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法規內容

法規名稱: 用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告審查導則
公發布日: 民國 108 年 01 月 18 日
發文字號: 會物字第10800005551號 令
法規體系: 放射性物料
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一、綜合概述
(一)概論
  1.緣由及目的
    經營者必須明確說明申請設置此乾式貯存設施之必要性與目的,規劃
    貯存用過核子燃料的來源、類型、冷卻期、數量及貯存護箱的數量,
    貯存護箱的原始核准國家、型號與名稱。
  2.專有名詞
    安全分析報告所使用之專有名詞必須在章節中定義,專有名詞的定義
    可使用政府機關所頒訂之專有名詞或自行編譯。自行編譯之專有名詞
    ,須明確定義並加註原文,以利對照。對於專有名詞的翻譯與定義,
    應符合國內各專業領域的共通用法。若使用專有名詞的英文縮寫,必
    須在報告內文第一次出現時定義並加註英文全文。
  3.引用之法規、工業標準及技術規範
    按安全分析報告章節次序詳列撰寫報告時所引用的法規、工業標準及
    技術規範,並於報告內文第一次引用處以上標顯示序號,以利審查比
    對。前述法規、工業標準及技術規範之引用規定如下:
   (1)撰寫報告時所採用之各種資料,其調查、分析及評估之方法,凡於
      現行法規中有規定者,應從其規定。
   (2)按報告章節次序詳列撰寫報告時所引用的國內外法規、工業標準及
      技術規範,並註明其名稱、公 (發) 布單位、日期及版次。
  4.參考文獻
    除法規、工業標準及技術規範以外之其他參考文獻,亦應比照前款之
    方式條列。
(二)設施綜合概述
  1.位置
    描述設施所在之地點,並以適當比例之地圖說明,圖上需標示比例尺
    、區域名稱等。
  2.貯存系統概述及使用限制條件
    描述該系統之貯存護箱及吊卸運搬機具設備等。說明貯存護箱可裝填
    用過核子燃料之類別、數量、特性、設施所能貯存用過核子燃料最大
    容量、貯存護箱吊升高度限制、表面最大劑量率限值、貯存護箱之頂
    部空氣出口或表面溫度限值及護箱內有效中子增殖因數(effective
    neutron multiplication factor,keff)之最大限值等。
  3.使用年限
    說明設施之設計使用年限及其作業時程規劃。
  4.作業程序
    簡述用過核子燃料吊卸裝填、運搬、接收、貯存及再取出等作業程序
    ,並檢附重要之操作流程圖。
  5.設施配置
    敘述設施配置,包括設施基座、地上建築物、貯存護箱排列方式及保
    安系統等,並使用適當之比例尺繪製設施平面配置圖,標示比例尺、
    方位、區域名稱及設備名稱,並提供必要的工程圖或數位立體模型與
    資料庫等,做為輔助說明。
二、場址之特性描述
(一)地形與地貌
    應提出適當比例尺之地形圖、航照與遙測影像,標明並詳實說明場界
    範圍與附近重要地理特徵,並能提供設施所在地區之道路、周圍河川
    、鄉鎮、山脈、湖泊及海岸線資料。
(二)地質及地震
  1.應檢附區域地質圖、場址地質圖、地質剖面圖及斷層分布圖,並說明
    地層分布與岩層位態、斷層分布與特性、場址地層分布與地質特性、
    火山分布與特性、地震分析與特性,以及坡地災害分佈與特性等。
  2.應檢附並說明地質鑽探資料、地層單元、岩石及土壤分類、地層柱狀
    圖、物理及化學參數試驗結果,並提出場址設計所需參數與分佈。
  3.應評估並說明場址土壤/岩層承載力,非岩層之場址必須評估土壤液
    化潛勢。
  4.場址附近有邊坡或水道者,應說明順向坡、山崩、地滑與土石流等坡
    地災害現況與水土保持設施概況。
  5.設施耐震設計基準應採機率式地震危害度分析(Probabilistic
    Seismic Hazard Analysis, PSHA)之評估方法,並說明如何決定地動
    反應譜(Ground Motion Response Spectrum,GMRS);評估地震危害度
    並檢附場址臨近區域適當比例尺之地震記錄圖,並列出可能曾經影響
    場址之歷史地震事件紀錄,包括發生時間、震央、地震規模、地震加
    速度及災害等;場址十公里範圍內有活斷層分布者,應說明斷層特性
    並進行地震潛勢評估。
  6.場址十公里範圍內有火山分布者,應說明火山分布範圍與特性,並分
    析火山活動對設施可能之影響。
(三)水文
  1.應說明場址所在地區水文特性資料,包括地表水文特性、地下水文、
    附近居民飲用水源及海岸環境特性基本資料及其對設施可能的影響。
    地表水文特性應包括百年洪水平原分布、最大洪水量、水道等;地下
    水文特性應包括受壓含水層分布、地下水位監測資料、地下水位高程
    分布、地下水流向及流速等。
  2.場址臨近河道或位於百年洪水平原者,應分析附近河道最大洪峰流量
    分析,提出場址洪水設計基準及水道防洪設計基準,並說明極端氣候
    變遷可能影響及因應措施。
  3.場址臨近海岸者,應說明潮汐特性、海嘯、風暴潮及近岸地形效應等
    海岸環境特性基本資料,並進行海嘯侵襲之可能性分析,內容須包括
