前言
本規範旨在提供核能電廠業主，在向原子能委員會申請以高密度格架改裝
來擴充其核能電廠內用過燃料貯存池之用過燃料貯存容量時，所提出之「
安全分析報告」中需涵蓋與考量的事項，申請者可根據本規範作為遵循之
依據。
申請者所提出之「安全分析報告」，內容至少應包括： (1 ) 臨界安全；
(2 ) 熱流分析； (3 ) 結構分析； (4 ) 輻射安全，與 (5 ) 事故評估
等五大技術範疇之分析與評估結果。本規範將敘明每一項技術範疇之審查
，在安全考慮前題下所必須考量之審查範圍 (Review Area ) ，接受準則
(Acceptance Criteria ) ，審查程序 (Review Procedure) ，審查結果
(Review Finding) ，以及參考資料。
申請者必須根據本規範所述各項要求，提供完整之資料與分析，以確保用
過燃料貯存池改裝時與改裝後之安全性。
臨界安全
一 審查範圍
(一) 對於涉及用過燃料組合之操作或貯存之各種系統皆必須做臨界安全
分析。
(二) 臨界安全分析必須證明各種系統在所有設計及運轉限制下均可維持
次臨界。
二 接受準則
用過燃料池之中子增殖因數 (Keff) ，在考慮所有的不準度前題下，
必須小於或等於○‧九五。
對於使用強中子吸收材料以降低中子增殖因數之格架，申請者必須提
出測試說明，以證實強吸收材料在格架中之存留。各項測試結果必須
證明，格架中具足夠數量之中子吸收物質，以使中子增殖因數小於或
等於○‧九五，其自信度在 95 ％以上。
在格架使用期間，必須定期取樣，或以其它的統計上可接的取樣數量
來加以偵測，以確保有持續性且足夠數量的中子吸收物質來維持中子
增殖因數小於或等於○‧九五。
三 審查程序
(一) 臨界安全分析必須包括下列可能發生之不正常事件：
1 用過燃料組合傾斜或掉落。
2 貯存格架傾斜。
3 用過燃料組合被誤置。
4 燃料棒掉落。
5 被卡住之燃料組合受到吊車之上提力。
6 燃料組合在被完全移出格架前之水平移動。
7 可能掉落在用過燃料池內燃料組件上之物體。
8 由於旋轉機件損壞或電廠終期安全分析報告中所提到之自然現象
所產生之投射物。
(二) 臨界安全分析必須證明在任何兩種獨立之不正常事件同時發生狀況
下，不管用過燃料在操作或貯存之任何位置，貯存池亦無臨界顧慮
；而上述任何不正常事件，至少應包括第一項所述之八種事件。
(三) 臨界安全分析必須說明次臨界度所依據之燃料組合特性。
(四) 臨界安全分析必須說明次臨界度所依據之設計限制，這些設計限制
在製造或建造完成時需要做實際驗證。
(五) 計算模式及程式之可用性必須符合ANS-8.17 (一九八四年版) 的規
定。
(六) 計算模式及核截面數據必須經過與設計格架之燃料組合類似之臨界
實驗驗證。
(七) 計算誤差必須以 95 /95 統計容許限度來表示。
(八) 貯存格架設計之燃料組合必須涵蓋燃料生命週期中，可能具有的最
高核反應度。
(九) 決定反應度最大的燃料組合必須包括下列參數之評估：
1 最大的初始可分裂燃料之裝填數量。
2 燃料棒直徑。
3 燃料棒護套材料及厚度。
4 燃料丸密度。
5 燃料棒間距及組合中燃料棒總數。
6 無燃料棒存在之位置。
7 考慮固定可燃耗毒素時之含量。
8 燃料組合中可分裂物質 (包括鈽) 含量的分布。
9 分裂產物含量。
(一○) 決定產生最高中子增殖因數之燃料組合安排必須考慮：
1 燃料組合在格架中位置之偏心程度及燃料束之間距變化。
2 尺寸之允許誤差範圍。
3 結構材料之變化。
4 燃料及緩和劑在正常及異常狀況下密度之變化。
5 燃料中可燃毒物之存在。
6 燃料組件之間的格架壁，其結構材料與固定中子吸收物質之存
在。
7 格架壁內所含中子吸收物質之變化。
(一一) 除考慮結構材料中固有的中子吸收效應外；若要考慮附加中子毒
物，必須滿足下列條件：
1 在結構材料中固有的中子毒物之外，如果另外使用中子毒物，
則燃料貯存格架之設計及製造必須能夠防止由於機械或化學處
理時造成附加中子毒物的不慎被移除。如果使用有機物為附加
中子毒物之基體 (Base Matrix ) ，則必須能適用於該輻射環
境。
2 在裝置附加中子毒物之前，附加毒物的品質及效果必須加以驗
證。附加毒物之成份及效果可以用同位素分析來驗證。
3 必須定期檢驗中子毒物是否持續存在。
(一二) 在計算中子增殖因數時，不得考慮池水中可溶性中子毒物的存在
。
四 審查結果
安全分析報告必須能滿足二、二節之接受標準，而且符合二、三節審
查程序之要求。否則，審查者可要求申請者重新分析或對說明不清楚
之處作補充。
五 參考資料
(一) ANSI/ANS-57.2-1983, Amercian National Standard, Design Re-
quirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Fac-
ilities at. Nuclear Power Plants.
