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申请设置用过核子燃料干式贮存设施安全分析报告导则

状态:有效 发布日期:2005-10-28 生效日期: 2005-10-28
发布部门: 台湾
发布文号: 会物字第0940034854号
 

第一章 综合概述

一、概论

(一)缘由及目的

说明申请机构之需求及贮存设施设置之目的与规划。

(二)专有名词

使用政府机关所颁订之专有名词,若非常用或自行编译之专有名词,需明确定义并加注原文,以利对照。

(三)引用法规及设计准则

1.撰写报告时所采用之各种资料,其调查、分析、推估之方法,凡于现行法规中有规定者,需从其规定。

2.详列撰写报告时所引用的国内外法规、设计准则及技术规范,并注明其名称、公(发)布单位、日期及版次。

(四)参考文献

引用法规、设计准则及技术规范以外之其它参考文献,依内容性质归类整理,并详列文献出处。

二、设施综合概述

(一)位置

描述设施在核子反应器设施内之地点,并以适当比例之地图说明。

(二)贮存系统概述及使用限制条件

描述该系统之贮存护箱、传送护箱、吊卸运搬机具设备等。说明贮存护箱可装填用过核子燃料总数、贮存与传送护

箱吊升高度限制、表面最大剂量限值、贮存护箱之顶部空气出口温度限值及护箱内中子有效增殖因子之最大限值等,以及设施所能贮存用过核子燃料最大容量。

(三)使用年限

说明设施之设计使用年限及其作业时程规划。

(四)作业程序

简述用过核子燃料吊卸装填、运搬、接收、贮存等作业程序,并附上重要之操作流程简图。

(五)设施配置

叙述设施配置,包括混凝土基座、贮存护箱排列方式及保安围篱等,并使用适当之比例尺绘制设施平面配置图,图上需标示比例尺、方位、区域名称及设备名称,并附必要之剖面图或透视图。

第二章 场址之特性描述

设施得引用原核子反应器设施之数据,并注明文件名称及编号;设施安全设计与安全评估所需之必要数据,需于相关章节内检附。

一、地形与地貌

提供一适当比例尺之地图,清楚标明贮存设施所有场界范围与附近重要地理特征,如道路、河川、乡镇、山脉、湖泊、海岸线等。

二、地质与地震

提供地质钻探数据,包括主要地层单元、岩石及土壤类别、地层柱状图等;提供地震调查数据,包括地震纪录、地震分区、断层、边坡稳定及海啸等数据。

三、水文

描述场址附近地表水文、地下水文、洪水及附近居民饮用水源等资料的搜集及调查结果。

四、气象

提供场址附近最近三年之气温、平均相对湿度、降雨量及强度、风速、风向、硫氧化物及氮氧化物浓度等气象资料。五、周围人口概况

以场址为中心,并以适当比例尺地图标示半径五公里范围内乡镇市之位置及人口超过一千人之聚集点。

六、其它足以影响设施设计与建造之场址特性因素。

第三章 设施之设计基准

一、设施之设计

(一)贮存护箱设计

1.可贮存之用过核子燃料特性:如用过核子燃料之长度、宽度、重量、护套材质、最大燃耗、冷却期、衰变热、燃料完整性及其初始浓缩度等。

2.正常运作、异常状况、意外事故及自然灾害事件之设计基准:说明各项主要安全功能之结构、系统与组件在不同分析情节之设计参数、应用法规及工业标准,包括贮存护箱之结构、热移除能力、辐射屏蔽、临界、密封性能等。

3.如采用或参考经外国核准护箱之设计,需检附原申请文件、审查及核准文件之影本。

(二)构造安全设计

1.建筑设计:说明设施主要结构物、使用需求规划及其配置。

2.土木设计:说明设施主要结构物之工程材质与设计标准。

3.结构设计:说明设施主要结构物之耐震设计、防台设计、结构分类、设计荷重及其组合等。

4.防洪及防水之设计:描述设施防洪之排水系统,防止海啸及洪水灌入设施之措施,防止雨水、地下水渗入设施之措施,边坡坍方之监测及防治设计或护岸工程等。

5.消防系统设计:说明设施内消防系统设计所遵循之法规、标准及规范,如有特殊之防火、防爆或除热等设计,

亦需一并说明。

6.设施结构物耐热性、耐久性、抗腐蚀性及抗磨损性等之设计,需详细描述其结构体及涂装所采用之材料。

7.其它有关设施本体结构安全之设计。

(三)辅助系统及设备之设计

说明装填检视区、传送护箱及吊卸传送系统、真空干燥及惰性气体充填、放射性废弃物处理等系统之设计,以及相关之防蚀措施。并需评估其对所在核子反应器设施既有之结构、系统、组件及整体运转安全之影响,如经评估有潜