    歷史海嘯分析、海嘯發生機制、海嘯高程及影響範圍評估,及說明其
    對設施可能的影響。
  4.環境輻射背景值調查及劑量評估中有關水文參數之取得,應符合「環
    境輻射監測規範」要求。
(四)氣象
  1.應檢附並說明場址所在地區三年以上之氣象資料,包括氣溫、平均相
    對濕度、降雨量及強度、風速、風向、降雨日數、颱風與氣壓等資料
    ,及其對設施可能的影響,並說明極端氣候變遷可能影響及因應措施
    。
  2.應提出場址所在地區近年空氣品質資料,包括粒狀汙染物、二氧化硫
    、氮氧化物、一氧化碳及氯離子濃度等,並參照相關環境影響評估內
    容,說明背景空氣品質調查分析結果及其對設施可能的影響。
  3.環境輻射背景值調查及劑量評估中有關氣象參數之取得,應符合「環
    境輻射監測規範」要求。
(五)周圍人口、交通及臨近設施概況
  1.應檢附並說明場址附近近十年之人口組成、分布狀況、生活型態變化
    及交通;並說明關鍵群體所在地點、生活或活動特性等人文資料及其
    對設施可能的影響。
  2.應說明設施臨近區域之工業、運輸、軍事以及核能設施概況,並分析
    該設施可能造成之化學、爆炸及火災等危害,且說明相關消防及救援
    措施。
  3.環境輻射背景值調查及劑量評估中有關人文參數之取得,應符合「環
    境輻射監測規範」要求。
(六)場址特性參數佐證文件
    場址特性調查結果,應提供並說明設施設計基準與評估所需之場址特
    性參數,並檢附明確充分之佐證資料及相關專業技師簽證文件。
三、設施之設計基準
(一)貯存護箱設計
  1.用過核子燃料特性包括燃料長度、寬度、重量、型號與鈾重量、燃料
    初始濃縮度、燃耗、冷卻時間、衰變熱、燃料完整性、有效堆疊密度
    、護套材料與厚度、燃料丸直徑、燃料棒之陣列型式及數目、水棒及
    非燃料組件等,並應建置燃料特性資料庫。
  2.受損用過核子燃料之貯存設計,參照美國核能管制委員會(Nuclear
    Regulatory Commission,以下簡稱NRC)出版之內部審查導則第一項
    (Interim Staff Guidance-1,ISG-1):用過核子燃料貯存及運送受損
    燃料狀況分類之規定,進行分類列表,並說明燃料受損情形。受損或
    無法正常吊運之燃料,須裝載於金屬內罐,金屬內罐設計能有效包封
    燃料顆粒或碎片,滿足排水、真空乾燥、氦氣回填操作需求,並符合
    再取出需求。
  3.高燃耗燃料(燃料束平均燃耗大於45 GWD/MTU)之貯存設計,已充分考
    量因氧化層或氫化鋯導致燃料護套管壁機械強度降低,並評估其對燃
    料護套完整性的影響,確保貯存期間燃料結構完整性。
  4.貯存護箱在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下之設計
    基準合理保守,已充分考量設施之場址條件、結構體及作業特性,並
    能維持結構、熱傳、屏蔽、次臨界及密封功能,且符合相關法規、工
    業標準及技術規範之要求。
  5.貯存護箱已考量耐熱性、耐久性、抗腐蝕劣化及耐磨損等,並採必要
    的設計或措施。
  6.貯存護箱設計應採經原廠國家核能安全主管機關核准者,並檢附原廠
    家向該國核能安全主管機關提出申請、審查及核准文件影本,並表列
    說明因應國內場址特性之各項設計變更。
  7.貯存護箱涉及重要安全操作(critical to safe operation)之結構、
    系統與組件設計變更者,或貯存超過原核准用過核子燃料條件者,應
    檢附原設計廠家向該國核能安全主管機關提出申請、審查及核准文件
    影本。
(二)構造安全設計
  1.乾式貯存設施位於核能電廠場址內者,設施基座及貯存護箱之耐震設
    計,應參照反應器廠房耐震設計基準(Design Basis Earthquake,DBE)
    設計。該設施遮蔽用地上建築物,除配合貯存護箱之設計性能要求外
    ,至少需依照內政部「建築物耐震設計規範及解說」進行結構設計。
  2.乾式貯存設施位於核能電廠場址外者,設施基座及貯存護箱之耐震設
    計基準,應參照核子反應器廠房耐震設計基準之評估方式辦理。該設
    施遮蔽用地上建築物之耐震設計基準,應參照內政部「建築物耐震設
    計規範及解說」或依其評估方式辦理。
  3.貯存護箱之耐震設計,在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害
    事件下,應維持用過核子燃料結構完整性,貯存護箱不得有傾倒或放
    射性物質外釋之情形。
  4.乾式貯存設施應充分考量採重現期距兩百年頻率洪水位,並合理考量
    出水高,以及採必要的防洪設計或相關措施。
  5.乾式貯存設施臨近海岸者,應充分考量海嘯可能衝擊,並採必要的防
    海嘯設計或相關管制措施。
  6.乾式貯存設施之建築設計、土木設計、結構設計、防洪及排水之設計
    、消防系統設計,以及設施結構物耐熱性、耐久性、抗腐蝕性及耐磨
    損性等,應充分考量貯存設施場址、結構體及作業等特性,在正常運
    作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,不影響貯存護箱之結構
    、熱傳、屏蔽、次臨界及密封功能,並符合相關法規、工業標準及技
    術規範之要求。
(三)輔助系統及設備之設計
