壹、總則
    為因應經營者提出核能電廠運轉執照換發申請之審查作業需求，核能
安全委員會(以下簡稱本會)依據「核子反應器設施管制法」(以下簡稱核
管法)第六條及「核子反應器設施運轉執照申請審核辦法」(以下簡稱執照
申請審核辦法)第十六條與第十六條之一，對於經營者申請換發核能電廠
運轉執照應檢具之相關技術文件及應符合之規定，並考量國內管制要求，
以及參考美國對於核能電廠運轉執照換發申請及審查相關法規、法規指引
及導則內容，特訂定本技術審查導則，作為本會執行技術審查之依據。

貳、審查要點
第一章　程序審查
一、審查範圍
    審查人員查核經營者依核管法第六條及執照申請審核辦法第十六條之
規定，檢附下列相關技術評估報告與文件及基於審查所需相關資訊內容之
完整性。
(一)一般資訊，包含設施及運轉執照基本資訊、申請所依據及參考之國內
    或國際法規及標準與規範、技術報告中專有名詞及英文縮寫之中英對
    照。
(二)執照申請審核辦法第十六條規定之技術文件
  1.整體性老化評估及老化管理報告，應包含下列內容：
   (1)範圍界定與篩選之方法及結果。
   (2)老化管理評估及老化管理方案。
  2.時限老化分析報告。
  3.相關終期安全分析報告及運轉技術規範之增修內容。
  4.輻射相關議題查核評估報告。
  5.耐震安全評估說明。
  6.其他經本會指定之事項。
(三)其他文件
    技術與管理能力及財務基礎報告。(附件)
    依執照申請審核辦法第十六條之一規定，經營者得分階段提送執照申
請審核辦法第十六條規定文件，惟整體性老化評估及老化管理報告、時限
老化分析報告、相關終期安全分析報告及運轉技術規範之增修內容等，因
其內容具高度關聯性，故經營者應同時提送。
二、接受標準
    經營者已依核管法第六條與執照申請審核辦法第十六條對申請換發運
轉執照之規定，以及核安會進行審查所需，檢送相關技術文件、設施基本
資訊以及所依據之法規與參考之標準或規範等內容；文件內容完整，足以
提供審查人員進行技術審查。
三、審查要點
(一)經營者應說明申請換發運轉執照之核子反應器設施基本資訊，如設施
    經營者名稱、設施名稱及機組、設置地點、使用目的、設施現況及申
    請執照換發後繼續運轉之期限。
(二)經營者應說明運轉執照換發申請所依據之法規，以及安全技術評估所
    參考之國際法規、標準、規範，相關資訊需清晰且具體。
(三)經營者應說明技術報告中專有名詞，含英文縮寫之中英對照。
(四)經營者應提出整體性老化評估及老化管理報告，並包含下列內容：
  1.範圍界定與篩選之方法及結果
        對於界定及篩選需進行老化管理評估的結構、系統及組件所使用
    的方法，並分別列出廠級界定結果及機械系統、結構、儀電組件之界
    定與篩選結果。
  2.老化管理評估及老化管理方案。
        針對須進行老化管理評估的結構、系統及組件，說明其設計之預
    期功能、可能的老化效應及所採之老化管理方案，以及說明所採之老
    化管理方案內容能適當地管理老化效應，以確保在執照換發後繼續運
    轉期間，結構、系統及組件可維持其預期功能。
(五)經營者應提出時限老化分析報告，並包含下列內容：
  1.應列出需進行時限老化分析之項目及說明所使用的識別方法，並針對
    各項目，說明相關分析與計算在執照換發後繼續運轉期間之有效性，
    或老化效應能夠受到適當管理。
  2.應列出現行基於時限老化分析結果之豁免管制項目清單，並進行評估
    ，說明這些豁免項目在執照換發後繼續運轉期間之適用性。
(六)經營者應提出整體性老化評估及老化管理報告及時限老化分析報告相
    關之終期安全分析報告修訂內容，增述時限老化分析結果、老化效應
    管理作法及對應之老化管理方案；運轉技術規範修訂內容，應將執照
    換發後運轉期間，管理老化效應影響所需的運轉技術規範變更及其理
    由納入修訂內容。
(七)經營者應提出輻射相關議題查核評估報告，針對換發執照之輻射相關
    議題，包含人員及環境輻射安全、放射性物料管理、設計基準事故及
    嚴重事故等，提出評估說明及必要之減輕方案。
(八)經營者應提出耐震安全評估說明，針對機組運轉期間之經驗、國際核
    能電廠地震事件案例以及相關新事證，說明已採行及將持續滾動檢視
    地震相關危害及因應防護能力，以確保運轉執照換發後繼續運轉期間
    具備適當之防護能力及運轉安全。
(九)經營者應提出技術與管理能力及財務基礎報告，說明具備充足專業人
    力與良善管理制度，並有適當財務規劃及資源配置，確保運轉執照換
    發後繼續運轉期間，足以勝任核子反應器設施之經營。
四、審查結果
    審查人員確認經營者已依照「核子反應器設施管制法」及「核子反應
器設施運轉執照申請審核辦法」之規定，提出相關技術報告及其他審查所
需文件資訊，並足以提供審查人員進行技術審查。
五、相關法規及技術規範
(一)核子反應器設施管制法。
(二)核子反應器設施運轉執照申請審核辦法。
(三)10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses 
    for Nuclear Power Plants.
