「核一廠耐震設計基準由0.3g強化為0.4g」之安全評估報告...

NRD-SER-103-13

「核一廠耐震設計基準由 0.3g 強化為 0.4g」之

安全評估報告(機電及管路部分)

行政院原子能委員會核能管制處

中華民國 103 年 12 月

摘要

日本福島第一核電廠於民國100年3月11日因地震及海嘯複合性

災害而發生事故後，100年3月17日行政院院會決議將核一廠的地震設

計基準值由0.3g 強化至0.4g。100年4月12日原能會並發函台電公司說

明該設計基準值位置係指圍阻體基礎面(Basemat)座落之岩盤處。

「核一廠耐震設計基準由0.3g強化為0.4g」之強化方案包括土建

及機電設備(含管路)等兩部分。本報告係針對機電設備/管路部分之審

查工作，範圍包含四項安全停機相關功能(反應爐反應度控制、反應

爐壓力控制、反應爐水位控制及餘熱移除)等共兩串安全相關機電設

備/管路，並另增加核能蒸汽供應系統(NSSS)、用過燃料池及爐心噴

灑系統等安全系統結構組件之評估作業。至於土建部分，本會已另組

專案小組進行審查。

本(機電)部分審查案又分為機電設備及管路兩部分，機電設備部

分邀請機電領域專家，於102年11月期間共召開2次審查會議、1次現

場巡視及書面審查，針對台電公司提送之「執照基準之審視與安全停

機設備 (License Basis Review 及 Identification of Safe Shutdown

Equipment)」、「合理之廠房結構樓板反應譜 (Develop Realistic

In-Structure Response Spectra)」、「現場巡查與待評估補強組件之處

置 (Screening and Verification Walkdown及Outlier Identification and

Resolution)」、「電驛的功能查核(Relay Functional Review)」、「桶

槽及熱交換器、電纜及電管、通風系統、NSSS設備 (Tank and Heat

Exchanger、Cable and Conduit Raceway、HVAC Duct and Damper

System Review、Documentation及NSSS Equiptments)」等共11本報告，

提出36項審查意見；另管路設備部分邀請2位管路及機械領域專家，

自103年4月至5月期間共召開2次審查會議，針對台電公司依循ASME

B&PV Code 2007年版法規要求進行核一廠安全相關Class1、2、3、

II

TAP(Torus attached Piping)等管路及其支架評估分析提送「計畫作業

範圍 (Detailed Project Scope Definition、Develop Procedures and

Guidelines及Develop Unit 2 Screening Criteria)」、「安全停機管路應

力分析計算書清冊(1、2號機)」及「安全停機管路支架計算書清冊(1、

2號機)等報告」，以及機電設備/管路共通部分之「評估期中報告」及

「評估總結報告」等共計9本報告，提出13項審查意見/建議，並據此

作成審查結論後，彙整提出本安全評估報告(SER)。

根據台電公司所提核一廠評估報告及其回覆本會審查小組所提

審查意見之答覆說明，核一廠每部機組兩條安全停機路徑上共有318

項設備、2155項電驛、1號機93項及2號機92項管路計算書，以及1號

機1251個及2號機1212個管路支架，經評估後共有1號機120項及2號機

119項設備須進行補強（含機電設備1號機75項及2號機77項、兩部機

磚牆各1項及控制室天花板各26項、桶槽與熱交換器1號機7項及2號機

8項、電纜托架及導線管1號機10項及2號機5項、空調系統風管與風門

系統1號機1項及2號機2項），電驛顫振部分經評估共有6項需進行補

強改善；管路部分經評估1號機有54項及2號機有53項管路計算書，以

及1號機462個及2號機470個管路支架需進行改善設計，相關需進行補

強項目將陸續於104~105年期間完成設計補強或更換耐震能力符合要

求設備之作業，以確保發生設計基準地震0.4g時，仍能保有兩串安全

停機成功路徑可用，使電廠能安全停機。本會亦將進行補強設計文件

之抽查與現場作業視察，確認相關作業符合要求。

本案就各章節審查結果，為強化耐震設計基準提升可使機組安全

停機，提出7項後續管制要求事項，包括機電設備與管路評估未通過

檢核須提出後續補強改善作為；增訂用過燃料池系統設備及爐心噴灑

系統安全停機系統路徑；管路揮動限制器須依ASME完成相關評估作

業；檢核確認低頻樓層反應譜之管路可能造成較大位移量的交互作用

III

影響；1、2號機改善項目現場履勘結果及巡查發現應列入評估報告內

容；土建、機電及管路部分RPE簽署完成事項等，本會均將持續追蹤

台電公司辦理情形。

此外，在日本福島事故後之國內核能安全總體檢後續管制案件

JLD-10101中已要求，執行地震風險評估(SPRA)，並依據評估結果，

進行必要的第二階段全廠耐震補強工作。未來SPRA提出後，台電公

司應對原FSAR、目前土建機電部分所分析應用作為耐震設計基準提

升至0.4g與未來SPRA之三者樓層反應譜包絡關係進一步比較，並視

結果擬適當之因應對策，本項亦納入後續管制要求事項。

目錄

頁碼

摘要.........................................................................................................I

目錄.......................................................................................................II

一、前言..............................................................................................1

二、工作方法(對應台電送審報告 1392A-RT-001-1)

2-1 機電設備/管路工作方法概述.......................................................7

2-1-1 機電設備工作方法概述.....................................................7

2-1-2 管路工作方法概述............................................................11

2-2 審查情形......................................................................................11

2-3 審查結果......................................................................................16

三、條列安全停機相關之設備(對應台電送審報告 1392A-RT-001-2)

3-1 條列安全停機相關之設備概述..................................................17

3-1-1 反應爐反應度控制.............................................................18

3-1-2 反應爐壓力控制.................................................................18

3-1-3 反應爐水位控制.................................................................19

3-1-4 餘熱移除.............................................................................20

3-2 審查情形......................................................................................21

3-3 審查結果......................................................................................27

5

四、耐震地震需求(對應台電送審報告 1392A-RT-002)

4-1 耐震地震需求概述......................................................................28

4-2 審查情形......................................................................................29

4-3 審查結果......................................................................................38

五、設備耐震現場巡查(對應台電送審報告 1392A-RT-003)

5-1 設備耐震現場巡查概述..............................................................39

5-1-1 設備耐震現場巡查人員資格.............................................39

5-1-2 設備耐震現場巡查評估範圍.............................................40

5-1-3 設備耐震現場巡查評估流程.............................................41

5-2 審查情形......................................................................................43

5-3 審查結果......................................................................................50

六、設備評估(對應台電送審報告 1392A-RT-003、005-1,2,3,5)

6-1 設備評估概述..............................................................................52

6-1-1 評估核一廠 A-46 設備設計地震提升至 0.4g 之耐震能

力………………………………………………………………..53

6-1-2 評估核一廠水平及垂直向桶槽與熱交換器設計地震提升

至 0.4g 之耐震能力......................................................................66