  1.貯存護箱吊卸傳送系統、真空乾燥及惰性氣體充填系統、放射性廢棄
    物處理系統及抗腐蝕等設計或相關措施合理保守,並符合相關法規、
    工業標準及技術規範之要求,且能提供作業人員安全防護。
  2.乾式貯存設施再取出單元之設計,應充分考量設施場址、結構體及作
    業等特性,在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,能
    維持再取出單元之結構、熱傳、屏蔽、次臨界功能,並符合相關法規
    、工業標準及技術規範之要求。
  3.乾式貯存設施位於核能電廠場址內者,輔助系統與該廠內原系統相連
    結時,應評估其對核子反應器設施既有之結構、系統、組件及運轉安
    全之影響,必要時應提出具體的運轉、維護或作業管制措施。
(四)公用系統及設備之設計
  1.通訊、電力、供水、供氣、照明、一般廢棄物處理、通風及排氣等系
    統之設計合理保守,並符合相關法規、工業標準及技術規範之要求,
    且能適當提供作業人員安全防護。
  2.乾式貯存設施位於核能電廠場址內者,公用系統與該廠內原系統相連
    結時,應評估其對核子反應器設施既有之結構、系統、組件及運轉安
    全之影響,必要時應提出具體的運轉、維護或作業管制措施。
(五)設施各結構、系統及組件之分類
    設施所有結構、系統及組件的分類,應參照NRC出版之用過核子燃料
    運送包件及乾式貯存系統安全相關分類技術規範(NUREG/CR-6407)之
    規定,依其安全重要性及品質進行分級,如 A、B、C類或NQ類。
(六)輻射安全設計
  1.乾式貯存設施對廠(場)界外一般人所造成之個人年有效劑量,不得超
    過「放射性廢棄物處理貯存及其設施安全管理規則」規定之0.25mSv
    (毫西弗)。
  2.乾式貯存設施位於核能電廠場址內者,廠?所有設施對廠(場)界外一
    般人所造成之個人年有效劑量,不得超過「核能電廠環境輻射劑量設
    計規範」規定之0.5mSv。
  3.乾式貯存設施環境影響評估有承諾設計限值且低於法規限值規定時,
    應符合其承諾之設計限值。
  4.乾式貯存設施意外事故之輻射曝露情節與途徑,廠(場)界外一般人全
    身所接受的有效劑量不得超過50mSv。
(七)作業安全設計
  1.用過核子燃料之吊卸裝填、運搬、接收、貯存及再取出作業安全設計
    ,已充分考量設施場址、結構物及作業特性且合理保守,並能涵蓋乾
    式貯存設施營運期間,在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害
    事件下,不影響貯存護箱之結構、熱傳、屏蔽、次臨界及密封功能,
    並符合相關法規、工業標準及技術規範之要求。
  2.乾式貯存設施配置圖描述各重要作業區域之安全設計,包括該作業區
    之照明設備、通風排氣系統、監視系統、吊卸運搬機具設備等,應符
    合法規、工業標準及技術規範之有關規定。
  3.在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,各項相關作業
    對核子反應器設施既有結構、系統、組件及運轉安全之影響已進行評
    估,並提出必要的運轉、維護或作業管制措施。
(八)異常狀況、意外事故及自然災害之預防及應變設計
    用過核子燃料之吊卸裝填、運搬、接收、貯存及再取出作業,應考量
    分析在異常狀況、意外事故及自然災害事件下之影響,並採取預防之
    設計或相關措施,以防範及抑低其危害。
(九)設施之建造
  1.施工特性應詳實並以圖面說明施工階段及施工範圍等規劃,並包括所
    適用之法規、工業標準及技術規範。
  2.施工計畫應詳實並以圖面說明各項施工項目、時程及管理方法等,乾
    式貯存設施位於核子反應器設施場址內者,應考量施工期間對核子反
    應器設施既有結構、系統、組件及運轉安全之影響,並提出對應的施
    工管理措施。
(十)設計基準之檢核分析及評估佐證文件
    設施各項設計基準應以「放射性廢棄物處理貯存及其設施安全管理規
    則」及其他有關法規、工業標準及技術規範進行符合性檢核分析,並
    檢附明確充分之佐證資料、相關專業技師簽證文件或經第三方公正機
    關(構)平行驗證資料,以確認符合安全要求。
四、設施之行政管理、作業管理及人員訓練計畫
(一)行政管理
  1.設施各階段之組織架構、編組、功能、責任與權限,包括與承包商及
    承製廠商間之分工應明確合理。
  2.行政管理包括建造、試運轉、運轉及除役等階段,並應明確分工,管
    理及作業單位應具有相關專業經驗及技術能力。
  3.作業人員編制:說明設施各階段作業人員編制、權責及資格,包括編
    制員額、職稱、作業班次與人數。作業負責人員及稽核人員之權責與
    資格等,並說明設施各階段作業專業持照人員之選任及資格等應詳實
    說明,並合理可以接受。
(二)作業管理
  1.作業程序:說明設施各階段作業程序,包括設備製造、維護保養、輻
    防、工安及品保等作業程序應明確詳實。
  2.審核與稽查:說明設施各階段作業程序之審核與稽查,包括作業程序
    變更之審查,審核與稽查文件之管理等應明確合理。
  3.作業管理包括建造、試運轉、運轉及除役等階段之作業程序,並應建
    立審核及與稽核制度。
(三)人員訓練計畫
  1.依設施作業階段及特性,應提出作業人員訓練計畫,至少需包括下列
