【法规名称】
【颁布时间】 2005-12-28
【效力属性】 有效
【法规编号】 34444 什么是编号？
【正 文】
核子反应器设施安全设计准则
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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) 。 |
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