(四)NUREG-1800 Revision 2, Standard Review Plan (SRP) for Review
     for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, 
    U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
(五)NUREG-1801 Revision 2, Generic Aging Lessons Learned (GALL) 
    Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
(六)Regulatory Guide 1.188 Revision 2, Standard Format and 
    Content for Applications to Renew Nuclear Power Plant 
    Operating Licenses, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC)
    , 2020.
(七)NEI 95-10 Revision 6, Industry Guideline for Implementing 
    the Requirements of 10 CFR Part 54-The License Renewal Rule,
     U.S. Nuclear Energy Institute (NEI), 2005.

第二章　範圍界定與篩選之方法及結果
一、範圍界定與篩選之方法
(一)審查範圍
    審查人員查核經營者對於用以執行範圍界定以及組件篩選採用之方法
論之適切性，及已將必要之結構、系統及組件列入老化評估範圍。
(二)接受標準
  1.經營者應就全廠具有下列安全功能之結構、系統及組件，界定須執行
    老化管理評估之範圍，並說明範圍界定方法之適切性：
   (1)維持反應爐冷卻水壓力邊界完整性、使核子反應器停機並維持在安
      全停機狀態、防止或減緩事故後廠外輻射劑量超出法規所定限值之
      安全相關結構、系統及組件。
   (2)故障或失效時可能影響(1)項安全功能達成之非安全相關結構、系
      統及組件。
   (3)電廠特定之安全分析或評估，例如火災防護、儀電設備之環境驗證
      、壓水式反應器之壓力熱震、預期暫態未急停、電廠全黑，所涉及
      之結構、系統及組件。
   (4)日本福島事故後國內核能安全總體檢強化措施，用以執行應變、救
      援及防護之結構、系統及組件。
  2.經營者已就前項範圍界定結果，針對無零組件的作動或狀態改變的結
    構及組件，或未訂定固定更換週期及依驗證壽命定期更換之結構及組
    件等，進一步篩選出需執行老化管理評估之結構及組件，並說明篩選
    方式的適切性。
  3.經營者對於範圍界定與篩選，可採用美國核管會法規指引RG 1.188所
    認可之美國核能協會NEI 95-10 所提出之方法。
(三)審查要點
  1.範圍界定
        經營者應詳細說明範圍界定使用方法之適切性及就廠內系統與結
    構的清單，包含將運轉期間執行設計修改案及安全強化涉及的結構、
    組件列入，並確認其所執行的預期功能，以能完整地界定須執行老化
    管理評估之結構及組件範圍。
   (1)下列結構、系統及組件，應納入範圍界定清單：
      A.安全相關結構、系統及組件
            在預期運轉暫態、設計基準事故、廠外事件、天然災害等，
        具有下列安全功能之結構、系統及組件，需列入範圍界定清單。
       (a)維持核子反應器冷卻水壓力邊界之完整性。
       (b)使核子反應器設施停機，並維持在安全停機狀態。
       (c)防止或減緩事故後廠外輻射劑量超出法規所定限值。
      B.非安全相關結構、系統及組件
            非安全相關結構、系統及組件，其功能失效會造成前項之安
        全相關結構、系統及組件無法執行其預期功能者，需列入範圍界
        定清單。
            經營者得從下列文件，評估非安全相關結構、系統及組件之
        失效經驗：
       (a)持照基準文件，例如終期安全分析報告、運轉技術規範、緊急
          程序書指引、嚴重事故指引等相關文件。
       (b)個廠特定之運轉經驗，如設備故障、異常事件。
       (c)適用於個廠之工業界運轉經驗。
      C.特定系統或安全分析涉及之結構、系統及組件
            特定系統或事件分析，如火災防護、環境驗證、壓力熱震(
        壓水式反應器)、預期暫態未急停及電廠全黑等，所涉及之結構
        、系統及組件。
      D.日本福島事故後國內核能安全總體檢強化措施，執行應變及救援
        之結構、系統及組件