    項目之課程內容、時程及授課人員資格,訓練成效評估或資格檢定等
    :
   (1)設施及貯存系統之設計。
   (2)核工原理、輻射防護(含合理抑低)及輻射度量。
   (3)貯存護箱之驗收要求,包含中子吸收材料之品質保證認證。
   (4)起重機與索具操作要求。
   (5)裝填前準備作業,包括燃料與貯存護箱之檢查及測試,與裝填作業
      。
   (6)密封作業,包括銲接、洩漏測試、排水、真空乾燥及氦氣充填等。
   (7)運搬輔助機具之操作、接收貯存及監測作業。
   (8)設施之保安與通訊系統。
   (9)異常狀況與意外事故之應變及改正措施。
   (10)其他特殊作業項目。
2.人員訓練計畫包括建造、試運轉、運轉及除役等階段,作業人員編制、
  專業持照人員及訓練合理可以接受。
五、設施運轉計畫
(一)運轉作業程序
  1.吊卸裝填
   (1)應說明欲裝填之用過核子燃料完整性檢測方法與判定標準及裝填前
      後之燃料束識別確認程序。
   (2)應詳細說明貯存護箱入池前檢查作業及入出池吊卸操作程序;上蓋
      銲接過程中須監控氫氣濃度,並可適當排除或降低貯存護箱內氫氣
      濃度。
   (3)應說明貯存護箱真空乾燥、充填氦氣及密封銲接之作業程序、測試
      程序及接受標準。
   (4)應進行現有廠房樓板結構評估及說明燃料廠房內作業防震措施。
  2.運搬
   (1)應說明運搬作業規劃,各項作業包括貯存護箱與運搬輔助機具之檢
      查、裝載、除污及吊卸操作等程序,作業程序書應於申請試運轉作
      業前完成留存備查,經要求者應提報備查。
   (2)應說明執行上述作業時維持熱移除能力、次臨界與輻射防護之措施
      。說明運搬規劃路線、地下埋設物種類、埋設深度,以及運搬方法
      、人員及車輛之污染管制措施等,作業程序書應於申請試運轉作業
      前完成留存備查,經要求者應提報備查。
   (3)運搬之意外事故分析應於「結構評估」與「異常狀況、意外事故及
      自然災害事件之安全評估」中詳細說明。
  3.接收及貯存
    應說明貯存護箱接收、貯存及再取出作業規劃,作業程序書應於申請
    試運轉作業前完成留存備查,經要求者應提報備查。
  4.作業流程
    應以流程圖標示操作順序及控制方法,重要步驟需說明預防事故之措
    施,並註明相關系統及設備之操作特性與限制條件。
(二)貯存檢視作業
    應說明設施輻射劑量監測、貯存護箱溫度與密封監測及例行檢視作業
    規劃,作業程序書應於申請試運轉作業前完成留存備查,經要求者應
    提報備查。
(三)輔助系統及設備之運轉
    應針對輔助系統及其設備,進行操作規劃說明,包括貯存護箱燃料裝
    載、密封及反應器廠房內外傳送作業之設備與系統,如傳送護箱吊軛
    、遙控或自動銲接機、現場銲接用屏蔽板、排水與吹洩系統、氫氣偵
    測系統、真空乾燥系統、水壓測試系統、氦氣測漏系統、護箱防傾倒
    設備等,作業程序書應於申請試運轉作業前完成留存備查,經要求者
    應提報備查。
(四)公用系統及設備之運轉
    應針對公用系統及其設備,進行操作規劃說明,包括通訊、監視、監
    測、防止入侵、電力、供水、供氣、照明、一般廢棄物處理、通風與
    排氣,以及接地等,作業程序書應於申請試運轉作業前完成留存備查
    ,經要求者應提報備查。
(五)設施各項系統及設備之維護保養
    應說明設施各項系統重要組件及設備維護保養計畫,其至少應包括貯
    存系統、輔助系統及公用系統:
  1.各項系統及設備之保養計畫應訂定保養周期,作業程序書應於申請試
    運轉作業前完成留存備查,經要求者應提報備查。
  2.密封系統為不鏽鋼密封鋼筒者,設施經營者需考量環境氯鹽可能引發
    鋼材應力腐蝕劣化疑慮,並為強化用過核子燃料乾式貯存設施的營運
    安全,應提「用過核子燃料乾式貯存設施維護與監測計畫」,併同運
    轉執照申請文件送審。
(六)設施材料評估及接受測試
  1.應說明貯存護箱及與安全有關重要組件之材料選擇、特性及其適用的
    法規、工業標準或材料證明文件。
  2.應說明各項有關非破壞性檢測,以及結構、壓力、洩漏、材料測試等
    測試結果及合格標準。
六、臨界安全評估
(一)臨界設計準則
  1.應詳列設計分析適用之法規、工業標準及技術規範。
  2.說明貯存護箱在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,
    用過核子燃料之吊卸裝填、運搬、接收、貯存等作業均能維持次臨界
    狀態之安全設計要求。
  3.貯存護箱之有效中子增殖因數(keff),偏差與不確定性亦需納入考量
    ,在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,於百分之九
    十五的信賴區間範圍內,不得超過○.九五。
  4.臨界安全設計應使用永久固定的固體中子吸收材料(中子毒物),並確
    認中子吸收材料於護箱使用期限內均可維持應有功能。
(二)用過核子燃料特性
  1.用過核子燃料特性包括燃料長度、寬度、重量、型號與鈾重量、燃料
    初始濃縮度、燃耗、冷卻時間、衰變熱、燃料完整性、有效堆疊密度
    、護套材料與厚度、燃料丸直徑、燃料棒之陣列型式及數目、水棒及
    非燃料組件等,並應建置燃料特性資料庫。
