期压力及功能测试，确保下列事项： 一、组件之结构及密封之完整性。 二、系统主动组件之功能及可用性。 三、系统整体之可用性，应于尽可能接近设计情况下，进行系统起动运转之全程操作 (包括相关保护系统之运转、正常与紧急电源之切换及相关冷却水系统之运转) 。 第 36 条 围阻体热移除系统之设计，应能于发生冷却水流失事故时，配合其他相关系统之运作，迅速降低围阻体内之压力及温度，并维持在可接受范围内。 围阻体热移除系统之组件及设计，应具有适当之多重性与相互连接、泄漏侦测、隔离及围阻功能，确保于单一失效及仅有厂内或厂外电力系统时，仍能达成系统之安全功能。 第 37 条 围阻体热移除系统之设计，应能对抑压池、集水池、喷洒管嘴及管路等重要组件执行定期检验，确保系统之功能及完整性。 第 38 条 围阻体热移除系统之设计，应能执行定期压力及功能测试，确保下列事项： 一、组件之结构及密封之完整性。 二、系统主动组件之功能及可用性。 三、系统整体之可用性，应于尽可能接近设计情况下，进行系统起动运转之全程操作 (包括相关保护系统之运转、正常与紧急电源之切换及相关冷却水系统之运转) 。 第 39 条 围阻体大气净化系统之设计，应能控制围阻体内分裂产物、氢气、氧气及其他物质之浓度，确保围阻体于假想意外事故下之完整性。 围阻体大气净化系统应能于发生假想意外事故时，配合其他相关系统之运作，降低外释至环境之分裂产物浓度及成分。 围阻体大气净化系统之组件及设计，应具有适当之多重性与相互连接、泄漏侦测、隔离及围阻功能，确保于单一失效及仅有厂内或厂外电力系统时，仍能达成系统之安全功能。 第 40 条 围阻体大气净化系统之设计，应能对过滤器、风管及管路等重要组件执行定期检验，确保系统之功能及完整性。 第 41 条 围阻体大气净化系统之设计，应能执行定期压力及功能测试，确保下列事项： 一、组件之结构及密封之完整性。 二、系统主动组件之功能及可用性。 三、系统整体之可用性，应于尽可能接近设计情况下，进行系统起动运转之全程操作 (包括相关保护系统之运转、正常与紧急电源之切换及相关系统之运转) 。 第 42 条 冷却水系统之设计，应能于正常运转及事故状况下，将结构、系统及组件之整体热负载移至最终热沉。 前项冷却水系统之组件及设计，应具有适当之多重性与相互连接、泄漏侦测及隔离功能，确保于单一失效及仅有厂内或厂外电力系统时，仍能达成系统之安全功能。 第 43 条 冷却水系统之设计，应能对热交换器及管路等重要组件执行定期检验，确保系统之功能及完整性。 第 44 条 冷却水系统之设计，应能执行定期压力及功能测试，确保下列事项： 一、组件之结构及密封之完整性。 二、系统主动组件之功能及可用性。 三、系统整体之可用性，应于尽可能接近设计情况下，进行反应器停机及冷却水流失事故之运转程序之全程操作 (包括相关保护系统之运转、正常与紧急电源之切换及相关冷却水系统之运转) 。 第 45 条 围阻体结构 (包括出入口、穿越孔及围阻体热移除系统) 之设计，应确保于任何冷却水流失事故状况下，其泄漏率仍可符合设计限值并有足够余裕。 前项余裕之设计，应考虑下列事项： 一、于决定围阻体尖峰状况时，未予考虑之潜在性热源效应 (例如蒸汽产生器中之能量及紧急炉心冷却系统功能劣化所造成之锆与水反应及其他化学反应所产生之能量) 。 二、界定冷却水流失事故现象与围阻体反应之经验及实验数据之有限性。 三、计算模式及使用参数之保守度。 