            日本福島事故後，國內核能安全總體檢強化措施，用以執行
        應變、救援及防護之結構、系統及組件，包含緊急電源、救援設
        備之氣體動力源及其附屬設備、廠內及廠外水災防護、維持爐心
        及用過燃料池之用過核子燃料淹蓋、反應爐洩壓及熱移除、用過
        燃料池完整性及圍阻體完整性等，所增設的結構(如水密門)、系
        統、設備組件。
   (2)經營者應就安全重要議題，如美國核管會對運轉執照換發之暫行指
      引(Interim Staff Guidance)、通用安全議題(Generic Safety 
      Issue)，逐項檢視並提出檢視結果，包含是否涉及老化評估與時限
      老化分析，並就需納入老化評估與時限老化分析者，確認是否已納
      入相關評估及分析。
  2.組件篩選
        經營者針對前項範圍界定清單，應詳細說明所使用方法之適切性
    ，並進一步篩選決定屬於下列組件及結構元件，須進行老化管理評估
    。
   (1)被動件：被動元件係指執行預期功能時，無零件的作動或狀態改變
      的設備組件。
   (2)長期使用：不需要定期更換或基於驗證壽命而更換的結構及組件。
(四)審查結果
    審查人員確認經營者執照換發申請案之範圍界定及篩選之方法論，足
以適切識別出須進行老化管理評估之結構、系統及組件，並提出清單。
(五)相關法規及技術規範
1.核子反應器設施管制法。
2.核子反應器設施運轉執照申請審核辦法。
3.10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses for 
  Nuclear Power Plants.
4.Regulatory Guide 1.188 Revision 2, Standard Format and Content
   for Applications to Renew Nuclear Power Plant Operating 
  Licenses, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2020.
5.NUREG-1800 Revision 2, Standard Review Plan (SRP) for Review 
  for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, 
  U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
6.NUREG-1801 Revision 2, Generic Aging Lessons Learned (GALL) 
  Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
7.NEI 95-10 Revision 6, Industry Guideline for Implementing the 
  Requirements of 10 CFR Part 54-The License Renewal Rule, U.S. 
  Nuclear Energy Institute (NEI), 2005.
二、廠級範圍界定結果
(一)審查範圍
        審查人員查核經營者提出廠級範圍界定結果清單，內容完整，可
    供後續篩選需進行老化管理評估之用。
(二)接受標準
        廠級範圍界定清單內容詳實完整，並能合理據以確認支持對廠級
    結構與系統評估作業完整性。
(三)審查要點
  1.審查人員得根據申請機組之結構、系統清單，抽查數個不在經營者執
    照換發申請案須執行老化評估之結構、系統及組件清單內之結構及系
    統，評估其是否屬應納入範圍界定者，以確定經營者正確識別執照換
    發申請案範圍界定內的廠級系統和結構。
  2.審查人員得參考最新版終期安全分析報告及相關適用之管制文件，確
    認與設計基準有關之結構、系統及組件，均已納入範圍界定清單。
(四)審查結果
        審查人員確認經營者提出之廠級結構和系統界定清單完整性，符
    合執照換發申請案應評估之範圍。
(五)相關法規及技術規範
  1.核子反應器設施管制法。
  2.核子反應器設施運轉執照申請審核辦法。
  3.10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses 
    for Nuclear Power Plants.
  4.RG 1.188 Revision 2, Standard Format and Content for 
    Applications to Renew Nuclear Power Plant Operating Licenses
    , U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2020.