  2.不採計燃耗額度(Burnup credit)為原則,以達保守結果。
(三)臨界計算
  1.貯存護箱之有效中子增殖因數(keff),偏差與不確定性亦需納入考量
    ,在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,於百分之九
    十五的信賴區間範圍內,不得超過○.九五。決定之設計基準燃料組
    件應為反應度最大者。
  2.燃料平均濃縮度參數計算時所使用之均化方式,應證明可使臨界分析
    計算得到保守結果。使用之燃料密度數值應能涵蓋且足夠保守。
  3.中子吸收材料密度應以標準面積密度之百分之七十五為原則,提供相
    關材料測試證明者,得以測試值為準,但以百分之九十為上限。
  4.不採計非燃料組件及可燃中子毒物之效應。
  5.計算模式應考量貯存護箱各項製造公差及燃料束置放偏移導致的最大
    反應度,並評估貯存護箱在注滿水、液態與氣態水混雜的緩速條件下
    ,仍能維持次臨界。
  6.臨界安全設計使用的固體中子吸收材料,須以實測或分析方式證明其
    中子吸收能力,於貯存期間將固定於提籃相對位置,不會變形且持續
    有效,並須說明其品質保證措施。
  7.臨界分析所使用之計算機程式及截面數據應廣為學術界及工業界使用
    。使用者應證明以往類似系統的實績,並證明計算模式所得結果足夠
    保守,並可涵蓋所有可能情形。
(四)臨界基準驗證
    充分說明以標準臨界實驗對臨界分析程式進行驗證,以確認幾何布置
    與選用的中子截面庫。
(五)臨界安全評估計算書需留存備查,並經第三方公正機關(構)平行驗證
    ,評估結果與設計基準及法規限值,需經經營者自行檢核,並確認其
    保守性。計算書及平行驗證報告經要求者應提報備查。
七、結構評估
(一)貯存護箱在正常運作之載重組合下,符合美國機械工程師協會
    (American Society of Mechanical Engineers, 簡稱ASME)出版之鍋
    爐及壓力容器規範(Boiler and Pressure Vessel Code,簡稱 BPVC)
    或其他同等級核能工業標準與規範、建築法、建築技術規則等法規,
    並具有足夠之安全餘裕。
(二)貯存護箱在各種異常狀況、意外事故及自然災害事件下,可維持結構
    完整性,無破損洩漏放射性物質之虞。
(三)貯存護箱在各種正常運作、異常狀況或意外事故下之承載應力應符合
    美國國家標準協會(American National Standards Institute, 以下
    簡稱ANSI)出版之放射性物質:特殊重件容器吊升裝置(重量大於一萬
    磅(四千五百公斤))(ANSI N14.6)及NRC出版之核能電廠內重負載控
    制:A-36通用技術解決方案(NUREG-0612)或其他同等級核能工業標準
    與規範對於吊舉的特別要求,並具有足夠之安全餘裕。
(四)乾式貯存設施位於核能電廠場址內者,其設施耐震評估應採用與核能
    電廠終期安全分析報告一致之設計基準地震值。
(五)乾式貯存設施位於核能電廠場址外者,其設施基座及貯存護箱之耐震
    設計基準,應參照核子反應器廠房耐震設計基準之評估方式辦理。
(六)經營者應說明結構評估相關材料特性,並確認防蝕餘裕。
(七)結構評估計算書需留存備查,並經第三方公正機關(構)平行驗證,評
    估結果與設計基準及法規限值,需經經營者自行檢核,並確認其保守
    性。計算書及平行驗證報告經要求者應提報備查。
八、熱傳評估
(一)衰變熱移除系統
    應詳述衰變熱移除系統與移除衰變熱的機制。
(二)材料溫度限值與熱傳性質
  1.燃料棒護套最高溫度於正常貯存及短期裝填操作狀況下,均不得超過
    400℃。
  2.在系統發生異常或事故之狀況下,燃料棒護套最高溫度不得超過570
    ℃。
  3.衰變熱移除途徑上之相關元件材料與其熱傳性質之相關資料應詳細,
    且該資料源自可接受之參考文獻或已經過驗證。
(三)熱傳負載及周遭環境狀況
  1.用過核子燃料之衰變熱,應為實際考量燃耗和冷卻時間等條件下之計
    算結果。
  2.日照量之相關資料應源自可接受之參考文獻,並符合實際場址之條件
    。
  3.周圍溫度應為歷年來每年最高日平均溫度之平均值。
(四)分析方式、模型及計算
  1.熱流分析程式及模式應能適用於該貯存系統。
  2.正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,密封系統內部壓
    力計算所使用之假設應合理且保守。
  3.分析模型應執行網格靈敏度測試,並反應網格設計所致之分析誤差,
    以確認使用之網格設計合理保守。
  4.燃料裝填與傳送、正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下
    ,熱傳分析所使用之案例規劃及其假設與邊界條件應合理且保守。
(五)熱傳評估結果
  1.燃料裝填與傳送、正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下
    ,各主要安全功能之結構、系統與組件之溫度評估結果,於加計分析
    不準度後須符合該材料之溫度限值。
  2.貯存護箱在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下,假設
    燃料棒破損程度分別為百分之一、百分之十及百分之一百,並假設百