(二) USNRC Letter, "THE POSITION FOR REVIEW AND ACCEPTANCE OF
SPENT FUEL STORAGE AND HANDLING APPLICATIONS", Brian K. G-
rimes, April 14, 1978.
熱流分析
一 審查範圍
本章節旨在針對熱流方面之考慮來檢討貯存容量擴充後，各種系統能
否維持適當功能以保證用過燃料貯存池在任何情況下，包括正常情況
(Normal Condition ) ，異常情況 (Abnormal Condition) 及事故
情況 (Accident Condition) ，皆能維持貯存池運轉之安全標準及要
求。
對於用過燃料貯存池冷卻與補水系統之功能的考慮為：
(一) 用過燃料之貯存量 (Quantity) ，以及針對所有情況下對其連續冷
卻之要求。
(二) 系統對維持水溫要求的能力。
(三) 系統對維持池水水位之能力。
(四) 系統提供替代冷卻 (Alternate Cooling ) 之能力及其轉換操作之
程序與所需之時間。
二 接受標準
用過燃料貯存池中冷卻系統之功能主要為移除衰變熱，防止燃料棒過
熱損壞而導致放射性物質之外釋。此系統亦用以壓抑池水水溫，防止
水溫昇高產生過量汽化或沸騰所導致池水中之放射性物質被挾帶出池
面，形成空浮污染。至於補水系統之功能主要是為了維持適當之池水
水位以提供充份的冷卻和適當的屏蔽效應。在用過燃料貯存池進行格
架改裝擴充容量時，冷卻與補水系統 (包括原有及替代的系統) 之可
接受性 (Acceptability ) 需詳細陳述於申請者之安全分析報告中。
審查者則是依據下列之準則來決定這些系統是否可以被接受：
(一) 在任何情況下，系統能將熱負載 (Heat Load ) 從安全相關的結構
及元件上傳至熱沉 (Heat Sink ) 。
(二) 在正常情況下所作之安全分析，不允許餘熱移除系統 (RHR System
) 對貯存池移熱，只准許單一用過燃料貯存池冷卻系統對貯存池中
最大之正常熱負載 (Maximum Normal Heat Load) 執行移熱功能。
在此情況下，池水溫度不得超過 60 ℃ (140℉ ) ，池中任何部份
不允許發生局部沸騰 (Local Boiling ) 之現象，池水水位也必須
維持在正常狀態。
(三) 在非正常情況下 (其中包括全爐退出 Full Core Unload 之事件)
所作之安全分析，用過燃料貯存池冷卻系統正常運轉下 (亦即無需
假設單一故障) ，池水之溫度限制必須依據餘熱移除系統之情況而
定：
1 若餘熱移除系統及用過燃料貯存池冷卻系統同時對貯存池執行移
熱之功能時，則池水之溫度不可超過 66 ℃ (150℉ ) 。
2 若餘熱移除系統不對貯存池執行移熱功能，僅靠用過燃料貯存池
冷卻系統移熱時，則池水溫度應低於飽和溫度 (100℃ ) 。
以上所列兩項非正常情況下，有關冷卻系統能力之條件皆需符合方
可被接受。至於池水水位在不正常情況下，應至少高於燃料棒頂端
上方三公尺。
(四) 在緊急事故情況下，所有非第一類級 (Non Category I) 之冷卻系
統，包括用過燃料貯存池冷卻系統，均假設為不可運轉 (Inopera-
ble ) 。在此情況下必須有替代之運轉方式來執行移熱之要求，且
其轉換運作之步驟及所需之時間必須詳述。在緊急事故之情況下，
池水沸騰之情況是被允許的，但因沸騰所造成池水的損失率則需在
補水系統之容量範圍內，以確保池水水位在任何情況下必須高於燃
料頂端之上。
三 審查程序
(一) 用過燃料所產生衰變熱之估計，必須依據美國核管會文件 Residu-
al Decay Energy for Light-Water Reactors for Long-Term Co-
oling 中所列之方式來計算。
(二) 對於最大正常熱負載之估計方法，應遵循如下之考慮：一次正常更
換燃料所換下燃料經一五○小時衰變後產生之餘熱，加上一次正常
更換燃料所換下燃料經一年衰變後產生的餘熱，再加上其它因每次