6-1-3電纜托架及導線管耐震能力由0.3g提昇至 0.4g評估….69

6-1-4 HVAC系統耐震能力由 0.3g提昇至 0.4g評估.................71

6

6-1-5 NSSS 設備設計地震提升至 0.4g 之耐震能力..................72

6-2 審查情形......................................................................................73

6-3 審查結果......................................................................................74

七、電驛顫振評估(對應台電送審報告 1392A-RT-004)

7-1 電驛顫振評估概述......................................................................76

7-2 審查情形......................................................................................77

7-3 審查結果......................................................................................77

八、管路評估(對應台電送審報告 1392A-DG-001~003、LI-001~002)

8-1 管路及支架評估概述..................................................................79

8-1-1 管路及支架評估範圍.........................................................79

8-1-2 管路及支架分析方法論.....................................................82

8-1-3 管路及支架評估結果.........................................................84

8-2 審查情形......................................................................................86

8-3 審查結果......................................................................................97

九、審查總結(對應台電送審報告 1392A-RT-102).............................98

參考文獻................................................................................................100

7

圖目錄

圖一：核能一廠安全停機完整系統....................................................17

圖二：核一廠安全停機反應度控制系統……………………………18

圖三：核一廠安全停機反應爐冷卻系統壓力控制系統……………19

圖四：核一廠安全停機反應爐冷卻系統補水控制系統……………20

圖五：核能一廠安全停機餘熱移除系統……………………………21

圖六： USI A-46 設備篩選驗證與現場設備巡查評估流程…………43

8

表目錄

表一：台電公司提送各安全相關之機電設備/管路相對應之評估報

告及完成日期..............................................................................3

表二：本案機電設備及管路審查進度與時程說明表………………..4

表三：主要現場設備巡查人員名單…………………………………39

表四： USI A-46 設備中屬於機械與電氣設備類之第 1~20 項..........40

表五： A-46 SSEL 評估結果屬於 Outliers 補強改善項目…………...53

表六：水平及垂直向桶槽與熱交換器評估結果屬於 Outliers 補強

改善項目....................................................................................67

表七：電纜托架及導線管評估結果屬於Outliers補強改善項目.......69

表八：空調風管與風門系統評估結果屬於Outliers補強改善項目...72

表九：核能蒸汽供應系統評估結果屬於Outliers補強改善項目.......73

表十：管路及支架評估結果屬於Outliers補強改善項目...................85

1

一、前言

日本福島核電廠100年3月11日因地震及海嘯複合性災害而發生事故後，100

年3月17日行政院第3238次院會決議將核一廠的地震設計基準值由0.3g 強化為

0.4g。100年4月12日原能會(以下簡稱本會)發函台電公司說明該「設計基準值由

0.3g 強化為0.4g」係指自圍阻體Basemat 座落之岩盤處即應為0.4g。」

台電公司因應本會要求，委託益鼎公司與美國耐震評估專業機構S&A公司

(Stevenson & Associates)執行「核一廠耐震設計基準由0.3g 強化為0.4g」之強化

方案，包括土建及機電設備(含管路)等兩部分，其中機電設備部分評估範圍利用

最新版的Generic Implementation Procedure (GIP-3A)[1]方法篩選出兩串安全停機

路徑之系統組件等相關設備，包含GIP-3A所列安全停機四項功能：反應爐反應

度控制、反應爐壓力控制、反應爐水位控制及餘熱移除等安全相關機電設備。

另有鑑於GIP- 3A並未納入核能蒸汽供應系統(Nuclear Steam Supply System,

NSSS)設備，因此本會於本案審查過程要求台電公司增加NSSS設備、用過燃料

池及爐心噴灑系統等安全相關設備之評估作業；管路部分則包含兩串安全停機

路徑之安全等級Class 1、2、3及連接抑壓池等相關管路(Torus Attached Piping,

TAP)；另外土建部分之範圍，本會也已另組專案小組進行審查。

有關本案核一廠安全停機相關機電設備之耐震評估，係參照美國以GIP-3A

處理早期電廠設備之耐震合宜性之方法。在確認設備錨定(anchorage)是符合的前

提下，GIP-3A提供了以地震經驗庫(實際地震經驗或地震台測試)所建立之設備耐

震容量反應譜(即Bounding Spectrum或GERS)與設備位置之地震需求反應譜比較

之方式，來判斷設備之耐震合宜性，GIP允許採用兩個方法藉由地震經驗資料庫

進行設備耐震裕度檢核(詳如GIP section 4.2)。

(1)方法A--基於地表反應譜進行比對，適用於高程低於有效地表高程40ft以下之

範圍內且設備(包含其支架)的基本自然頻率必須大於8Hz之設備。

(2)方法B—與設備所在位置之樓板反應譜進行比對，但這樓板反應譜必須是符合

GIP 3A section 4.2.4 內所定義的 ”conservative design” 或 ”realisitc,

median-centered”。

2

有關本案機電設備/管路評估之耐震設計需求標準之樓層反應譜是另案(土

建部分)重新依現有FSAR[2]內0.3g設計地震反應譜及人造地震歷時分別乘以

1.33倍得到0.4g之地震輸入，接著使用FSAR內設計基準結構Stick Model，並依現

況考慮老化因素、建廠迄今各項設計改善案及大地震時混凝土潛在裂隙重建3D

Lumped Mass Stick Model，並考慮土壤與結構互制效應所得到的”realisitc,

median-centered” 。

本案主要評估流程項目摘述如下：

1. A-46範圍內之機械/電氣系統、結構及組件、空調風管系統及A-46範圍外之圍

阻體內NSSS組件

(1) 確認核一廠持照基準及美國核管會發行之USI A-46方法在核一廠之應用

(2) 挑選耐震評估人員(Selection of Seismic Evaluation Personnel)

(3) 明訂安全停機相關機械\電氣設備(Identification of Safe Shutdown Equipment)

(4) 執行篩選驗證及履勘(Screening Verification and Walkdown)

(5) 確認設備及管路所在之廠房樓層反應譜

(6) 確認不適用GIP評估之項目並提出解決方案 (Outlier Identification and

Resolution)