    分之三十分裂氣體及百分之一百燃料棒回充氦氣自破損燃料棒中釋出
    時,密封系統內部壓力分析結果皆應小於設計時訂定之壓力限值。
(六)熱傳分析程式應進行驗證,以確保熱傳分析模式的可靠度。
(七)熱傳評估計算書需留存備查,並經第三方公正機關(構)平行驗證,評
    估結果與設計基準及法規限值,需經經營者自行檢核,並確認其保守
    性。計算書及平行驗證報告經要求者應提報備查。
九、輻射屏蔽評估
(一)輻射屏蔽設計基準符合法規要求且合理保守,並能提供適當之輻射防
    護。
(二)輻射源種類與性質,包括燃料束型態、燃耗度、冷卻時間、加馬與中
    子射源、軸向燃耗與射源剖面等資料詳細正確,評估條件合理保守,
    且能涵蓋全部貯存的用過核子燃料。
(三)貯存護箱及運送作業屏蔽之計算模型(幾何、材料、射源與偵檢器設
    定等)詳實並合理保守,分析程式經確認及必要之驗證。
(四)貯存護箱表面劑量率、空氣進出口表面劑量率、及廠界劑量率評估,
    符合設計基準或法規劑量限值要求。
(五)吊卸裝填、密封及檢測作業、運搬、接收及貯存各階段作業的主要工
    作曝露情節及途徑,經評估分析並採行必要的合理抑低措施,工作人
    員的職業曝露劑量,除特別曝露外,須符合下列年劑量限值:
  1.每連續五年週期之有效劑量不得超過100mSv,且任何單一年內之有效
    劑量不得超過50mSv。
  2.眼球水晶體之等價劑量於一年內不得超過150mSv;皮膚或四肢之等價
    劑量於一年內不得超過500mSv。
(六)乾式貯存設施運轉期間,依據關鍵核種所造成的直接與間接輻射貢獻
    ,以及關鍵群體所在地點、生活或活動特性,評估分析以確認公眾個
    人劑量符合法規限值:
  1.乾式貯存設施對廠(場)界外一般人所造成之個人年有效劑量,不得超
    過「放射性廢棄物處理貯存及其設施安全管理規則」規定之0.25mSv。
  2.乾式貯存設施位於核能電廠場址內者,廠內所有設施對廠(場)界外一
    般人所造成之個人年有效劑量,不得超過「核能電廠環境輻射劑量設
    計規範」規定之0.5mSv。
(七)意外事故之輻射曝露情節與途徑之劑量限值,應參照美國聯邦法規第
    10篇第72部第106(b)條文規定(10CFR72.106(b)),對廠(場)界外一般
    人所造成之有效劑量不得超過50mSv。
(八)異常狀況之輻射曝露情節與途徑之劑量限值,應參照10CFR72.104(a)
    ,對廠(場)界外一般人所造成之年有效劑量不得超過0.25mSv。
(九)輻射屏蔽評估計算書需留存備查,並經第三方公正機關(構)平行驗證
    ,評估結果與設計基準及法規限值,需經經營者自行檢核,並確認其
    保守性。計算書及平行驗證報告經要求者應提報備查。
十、密封安全評估
(一)安全分析報告內容所提密封系統與一般說明,其設計圖與列表均須足
    夠詳細,且充分足夠使審查人員了解其穿孔、銲接及密封等相關作業
    。
(二)貯存護箱之密封系統主要組件,包括密封容器外殼、底板、以及上蓋
    之設計與分析文件、法規、工業標準、技術規範及作業?明其符合
    ASME BPVC或其他同等級核能工業標準與規範之規定。
(三)密封系統外殼軸向及周向銲道應執行X射線照相檢測(X-Ray Testing,
    RT)及液滲檢測(Penetrant Testing,PT) 或其他同等級核能工業標準
    與規範之檢測方法。
(四)密封系統外殼與底板銲接結合部分應執行超音波檢測(Ultrasonic
    Testing,UT)及液滲檢測(PT)或其他同等級核能工業標準與規範之檢
    測方法。
(五)密封系統外殼製造完成後,應符合ASME BPVC Section III NB-6000
    或NC-6000或其他同等級核能工業標準與規範之壓力測試要求。
(六)密封系統的滲漏測試須滿足ANSI N14.5或其他同等級核能工業標準與
    規範要求。
(七)經營者應提出在正常運作、異常狀況、意外事故及自然災害事件下之
    分析結果,及其可能產生之劑量須符合法規要求。
(八)機械密封應具主動性監視設備以偵查組件功能。
(九)密封系統應以被動保護方法防止用過核子燃料劣化;被動保護方法包
    括但不限於乾燥、抽真空、填充惰性氣體等。
(十)設施密封安全評估計算書需留存備查,並經第三方公正機關(構)平行
    驗證,評估結果與設計基準及法規限值,需經經營者自行檢核,並確
    認其保守性。計算書及平行驗證報告經要求者應提報備查。
十一、異常狀況、意外事故及自然災害事件之安全評估
(一)異常狀況之安全評估
  1.異常狀況係指一年可能發生乙次之事件,貯存護箱在各種異常狀況保
    守假設條件之分析結果,符合結構、次臨界、熱傳、密封、輻射劑量
    法規限值等安全設計要求,密封系統仍能維持結構完整,無放射性物
    質洩漏之虞。
  2.異常狀況之輻射曝露情節與途徑之劑量限值,應參照10CFR72.104(a)
    ,對廠(場)界外一般人所造成之年有效劑量不得超過0.25mSv。
  3.異常狀況之假設情節分析至少應包括對低於設計許可高度的護箱墜落
    、通風部分堵塞、異常作業事件、異常環境溫度及與燃料池設施有關
    的異常事件等,應均能維持正值之安全餘裕。
(二)意外事故及自然災害事件之安全評估
  1.意外事故是指發生機率很低的事故,其在整個運轉生命週期中可能只