第 46 条 围阻体压力边界之设计，应有足够之余裕，确保于运转、维护、测试及假想意外事故下，其肥粒铁无脆化现象，并使破裂快速恶化之机率降至最低。 围阻体压力边界之设计，应考虑于运转、维护、测试及假想意外事故下，工作温度及其他状况对组件材料之影响。 围阻体压力边界之设计，应考虑材料性质、稳态应力、暂态应力、残余应力及缺陷尺寸等之不准度。 第 47 条 围阻体及其相关设备之设计，应能于围阻体设计压力下，执行定期整体泄漏率测试。 第 48 条 围阻体之设计，应能执行下列事项： 一、重要区域之定期检验 (例如穿越孔) 。 二、侦测方案。 三、于设计压力下，定期测试有弹性密封及延展伸缩管之穿越孔密封性。 第 49 条 穿越一次围阻体之管路系统，应具备泄漏侦测、隔离及围阻之功能，且其功能应具备多重性、可靠性及管路系统隔离之能力。 前项管路系统之设计，应能定期测试隔离阀及相关装置之可用性，并能测定隔离阀之泄漏率。 第 50 条 穿越一次围阻体且属于反应器冷却水压力边界之每一管路，应依下列规定之一设置围阻体隔离阀： 一、围阻体内侧及外侧各设置一闭锁隔离阀。 二、围阻体内侧设置一自动隔离阀，围阻体外侧设置一闭锁隔离阀。 三、围阻体内侧设置一闭锁隔离阀，围阻体外侧设置一自动隔离阀 (逆止阀不得作为围阻体外侧自动隔离阀) 。 四、围阻体内侧及外侧各设置一自动隔离阀 (逆止阀不得作为围阻体外侧自动隔离阀) 。 设置于围阻体外侧之隔离阀，其位置应尽可能靠近围阻体。自动隔离阀失去动力时，应停留于较具安全之阀位。 对于穿越一次围阻体压力边界之特定小管路 (例如仪用管路) ，可采其他方式佐证其安全性，不受第一项之限制。 第 51 条 穿越一次围阻体且直接连接围阻体大气之每一管路，其围阻体隔离阀之设置，应依前条规定办理。 第 52 条 穿越一次围阻体而不属于前二条之管路，应依下列规定之一设置围阻体隔离阀： 一、设置自动或闭锁隔离阀，或可以遥控操作之隔离阀 (逆止阀不得作为自动隔离阀) 。 二、隔离阀应设置于围阻体外侧，并尽可能靠近围阻体。 第 53 条 核子设施应有控制放射性气体与液体外释及处理放射性固体废弃物之设计，确保于正常运转及可预见运转事件下，符合核子反应器气体及液体排放之辐射剂量限值。 放射性气体及液体处理系统之设计，应有足够之滞留能力。 第 54 条 核子燃料贮存、吊运与放射性废弃物及其他含有放射性物质系统之设计，应符合下列规定，确保于正常运转及假想意外事故下有适当之安全性： 一、能对安全重要之组件执行定期检验及测试。 二、适当之辐射防护屏蔽。 三、适当之围阻、包封及过滤功能。 四、可靠且可测试之衰变热及其他余热之移除能力。 五、于假想意外事故下，核子燃料贮存之冷却水不会大量减少。 第 55 条 核子设施应设置实体系统或执行作业流程管制，并尽可能采取安全之空间配置方式，防止核子燃料贮存及吊运时发生临界现象。 第 56 条 核子燃料贮存与放射性废弃物系统及其相关吊运之区域，应有适当之系统以执行下列功能： 一、侦测辐射强度及侦测可能导致热移除功能丧失之情况。 二、启动适当之安全设备。 第 57 条 核子设施于正常运转、可预见运转事件及假想意外事故下，应能监测下列项目之放射性强度： 一、围阻体大气。 二、冷却水流失事故之液体再循环设备之设置区域。 三、放射性物质外释之途径。 四、厂区环境。 第 58 条 核子设施之设计，经营者得检具安全评估资料报请主管机关审核同意后，不适用本准则之相关规定。 第 59 条 本准则自发布日施行。