(7) 勘查評估電驛耐震能力

(8) 勘查評估儲油/水槽及熱交換器耐震能力

(9) 勘查評估電纜托槽及電管(Raceway)及其支架耐震能力

(10) 勘查評估空調風管、風門及其支架耐震能力

(11) 評估NSSS組件耐震能力

其中第(2)、(3)、(4)、(6)項為主要USI A-46評估設備清單之建立流程，分別

詳述於GIP 3A Part II第二、三、四、五章節。另其他不同形式設備之耐震適切性

驗證將涵蓋於第(7)、(8)、(9)項，分別詳述於GIP 3A Part II第六、七、八章節。

另第(10)項HVAC系統主要依據EPRI 1014608報告[3]進行評估，在USI A-46

被歸納為適用於第八章電纜托架及導線管評估，同時亦須考量其空間交互作用

之影響。

3

第(11)項NSSS系統為考量圍阻體完整性，耐震巡查的主要目的為檢視是否

有任何可能因地震造成的早期破壞脆弱性，包含圍阻體本身、隔離系統如閥體、

機械電氣系統穿越及電廠特有的系統。原USI A-46評估方法並未包括此項目。

2. 管路系統

(1) 清查安全停機相關管路及支架並分別建立清冊

(2) 建立評估分析指引準則

(3) 評估分析管徑大於2”之Class 1管路及其支架

(4) 評估分析管徑大於2”之TAP管路及其支架

(5) 評估分析管徑大於2”之Class 2、3管路及其支架

台電公司針對安全相關Class1、2、3、TAP等管路及其支架，依循ASME B&PV

Code 2007年版[4]法規要求進行評估分析，第(1)(2)項為建立管路及其支架評估範

圍清單及指引準則，第(3)~(5)項為管徑大於2"之Class 1、2、3、TAP管路及其支

架評估內容。表一：台電公司提送各安全相關之機電設備/管路相對應之評估報告及完成日期項次工作內容(機電設備部分) 完成日期(0 版) 送審報告編號 1-1 License Basis Review 2013/10/24 1392A-RT-001-1

1-2 Identification of Safety Shutdown Equipment 2013/08/30 1392A-RT-001-2 2-1 Develop In-Structure Response Spectra 2013/08/30 1392A-RT-002 3-1 Screening and Verification Walkdown 2013/12/13 1392A-RT-003-1

3-2 Outlier Identification and Resolution 2013/12/13 1392A-RT-003-2 4-1 Relay Functional Review 2013/12/13 1392A-RT-004 5-1 Tank and Heat Exchanger Review 2013/12/13 1392A-RT-005-1 5-2 Cable and Conduit Raceway Review 2013/12/13 1392A-RT-005-2 5-3 HVAC Duct and Damper System Review 2013/12/13 1392A-RT-005-3 5-4 Documentation 2013/12/13 1392A-RT-005-4 5-5 NSSS Equiptments 2013/12/13 1392A-RT-005-5 項次工作內容(管路部分) 完成日期(0 版) 送審報告編號 1 Detailed Project Scope Definition 2013/12/9 1392A-DG-001 2 Develop Procedures and Guidelines 2013/11/8 1392A-DG-002 3 Develop Unit 2 Screening Criteria 2013/12/13 1392A-DG-003 4 安全停機管路應力分析計算書清冊(一號機) 2013/9/13 1392A-L1-001

4

5 安全停機管路應力分析計算書清冊(二號機) 2013/9/13 1392A-L1-001S 6 安全停機管路支架計算書清冊(一號機) 2013/9/13 1392A-L1-002 7 安全停機管路支架計算書清冊(二號機) 2013/9/13 1392A-L1-002S 項次工作內容(機電設備/管路共通部分) 完成日期(0 版) 送審報告編號 8 評估期中報告 2013/12/13 1392A-RT-101 9 評估總結報告 2013/12/13 1392A-RT-102

本(機電)部分審查案分為兩部分，其中機電設備部分邀請1位國外機電設備

耐震領域之專家，召開2次審查會議、1次現場巡視及提出審查意見，針對台電

公司提送上表內項次1-1至5-5等共11本報告；另管路與其支架部分邀請2位國內

管路耐震領域之專家學者，召開2次審查會議及提出審查意見，針對台電公司提

送上表內項次1-7等共7本報告，以及共同對項次8-9等共2本報告提出相關審查意

見/建議，並據此作成審查結論後，彙整提出本安全評估報告(SER)。

表二：本案機電設備及管路審查進度與時程說明表

1. 機電設備審查案

日期內容備註

102.6.24 機電部分第一次執行進度簡報會後提出問題共4題

102.7.8~12 2號機現場巡查作業提出巡查建議共37項

102.7.18 機電部分第二次執行進度簡報會中進行問題與討論共4題，會後

提出問題共4題

102.8.9 機電部分第三次執行進度簡報會中進行問題與討論共4題，會後

提出問題共7題

102.9.23~27 1號機現場巡查作業提出巡查建議共11項

102.10.30 機電部分第四次執行進度簡報會中進行問題與討論共7題，會後

提出審查意見共6題

5

102.11.5 召開機電部分第一次審查會議

(工作報告)

會中進行問題與討論共3題(會後

仍有意見項目轉為審查意見)

102.11.6 USI A-46現場巡視視察抽查1號機SSEL清單ESW Pump

House、CST Tank、MCC 4A-1、

HPCI Room、Battery Room#1、

CRHP Panel

102.11.7 召開機電部分第二次審查會議

(同行審查)

會中進行問題與討論共22題(會

後仍有意見項目轉為審查意見)

102.12.19

~103.7.4

機電部份書面答覆說明審查審查同意前次審查意見共36題

2. 管路及支架審查案

日期內容備註

103.4.25 召開管路部分第一次審查會議

(工作報告)

會後提出審查意見共10題

103.5.22 召開管路部分第二次審查會議

(評估方法論)