    發生一次,或者可能對周圍環境造成極大影響的假設性意外事故
    (postulated accident)。貯存護箱在各種意外事故及自然災害事件
    保守假設條件之分析結果需符合結構、次臨界、密封、輻射劑量法規
    限值等安全設計要求,密封系統仍能維持結構完整,無放射性物質洩
    漏之虞。
  2.意外事故及自然災害事件之輻射曝露情節與途徑之劑量限值,應參照
    10CFR72.106(b),對廠(場)界外一般人所造成之有效劑量不得超過50
    mSv,並合理抑低。
  3.意外事故及自然災害事件之假設情節分析至少應包括對貯存護箱傾倒
    、貯存護箱墜落、地震、火災與爆炸、洪氾、土石流、雷擊、絕熱升
    溫、喪失屏蔽、颱風及颱風拋射物、鄰近場址所發生事故、與燃料池
    設施有關的事故、建築結構崩塌意外事故等,並進行綜合評估,說明
    已具備良好之抗災能力。
(三)經營者應就場址、設施及作業特性,合理地進行超越設計基準事故
    (Beyond Design-Basis Accident, BDBA)分析並提出說明,其分析結
    果仍應維持貯存護箱完整性,評估報告留存備查,經要求者應提報備
    查。
(四)異常狀況、意外事故及自然災害事件之評估結果與設計基準、劑量限
    值及密封系統結構完整性,經營者應自行檢核,並確認其保守性。經
    要求應進行必要之第三方公正機關(構)平行驗證者,驗證報告應提報
    備查。
十二、輻射防護作業與環境輻射監測計畫
(一)乾式貯存設施各項作業主要的輻射特性及屏蔽評估結果說明確實,足
    供輻射防護作業規劃所需資訊。
(二)乾式貯存設施輻射曝露途徑與情節分析詳實,並對各項主要的輻射曝
    露採行合理抑低措施,並已考量異常及意外事故輻射防護作業。
(三)乾式貯存設施輻射防護計畫考量貯存設施輻射特性,符合游離輻射防
    護法施行細則有關規定,並規劃或備妥各有關輻射防護作業程序書,
    工作人員曝露劑量符合游離輻射防護安全標準有關規定,且合理抑低
    。
(四)乾式貯存設施周邊及場址附近地區環境特性及背景輻射資料詳實,足
    供輻射監測作業規劃所需資訊。
(五)乾式貯存設施輻射外釋途徑與情節分析及監測考量說明詳實,監測作
    業能提供異常及意外事故之即時監測資料。
(六)乾式貯存設施環境輻射監測計畫,符合輻射工作場所管理與場所外環
    輻射監測作業準則規定,並規劃或備妥有關環境輻射監測作業程序書
    ,能有效監測設施周邊及場址附近地區環境輻射。
十三、消防防護計畫
(一)乾式貯存設施於火災發生時,仍能維持適當的熱傳效應,不會造成用
    過核子燃料溫度超越熱傳分析之限?。
(二)乾式貯存設施係附屬於核子反應器設施內時,得引用核子反應器設施
    之相關計畫;但需依設施特性,對引用之方法及原則有詳細說明。
(三)火災災害評估,需提供足夠詳實之熱傳、結構等具涵蓋性之邊界條件
    ,燃料護套及貯存護箱溫度應低於材料容許限值。
(四)防火設計及措施、火警偵測及消防能力、相關單位之消防及救護支援
    、防火及消防有關設備之維護及管理、防火與消防有關人員訓練,應
    符合相關消防法規之要求。
十四、保安計畫與核子保防計畫
(一)保安計畫應符合我國「放射性廢棄物處理貯存最終處置設施建造執照
    申請審核辦法」,並遵守國際原子能總署「核物料和核設施實體防護
    核子保安建議第五版」 (INFCIRC/225/Revision5)之規定,對各項符
    合情形應有詳細說明。
(二)保安計畫及核子保防計畫應符合我國「核子保防作業辦法」與「我國
    與美國及國際原子能總署適用防護事項協定(保防移轉協定)」及「核
    子保防協定補充議定書」之規定,並說明乾式貯存設施及其已貯存或
    將貯存之核子保防物料、與主管機關或主管機關同意之機構設置之核
    子保防器材(含封緘)之監視管理、料帳申報與異常事故之通報程序。
(三)乾式貯存設施係附屬於核子反應器設施內時,得引用核子反應器設施
    之相關計畫;但需依設施特性,對引用之方法及原則有詳細說明。
(四)申請運轉執照時,需說明有關門禁管制及進出人員查核措施,包括人
    員酒精及毒品防治篩檢方案、警衛之部署與運用、保安事件應變、防
    範內部破壞措施及保安系統整體效能評估等事項。
十五、品質保證計畫
(一)組織
  1.應說明品質保證相關組織架構之編組、功能、責任與權限。
  2.執行品保計畫之人員或組織應有足夠之權力及獨立性,以確認對安全
    重要相關之品質問題,並提出建議及適當之解決方案。
(二)品質保證方案
  1.應說明適用之法規與標準、工作人員必要之品質教育及訓練、審查與
    監督方式。
  2.品保計畫之適用範圍,包括對安全重要之結構、系統與組件或影響品
    質之作業活動,應明訂準則予以界定,並應於適當之管制狀況下完成
    。
(三)設計管制
  1.應說明設計文件之制訂、審查、定稿及核定,使其具有一致性、系統
    性、整合性及管制性。
  2.應明訂設計流程、界面、驗證及變更的管制程序,以確保法令規定、
    設計基準及其他規定可正確引用於規範、圖面、作業程序書及工作說
    明書。
(四)採購文件管制
  1.應建立採購管制程序,以確保適用之法令規定、設計基準及為確保品
    質的其他規定可正確引用於採購文件,並應要求承包商建立品質保證
    計畫。
  2.應說明核能級產品或核能同級品須辦理品保作業之品質採購項目及服