  5.NUREG-1800 Revision 2, Standard Review Plan (SRP) for Review
     for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, 
    U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
  6.NUREG-1801 Revision 2, Generic Aging Lessons Learned (GALL) 
    Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
三、機械系統、結構類及儀電組件之範圍界定與篩選結果
(一)審查範圍
  1.審查人員查核機械系統之範圍界定和篩選結果，至少應包含以下各項
    ：
   (1)反應爐冷卻水系統，如反應爐壓力槽及其內部組件、冷卻水壓力邊
      界組件、冷卻管路系統和連接管、蒸汽產生器(適用壓水式反應器)
      等。
   (2)特殊安全設施，如圍阻體噴灑及隔離系統、備用氣體處理系統(適
      用沸水式反應器)、緊急爐心冷卻系統、冷卻系統等。
   (3)輔助系統，如用過燃料池冷卻及淨化系統、抑壓池淨化系統(適用
      沸水式反應器)、燃料裝填系統、開放式及閉路式冷卻水系統、最
      終熱沉、壓縮空氣系統、化學及容積控制系統(適用壓水式反應器)
      、備用硼液控制系統(適用沸水式反應器)、冷凝水貯存系統、燃料
      更換水貯存系統(適用壓水式反應器)、通風系統、緊急柴油發電機
      系統、消防系統等。
   (4)蒸汽和功率轉換系統，如主汽機、抽汽、飼水、冷凝器、蒸汽產生
      器沖放(適用壓水式反應器)、輔助飼水(適用壓水式反應器)等。
   (5)以上系統名稱係以其功能性而定，實際以個廠用詞為準。
  2.審查人員查核結構和結構組件之範圍界定和篩選結果，至少應包含以
    下各項：
   (1)一次圍阻體結構。
   (2)廠房結構，如進水口構造物、緊急柴油發電機廠房、輔助廠房、汽
      機廠房、燃料廠房等。
   (3)組件支撐，如電纜支架、管路吊架、彈性隔震墊、設備框架及支撐
      、通風系統風管支架等。
   (4)非安全相關結構，但其失效可能會妨礙安全相關結構、系統及組件
      發揮預期功能者。
   (5)典型的結構組件，如襯板、牆壁、地板、屋頂、基礎板、門、樑柱
      及框架等。
  3.審查人員查核儀電組件之範圍界定與篩選結果，至少應包含以下各項
    ：
   (1)電纜。
   (2)接頭或連接組件。
   (3)絕緣。
(二)接受標準
        經營者依廠級範圍界定清單，分別就機械系統、結構類及儀電組
    件，提出完整正確的篩選清單，俾供執行老化管理評估。
(三)審查要點
  1.機械系統、結構類及儀電組件之範圍界定
   (1)經營者應正確界定屬於執照換發申請案相關範圍的組件，並就屬老
      化評估範圍的組件，篩選出須進行實施老化管理評估的項目清單。
   (2)審查人員得參考最新版終期安全分析報告及相關適用之管制文件，
      確認結構、系統及組件之設計基準與其預期功能，並將這些結構、
      系統及組件納入範圍界定清單內。
   (3)審查人員得根據經營者所提須執行老化評估之系統、結構及組件清
      單，抽查是否有未被納入之系統、結構及組件，以檢視界定作業之
      完整性及正確性。
   (4)審查人員得參考美國核管會NUREG-1800第2.3.3.1、2.4.3.1、
      2.5.3.1節及表2.3-1、表2.4-1、表2.5-1列舉之範例，抽查機械系
      統、結構類及儀電組件之範圍界定清單的完整性及正確性。
  2.機械系統、結構類及儀電組件之篩選結果
   (1)審查人員依篩選原則，抽查屬於範圍界定，但未篩選納入老化管理
      評估之組件。
   (2)審查人員確認經營者已將須執行預期功能的組件列入須進行老化管
      理評估的清單，並無遺漏情形。
   (3)審查人員得參考美國核管會NUREG-1800第2.1節及表2.1-4、2.1-5
      ，協助確認篩選原則的適切性及典型的被動結構及組件。
   (4)審查人員得參考美國核管會NUREG-1800第2.3.3.2、2.4.3.2、
      2.5.3.2節及表2.3-2、2.4-1、2.5-1列舉之範例，確認範圍界定內
      之機械系統、結構類及儀電組件，適切地被篩選納入須進行老化管
      理評估的清單。
(四)審查結果
        審查人員確認經營者已就機械系統、結構類及儀電組件，適當地
    完成範圍界定及篩選，並建立需進行老化管理評估之清單。
(五)相關法規及技術規範
  1.核子反應器設施管制法。
  2.核子反應器設施運轉執照申請審核辦法。
  3.10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses 
    for Nuclear Power Plants.