審查同意前次審查共2題，另提出

新審查意見共3題

103.7.11 管路部分書面答覆說明審查審查同意前次審查意見共11題

本SER報告各章節內容包括本章簡介、第二章工作方法為敘述核一廠依循

SQUG之GIP-3A類似USI A-46方法進行評估分析、第三章條列安全停機相關之設

備為利用前述USI A-46方法四項安全準則選擇主要及替代之安全停機路徑、第四

章耐震地震需求為利用本案土建部分評估分析之新建立樓層反應譜作為機電設

備/管路耐震需求、第五章設備耐震現場巡查為利用GIP-3A地震巡查表SWES進

行耐震容量/需求反應譜比較、設備錨定螺栓狀況及鄰近區域之空間交互作用、

6

第六、七、八章分別為機電設備、電驛顫振及管路之篩選評估結果，最後第九

章為審查總結。

7

二、工作方法 2-1 機電設備/管路工作方法概述

本節內容摘述台電公司核一廠機電設備及管路相關工作方法論重要內容，

如下各小節所示。

核一廠電氣與主動機械設備因為不是依照較新版IEEE 344-1975之規定進行

在SSE震度下仍能維持完整性及其功能之耐震驗證(因為核一廠建廠在此之前)，

係屬於美國核能管制委員會(USNRC)於1981年2月提出「未解決安全議題」

(Unresolved Safety Issue, USI) A-46 方案範圍之早期電廠設備。USNRC 於1987

頒發GL 87-02「Verification of Seismic Adequacy of Mechanical and Electrical

Equipment in Operating Reactors」[5]，提供解決USI A-46 的方法。本會同意採

用USI A-46 方法進行核一廠電氣與機械設備之耐震重新評估及設計基準提升，

解決USI A-46 方法即為SQUG (Seismic Qualification Utility Qroup’s)研擬之「通

用執行程序」(Generic Implementation Procedure, GIP)，GIP主要是利用設備的地

震經驗與測試資料去驗證運轉中的早期核電廠內機電設備，所建立之耐震檢核

方法，核一廠耐震基準提升案之評估將採用現行最新之SQUG GIP 3A版本。核

一廠本次耐震重新評估是由0.3g提升至0.4g，因此除原USI A-46方法論所選兩串

安全路徑範圍的機電設備，亦包含安全相關Class 1、2、3及TAP管路及其支架。

儘管如此，由於SQUG GIP Rev.2只針對機電設備耐震的適切性，不適用於

廠房結構與管路，因此廠房結構與管路係採本案評估分析結果與FSAR基底剪力

及允許應力比較作為檢核方法。

2-1-1 機電設備工作方法概述在SQUG所建立GIP有關USI A-46方法論是根據地震與測試經驗資料庫，並

允許有耐震評估經驗與資格的專家與工程師依GIP導則與限制做出工程上的專

業判斷，評估範圍為能將機組安全帶至熱停機狀態並可維持至少72小時餘熱移

除能力之相關需求設備，該設備係具備下列功能：

(1)將機組帶至熱停機狀態並建立餘熱移除

8

(2)維持必須的支援系統以建立並維持餘熱移除

(3)維持控制室、儀器及需要監視停機之相關設備

(4)提供替代的交流與直流緊急電源來維持上述3項功能

為了執行此方法論，需要進行廠房現場巡查(walkdown)，以評估相關設備的

影響，該設備評估包括：

(1)設備錨定(anchorage)情況的適切性

(2)緊要電驛功能容量

(3)辨識待評估補強清單(outlier)與其不合格之處

(4)該區域之系統設備潛在交互作用可能影響USI A-46範圍之機械與電氣設備

因此核一廠在現場巡查前需要建立設備清單包括所有在篩選範圍內之設

備，執行現場巡查小組必需有相關結構、機械與電氣工程領域背景之學歷資格，

以及至少5年相關評估核能電廠耐震經驗之經歷資格。在現場巡查之前，在設備

清單內之設備被要求依照GIP 3A第4.2節所述以方法A或方法B作其耐震能力之

評估。(註：此設備評估係以GIP 3A第3.3.3節之rule of the box辦理，亦即設備係

以GIP 3A內class 1~class 20之名稱為box，除了relay，不再個別評估box內之元

件) 。

方法A：僅適用於位於結構地表(effective grade)40ft以下，且其自然頻率大於8Hz

以上之設備。此方法有兩種評估方式擇一

A.1：電廠SSE之地表面反應譜應被GIP的bounding spectrum資料庫包絡

A.2：1.5x1.5xSSE應被GERS反應譜(Generic Equipment Ruggedness Spectra)包絡

方法B：

此方法係以設備所在之結構樓板SSE反應譜(In-Structure SSE Response Spectrum)

跟1.5倍的bounding spectrum資料庫或設備的GERS反應譜進行比較，設備在任何

高程與自然頻率都適用。方法B有以下三種評估選擇：

9

B.1：保守設計或合理的(realistic)中值結構樓板SSE反應譜應被1.5倍的資料庫邊

界反應譜包絡。

B.2：保守設計或合理的(realistic)中值結構樓板SSE反應譜應被設備的GERS反應

譜包絡。

B.3：1.5倍合理的(realistic)中值結構樓板SSE反應譜應被設備的GERS反應譜包

絡。

值得注意的是前兩種評估方式(B.1及B.2)，在NRC定義保守設計的結構樓板反應

譜與目前NRC管制指引RG1.60[6]、RG1.61[7]及NUREG-0800 SRP第3.7節[8]有相

關性，此定義已於GIP 3A所接受。對於其他結構樓板反應譜的確認，用來評估

的反應譜須獲得NRC的認可是必要的。

在B.3評估方式合理的中值結構樓板反應譜在GIP 3A定義為(1)結構真實的阻尼

狀態與結構埋入與散射波形之影響；(2)相關結構動力學分析利用真實最佳估算

模型參數與計算方法論，例如其評估過程未考量過度的保守。

上述結構樓板反應譜應依據良好的地表面反應譜定義如下：

a. NUREG/CR-0098[9], Median-Centered Spectral shape anchored to an 84%

non-exceedance probability (NEP) peak ground acceleration (PGA)

b. NUREG/CR-0098, 84% NEP spectral shape anchored to the design basis SSE

PGA

c. Regulatory Guide 1.60 spectral shape anchored to the design basis SSE PGA

d. Other ground response spectra which can be justified to be approximately at the

84% NEP over the entire frequency of interest

有關USI A-46執行目的與步驟：

1. 確認核一廠持照基準及美國核管會發行之USI A-46方法在核一廠之應用

根據核一廠持照基準及美國核管會發行之USI A-46相關文件及其執行經

驗，確認核一廠USI A-46方法之應用性。

2. 指定安全停機相關機械\電氣設備

10

根據SQUG發展之GIP，Part II, Section 3，依據下列四項準則選定安全停機相關

機械\電氣設備，建立安全停機相關機械\電氣設備清冊(Safe Shutdown Equipment

List，SSEL):

(1) 反應爐反應度控制

(2) 反應爐壓力控制

(3) 反應爐水位控制

(4) 餘熱移除

3. 針對SSEL所列之設備執行篩選及驗證履勘。

4. 確認合理的結構樓板反應譜(Realistic In-Structure Response Spectra )

5. 確認不符合篩選準則待評估補強項目(Outlier)並提出解決方案

6. 勘查評估電驛耐震能力

7. 勘查評估桶槽及熱交換器耐震能力

8. 對登錄於SSEL之桶槽及熱交換器進行評估，水平桶槽及熱交換器依據GIP章

節7.3，垂直桶槽及熱交換器依據GIP章節7.4。

9. 勘查評估電纜托槽及電管(Raceway)及其支架

10. 勘查評估空調風管、風門及其支架

空調風管、風門系統之分析評估將依據EPRI編號1014608報告書” Seismic

Evaluation Guidelines for HVAC Duct and Damper Systems, Final Report,

December 2006”。

11. 利用Scaling方法評估NSSS組件。

12. 改善設計

(1) 對於需測試或新購置換之組件提供RRS (Required Response Spectra)供震動

台測試或採購規範使用。

(2) 設備錨定改善設計。

(3) Panel 及Rack之補強設計。

(4) 須更換Relays之建議。

(5) Conduit support and Cable Tray Support/Hangers 之補強設計。

11

(6) HVAC Hanger Support之補強設計 2-1-2 管路工作方法概述 1. 搜集清查現有管路Line List、管路及管路支架圖面、管路應力分析及管路支架

