【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】
第2页 核子反应器设施安全设计准则
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[接上页] 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。 |
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