正常更換燃料時已貯存於池內之用過燃料所產生之餘熱 (其所經衰
變時間可依更換實際清況來計算，但必須考慮裝滿貯存池最大容量
Fill to Capactiy 之熱負載) 。最大正常熱負載估計中，用過燃
料在爐內運轉時間要用實料實際駐留爐內時間來計算。
(三) 對於最大非正常熱負載 (全爐退出) 之估計則應考慮：全爐更換燃
料所換下燃料經一五○小時衰變後產生的餘熱，加上一次正常更換
燃料所換下之燃料經 36 天衰變後產生的餘熱，再加上其它裝滿貯
存池最大容量 (Fill to Capacity) 因每次正常更換燃料時已貯存
於池內之用過燃料所產生之餘熱 (其所經衰變時間可依據實際情況
來計算) 。在最大非正常熱負載估計中，用過燃料在爐內運轉時間
必須假設無窮大運轉 (Infinite Operation) 時間來計算。
(四) 在緊急事故分析中之熱負載應使用最大正常熱負載之估計方法。
(五) 在安全分析報告中，針對不同情況所作的各種熱負載估算，必須詳
列：用過燃料之批號 (Batch Number) 、數量、爐內駐留時間、在
爐內預作冷卻之時間，以及各批號所產生之餘熱。
(六) 用過燃料貯存池之冷卻系統和補水系統之配置圖必須詳列於安全分
析報告中。系統內組件之參數用以作為安全分析之根據者亦須詳列
，包括循環泵設計容量、熱交換器熱交換容量、熱交換器之積垢因
數 (Fouling Factor) 、熱交換器之溫度效率 (Temperature Eff-
iciency ) ，及冷卻水進出口溫度。
(七) 在分析各種情況下，必須詳列貯存池池水溫度、加熱速率、汽化速
率、以及池水水位等隨時間變化之情形。至於其計算中所採用之假
設，包括冷卻系統串數、熱交換量、池水水量、補水速率、替代運
轉方式、步驟及時間，以及有關參數亦需加以詳述。在池水溫度之
計算過程當中，不可將燃料組合、格架，以及其它結構物之熱容 (
Heat Capacity ) 效應列入考慮。
(八) 在熱流分析中之熱傳導與水流速率，必須採用儘可能保守之估算方
式，如不利之軸向功率分布、流速阻力、驅動力 (Driving Force
) 及熱傳係數等。分析時亦須考慮加馬射線直接加熱效應。這些重
要參數之估算方法與結果均需詳列。同時對各種情況下所計算出之
水流速度、水進出口溫度、空泡率 (Void Fraction ) ，燃料護套
最高溫度亦須加以詳列。
(九) 為格架改裝所增設之系統 (例如冷卻系統) ，其設計資料、分析資
料和配置圖均須詳述，以確保其設計系統能執行其預定功能。此外
，貯存格架設計須提供與安全有關之週期性檢驗與功能測試。
四 審查結果
(一) 審查者對貯存格架改裝與冷卻系統，須依據安全分析報告加以評估
，以確保系統能維持安全要求。
(二) 貯存格架改裝與冷卻系統符合設計準則與安全標準的結論是依據：
1 冷卻系統不會因單一能動組件故障，而完全失去其系統冷卻貯存
池之安全相關機能。
2 冷卻系統具多重性 (Redundancy) ，因此在任何情況下皆能從貯
存池移走其池內之餘熱負載。
3 在任何情況下依據現有冷卻系統及補水系統之設計，貯存池皆能
維持適當之水位。
4 冷卻系統與貯存格架，皆能允許週期性檢驗與運轉機能試驗。
五 參考資料
(一) NUREG-0800, Standard Review Plan, Section 9.1.3, U.S.NRC.
(二) ANSI/ANS-57.2-1983, American National Standard "Design Re-
quirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Fac-
ilities at Nuclear Power Plant "
(三) USNRC Letter,"THE POSITION FOR REVIEW AND ACCEPTANCE OF S-
PENT FUEL STORAGE AND HANDLING APPLICATIONS" ,Brian K. Gr-
imes, April 14, 1978.
