目的
為管制輕水式核能電廠外釋氣體及液體對環境所造成之劑量，以確保民眾
安全，特訂定本規範。
適用範圍
本規範所列舉之設計限值適用於輕水式反應器核能電廠。其他型式之核能
電廠或核能設施，原子能委員會將視需要另訂之。
輻射劑量設計限值
一 每一部機組的輻射劑量設計限值
(一) 放射性液體外釋
固放射性液體外釋造成電廠廠界外非限制區域中任一民眾的年有效
等效劑量評估值，每年不得超過3 毫侖目 (0.03毫西弗／年‧機組
) ，任一身體器官年等效劑量評估值每年不得超過10毫侖目 (0.1
毫西弗／年‧機組) 。
(二) 放射性氣體外釋
1 放射性惰性氣體
(1) 因放射性惰性氣體外釋，造成電廠廠界外非限制區域任一民眾
所接受年有效等效劑量評估值，每年不得超過 5 毫侖目 (0.
05 毫西弗／年‧機組) 。皮膚年等效劑量每年不得超過 15
毫侖目 (0.15 毫西弗／年‧機組) 。
(2) 廠界外非限制區地表附近空氣中放射性惰性氣體加馬輻射劑量
評估值，每年不得超過10毫雷得 (0.1 毫戈雷／年‧機組) 貝
他輻射劑量評估值每年不得超過20毫雷得 (0.2 毫戈雷／年‧
機組)。
2 放射性碘、氚及微粒 (半化期超過8 天者) 因該能電廠外釋放射
性氣體造成廠界外非限制區域中，任一民眾其任一器官的年等效
劑量評估值每年不得超過15毫侖目 (0.15毫西弗／年‧機組) 。
(三) 季劑量限制
任一日曆季劑量的限制，為 (一) 及 (二) 兩節所述年劑量限值的
一半。
二 每一核能電廠廠址的輻射劑量設計限值
任一核能電廠廠址，不論有多少部輕水式核反應器機組，及其他附屬
設施，其所造成廠界外非限制區域中，任一民眾的年有效等效劑量評
估值總和，每年不得超過50毫侖目 (0.5 毫西弗／年‧廠址) 。
三 總人口劑量分析
建廠設計除須符合上述一及二節各項劑量限值條款外，其申請書內對
核廢料處理系統的部分須另行分析。在既有設計系統中增設任何合理
有效的工程設施，亦須進行有效降低電廠廠界外民眾之總人口劑量之
效益分析。
執行
一 評估廠界外非限制區域個人最大劑量總和，必須利用適當的模式與數
據，並考慮所有的不確定因素及所有造成劑量的累積放射源與曝露途
徑，以不致造成低估劑量為原則。另與環境試樣所推導的劑量比較，
若有顯著差異時，應檢討修正可能造成重大誤差原因。
二 對於廠界內射源的累積效應及各種不同的曝露途徑，以致造成特殊情
況的排放，測須另作說明。於評估輻射曝露時，必須將電廠運轉期限
內，廠界外地區土地與水資源之利用及各種可能存在的食物鏈曝露途
徑都預估在內，再判斷是否符合第三章之設計限值，若能利用現有實
際的食物曝露途徑為基礎，評估放射性碘造成的劑量，且能滿足本節
的要求，則該申請可視為符合第三章第一節甲狀腺劑量之規定。
三 評估假想輻射劑量接受者的體內劑量負擔 (dose commitments) 時，
對該假想接受者其與一般大眾所具不同的習慣、特性應作合理的說明
。申請人所採用的輻射曝露計算參數可得自實際存在者；包括電廠本
身的特性、放射性物質排放的方式、如何降低廠外個人接受放射性物
質的執行方法 (程序) ，及平均曝露期間內影響因數的變動等。
四 若以現存的環境條件評估放射性碘所造成的劑量已能符合設計限值，
但是若將未來土地利用、水資源利用、及食物鏈等的變化因素考慮後
，其劑量評估值可能超過本規範第三章的要求時，則必須提供能獲得
下列情況之偵測與監視程序的合理保證：
(一) 實際排入大氣的放射性碘及其相對沉積之量，與設計值限能作確實
比較。
(二) 任何足以導致個人曝露劑量大於原始評估值的土地利用、水資源利
用、和食物露途徑之變更，均能偵知。
(三) 任何放射性碘含量及食物量的變動，及何時發生變動，均能偵知。
運轉限制
一 持照人應根據合理抑低原則，使其放射性物質排放於廠異外非限制區