計算書。

2. 清查DCR資料。

3. 建立工作指導書

4. 定義應用法規及標準。

5. 定義精確工作範圍。

6. 建立管路應力分析及管路支架計算書清冊。

7. 進行管路應力分析及管路支架分析。

8. 提交管路應力分析計算書及管路支架分析計算書。

9. 針對評估未過之管路及管路支架進行改善設計及分析。(本項為103~104年補

強工作項目，屬於本案後續追蹤事項)。 2-2 審查情形有關本章內容相關之審查意見及台電答復過程分述如後： 1. 審查意見I-1-2

經查期中評估報告1392A-RT-101設計地震定義以foundation level為假想的

hypothetical outcrop free field，審查委員要求台電公司澄清說明(1)報告所用

Foundation Level及 hypothetical outcrop之意義，以及 SSI calculation的

assumption place； (2)有關目前設計地震0.4g定義位置應確認，並非將

Foundation Level土層挖開即為free field outcrop level。台電公司答覆說明針

對第(1)項CR-0098 realistic response spectra已更改為upgraded RG 1.60據以

進行評估；第(2)項原能會於100年4月12日會核字第1000005607號函說明該

「設計基準值由0.3g強化為0.4g」係指自圍阻體Basemat座落之岩盤處即應

為0.4g。依據SRP 3.7.2之規定，此處之0.4g應位於Tapu層頂(即圍阻體Basemat

座落處)之outcrop，故本案乃將0.4g輸入於Tapu層頂之outcrop處。經審查台

12

電公司第1次答覆說明，雖原能會函覆說明該「設計基準值由0.3g強化為

0.4g」係指自圍阻體Basemat座落之岩盤處即應為0.4g，但並非意指露頭，

因此審查委員要求台電公司應執行土壤結構互制分析(SSI)，並視需要推導

出對應的自由場運動。台電公司第2次答覆說明本案SSI分析方法係依據SRP

3.7.2 (2007年版)，0.4g Input Ground Motion輸入位置亦依據SRP 3.7.2 (2007

年版)定義於堅硬土層(即大埔層)頂部之露頭。本項審查意見已於土建部分

討論，並獲土建案審查委員同意，台電公司答覆說明經審查後可接受。

2. 審查意見I-1-3

依據美國一般定義Rigid v.s. SSI，核一廠shear wave velocity約1500 ft/sec能否

假設為岩盤；另考量土壤結構對於阻尼之影響，雖反應譜加速度降低，惟

位移增加造成管路、設備的衝擊影響須加以考量，因此審查委員要求台電

公司須澄清說明。台電公司答覆說明Tapu層之Vs大於1000 ft/s，屬於

competent soil。依據SRP 3.7.2 (2007), ” For profiles consisting of one or more

soft and/or thin soil layers overlaying competent material, the ground motion

should be located at an outcrop (real or hypothetical) at the top of the competent

material in the vicinity of the site.”，故將地震運動輸入於Tapu層之outcrop符

合法規要求；另本案地震負載分析包含SAM(Seismic Anchor Movement)即位

移量之負載。台電公司答覆說明經審查後可接受。


核一廠FSAR 3.7.1 damping value Table 3.7.1 Reinforced Concrete SSE值為

5%；但台電在本案及IEB 79-14[10]分析卻用7%，與FSAR不一致。台電公

司答覆說明FSAR將依據IEB 79-14及本案之分析結果提出修正。經審查台電

公司第1次答覆說明，審查委員要求台電公司確認相關FSAR修正是否已經

原能會審查同意。台電公司第2次答覆說明1986年IEB 79-14專案已採用RG

1.61之阻尼建議值，並經原能會審查認可。目前最新版FSAR 3.7.1.1.1節亦

已包括IEB 79-14專案之相關說明，故本案採用RG 1.61之阻尼建議值應屬合

13

理。

本項審查意見已於土建部分討論，並獲土建案審查委員同意，台電公司答

覆說明經審查後可接受。


針對本案機電部分所使用新建樓層反應譜模型建立，其目前Stick Model新

舊方法所使用勁度之折減率假設為50%之理由，以及設計與分析之應力全斷

面分析是否考量N-crack section及stiffness差異性，審查委員仍要求台電公司

澄清說明。台電公司答覆說明依據ASCE 43-05[11]之Table 3-1，牆開裂後之

有效勁度可採折減50%勁度計算，核一廠係早期電廠，且結構主要為剪力牆

系統，目前之提升地震(0.4g)已大於原始設計地震(0.3g)，結構體有開裂潛

勢。因此，依據ASCE 43-05之Table 3-1來決定混凝土構件開裂之有效勁度

應屬合理。經審查台電公司第1次答覆說明，審查委員要求台電公司仍須澄

清說明許多新建in-structure response spectra的頻率高於原始FSAR樓層反應

譜，且新建結構動力模型為假設混凝土勁度打折50%。台電公司第2次答覆

說明IEB 79-14之聯合結構廠房模型忽略地下室之埋入效應。本案之SSI分析

模型考慮埋入效應，而使結構勁度提高與共振頻率往高頻偏移之情況。本

項審查意見已於土建部分討論，並獲土建案審查委員同意，台電公司答覆

說明經審查後可接受。

5. 審查意見I-1-11

有關本案執行同行審查(peer review)之第三方，台電公司似未詳盡告知本案

耐震基準由0.3g提昇至0.4g是利用USI A-46之技術方法，作為核一廠耐震基

準由0.3g提升至0.4g之驗證方法，而非根據現有的設計標準做USI A-46之驗

證。因此審查委員要求台電公司應詳盡告知相關審查作業內容、程序規範

及目的，以避免喪失同儕審查之意義。台電公司答覆說明已告知同行審查

者本案係依據USI A-46之技術方法，作為核一廠耐震基準由0.3g提升至0.4g

之驗證方法，同行審查者已根據此原則進行審查，詳細審查內容詳載於同

14

行審查總結報告。台電公司答覆說明經審查後可以接受。

6. 審查意見I-1-12

有關台電公司審查本案品保文件問題，審查委員要求台電公司應澄清送審

報告文件內容之完成及審查期限，preparer、checker及approval何以皆同一

天；另應確認下包商品保方案是否與業主一致，特別是工作及審查紀錄要

求規定情形。台電公司答覆說明prepare、check動作在報告準備中持續進行，

至報告完成出版時再與approve一起簽署，完成整體作業。益鼎公司已依照

台電公司合約內的品質保證規定，並參照ASME NQA-1-2000的適用要求事

項，制定其品保方案並送台電公司審查核可，台電公司於2013年8月至益鼎

公司稽查各項作業相關的品保紀錄。經審查台電公司第1次答覆說明，審查

委員要求台電公司應澄清台電公司與益鼎針對本案所執行的品保方案能否

符合10 CFR 50 Appendix B的要求。台電公司第2次答覆說明台電公司所制

定的品保方案係參照10CFR50 Appendix B與ASME NQA-1建立，而益鼎公

司所制定的品保方案為遵照合約之品質保證規定，並參照 ASME

NQA-1-2000的適用要求事項，ASME NQA-1之十八條要求事項同於

10CFR50 Appendix B，且添加諸多細節規定。台電公司答覆說明經審查後

可以接受。

7. 審查意見II-1-2

有關土壤結構互置效應(Soil-structure interaction)