結構分析
一 審查範圍
本章節旨在提供審查者審查核能電廠用過燃料池貯存格架改裝之安全
分析報告中，有關燃料池及格架在正常情況及異常情況下，仍能維持
其完整性所需注意事項。
由材料、機械及結構觀點，可考慮審查下列各項範圍：
(一) 燃料池與電廠其他結構物間之關連性
由於燃料格架之改裝造成對燃料池的影響，必然連帶到與燃料池相
關連之結構，故須審查其安全性是否有所改變。
(二) 燃料池之結構完整性
由於池內換裝成高密度貯存格架，燃料池之結構至少必須考慮下列
各項因素：
1 負荷組合之改變。
2 樓板承受載重改變後之安全性。
3 燃料池結構之安全性。
4 燃料池之老化現象。
5 水振盪波對燃料池之影響。
(三) 燃料貯存格架之結構完整性
1 新負荷組合下，貯存格架之完整性。
2 格架支撐與地基間之關係，必須考慮地震力經格架之水平及垂直
支撐結構而傳送到池壁及地基的現象。燃料池、格架中所有間隙
及接觸面的滑動也要指明。並應考慮新格架與舊池壁、及地板相
接觸之狀況，例如接觸力及反應頻譜等。
3 燃料束與格架間之碰撞。
4 格架間之碰撞。
(四) 燃料運送狀況對燃料池及貯存格架之影響。
必須考慮下列假想掉落事件：
1 重物垂直掉落至格架頂部。
2 重物垂直掉落並穿過格架而達底部。
3 重物傾斜掉落至格架頂部。
此外必須提供燃料運送過程之詳細資料。
二 接受準則
不銹鋼之貯存格架設計、製造及安裝必須符合美國 AISC 規範或 ASM
E 規範第三級組件第三段 NF 分段之規定。當選定其中一種規範後，
必須全程採用，不可混淆使用。
貯存格架中其他非不銹鋼材料亦必須符合 ASME 規範中第三段 NF 分
段之規定。並配合燃料池環境，以減少腐蝕及加凡尼電流 (Galvanic
) 效應。
申請者若採用不合規定的材料，必須依設計程序及製造技術個案審查
。
三 審查程序
(一) 燃料貯存格架
審查燃料貯存格架的結構分析時，主要審查項目如下：
1 負荷
審查者對申請者在重新設計格架時，負荷的改變及各種負荷的組
合，必須詳加審查，以確保所有適當的假設事件均考慮在內，使
得負荷的組合趨於完整。審查程序如下：
(1) 申請者所提出的設計及運轉負荷及其組合，必須完整。因修改
原設計而造成的溫度分布變化，皆應逐一考慮。由於穿越過池
壁及底板的最大溫度變化分布，所產生的熱負荷，亦應考慮在
內。格架間因滿載及全空之相鄰，所造成的不均勻加熱效應，
會導致溫度變化，申請者應在設計格架時列入考慮並加以說明
。吊車所產生的最大上提力，應予說明；其內容包含設計格架
及分析現有池底時之考慮因素。特殊的負荷及負荷組合，必須
符合美國核管會文件 SRP 3.8.4-II.3 的規定。
(2) 地震及衝擊力
對於沒有樓板反應頻譜或地表反應頻譜等動態輸入數據的電廠
，可以參考 SRP 第 3.7 節的規定做動態分析。地表反應頻譜
及阻尼大小，應符合美國核管會文件及法規指引 1.61 節規定
。對於已有上述動態數據的電廠，在做新格架系統設計及分析
時，可以採用包括舊阻尼係數在內的現有輸入變數，或者採用
符合法規指引 1.60 及 1.61 的新變數。所謂已有動態數據係
指地表反應頻譜 (燃料池由地面支撐) 及樓板反應頻譜 (燃料
池由反應器廠房所支撐) ；或者 (燃料池由土壤支撐，且已考
慮土壤與結構的互制作用) 。使用舊的輸入變數時，不可以使
用法規指引 1.61 中新規定的阻尼係數。
在設計新格架系統時，三個正交方向的地震力應該同時相加。
三個方向的最大反應，應該以平方和的方根方式組合。如果僅
有一個垂直及一個水平反應頻譜時，必須採用此水平反應頻譜
於另一水平方向。
格架系統雖然浸於水中，但因此而產生的阻尼，應予忽略。如
無適當的試驗數據或詳細的分析結果，不可在動力分析時，增
加結構的阻尼。因浸水而產生的附加質量效應，亦必須考慮在
內。
由於燃料束及導管壁之間有間隙，在地震時可能會有碰撞發生
。碰撞力可以由燃料束的動能略估之。估算動能時要用燃料束
的最大速度，速度反應頻譜對應於浸水燃料束最低自然頻率的
速度，可做為燃料束的最大速度。格架壁及其支撐結構的局部
及整體分析，均應考慮此種負荷。燃料不得在此種負荷之下損
壞。
(3) 申請者必須詳述所採用之負荷組合方式。
(4) 用過燃料池的結構分析使用的負荷除了一般的設計荷重外，水
振盪 (sloshing) 對池壁之影響亦應考慮。
2 分析方法
(1) 申請者必須提供數學模式的細節，包含敘述重要參數的取得方
法，例如：支撐結構間隙，燃料束及導管間隙等之處理方法；
燃料束及導管聚質 (lump mass ) 簡化的方法；處理池壁受水
振盪效應的方法；由於結構浸水而產生的效應，如質量、質量
分布、燃料束及格架的阻尼及其他各種參數。符合 SRP 3.8.4
-II.4 節的設計及分析步驟皆可接受。各種間隙、水的振盪以
