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核能安全委員會主管法規共用系統

列印時間:114.07.04 15:22

法規內容

法規名稱: 核能組件安全分類導則
公發布日: 民國 82 年 07 月 15 日
發文字號: (82)會核字第12272號
法規體系: 核安管制
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目的
一  作為核能組件安全功能分類、組件之預防性維護、測試、備品採購及
    更新之安全等級分類之依據。
二  作為核能電廠安全相關組件分類之依據。

基礎文件
一  管線及儀器圖 (Piping & Instrument Diagram)  ,終期安全分析報
    告 (Final Safety Analysis Report) 。
二  控制邏輯圖、控制線路圖 (Control Wire Diagram) 、電氣單線圖。
三  緊急操作程序書。

分類準則
依據基礎文件,能滿足下列任一準則規定之核能組件,即為安全相關組件
。安全相關組件又分成主要安全功能組件及次要安全功能組件。
一  主要安全功能之組件,有下列幾種:
 (一) 反應器安全停機 (Reactor Safety Shutdown)  功能有關者:直接
      作為反應器緊急停機之安全系統功能組件。涵蓋下列功能:
      1 反應爐保護
      2 緊急爐心冷卻,包括小口徑破管保護
        例:安全注水系統 (PWR) 、化學容積控制系統之部份 (PWR)
            反應爐保護系統、緊急爐心冷卻水系統 (BWR,PWR)
            輔助飼水系統 (PWR)  、爐心噴灑系統 (BWR)
            高壓注水系統 (BWR)  、低壓注水系統 (BWR)
二  圍阻體隔離 (Containment Isolation)  功能有關:直接作為圍阻體
    隔離之系統組件。
    例:第一道關閉之圍阻體隔離閥,或穿越器兩側之自動隔離閥。
三  反應器爐心冷卻且與餘熱移除 (Reactor Core Cooling and Heat R-
    emoval) 功能有關:直接作為反應爐爐心冷卻和餘熱移除之系統、組
    件。
    例如:餘熱移除系統 (BWR,PWR) 、反應器爐心隔離冷卻系統 (BWR)
    。
四  圍阻體熱移除 (Containment Heat Removal) 功能有關:直接作為圍
    阻體熱移除之系統、組件。
    例:圍阻體噴洒系統
五  事故後防止放射性物質大量外釋 (Prevention of Significant Rel-
    ease of Radioactive Material to The Environment as Result of
    Accident) 功能有關:直接作為放射性外釋監控之系統、組件。
    例:廠內輻射監控儀器;活性碳過濾器之部份安全相關冷暖空調設備
    。
六  安全支援系統 (Safety Support Systems) 有關:直接支援以執行系
    統主要安全功能之系統、組件。
    例:將結構、系統及組件之熱能傳遞至終極熱沉之電力系統及冷卻水
    系統。諸如:緊急柴油發電機、核機冷卻水系統、1E等級電力系統。
 (二) 次要安全功能之組件,有下列幾種:
      1 減緩設計基準事故 (Mitigating Design Basis Event)  有關:
        直接作為減輕或緩和喪失爐心冷卻水,主蒸汽管破管、主飼水管
        破管等事故效應之組件。
      2 次要安全支援系統 (Secondary Safety Support System)  支援
        僅有次要安全功能之組件。
      3 反應爐急停 (Reactor Trip or Reactor Scram)  功能有關:引
        發反應器急停或與反應器保護系統之連鎖作用有關之組件。
      4 安全設備保護 (Safety Equipment Protection)  功能有關:直
        接作為保護具有主要安全功能設備之安全相關組件。
        例:釋壓閥、泵之最小流量閥、安全閥。
      5 適居系統 (Habitability Systems) 直接作為保護主控室或其他
        緊要區運轉員工作環境之冷暖空調系統、組件。
        例:用於過濾及環控之控制室空調處理套組 (Air Handling Un-
        it) 。
      6 安全設備環控 (Safety Equipment Environmental Control) 有
        關:直接作為讓安全相關設備處在符合環境設計要求之系統組件
        。例:緊急柴油發電機廠房之通風設備。
      7 壓力邊界 (Pressure Boundary)
      (1) 壓力邊界組件為確保安全系統壓力邊界完整之組件,如美國法
          規指引一‧二六所述之核能電廠含水、蒸汽及放射性廢料之組
          件品質分類標準A、B及C 類。
      (2) 安全相關系統中,大部份安全相關組件之功能皆為確保壓力邊
          界完整。這類項目包括管路、管節、閥及壓力邊界儀器 (除維
          持壓力邊界外,無其他安全功能) 。
      (3) 既為壓力邊界儀器且須執行其他安全相關功能之組件,為安全
          相關 1E 等級組件。
      8 安全監測及顯示裝置 (Safety Monitoring and Display Device
        ) 有關:用於監視緊要設備及系統運轉參數之儀器,且為電廠正
        常及緊急運轉之一部份。此分類之監測顯示儀器,皆不直接影響
        組件之可用性。若用以監測安全系統參數者為安全有關;若用以
        監測設備之狀態者,則為安全無關。
        例:壓力、溫度傳送器;水位、壓力、溫度開關、指示器及狀態
        指示燈。
      9 結構完整性 (Structural Integrity) 有關:僅需符合結構耐震
        分類一級設計要求之結構組件,如管路、支架、吊架、減震器等
        。

