【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4页 核子反应器设施安全设计准则
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[接上页] 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。 |
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