及由於浸在水中而造成的等效質量及阻尼等效應，皆應量化。
(2) 當池壁的較高處用來作為側向支撐時，池壁的撓曲度及池壁的
強度，必須詳加考慮。如果池壁的撓曲度大 (最低共振頻率小
於33Hz) ，在較高處支撐點的樓板反應頻譜可能大於池底的樓
板反應頻譜。在此種情形下，如果用反應頻譜法來作分析，應
該按以下兩個步驟來做：
如果高低兩處的反應頻譜的尖峰值位置沒有明顯的漂移現象
，應該用較高處的反應頻譜來分析格架系統。若有漂移現象
，則可用包容法 (Envelop ) 之反應頻譜來分析。
以支撐點的最大相對位移作為負荷，對格架系統作靜力分析
。
以上兩項分析的應力結果，應該用絕對值相加的方式組合。
如果池壁模式的基本共振頻率大於或等於 33Hz ，則可假設新
格架系統，在池壁高處的支撐點與池底有相同的反應，可以用
舊的樓板反應頻譜或地表反應頻譜來作分析。
(二) 用過燃料池
審查用過燃料池的結構分析時，主要審查項目如下：
1 用過燃料池之結構說明
關於用過燃料池結構之說明必須包括用過燃料池之位置、結構型
式，構築材料及鄰近廠房結構物的相對位置。
2 結構分析之假設
分析模式、材料行為模式及邊界條件的各種假設，均項詳述。
3 分析方法
動力分析時，必須審查質量、勁度、阻尼以及動力荷重之決定方
式。此類數學模式中重要參數值選定須有足夠的理由。
若採用靜態分析時，須審查等效靜荷重的計算方法及其組合方式
。
4 分析結果
審查各種荷重組合所造成的應力是否超過容許設計應力及其安全
範圍。對於超過設計使用年限或因環境改變而降低使用年限的結
構，應考慮材料老化對容許設計應力可能造成的影響。對於用過
燃料池的內襯版，則審查其應變及其固定物的位移是否滿足四‧
五節參考資料第四項及第五項之規定。
四 審查結果
審查者對重新安裝新燃料格架的結構分析報告之完整性及正確性評估
後，若認為已滿足了接受標準之要求，則必須在安全評估報告中指出
審查的結果，認可申請者所使用的分析方法並證實其結果為可接受，
且足以確保結構之安全。
五 參考資料
(一) NUREG-0800, Standard Review Plan, Section 3.8.4, U.S. NRC.
(二) NUREG-0800, Standard Review Plan, Section 3.7, U.S. NRC.
(三) Regulatory Guide 1.60 and 1.61, U.S. NRC.
(四) ACI-ASME Code Section III, Table CC-3720-1。
(五) ACI-ASME Code Section III, Table CC-3730-1。
輻射安全
本章旨在提供輻射安全審查規範，以充分保證核能電廠之輻射安全不因用
過燃料池格架改裝而受到影響。為達成此一保證，申請者須提出輻射評估
有關之報告。針對廠內工作人員之輻射安全，審查重點應包括 (1 ) 輻射
源 (2 ) 輻射劑量率 (3 ) 區域與空浮放射活性偵測 (4 ) 合理抑低措施
。
一 審查範圍
本節旨在敘述輻射安全審查至少必須涵蓋之審查範圍。
(一) 輻射源
1 用過燃料池池水輻射源
說明用過燃料池在正常運轉及燃料更換期間，池水中含有分裂產
物與腐蝕產物輻射源之來源，包括來自 (a ) 由於主冷卻水被引
入用過燃料池池水中， (b ) 由於燃料自爐心到用過燃料池之搬
移，與 (c ) 用過燃料池貯存之破損燃料 (Defective Fuels )
。池水預期或度量之放射性核種，包括錳 -54、鈷-58、鈷-60、
銫- 134 與銫- 137 ，以及核種濃度 (微居里／毫升) 須一併列
表說明。
2 空浮輻射源
說明放射性物質因燃料破損、氣化 (Evaporation) 所造成空浮
，如氪 -85及氚，並說明計算或度量所得之正常運轉與燃料更換
期間之空浮濃度。
3 其他輻射源
如果格架變更改裝會導致更頻繁的除礦器 (Deminerizer) 與過
瀘器 (Filters) 之更換，則說明它所造成累積劑量等效曝露 (
Accumulated Dose Equivalent Exposure) 之效應。
(二) 輻射劑量率
1 燃料組件、控制棒與可燃毒素棒
說明燃料組合、控制棒、可燃毒物棒及其他貯存在池內之物質，
在池面所造成劑量率，並說明搬移中準備置入格架之燃料組合所
造成劑量率及做為屏蔽搬移中燃料組件之池水深度。如池水深度
不及 10 呎或池面上 3 呎處之劑量率大於周圍輻射強度 5 毫
侖琴／小時以上，則申請者須提出「運轉規範」中指定搬移燃料
組件之水屏蔽最小深度，並指出保證此最小水屏蔽深度之方法。
因為格架改裝，用過燃料組合貯存位置可能移近混凝土屏蔽池牆
，因而改變池邊的劑量率，使得附近工作區輻射劑量率升高，申