土壤結構互置分析一般開始是在自由場中定義一個地震運動，然後利用

SHAKE程式進行反摺積分析或同等於推導在基礎位置水平歷時的運動模

式。然而，台電公司土壤結構互置效應分析開始“運動控制” 定義一個假設

的露頭在基礎層面，雖然基礎層面提供一個適切運動作為地震分析起始點

並沒有任何問題，但控制運動定義在一個高程EL-8.83ft基礎層面上假設性

的露頭是相當不尋常地，這是因為露頭的定義應該是在地表面，不是在地

表面下方-47ft位置，對此定義台電公司亦須澄清說明。本案方法論模型應

15

用在管路分析上的in-structure response spectra有考量土壤結構互置效應，但

其運動控制點會讓人疑惑，理論上當土壤結構互置效應被納入考量，其模

型基礎頻率一般會低於固定或土壤彈簧模型，儘管如此，在核一廠的案例

恰好相反，包含土壤結構互置效應之模型的基礎頻率明顯大於原始的模

型，因此審查委員要求台電公司提出一個清楚且技術性的立論來澄清頻率

的偏移。台電公司答覆說明有關地震運動之輸入乃依據SRP 3.7.2(2007年版)

第11頁，SRP Acceptance Criteria for Input Ground Motion，內容引述 ”The

ground motion should be located at an outcrop (real or hypothetical) at the top of

the competent material in the vicinity of site”。此問題已於「核一廠耐震設計

基準由0.3g強化為0.4g案」土建部分予以澄清。另針對IEB 79-14之土壤彈簧

性質忽略聯合廠房之土壤埋入效應，而本案之SSI分析方法已考慮基礎埋入

效應，造成頻率往高頻偏移之現象。經審查台電公司第1次答覆說明，審查

委員要求台電公司再澄清不同第二與第三模型之間的樓層反應譜與土壤埋

入效應。台電公司第2次答覆說明第二模型乃輸入RG 1.60之反應譜進行動力

分析，第三模型乃輸入NUREG/CR-0098進行動力分析，目前管路及設備均

採「第二模型與RG 1.60反應譜」所產出之樓層反應譜。台電公司答覆說明

經審查後可以接受。


有關台電公司同行審查報告附錄A之審查意見與意見回覆，發現同行審查意

見接受情形欄位均為空白，無法判定相關審查意見是否均已獲同行審查小

組接受，因此要求台電公司補充修訂相關文件。台電公司答覆說明同行審

查之最終審查意見已於同行審查報告第5章及第6章陳述，附錄為審查過程

之紀錄。經審查台電公司第1次答覆說明，審查委員要求台電公司應請國震

中心確認是否均已接受本案機電部分審查結果，並修訂Peer Review報告內

容。台電公司第2次答覆說明國震中心已於103年2月28日接受本案機電部分

審查結果，並於103年6月發行Peer Review Report新版，新版變更部分於附

錄A-審查意見及意見回覆Acceptance欄目增加”Y”，以明確表達同意回覆意

16

見的立場。台電公司答覆說明經審查後可以接受。 2-3 審查結果

經審查台電公司所提報告內容與對審查意見之答覆，台電公司已就核一廠耐

震設計基準由0.3g強化為0.4g機電部分評估工作方法提出適當說明；機電設

備和管路部分，業經台電公司委託國震中心所聘請之學者專家進行同行審查

認為可接受；本章節工作方法僅包含機電設備與管路評估檢核部分，針對未

通過檢核項目之後續改善與補強部分將列入後續管制要求事項；因本案為日

本福島事故後續強化作為，將由核能安全總體檢核管案件CS-JLD-101101持

續追蹤管制。綜合審查委員與本會審查小組審查結果，合理認為台電公司本

章報告內容應可接受。

17

三、條列安全停機相關之設備 3-1 條列安全停機相關之設備概述

本章節為根據GIP-3A第三章及附件A之規定選擇安全停機路徑，依據安全停

機路徑選擇強震發生時電廠能安全停機(熱停機或冷停機)，並維持穩定狀態達72

小時之安全停機設備。安全停機相關之系統設備需涵蓋一組主要成功路徑

(Success Path)及另一組候補成功路徑。

GIP-3A第三章及附件A規定選擇安全停機路徑以執行下列四項安全停機功

能:

1. 反應爐反應度控制 (Reactor Reactivity Control Function)

2. 反應爐壓力控制 (Reactor Coolant Pressure Control Function)

3. 反應爐水位控制 (Reactor Coolant Inventory Control Function)

4. 餘熱移除 (Decay Heat Removal Function)