  4.Regulatory Guide 1.188 Revision 2, Standard Format and 
    Content for Applications to Renew Nuclear Power Plant 
    Operating Licenses, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC)
    , 2020.
  5.NUREG-1800 Revision 2, Standard Review Plan (SRP) for Review
     for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, 
    U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
  6.NUREG-1801 Revision 2, Generic Aging Lessons Learned (GALL) 
    Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.

第三章　老化管理評估及老化管理方案
一、審查範圍
    審查人員查核經營者應就第二章範圍界定及篩選結果所列出之結構、
系統及組件清單，進行老化管理評估並提出對應之老化管理方案。
二、接受標準
    經營者已適切提出結構、系統及組件之老化管理評估結果，以及對應
之老化管理方案，證實經營者於執照換發後繼續運轉期間，可適當管理老
化效應，維持持照基準，以及結構、系統及組件之預期功能。
三、審查要點
(一)經營者應說明執行結構、系統及組件之老化管理評估及建置老化管理
    方案所引用之方法或規範，並就個廠狀況與運轉經驗評估，證實其適
    用性。
(二)老化管理評估須考慮如材料、環境及應力狀態，並就個廠持照基準、
    工業界運轉經驗以及既有的工程評估結果，確認出需管理的老化效應
    。
(三)典型應考量的老化效應如：累積性疲勞傷害、材料腐蝕、應力腐蝕龜
    裂、中子脆化、用過核子燃料格架中子吸收能力降低、循環負載下之
    裂紋成長、孔隙膨脹造成的尺寸變化、預力喪失、磨耗、流體加速腐
    蝕、沖蝕、熱傳能力降低、橡膠劣化、混凝土老劣化等。經營者應就
    個廠特性妥適評估可能的老化效應。
(四)對於影響結構、組件功能的老化效應，經營者須依附表老化管理方案
    十個要項，提出老化管理方案內容，如預防性措施、參數監測或檢測
    、趨勢分析等，並訂有合適的接受標準，以預防、減緩或檢測該項老
    化效應。
(五)老化管理方案相關作業應有合適的矯正措施、確認程序及行政管制程
    序，例如依核子反應器設施品質保證準則要求，所訂之作業程序是可
    接受的。
(六)經營者應提出終期安全分析報告修訂版，增訂相關章節，將老化效應
    之管理方案及措施增修納入，摘要敘述。
(七)審查人員得參考美國核管會NUREG-1800第3章內容及NUREG-1801對各
    結構、組件可能之老化效應及建議應採取之老化管理方案，確認已適
    當進行老管理評估及提出對應之老化管理方案。若所提出之可能老化
    效應及建議應採取的老化管理方案與美國核管會NUREG-1801所列不同
    ，須詳細說明其差異的技術基礎，以佐證其合理性。
四、審查結果
    審查人員確認經營者已依附表老化管理方案十個要項，提出老化管理
方案內容，適切管理結構、系統及組件之老化效應，維持持照基準與預期
功能。此外，審查人員確認經營者已於終期安全分析報告，增訂相關章節
，適當描述老化效應之管理方案。
五、相關法規及技術規範
(一)核子反應器設施管制法。
(二)核子反應器設施運轉執照申請審核辦法。
(三)10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses 
    for Nuclear Power Plants.
(四)NUREG-1800 Revision 2, Standard Review Plan (SRP) for Review
     for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, 
    U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
(五)NUREG-1801 Revision 2, Generic Aging Lessons Learned (GALL) 
    Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.