請者須評估此一可能的問題。
2 用過燃料池水
申請者須提供用過燃料池水之活性在池面所造成輻射劑量率，以
及在工作區、水池邊緣、水池中央與燃料操作台，所造成輻射劑
量率；如有銹垢 (crud) 之沉積效應，則須考慮在內。根據燃料
更換水之活性，申請者須考慮燃料更換前、更換期間與更換後之
輻射劑量率。
3 空浮放射性同位素
根據空浮輻射源，說明因氪-85 與氚濃度所造成全身輻射劑量率
與吸入空浮活性之積存輻射劑量 (Dose Commitments) 等之廠內
曝露。
4 格架改裝過程之輻射劑量評估
(1) 改裝過程說明
說明舊格架拆卸、除污、處置如新格架安裝之方法。如果改裝
計畫係採用燃料棒雙層排列 (Double Tiering) 或密集化 (C-
onsolidation) ，申請者須提出更詳細之改裝說明。
(2) 輻射劑量管制措施
對所有改裝計畫，申請者都須提供下列資料：
改裝過程的職業曝露 (Occupational Exposure) 如何符合
合理抑低 (ALARA) 之要求，包括清除燃料池池壁污染積垢
以降低池區輻射曝露的方法與需要。
如何真空清除燃料池池底之污染 (使用潛水伕時) 。
如何淨化燃料池池水。
如何調配格架上貯存之用過燃料，使潛水伕有最大之水屏蔽
以減小劑量率。
潛水伕工作之預先規劃。
保健物理人員在工作區之監測 (Surveillance and Monito-
ring) 。
高輻射微粒 (Hot Particle) 之偵測與防護措施。
(3) 輻射劑量評估
評估改裝過程之輻射劑量，申請者須提供下列資料：
預期執行之工作項目。
每一工作項目之預期人力 (包括潛水伕) 。
預期之劑量率。
工作時間。
預期之總集體劑量 (人－侖目) 。
預期執行的工作，包括舊格架拆卸，除污處置與新格架安裝
。對於已貯存在水池內之燃料組合，如何從舊格架移到新格
架的處置步驗也須說明。
(4) 舊格架之處置
針對舊格架之拆卸與處置，申請者須提供下列資料：
舊格架拆卸、去污與處置方法。處置取代辦法包括保持格架
原狀、裝箱送到低強度廢料掩埋場做處置，或直接切割裝桶
掩埋。如果格架經過去污後準備貯存在廠內，必須說明清楚
其貯存方案。
說明格架拆卸、處置過程每一項操作階段之劑量率。
說明每一步驟所需之工作人時，及其總集體劑量 (人－侖目
) 。
執照申請者應說明其格架處置方法在上述考量下，如何達成
輻射曝露之合理抑底 (ALARA) 要求，以及處置成本、掩埋
場可供掩埋空間等。
(三) 區域與空浮放射性偵測
申請者須說明在正常運轉、燃料更換、預期運轉事件 (Anticipat-
ed Operational Occurances) 與意外事故下，用過燃料池的區域
與空浮收射性偵測系統。如果終期安全分析報告 (FSAR) 含有此項
資料，申請者可直接引用以作為說明。
1 區域偵測系統
說明在用過燃料池區的裝設位置，每一系統的輻射背景水平及警
報設定值。
2 空浮放射活性偵測系統
說明在用過燃料池區之空浮放射性連續偵測系統，包括在意外事
故時的考慮。申請者須提供工作人員可能量及造成劑量之估算。
如果使用空氣取樣器 (Air Samplers) 來收集樣品，申請者須描
述收集步驟及其輻射曝露評估。
(四) 合理抑低措施
說明用過燃料池改裝期間，為減少職業曝露以符合理抑低 (ALARA)
要求，所採取之各項措施。
1 除污步驟
說明下列操作程序：
(1) 真空清除池壁上之積垢，這些積垢可能會增高用過燃料池區之
輻射強度。
(2) 真空清除用過燃料池池底，如潛水伕參與改裝工作時。
(3) 用過燃料池周圍地區之除污。
此外，除了用過燃料，任何貯存在池內而影響到輻射背景之物
質，也須說明；而如果改裝過程打算讓這些物質留在池裏，須
說明原因。如果池水流經廢料系統以減低水內放射性核種濃度
，則須加以說明；用過燃料格架自池內移出處置或做廠內貯存
，其除污細節也須說明，包括除污前後之劑量率。
2 監測與管制
保健物理人員須提供所有改裝過程之輻射防護監測與管制，以保
證所有操作皆能按合理抑低 (ALARA) 職業曝露之要求執行。
3 訓練
申請者須有一套完整的訓練計畫，提供即將在用過燃料池區域參
與改裝工作的所有人員。對於即將執行 (2) 項所述之偵測人員
，必須領有輻射防護執照的人員 (負責人至少應具有中級以上之
執照) 。
(五) 廠外輻射影響
由於格架之改裝，申請者須說明用過燃料貯存量改變後，在正常運
轉、燃料更換或意外事故下，所造成廠外輻射影響之變化。而由於
格架改裝，申請者須考慮各種可能會造成輻射外釋至環境之事故，
並就所有事故中最嚴重者，說明其對環境之輻射影響。
二 接受準則
(一) 輻射源
申請者在安全分析報告中所提供之資料，如涵蓋五、一節第 1 項
中所述之審查範圍，則其對輻射源之說明是可以接受的。申請者所