在影响者,需提出具体之运转、维护或行政管制加强措施。

(四)公用系统及设备之设计

说明通讯、电力、供水、供气、照明、一般废弃物处理、通风及排气等系统之设计。并需评估其对所在核子反应器设施既有之结构、系统、组件及整体运转安全之影响,如经评估有潜在影响者,需提出具体之运转、维护或行政管制加强措施。

(五)设施各结构、系统与组件之分类就设施内所有结构、系统与组件项目,依其影响用过核子燃料、贮存系统及环境安全等重要性,区分为「主要安全功能」及「次要安全功能」之结构、系统与组件等两类。主要安全功能之结构、系统与组件,需于第七章品质保证计划中详述之。

(六)辐射安全设计

1.安全限值:说明设施内外各区域或作业之辐射剂量限值。

2.辐射屏蔽设计:说明贮存系统与设施辐射屏蔽结构体之材料、组成、比重、厚度及几何空间位置等有关设计资料。

3.职业曝露合理抑低:说明设施正常运转期间,合理抑低工作人员辐射剂量所采行之设计或措施,至少需包括下列各项:

(1)辐射管制区及监测区之划分,含辐射防护及监测设备之设置。

(2)用过核子燃料吊卸装填、运搬、接收、贮存及管制站等作业区职业曝露合理抑低之设计。

(七)作业安全设计

1.描述设施内用过核子燃料之吊卸装填、运搬、接收、贮存及再取出等重要作业,在正常运作、异常状况、意外事故及自然灾害事件下均能维持次临界状态所采行之设计或措施。

2.依设施配置图描述各重要作业区域或空间之安全设计,包括该作业区特有之照明设备、通风排气系统、监视系统、吊卸运搬机具设备及相关法规之规定。

3.说明及评估在正常运作、异常状况、意外事故及自然灾害事件下,各项相关作业对所在核子反应器设施既有结构、系统、组件及整体运转安全之影响,并提出具体之运转、维护或行政管制加强措施。

(八)预防异常状况或意外事故之设计:

说明设施依场址、结构体或作业特性所需加强预防异常状况或意外事故之设计,如火灾、爆炸、放射性气体外释、排水系统失效、入渗量异常增加或设施内积水等之补救措施。

(九)利于未来除役作业之设计:

就主要安全功能之结构、系统与组件项目,说明有利于未来除污及除役作业之设计。

(十)设计数据需附适当比例尺之详细图说,细部设计或分资料得列报告附册备查。

二、设施之建造

(一)施工特性

说明施工规划概要,包括所遵循之法规、标准及规范、施工阶段及施工范围等。

(二)施工计划

说明施工项目、时程及管理方法等,且需考量施工期间对所在核子反应器设施既有结构、系统、组件及整体运转安全之影响,并提出对应施工管理措施。

第四章 设施之组织规划、行政管理及人员训练计划一、组织规划

(一)组织架构

说明施工及运转组织架构之编组、功能、责任与权限,包括与承包商及承制厂商间之分工。

(二)人员编制

说明人员编制、权责及资格,包括编制员额、职称、每一运转班次人数。各级主管人员之权责与资格,管理、监督及辐射防护人员之权责与资格等。

二、行政管理

(一)管理程序

说明设施安全运转相关作业活动之管制与管理程序,包括设备管制、维护管理、工安、品保及人员与车辆出入之污染管制等。

(二)审查与稽核

说明设施各项作业之审查与稽核程序,包括施工、运转作业之审查与安全措施之稽核,作业程序或系统变更之审查,审查与稽核文件之管制等。

三、人员训练计划

针对设施之运作提出人员训练计划,说明用过核子燃料之吊卸装填、运搬、接收及贮存等重要作业之训练规划,至少需包括下列项目之训练课程内容、时程及授课人员资格,训练成效评估或资格检定办法等。