第四章　時限老化分析
一、審查範圍
    審查人員查核經營者所提時限老化分析報告，應至少包含反應爐壓力
槽中子脆化評估、金屬疲勞、電氣組件環境驗證、混凝土圍阻體預應力評
估(適用壓水式反應器)、圍阻體內襯、金屬圍阻體及穿越器疲勞評估，以
及其他個廠特定之時限老化分析等項目。
二、接受標準
    經營者已適當識別應執行之時限老化分析項目，並就各項目證實原始
分析或經再評估證實，可適用至執照換發後繼續運轉期間；或已就影響預
期功能之老化效應，建立適當之管理方案。
三、審查要點
(一)經營者應進行識別之時限老化分析係指涉及下列之分析或計算：
  1.屬於第二章範圍界定之結構、系統及組件。
  2.有考量老化效應者。
  3.以執照運轉年限作為分析之假設條件者。
  4.作為安全判斷之參考依據者。
  5.與第1項結構、系統及組件預期功能達成有關者。
  6.持照基準所涵蓋者。
(二)針對前項識別結果，經營者提出之時限老化分析應能證明：
  1.該分析於執照換發後繼續運轉期間仍然有效；或
  2.對該分析進行再評估，證明該分析可有效推估至執照換發後繼續運轉
    期間；或
  3.針對影響預期功能之老化效應，於執照換發後繼續運轉期間能夠受到
    適當管理。
(三)經營者應列出現行有效之豁免清單，確認涉及時限老化分析的豁免項
    目，並評估該等豁免項目於執照換發後繼續運轉期間之適用性。
(四)經營者應就時限老化分析結果，提出終期安全分析報告修訂版，增修
    相關章節摘要敘述。
(五)審查人員得參考美國核管會NUREG-1800第4章各節內容，確認已適當
    識別應執行之時限老化分析項目，並證實原始分析或經再評估證實，
    可適用至執照換發後繼續運轉期間；或已就影響預期功能之老化效應
    ，建立適當之管理方案。
四、審查結果
    審查人員確認經營者適切執行運轉執照換發申請案之時限老化分析，
確認於執照換發後繼續運轉期間，相關分析與計算之有效性。經營者於終
期安全分析報告增訂相關章節，適當描述時限老化分析及結果。
五、相關法規及技術規範
(一)核子反應器設施管制法。
(二)核子反應器設施運轉執照申請審核辦法。
(三)10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses 
    for Nuclear Power Plants.
(四)NUREG-1800 Revision 2, Standard Review Plan (SRP) for Review
     for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, 
    U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
(五)NUREG-1801 Revision 2, Generic Aging Lessons Learned (GALL) 
    Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.

第五章　終期安全分析報告與運轉技術規範之增修
一、審查範圍
    審查人員查核經營者應依據「核子反應器設施運轉執照申請審核辦法
」第十六條第一項第三款規定，針對終期安全分析報告（FSAR）及運轉技
術規範（TS）之增修提出說明，內容應涵蓋老化管理與時限老化分析結果
，以及管理措施。
二、接受標準
    經營者已將申請運轉執照換發所提出之老化管理評估、時限老化分析
及老化管理方案等內容，納入終期安全分析報告；相關分析結果及老化管
理措施等必要之運轉限制與檢測要求，已納入運轉技術規範修訂內容。
三、審查要點
(一)終期安全分析報告
  1.終期安全分析報告內容應更新包含下列事項：
   (1)老化效應與老化管理方案之彙整與評估結果。
   (2)時限老化分析之主要分析、計算結果與管理措施。
   (3)老化管理方案所承諾於進入執照換發後繼續運轉前需完成之改善事
      項。
  2.應說明所參照之分析方法、標準及假設基礎，並提供足夠之數據支持
    其有效性。
  3.增修內容應編列至終期安全分析報告中對應章節，並標示修訂版本及
    修正內容。
(二)運轉技術規範
  1.經營者應說明運轉技術規範之修訂內容與依據，並說明該變更如何確
    保於執照換發後仍能有效執行老化管理與監控措施。
  2.技術規範新增或修訂內容應包含確保維持預期功能，與老化管理相關
    之運轉限制條件、監測參數、不符合之採取行動、偵測試驗週期要求
    等，以及操作條件。
四、審查結果
    審查人員應確認終期安全分析報告及運轉技術規範之增修內容，已將
申請運轉執照換發經老化管理評估後所提出之時限老化分析、老化管理方
案，以及必要之運轉限制與檢測要求等內容納入，並與老化管理與時限老
化分析結果相符。
五、相關法規及技術規範
(一)核子反應器設施管制法。
(二)核子反應器設施運轉執照申請審核辦法。
(三)10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses 
    for Nuclear Power Plants.
(四)10 CFR 50.36, Technical Specifications.
(五)NUREG-1800 Revision 2, Standard Review Plan (SRP) for Review
     for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, 
    U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
(六)NUREG-1801 Revision 2, Generic Aging Lessons Learned (GALL) 
    Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2010.
(七)NUREG-1431/1432/1433/1434, Standard Technical Specifications
    .