    務,以符合「核能組件安全分類導則」等相關法規、標準之要求。
(五)工作說明書、作業程序書及圖面
  1.應明訂對品質有影響之作業須建立工作說明書、作業程序書或圖面,
    並據以完成作業。
  2.工作說明書、作業程序書及圖面應明訂定量或定性之可接受標準,以
    作為執行之依據。
(六)文件管制
  1.應明訂所有會影響品質要求或品質作業之文件均納入管制範圍,以確
    保編擬、審查、核准、發行、修訂文件之過程中,實施適當之管控措
    施,且應分送各有關工作場所據以使用。
  2.應確保文件變更會經過原始審閱、核准此文件之組織,或其他經營者
    委派之合格權責單位進行審閱及核准。
(七)採購材料、設備及服務之管制
  1.對安全重要或會影響品質之材料、設備及服務之採購作業應建立管制
    措施,以確保所採購項目及服務品質,符合相關法規、標準與合約之
    要求,且依相關規定建立品質分級辦法。
  2.應定期評估合約商或分包商之品質管制成效,評估之頻率應與產品或
    技術服務之重要性、複雜性及數量相當。
(八)材料、零件及組件之標示與管制
  1.對安全重要之材料、零件及組件應加以標示與管制,以確保其品質符
    合各項規定及要求。
  2.應建立措施以標示與管制材料、零件及組件,以確保設備由製造、裝
    配、安裝至使用之全部過程以合適方式予以標識,避免使用不正確或
    有缺陷之材料、零件及組件。
(九)特殊製程管制
  1.應建立措施以確保特殊製程,包括塗裝、銲接、熱處理及非破壞性檢
    測等,符合適用之法規、標準、規格、準則及其他特殊要求,並由合
    格人員依據核定之程序書完成。
  2.銲接與非破壞檢測人員之認證,應訂有考訓與資格審定程序。
(十)檢驗
  1.對安全重要相關作業之採購與施工,均應予以檢驗,並設立查核點,
    以確保各項材料、組件、系統及結構,符合相關法規、標準或合約之
    品質要求,並發揮其既定功能。
  2.應建立檢查計畫,以確保檢查作業依據程序書、工作說明書及圖面執
    行。執行檢查之人員應由受檢作業以外之合格人員擔任。
(十一)試驗管制
  1.對安全重要相關作業之採購與施工,應管制其試驗品質,並訂定合格
    標準,以確保各項材料、組件、系統及結構,符合相關法規、標準或
    合約之品質要求,並發揮其既定功能。
  2.應建立試驗計畫範圍與試驗管制程序,以驗證各項結構、系統和組件
    於營運時期均可正常運作。
(十二)量測及試驗設備管制
  1.對安全重要相關作業所應用之設備應建立適當之管控、校正及維護措
    施,以維持其準確性。
  2.量測及試驗設備功能不正常或誤差超出標準時,應追查該設備功能異
    常期間所完成之測試工作,並評估其測試有效性。
(十三)裝卸、貯存及運輸
  1.對安全重要相關物料及裝備組件之包裝、裝卸、貯存及運輸作業,應
    建立相關管制措施,以防止其損壞或劣化。
  2.需應用惰性氣體保護、維持規定溼度、溫度限制及其他特殊保護條件
    之物品,應於措施中明訂。
(十四)檢驗、試驗及運轉狀況之管制
  1.對安全重要相關零件、組件、裝備、設施,其檢驗、試驗及運轉狀況
    應建立標示管制程序,俾利隨時瞭解其品質狀況。
  2.標示管制程序應能識別已通過之檢查及測試項目,並可防止不經意遺
    漏應檢查及測試之項目,及防止誤操作。
(十五)不符合材料、零件或組件之管制
  1.對安全重要之材料、零件、組件、裝備、設施、文件及服務,應建立
    不符合品質之管制措施,以防止誤用或誤裝。
  2.不符合規範之項目,應依據工作程序書之規定審核,並做成接受、拒
    收、修復或重做之判定。
(十六)改正行動
  1.應說明改正行動管制程序,俾利迅速發現不符合品質要求之事項,採
    取適切之改正行動,以消除不符合品質之事項,並防止再度發生。
  2.嚴重影響品質之原因及所採取之改正措施,應記載於書面文件並陳報
    管理階層。
(十七)品質保證紀錄
  1.對安全重要及影響品質相關作業,應建立管制程序以管制品質保證紀
    錄之產生、保留、建立目錄、調閱、移交及保存作業,以做為品質的
    證明文件。
  2.管制程序應述明品保紀錄相關各權責單位之責任劃分,並應規定紀錄
    保存期限、地點及負責人員之職責等事項。
(十八)稽查
  1.應建立具計畫性、定期性及整體性之稽查制度,以確保各項對安全重
    要相關工作之品質均符合法規、程序書與合約規定及要求,並評估品
    保作業之整體成效。
  2.稽查結果應作成書面報告送受稽核部門主管,稽查後應辦理必要之後
    續追蹤工作,包括對缺失之再稽查。
十六、除役初步規劃
(一)除役目標與時程規劃應符合放射性物料管理法第二十三條規定。
(二)應評估並說明除役可能產生之廢棄物種類與數量及處理方式。
(三)設施設計及運轉特性已考量除役需求,如結構與設備易於除污、放射
    性廢棄物及設備污染之最少化以及放射性廢棄物及污染材料易於拆除
    等設計。
(四)除役初步規劃應進行貯存護箱廠外運送可行性評估並提出說明,評估
    報告留存備查,經要求者應提報備查。
(五)經營者對於除役經費估算合理,且核能發電後端營運基金管理會已提
    出經費支應保證。
十七、本審查導則係對貯存護箱審查為原則性規範,須視經營者所採用之
      貯存護箱型式,除優先適用我國法規外,再參照貯存護箱原設計國
      家安全審查適用之相關法規、工業標準及技術規範進行審查。