(一)设施及贮存系统之设计。

(二)核工原理。

(三)设施之保安与通讯系统。

(四)贮存护箱之验收要求。

(五)起重机与索具操作要求。

(六)装填前准备作业(包括燃料与贮存护箱之检查及测试)及装填作业。

(七)密封作业(包括焊接、泄漏测试、排水、真空干燥及氦气充填等)。

(八)运搬辅助机具之操作、接收贮存及监测作业。

(九)异常状况与意外事故之应变及改正措施。

(十)其它特殊作业项目。

第五章 设施运转计划

本章内容至少需包括下列各项,于申请设施建造执照时,需说明初步规划;申请运转执照时,需详细说明之。

一、作业程序

(一)吊卸装填

说明欲装填之用过核子燃料完整性检测方法及判定标准,装填前后之燃料束识别确认程序;传送护箱入池前检查作业、入出池吊卸操作程序、及贮存护箱真空干燥、充填氦气及密封焊接之作业程序、测试程序及标准。

(二)运搬

说明传送护箱与运搬辅助机具之检查、装载、除污、吊卸操作等程序,以及执行上述作业时维持热移除能力、次临界与辐射防护之措施。说明运搬规划路线、地下埋设物种类、埋设深度,以及运搬方法、人员及车辆之污染管制措施等。

(三)接收及贮存

说明设施之接收、贮存及再取出之作业。

二、贮存期间之检视作业

说明设施辐射剂量、贮存护箱之温度与密封监测及例行检视作业之规划。

三、作业流程

以流程图标示操作顺序及其控制方法,重要步骤需说明预防事故之措施,并注明相关系统及设备之操作特性与限制条件。

四、辅助系统及设备之运转。

五、公用系统及设备之运转。

六、设施各项系统及设备之维护保养。

七、申请运转执照时,需检附设施运转程序书清单。

第六章 设施之安全评估,含预期之意外事故评估

说明用过核子燃料吊卸装填、运搬、接收、贮存等作业,在正常运作、异常状况、意外事故及自然灾害事件下,均能确保安全。

评估项目至少需包括下列各项,必要时得列报告附册备查。

一、临界安全评估

分析设施在正常运作时,用过核子燃料之吊卸装填、运搬、接收、贮存等作业均能维持次临界状态,至少需说明下列项目:

(一)临界设计规范。

(二)待贮存之用过核子燃料性质。

(三)临界计算。

(四)临界基准验证。

二、结构评估

结构、系统与组件区分以下四类,依序说明结构设计特性、设计准则与工业标准、材料性质及结构计算分析等内容。

(一)具密封性者。

(二)钢筋混凝土结构。

(三)其它主要安全功能者。

(四)次要安全功能者。

三、热传评估

为确认衰变热移除系统能可靠运转,需证明主要安全功能之结构、系统与组件及燃料护套之温度,在正常运作时,均能符合限值。报告中需说明下列项目:

(一)衰变热移除系统。

(二)材料温度限值。

(三)热传负载及周遭环境状况。

(四)分析方式、模型及计算。

(五)防火及防爆。

四、辐射屏蔽评估

确认贮存系统、运送与设施之屏蔽设计能提供适当之辐射防护,屏蔽功能需能确保工作人员及民众之辐射剂量符合法规限值。报告中至少需说明下列项目:

(一)辐射源种类与性质。

(二)贮存系统及运送作业之屏蔽。

(三)屏蔽组成及细节。

(四)屏蔽计算分析。

(五)辐射剂量评估。

五、密封评估

说明贮存系统之密封作业与密封分析,报告中至少需说明下列项目:

(一)密封系统与作业说明。

(二)密封分析。

(三)密封监测。

(四)避免用过核子燃料劣化之评估。

六、异常状况、意外事故及自然灾害事件之安全评估经营者需就设施操作环境条件与贮存系统特性,预测用过核子燃料运转可能发生之异常状况、意外事故及自然灾害事件并办理相关安全分析,所有事件分析结果需符合结构、次临界、密封、辐射剂量法规限值及再取出等安全设计要求。