域所造成劑量，每年均保持在本規範第三章設計限值之下。
二 在任一日曆季之內，任一發電機組排放放射性物質入非限制區域，造
成個人最大劑量計算值 (與設計時採用相同的計算模式) 將超過第三
章設計限值一半以上時，領照人必須：
(一) 進行研究，確定如此高排放率的原因。
(二) 確認並實施一正確的修正行動。
(三) 將採取的行動，在該季結束之後30天以內呈報原子能委員會。
三 持照人必須建立一適當的監視與偵測程序，以便：
(一) 提供氣體與液體排出物中所含放射性物質定性及定量之數據，以確
定符合第五章第二節之要求。
(二) 提供環境偵測所得環境輻射強度及環境試樣所含放射性物質之度量
數據，並據以評估放射性物質之排放量與經由主要途徑，對個人造
成輻射劑量符合第五章第二節之要求。
(三) 查明廠界外非限制區域的環境變化，據以獲准修改監測程序，並以
之估計個人由主要曝露途徑所接受的輻射劑量。
四 若經由第五章第三節所述之偵測，或經由第四章所述之偵測，或經由
其他的偵測程序獲得偵測數據證實，氣體及液體排放所含放射性物質
之量，與廠界外非管制區域之個人劑量關係，已和當初本規範第三章
和第四章之設計和評估值有顯著的差異時，原子能委員會得變更原核
定的運轉規範之限制條件。
附件
輕水式核能電廠廠界輻射劑量限值之擬訂
輕水式核能電廠放射性物質排放及放射性物質貯存造成廠界外民眾全身劑
量限值，每年不得超過50毫侖目 (50毫侖目／年－廠址或0.5 毫西弗／年
－廠址) 此限值之訂定係參考以下資料：
一 ICRP建議值 (ICRP.26)
ICRP建議民眾一生中平均年有效等效劑量不超過1 毫西弗／年。
二 遺傳有意義劑量限值
應低於遺傳有意義劑量 (Genetically Significant Dose) ：170 毫
侖目／年。
三 可接受的風險率
根據日本廣島長崎倖存者致死癌症評估結果，致癌風險率應由IE-5每
毫西弗 (ICRP,1977) 提高至3E-5每毫西弗 (NRPB,1987) 。
一個核能電廠廠界年劑量限值0.5 毫西弗，相當於1.43E-5 之風險率
(NRPB) ，常人對風險率的感覺，1E-6～1E-5 次／年，為可接受。
四 環境輻射背景變動範圍內
天然環境背景輻射平均約200毫侖目／年(UNSCEAR,1982) ，其中體外
劑量為65毫侖目／年，臺灣地區天然輻射劑量為193 毫侖目／年，其
中由宇宙射線及地表造成的體外輻射劑量為59.4毫侖目／年。
天然宇宙射線與地表輻射造成民眾體外輻射劑量之變動範圍甚大，例
如：
歐美地區 科 隆 (Cologne) ：107 毫侖目／年
日 內 瓦 (Geneva) ：111 毫侖目／年
德 芙 特 (Delft) ：121 毫侖目／年
海德堡 (Heidelberg) ：138 毫侖目／年
斯德哥爾摩 (Stockholm)：151 毫侖目／年
丹 佛 (Denver) ：234 毫侖目／年
紐 約 (New YorK) ： 91 毫侖目／年
李 奇 蒙 (Richmond) ： 85 毫侖目／年
平均 129.75 ± 47.56毫侖目／年
50mrem／yr-site 是在環境背景輻射變動範圍內。
五 與其他國家法規限值之比較：
日本：100mrem／yr-site
西德： 30mrem／yr-site
美國：100mrem／yr； for exposures lasting longer than 5
years (DOE)
100mrem／yr； Reference-level dose limit for
individual (NRC)
100mrem／yr； for continuous or repeated exposures
(NCRP.No.91)
25mrem／yr； for Uranium fuel-cycle operations (EPA)