分類指引
一  利用管線及儀器圖,審查安全分析報告書及緊急操作程序書中有關設
    備、儀器之安全與運作功能要求,並依本導則之第參項分類準則,評
    估其安全功能及予以分類。
二  利用電氣單線圖及控制線路圖,審查不在管線及儀器圖內,但須支援
    其他安全相關組件運作功能之電氣組件/設備,如開關箱、馬達控制
    中心等,依本導則之第參項分類準則,評估其安全功能並予以分類。
三  利用控制線路圖,審查與系統流程設備有關之儀器及控制組件,如壓
    力、流量、溫度、液位、傳送器、電驛、手操作開關等,並依本導則
    之第參項分類準則評估其安全功能及予以分類。

例外分類指引
一  在引用本導則對核能電廠結構設備、組件執行分類時,倘若無法清楚
    區分,應查閱該結構、設備、組件於本分類導則文件第柒項參考文件
    A、B、C 中之分類及說明後,重新再作適當分類。
二  本導則發行前已運轉之核能電廠,其組件之安全功能分類若與本導則
    有差異時,則依其終期安全分析報告分類為準。

定義
一  主要安全功能
    須達成美國聯邦法規第十篇第五十章 (10 CFR 50)  附錄A「核能電
    廠一般設計準則」 (General Design Criteria,簡稱GDC) 、NUREG-
    0737及法規指引一‧九七等所述之設計基準要求之安全功能,稱之為
    主要安全功能。
二  主要安全功能組件
    執行主要安全功能之組件,稱之為主要安全功能組件。
三  次要安全功能組件
    系指在某些狀況下,輔助執行主要安全功能者,稱之為次要安全功能
    。
四  次要安全功能組件
    執行次要安全功能之組件,稱之為次要安全功能組件。
五  安全系統功能
    指系統、支系統或元件裝置 (包括其所必要之儀控、電力、冷卻水、
    封水、潤滑或其輔助設備能夠執行其所必需之支援功能之所有裝置)
    能完成下列功能者;
    1 反應器緊急停機
    2 圍阻體隔離
    3 反應器爐心冷卻
    4 反應器餘熱移除
    5 防止大量的放射性釋放至環境。

參考文件
A.Chin Shan Nuclear Power Station
  Final Report for Equipment Qualification Report SL-4490
  #71Q0000058000
B.Kuosheng Nuclear Power Station, Q-List
  #72Q00000020300
C.Maanshan Nuclear Power Station
  Equipment Qualification Report
  Safety Related Component List
  #73J00001060100
  #73J00001060200
  #73J00001060300
D.Maanshan Nuclear Power Station, Safety Related Equipment "Q"
  List Procedure, NEQ-MN-P101, Rev.3.
E.Maanshan Nuclear Power Station,General Rules and Definitions
  for Safety Related Equipment Groupint. NEQ-MN-P101-A, Rev.2.

資料來源:核能安全委員會主管法規共用系統