安全停機路徑須選擇一條主路徑及次要路徑，路徑選定後再選擇執行該路

徑功能之主要設備及其支援系統。

圖一：核能一廠安全停機完整系統

18

3-1-1 反應爐反應度控制當電廠發生大地震時，安全停機第一個挑戰就是控制核子反應度，降低爐

心功率並衰減熱能。正常時，當收到急停訊號後反應爐會自動停機，但也可經

由人員操作由主控室執行急停。此系統有足夠的停機餘裕，即使本領最高之控

制棒無法插入仍足以控制反應率。備用硼液系統(Standby Liquid Control System,

SBLC)不含在內，因為SBLC無法提供快速停機而且造成運轉人員壓力。

反應度控制是由反應爐保護系統(Reactor Protection System, RPS)與控制棒

液壓控制系統(Control Rod Drive Hydraulic Control Unit, CRD/HCU)交互運作達

成如圖一。RPS包括急停所需起動線路、警報、主動設備、以及被動設備，還有

確認與監視急停狀態所需之設備。CRD則包括插入控制棒所需之被動機械設備。

圖二：核一廠安全停機反應度控制系統 3-1-2 反應爐壓力控制

當失去外電而反應爐急停，引發主蒸汽隔離閥會自動關閉，反應爐冷卻系

統（Reactor Coolant System, RCS）壓力將升高，需要釋壓及控制。壓力超過設

定值時會開啓安全釋壓閥（Safety Relief Valves, SRV）控制RCS壓力。關於候補

19

安全停機路徑考慮，因如有需要，安全釋壓閥可以人為操作，以容許低壓注水，

由於安全釋壓閥數量多，可以滿足候補安全停機路徑的要求。

圖三：核一廠安全停機反應爐冷卻系統壓力控制系統

3-1-3 反應爐水位控制本小節描述RCS水量控制所需安全停機設備。RCS補水控制系統包含注水控

制及減少水量損失。

RCS補水可經由以下路徑：

1.高壓爐心注水系統（High Pressure Coolant Injection System, HPCI）。正常

補水功能是HPCI泵從冷凝水貯存槽（Condensate Storage Tank, CST）抽取

然後經由飼水管路B注入爐心。備用取水則選擇抑壓池（Suppression

Pool）。

2.低壓爐心注水系統（Low Pressure Coolant Injection System, LPCI）。爐心

補水另一選擇是低壓爐心注水系統，必須配合SRV閥來降壓至低於500

psig。

20

圖四：核一廠安全停機反應爐冷卻系統補水控制系統

3-1-4 餘熱移除

安全停機後需要的功能就是餘熱移除，在安全停機早期階段可以利用HPCI

系統自CST抽取冷卻水注入反應爐來控制反應爐水位，也可以借助安裝於主蒸汽

管路上之安全釋壓閥到達個別設定點而打開，讓高壓蒸汽釋放到抑壓池。另外

運轉員可以手動打開安全釋壓閥，讓反應爐壓力降低到LPCI運轉可起動點。餘

熱移除可以在熱停機或冷停機狀態下進行。核一廠緊急運轉程序要求運轉人員

於地震急停後進入冷停機狀態。

餘熱移除可借由兩條路徑達成，路徑一由一組（Loop）餘熱系統（Residual

Heat Removal, RHR）進入抑壓池冷卻模式（Suppression Pool Cooling, SPC），

另一組備用。另外一條路徑，由一組RHR進入停機冷卻模式（Shutdown Cooling,

SDC），另一組備用。

取水與排水路徑與運轉模式有關，在SPC模式，RHR經由RHR熱交換器，從

抑壓池取水與回水；在SDC模式，RHR經由RHR熱交換器，取水與回水均為反

21

應爐。抑壓池水量足夠72小時補水任務。

圖五：核能一廠安全停機餘熱移除系統

3-2 審查情形

有關本章內容相關之審查意見及台電答復過程分述如後： 1. 102年8月9日討論會審查意見1

考量本案係耐震設計基準之提昇，除USI A-46所要求對選定之安全停機路

徑有關之設備/組件進行驗證外，先前於102年7月18日討論會議決議，應將

NSSS及用過燃料池及其冷卻/補水系統相關設備/組件列為評估範圍，並執

行必要之耐震分析及改善，因此審查委員要求台電公司建立前述安全停機

路徑之設備/組件清單並提送本會審查。

台電公司答覆說明有關NSSS之結構、系統及組件(SSC)列入評估項目概分如

22

下列三項:

(1)下列系統在Reactor Coolant Pressure Boundary(包括Line Mounted Valves)

內Class 1 Piping將以Piping Stress Analysis進行評估。評估系統項目包括

Main Steam、Feed Water、Core Spray、RR、HPCI、RHR、CRD、RVH、

RCIC及CUW。

(2)若上述NSSS設備/組件包括在SSEL清單中，將以GIP方法進行評估。評估

設備項目包括Main Steam Isolation Valves on MS lines、Safety Relieve

Valves on MS lines等設備組件。

(3)若上述NSSS設備/組件不包括在SSEL清單中，將以1.33倍Scaling Method

進行評估，評估項目包括(1) FSAR Table 3.9A-7 RPV and Internals；(2)

FSAR Table 3.9A-8 Reactor Vessel Internals and Associated Equipment；(3)

FSAR Table 3.9A-9 Fuel Channels；(4) Table 3.9A-12 Reactor Vessel

Support Equipment；(5) FSAR Table 3.9A-16 Recirculation Pump等結構設

備組件。

另用過燃料池之結構已納入土建案評估，至於冷卻/補水系統相關設備/組件

亦將納入評估範圍。雖用過燃料池及其冷卻/補水系統相關設備/組件與安全

停機路徑無關，但台電公司承諾相關評估/補強設計時程規畫為評估部分預

計103年9月底前完成，以及補強設計部分預計104年6月底前完成。經審查

台電公司答覆說明，本項併入第I-1-13及I-1-14項持續追蹤。

2. 102年8月9日討論會審查意見2、審查意見I-1-13

針對本案安全停機路徑選擇，於反應度控制部分目前規劃由Automatic RPS

Trip為主路徑，以Manual RPS Trip為替代路徑，惟前述兩路徑均需經CRD

動作完成急停程序，若事故發生時CRD組件故障，將無法達成預期功能，

因此審查委員仍要求台電公司就前述問題提出評估說明。台電公司答覆說

明核一廠反應爐反應度控制只能靠CRD系統及SBLC系統來控制，根據GIP

Appendix A “Procedure for Identification of Safe Shutdown Equipment”章節

A.3.1已有相關敘述，再參考美國Browns Ferry、Brunswick、Cooper、Vermont

23

Yankee、Fitzpatrick、Peach Bottom等核電廠在其提送NRC之A46報告中亦都

僅選擇CRD為反應度控制系統，因此核一廠選擇CRD為安全停機路徑反應

度控制系統仍屬合理。經審查台電公司第1次答覆說明，審查委員針對GIP

Appendix A “Procedure for Identification of Safe Shutdown Equipment”章節

A.3.1之敘述僅說明於地震後CRD系統具有足夠能力得以達成並維持反應爐

停機，但並未說明以RPS系統使得CRD系統達成預期功能為唯一選擇，再提

出審查意見I-1-13要求台電公司說明選擇以Automatic RPS Trip作為反應爐

反應度控制之主要路徑，並以Manual RPS Trip作為反應爐反應度控制之替

代路徑是否有Common Failure之可能，及如何達成diversity目的。台電公司

第2次答覆說明核一廠強震急停設定點比OBE值小，機組運轉中若遇到強震

急停訊號，全出控制棒約2.5秒即可全部插入爐心，抑制中子連鎖反應，達

到停爐的目的;也就是說，地震強度達OBE前即引發RPS，且在短時間控制

棒即可全入，隨後到達之強震波，若損壞控制棒驅動系統，並不會影響已

全入控制棒抑制中子之功能，因此並不需考量多樣性的問題。美國境內核

能發電廠也有以Automatic RPS Trip作為反應爐反應度控制之主要路徑，並

以Manual RPS Trip作為替代路徑，並已獲得NRC認可。經審查台電公司第3

次答覆說明，審查委員要求台電公司補充說明針對Scram Solenoid Pilot

Valve fail，將造成common mode failure，下一個階段就變成ATWS(50.62)，

beyond design basis situation，因此基於diversity目的，manual trip 必須是獨

立的；另需提供美國NRC接受的電廠案例，是否Automatic/Manual RPS Trip

有其他不同的設計。台電公司第4次答覆說明：1.每一個自動急停跳脫支控

道接受各自獨立之感測元件信號，以達到獨立之功能，且本系統採用第一

級防震佈置。特點：(1)故障時安全（fail safe）:若急停導引閥斷電，急停進

口及急停出口閥將開啟；(2)單一故障（single failure）不影響系統性能；(3)