列出對用過燃料池工作區輻射劑量有貢獻之核種與濃度 (微居里／
毫升) ，須包括錳-54 、鈷-58 、鈷-60 、銫- 134 與銫- 137 。
其他核種濃度如小於 10 (-6次方 ) 微居里／毫升時，可不用列出
。由於用過燃料池新增貯存的燃料組件，其可能釋放到燃料池區的
任何氪 -85 與氚亦應列出。
(二) 輻射劑量率
申請者安全分析報告所提供資料，若能充分說明考慮所有輻射源所
造成的輻射劑量率，包括來自燃料組合、池水中分裂產物與腐蝕產
物射源、空浮放射活性及來自低密度格架之拆卸、除污與處置，如
五、一節第 2 項所述，則其對輻射劑量率之說明是可接受的。但
是劑量率之變化如係來自格架改裝所產生射源，應在資料中註明。
(三) 區域與空浮放射活性偵測
區域偵測系統說明如符合 ANSI/ANS-HPSSC-6.8.1-1981 所規定，
則是可接受的。為了保證工作人員曝露符合合理抑低 (ALARA ) 原
則，偵檢器須儘量靠近用過燃料池，以求快速偵測出在工作區內來
自操作事作 (Operational Occurrance) 或意外事故所導致輻射強
度之偶發性變化 (Inadvertent Changes ) 。
空浮放射活性偵測系統說明如符合 10 CFR 20.103,ANSI-N31. 1-1
969 與 R.G.8.15 等之要求，則是可接受的。意外事故空浮偵測要
求儀器須能涵蓋可計算出之最大事故輻射強度，並要求在意外事故
時，空浮偵測仍能正常運作。
(四) 合理抑低措施
申請者所採取儘可能合理抑低措施，除了包括五、一節第 4 項所
述內容外，亦應考慮下列諸項因素：
1 可攜式偵檢儀具 (Survey Instrument ) 須被使用在格架改裝所
有階段的偵檢，包括燃料組合由舊的低密度格架移至新的高密度
格架，以及舊格架之拆卸與處置。
2 工作人員須穿著抗污染之工作服以防污染。
3 如有潛水伕參與，則需有適當之輻射偵檢來評估潛水伕之劑量是
否符合合理抑低 (ALARA ) ，而且貯存燃料之幾何安排須使潛水
伕輻射劑量率達到最小。
4 用過燃料池之淨水系統須隨時保持運轉狀態。
5 用過燃料池走道表面須做除污以防止污染外釋。若有潛水伕參與
，則用過燃料池池底須真空清洗來減小曝露程度。
6 每個工作人員須受完整訓練來執行改裝之特殊任務，包括合格的
保健物理人員 (須符合 R.G. 1.8 的資格要求)
(五) 廠外輻射影響
申請者對廠外輻射影響之說明應充分交代五、一節第 5 項所提要
求。正常運轉對廠外輻射影響包括放射性物質之排放、空浮放射性
核種之外釋、廢料之產生、舊格架之處置等；而意外事故則至少須
包括第六章中所考慮之範圍。
三 審查程序
(一) 輻射源
申請者應提供有關輻射源資料以做為對應輻射劑量之審查。
(二) 輻射劑量率
申請者所提之安全分析報告應有格架改裝步驟與輻射安全評估，其
中包括所有輻射源的放射活性、濃度、屏蔽及正常操作時之監測數
據 (例如在燃料更換時有較高之輻射強度) ；氪與氚之洩漏；腐蝕
產物之沉積等。工作人員之輻射劑量率均須符合 10 CFR 20 之要
求。
(三) 區域與空浮放射活性偵測
審查用過燃料池安全分析，包括下列：
1 用過燃料池區之劑量率。
2 區域與空浮放射活性偵測儀器之位置。
3 空氣取樣程序。
4 其他 10 CFR 20.201 要求之監測。
根據此一審查，可以要求申請者提供必要資料或要求重新評估輻射
防護計畫。
(四) 儘可能合理抑低措施
審查者須判定申請者的合理抑低 (ALARA ) 計畫是否符合本章輻射
安全。根據這項審查，可以要求申請者提供任何必要資料或重新評
估。
(五) 廠外輻射影響
審查者根據申請者所提供的資料，比較與評估格架改裝前後對廠外
環境帶來之輻射影響。確認改裝後對廠外環境增加之輻射影響是可
忽略而允許的。根據本章輻射防護之接受準則要求，可以要求申請
者提供任何必要資料或重新評估外釋劑量之影響。
四 審查結果
審查者對新密集燃料格架改裝過程與改裝後在輻射防護措施與廠外輻
射影響評估後，若認為已滿足接受準則的要求，以及審查程序內的各
項考慮皆已符合時，可以通過其申請。必須在安全評估報告中指出審
查的結果，認可申請者所使用的分析方法並證實其結果為可接受，且
足以確保輻射之安全。否則可以針對不明確部份或仍需補充之內容，
退回重新分析後再做審查。
審查者在審查時，除了按照上述審查程序所列的項目執行外，對未包
括之項目執行外，對未包括之項目且認定為重要者，得隨時反應原子
能委員會進行補充修訂。此外審查過程中得要求申請執照者提供必要
之說明與資料。
五 參考資料
(一) 10 CFR Part 20, Standards For Protection Aganist Radiation
.