第六章　輻射相關議題查核評估報告
一、審查範圍
    審查人員查核經營者就核子反應器設施運轉執照換發涉及之輻射相關
議題，包含人員及環境輻射安全、放射性物料管理、設計基準事故及嚴重
事故等，提出評估說明及必要之減輕方案。
二、接受標準
    針對輻射相關議題提出適當評估說明，議題評估過程及評估結果符合
所參照之相關法規及規範。
三、審查要點
(一)經營者應說明評估所參照的法規及標準。
(二)審查人員確認經營者應就輻射相關議題提出評估說明，評估項目與內
    容至少應包含：
  1.人員劑量評估項目
   (1)民眾輻射曝露
      A.執照換發後繼續運轉期間與原運轉期間的主要輻射源、放射性氣
        液體排放及管制措施之差異，並與原運轉期間放射性氣液體排放
        、民眾劑量評估結果與趨勢等歷史資訊，進行分析以評估其影響
        。
      B.更新工程期間的主要輻射源、放射性氣液體排放及管制措施，進
        行分析以評估對民眾輻射曝露之影響。
   (2)電廠工作人員職業曝露
      A.執照換發後繼續運轉期間與原運轉期間的輻射作業類型與管制措
        施之差異，並與原運轉期間輻射工作人員劑量監測統計結果與趨
        勢等歷史資訊，進行分析以評估其影響。
      B.更新工程期間的輻射作業類型與管制措施，進行分析以評估對電
        廠工作人員職業曝露之影響。
  2.環境輻射監測評估項目
   (1)環境輻射監測
          執照換發後繼續運轉期間與原運轉期間環境輻射監測規劃之差
      異，包含設施外之偵測項目、目的、偵測方法、偵測對象、取樣點
      之位置、頻率、引用法規等內容，涵蓋陸域及水域，並與原運轉期
      間之環境監測結果等歷史資訊，進行分析以評估其影響。另就放射
      性物質對陸域及海域生物之影響評估說明。
   (2)放射性核種污染地下水之監測
          執照換發後繼續運轉期間與原運轉期間地下水防護方案之差異
      ，並與原運轉期間之監測結果與辦理情形，進行分析以評估其影響
      。
  3.假想事故評估項目
   (1)設計基準事故
          應說明執照換發後繼續運轉期間若發生設計基準事故，電廠安
      全設施能將事故緩和，使電廠維持安全狀態，以及電廠安全設施能
      將放射性物質外釋影響，侷限在法規允許範圍。
   (2)嚴重事故
      A.就執照換發後繼續運轉期間假想嚴重事故，綜合考量其發生機率
        與潛在後果之影響。
      B.應提出嚴重事故減輕替代方案(Severe Accident Mitigation 
        Alternatives, SAMA)之評估分析內容，並視需要提出減輕方案
        。
  4.放射性物料管理評估項目
   (1)低放射性廢棄物的處理與貯存
      A.執照換發後繼續運轉期間低放射性廢棄物的來源、類型和數量。
      B.執照換發後繼續運轉期間低放射性廢棄物的處理及貯存作業規劃
        ，含低放射性廢棄物減量作業規劃。
   (2)用過核子燃料貯存
      A.執照換發後繼續運轉期間用過核子燃料的類型和數量。
      B.執照換發後繼續運轉期間用過核子燃料貯存作業規劃。
   (3)放射性物料的運送
          執照換發後繼續運轉期間放射性物料的運送作業規劃。
   (4)放射性廢棄物最終處置
          執照換發後繼續運轉期間產生之放射性廢棄物之最終處置規劃
      ，含高放射性廢棄物與低放射性廢棄物。
   (5)混合性廢棄物處理與貯存
      A.執照換發後繼續運轉期間混合性廢棄物的類型和數量。
      B.執照換發後繼續運轉期間混合性廢棄物處理與貯存作業規劃。
  5.核子燃料循環評估項目
   (1)核子燃料循環的廠外輻射影響(除高放射性廢棄物處置以外的個別
      效應)
          核子燃料循環設施對環境所造成的個別效應影響，確認對民眾
      所造成之劑量符合法規限值及合理抑低原則。
   (2)核子燃料循環的廠外輻射影響(除高放射性廢棄物處置以外的集體
      效應)
          核子燃料循環設施對環境所造成的集體效應影響。
  6.除役評估項目
   (1)執照換發後繼續運轉結束後之除役作業期間，廠內輻射工作人員與
      廠外民眾之劑量評估結果。
   (2)執照換發後繼續運轉結束後之除役作業期間，放射性廢棄物處理、
      貯存、運送及最終處置作業規劃。
四、審查結果
    審查人員確認經營者已就核子反應器設施運轉執照換發涉及之輻射相
關議題詳實評估，符合所參照相關法規、規範。
五、相關法規及技術規範
(一)核子反應器設施管制法。
(二)游離輻射防護法。
(三)放射性物料管理法。
(四)核子事故緊急應變法。
(五)核子原料運作安全管理規則。
(六)核子燃料運作安全管理規則。
(七)放射性廢棄物運作許可辦法。
(八)放射性物質安全運送規則。
(九)終期安全分析報告。
(十)運轉技術規範。