(一)异常状况之安全评估

说明每一项异常状况之可能发生原因、评估方法、结果影响分析、主要辐射曝露途径及情节、工作人员及设施外民众所接受之辐射剂量评估、及改正措施等。

(二)意外事故及自然灾害事件之安全评估说明每一意外事故及自然灾害事件之发生原因、评估方法、结果影响分析、设备或系统防护措施、主要辐射曝露途径及情节、工作人员及设施外民众所接受之辐射剂量评估等。

第七章 辐射防护作业与环境辐射监测计划

如设施系附属于核子反应器设施内时,得引用原核子反应器设施之相关计划。但需依设施之特性,详细说明引用之方法及原则。

一、辐射防护作业计划:依设施之作业特性、贮存放射性废弃物之活度与特性,并参考「游离辐射防护法施行细则」相关规定撰写辐射防护作业计划,内容需包括辐射防护管理组织与权责、人员防护、医务监护、地区管制、辐射源管制、放射性废弃物处理、意外事故处理、合理抑低措施、纪录保存及其它主管机关指定事项等。

二、环境辐射监测计划:需依「辐射工作场所管理与场所外环境辐射监测作业准则」规定撰写环境辐射监测计划。

第八章 消防防护计划

如设施系附属于核子反应器设施内时,得引用原核子反应器设施之相关计划。但需依设施之特性,详细说明引用之方法及原则。

(一)消防工作之组织及行政管理。

(二)火灾灾害分析及影响评估。

(三)防火设计及措施。

(四)火警侦测及消防能力评估。

(五)相关单位之消防及救护支持。

(六)防火及消防有关设备之维护及管理。

(七)防火及消防有关之人员训练。

第九章 保安计划及料帐管理计划

如设施系附属于核子反应器设施内时,得引用原核子反应器设施之相关计划。但需依设施之特性,详细说明引用之方法及原则。

一、保安计划内容至少需包括下列各项:

(一)保安工作之组织、管理及训练。

(二)保安区域之划定及管制。

(三)周界实体阻隔物、入侵侦测及警报监视系统。

(四)保安通讯设施及与警察机关协调支持事项。

(五)保安系统测试、维护及各项纪录保存。

(六)其它经主管机关公告之事项。

申请运转执照时,需说明有关门禁管制及进出人员查核措施(包括人员酒精及毒品防治筛检方案)、警卫之部署与运用、保安事件应变、防范内部破坏措施及保安系统整体效能评估等事项。

二、料帐管理计划至少需包括下列内容:

(一)国际原子能总署之料帐管理要求。

(二)贮存量及其明细

说明用过核子燃料中铀、铀235 及钸之重量及总重。

(三)识别与贮放位置

说明每一用过核子燃料组件之识别,包括燃料组件型式、序号、批次、流水号及置放位置等相关纪录。

(四)变动记录

用过核子燃料之异动原因及其纪录。

(五)其它经主管机关指定者。

第十章 品质保证计划

为确保贮存系统与设施之设计、建造及运转品质,申请建造执照时需提出建造及设计品质保证计划,申请运转执照时需提出营运品质保证计划,其内容需包括:

一、组织。

二、品质保证方案。

三、设计管制。

四、采购文件管制。

五、工作说明书、作业程序书及图面。

六、文件管制。

七、采购材料、设备及服务之管制。

八、材料、零件及组件之标示与管制。

九、特殊制程管制。

十、检验。

十一、试验管制。

十二、量测及试验设备管制。

十三、装卸、贮存及运输。

十四、检验、试验及运转状况之管制。

十五、不符合材料、零件或组件之管制。

十六、改正行动。

十七、品质保证纪录。

十八、稽查。

第十一章 除役初步规划

说明设施未来之除役构想,包括除役时机、除役目标、放射性废弃物处理、财务规划及预定未来提出除役计划书之日期等内

容。本设施设计已考量有利于未来除役作业之事项,需一并说明。

肆、修改

本导则如有未尽事宜者,得视需要修订之。

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