(二) 10 CFR 50 Appendix A, General Design Criterion 61, Fuel S-
torage and Handling and Radioactivity Controls.
(三) Regulatory Guide 8.8, Information Relevant to Insuring th-
at Occupational Radiation Exposure at Nuclear Power Stati-
ons will be ALARA, U.S. NRC.
(四) Regulatory Guide 8.10, C.1, Operating Philosophy for Main-
taining Occupational Radiation Expouser ALARA, U.S.NRC.
(五) ANSI/ANS-HPSSC 6.8.1-1981, Location and Design Criterial f
-or Area Radiation Monitoring System for Light Water Nucl-
ear Reactor.
(六) ASNI N13.1-1969, Guide to Sampling Radioactive Material.
(七) Regulatory Guide 8.15, Acceptable Programs for Resiratory
Protection. U.S.NRC.
事故評估
核能電廠用過燃料池貯存格架之改裝，可能因格架結構之變更、用過燃料
密度之增加而使原來之安全要求面臨更嚴格的挑戰。從意外事故的觀點來
考慮，格架改裝所涉及的各種安全問題有可能比未改裝前更值得重視。
一 審查範圍
重新設計過的改裝格架，其可接受的設計要求混合了原格架和燃料池
各系統的設計要求，以及針對新設計格架之動機所必須增加或修改的
新設計要求。在意外事故的考慮上，應包括：
(一) 在任何情況下，維持最大可容許的增殖因數 (Keff) ，包括：
1 池水中不得假設含有可溶性中子毒物。
2 燃料組合掉落事故。
3 卡在格架上的燃料組合受外力拉引事故。
4 地震。
5 在燃料組合未完全離開格架時，做水平移動。
6 在格架外圍放置燃料組合事故。
(二) 避免池水洩漏，以及冷卻能力喪失。
1 冷卻水系統的失效。
2 補水系統的失效。
(三) 建立因燃料組合掉落所必須的廠外劑量評估。
(四) 提供燃料池和格架結構足夠的地震設計要求。包括：
1 運轉基準地震。
2 安全停機地震。
(五) 維持廠內劑量在一定限值之下，包括：
1 附著於燃料組件外圍的活化產物剝落。
2 破損燃料棒引起的池水輻射強度增加。
3 燃料池水溢出池外。
(六) 維持水池及格架結構之完整性：
1 燃料運送匣掉落事故。
2 燃料操作系統掉落事故。
3 格架膨脹。
(七) 保護貯存燃料免受自然災害及投射物侵襲。
二 接受準則
用過燃料池貯存格架之改裝，在意外事故的考慮上，必須針對各個安
全領域 (臨界安全、熱流安全、結構安全、輻射安全) 所關切的安全
準則，在申請者的安全分析報告中指出可能有嚴重影響的意外事故分
析結果或說明。審查者在評估這些分析或說明的可接受性時，應依據
各個安全領域已詳列的安全準則來評估。審查者並可依據所關切的意
外事故或事件序列，要求申請者提供針對安全準則的分析或說明。
三 審查程序
針對意外事故的分析或說明，若事故已涵蓋在各安全領域的考慮中，
其審查程序可參閱各安全領域之審查程序；其他未涵蓋於各安全領域
中的可能事故，審查者可依據下列一般程序：
(一) 意外事故發生之事件序列假設及所用的參數需有詳細且合理之敘述
。
(二) 意外事故所可能影響的安全領域是否皆有考慮到，是否違反安全準
則。
(三) 意外事故的審查若發現有不可接受之處時，可要求在運轉規範中訂
定運轉限制之規定。
四 審查結果
在符合可接受的標準，以及審查程序內的各項考慮皆已符合時，可以
通過其申請。否則，可以要求退回重新分析，或要求對說明不清楚部
份重新說明。
五 參考資料
(一) EPRI-NP-4561, Fuel and Pool Component Performance in Stor-
age Pools, 1986.
(二) EPRI-NP-3765, Surveillance of LWR Spent Fuel on Wet Stora-
ge, 1984.
(三) ANSI/ANS-57.2-1983, Design Requirements for Light Water R-
eactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Pla-
nts.