第七章　耐震安全評估說明
一、審查範圍
    審查人員查核經營者依據機組運轉期間之經驗、相關地質與地震新事
證，並參考國際核能電廠地震相關危害及耐震評估相關經驗回饋等，提出
耐震安全強化措施之綜合說明。
二、接受標準
    針對地震所引致的相關危害評估、耐震評估及地震安全強化作為與減
緩策略之說明內容，對於地震相關危害因應防護能力符合安全要求。
三、審查要點
    審查人員確認經營者應就地震所引致的相關危害，例如：地表震動、
斷層位移及海嘯等，及其對應之安全評估提出綜合說明，內容至少應包含
：
(一)核能電廠場址地盤及鄰近區域之地質構造、地震動特性、歷史地震及
    海嘯紀錄以及建廠後相關地質新事證之調查結果。
(二)核能電廠在設計階段，對安全重要相關之結構、系統及組件(
    Structure, System and Component, SSC)所採用之設計基準。
(三)核能電廠曾經歷之重大地震事件，說明其對機組系統、結構與設備所
    造成之影響，以及相關經驗回饋辦理情形。
(四)核能電廠歷次地震相關危害再評估結果、耐震安全評估與強化措施，
    並對所採評估方法與結果之適切性作說明，包含但不限於：法規、規
    範、標準、導則依據；主要震源危害、主要海嘯源、場址效應、危害
    度曲線、參考地震反應譜；安全停機及冷卻路徑規劃、SSC耐震需求
    與耐震容量，以及整廠地震風險等。
(五)就假想超越設計基準地震事件，確保反應爐安全停機、爐心冷卻、用
    過燃料池冷卻及圍阻體完整性等之彈性且多樣化處理策略(Diverse 
    and Flexible Coping Strategies, FLEX)。
(六)核能電廠於執照換發後繼續運轉期間，持續滾動檢視地震相關危害及
    因應防護能力，包含但不限於蒐集國際核能電廠地震危害評估與耐震
    強化經驗資訊、廠址地盤與鄰近斷層活動監測，並因應重大地震及地
    質新事證，依國際作法及相關導則檢視並視需要進行地震危害及耐震
    評估與強化。
四、審查結果
    審查人員確認經營者所提出之耐震安全評估說明，於運轉執照換發後
繼續運轉期間，具備適當之地震相關危害因應防護能力，符合安全要求。
五、相關法規及技術規範
(一)核子反應器設施安全設計準則。
(二)10 CFR 50.155, Mitigation of beyond-design-basis events.
(三)Request for Information Pursuant to Title 10 of the Code of 
    Federal Regulations 50.54(f) Regarding Recommendations 2.1, 
    2.3, and 9.3, of the Near-Term Task Force Review of Insights
     from the Fukushima Daiichi Accident, U.S. Nuclear 
    Regulatory Commission (NRC), 2012.
(四)RG 1.208, A Performance-Based Approach to Define the Site 
    Specific Earthquake Ground Motion, U.S. Nuclear Regulatory 
    Commission (NRC), 2007.
(五)EPRI-1025287, Seismic Evaluation Guidance, Screening, 
    Prioritization and Implementation Details (SPID) for the 
    Resolution of Fukushima Near-Term Task Force Recommendation 
    2.1: Seismic, Electric Power Research Institute (EPRI), 2013
    .
(六)EPRI-3002000704, Seismic Evaluation Guidance: Augmented 
    Approach for the Resolution of Fukushima Near-Term Task 
    Force Recommendation 2.1 – Seismic, Electric Power Research
     Institute (EPRI), 2013.
(七)NUREG/CR-6728, Risk Engineering Inc., Technical Basis for 
    Revision of Regulatory Guidance on Design Ground Motions: 
    Hazard- and Risk-Consistent Ground Motion Spectra Guidelines
    . U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), 2001.