安全設計基準：地震不致於損及RPS急停能力；(4)當操作空氣壓力消失時

急停閥會開啟，控制棒插入。2.強震急停設定點:比OBE值小一點，機組運

轉中若遇到強震急停訊號，急停導引閥立即失能，且其設計為故障時安全

24

（ fail safe）及一級防震，不致有common mode failure的問題。3.RPS

MANUAL TRIP 為一獨立path，其旁通RPS相關引動信號，不受跳脫訊號故

障影響。另有關美國NRC接受的電廠案例，在Reactor Reactivity Control路徑

選擇方面，選擇以Automatic RPS Trip 及Manual RPS Trip作為shutdown

Paths有 Browns Ferry、Brunswick、Cooper、Vermont Yankee、Fitzpatrick、

Peach Bottom等電廠, 並已得到NRC核准。台電公司答覆說明經審查後可以

接受。

3. 102年8月9日討論會審查意見2、審查意見I-1-14

有關核一廠USI A-46安全停機路徑選擇，HPCI於事故補水時為主要路徑，

並同時做為爐心餘熱移除之替代路徑，是否會超過HPCI原有設計能力須加

以分析，因此審查委員仍要求台電公司就前述問題提出評估說明。台電公

司答覆說明針對HPCI於事故時為補水主要路徑，其運轉期間同時會消耗爐

心蒸汽，達到補水與降低爐心壓力的功能，降低爐心壓力的功能即是執行

變通爐心餘熱移除的工作，所以並未加重HPCI額外負擔而超過HPCI原有設

計能力。經審查台電公司第1次答覆說明，審查委員提出審查意見I-1-14要

求台電公司說明本案安全停機路徑選擇，台電公司選擇RHR低壓注水模式

(LPCI Mode)作為反應爐水位控制之替代路徑，停機冷卻模式(Shutdown

Cooling Mode)及RHR抑壓池冷卻模式(Suppression Pool Cooling Mode)分別

作為餘熱移除之主要及替代路徑，由於RHR系統亦具有執行SFP後備補水及

冷卻功能，在SFP及其補水與冷卻功能納入本案評估範圍後，未來若選擇

RHR系統作為SFP補水或冷卻功能路徑，則是否影響原先安全停機路徑之選

擇。台電公司第2次答覆說明RHR原設計功能包括: LPCI Mode作為反應爐水

位控制之替代補水路徑(HPCI為主要補水路徑)、Shutdown Cooling Mode作

為反應爐餘熱移除之主要路徑、Suppression Mode作為反應爐餘熱移除之替

代路徑(RHR Shutdown Cooling Mode為主要路徑)，上述組合有可能利用

RHR補水(HPCI無法執行補水功能)及RHR Shutdown Cooling同時進行。然目

25

前SFP冷卻系統，主要路徑為既有之SFP冷卻系統，另外有新增燃料池冷卻

系統(利用COOLING TOWER氣冷式設計);另補水主要路徑為CST補水系

統。替代路徑擬採用耐震一級位於廠房南邊〝常備硬管式消防注水〞500gpm

及位於廠房東邊〝常備硬管式消防噴灑管路〞320gpm，直接對用過燃料池

執行補水/噴灑(冷卻)工作，所以不會影響原先安全停機路徑。經審查台電

公司第1次答覆說明，審查委員認為台電公司(1)重新選定替代路徑之耐震一

級系統，其路徑上所有設備是否皆為耐震一級仍須確認；(2)以新增燃料池

冷卻系統作為SFP Decay Heat Removal 之替代路徑，惟其中Cooling Tower

原始並非耐震一級設計，台電公司應考量將該系統納入本評估案範圍之適

當性；(3)以廠房南側及東側之常備硬管式消防注水管路及常備硬管式消防

噴灑管路作為SFP Cooling Inventory之替代路徑，惟前述管路必須配合

Portable設備方可達成功能，且未具備耐震一級之常備水源及動力。台電公

司第2次答覆說明針對SFP冷卻系統及補水系統進行評估，詳述如下：(1)目

前SFP正常補水主要路徑為CST，因CST補水系統有部分非耐震一級，現規

劃必要時由RHR PUMP出口經連通閥V-E11-F215至用過燃料池來補水，因

單一RHR PUMP容量為6562gpm，三台運轉即可達到LPCI功能，每部機組

有四台RHR PUMP，又SFP補水為500gpm，且為必要時機動補水，不會影

響RHR原設計功能。現有規畫路徑皆為耐震一級設計；(2)SFP冷卻系統，主

要路徑為既有之SFP冷卻系統，另外有新增燃料池冷卻系統，針對COOLING

TOWER耐震能力提升之改善案已進行中；(3)SFP補水替代路徑採用耐震一

級位於廠房南邊〝常備硬管式消防注水〞500gpm及位於廠房東邊〝常備硬

管式消防噴灑管路〞320gpm，直接對用過燃料池執行補水/噴灑(冷卻)工作，

配合之設備雖為Portable，但核一廠Portable設備貯存皆有考量複合式災變存

活的能力，以執行災後救援工作。經審查台電公司第2次答覆說明，審查委

員要求台電公司針對(1)有關用過燃料池SFP替代補水路徑利用Portable設備

方可達成功能，且未具備Seismic I水源及動力，與本案固定式SSCs耐震設

計基準提升之精神意涵不符，應重新選取本案評估範圍；(2)另SFP正常補水

26

路徑規劃利用連通閥V-E11-F215，經由餘熱移除RHR Pump出口補水至

SFP，惟針對目前RHR系統除執行LPCI注水功能外，尚未能驗證可同時因應

反應爐水位控制及SFP補水功能須澄清說明；(3)針對本案安全停機路徑之選

擇，RHR系統同時兼具反應爐水位控制與餘熱移除，且亦需執行SFP補水，

恐有超出設計功能之疑慮。建議參考SMA耐震餘裕評估審查案，將爐心噴

灑系統納入評估範圍，以符合執行安全停機之功能及適切性。台電公司第3

次答覆說明(1)用過燃料池補水系統規劃由RHR系統補水，即由RHR Pump

出口經由連通閥V-E11-F215(RHR用過燃料池冷卻迴路隔離閥)補水至用過

燃料池，RHR系統有A、B兩串互為Redundancy可提供主要補水/替代補水之

功能，相關評估範圍已重新選取；(2)將爐心噴灑系統納入評估範圍，執行

低壓注水功能，而RHR系統將執行SFP補水及其他必要功能；(3)將爐心噴灑

系統納入評估範圍，執行低壓注水功能以符合執行安全停機之功能及適切

性。原台電公司預定於103年6月完成之用過燃料池及爐心噴灑系統之設備

與管路評估檢核，已向本會展延並承諾將於103年9月底完成並獲同意。台

電公司答覆說明經審查後可以接受，本項用過燃料池及爐心噴灑系統之設

備與管路評估檢核，台電公司已於103年9月16日及11月19日完成評估並陳

報本會，惟台電公司仍須依審查意見修訂所選安全停機路徑內容列入後續

管制要求事項。

4. 102年8月9日討論會審查意見3

若電廠發生LOCA事故，逸失之蒸汽量可能使反應爐處於低壓狀態，將使

HPCI、RCIC等設備因蒸汽壓力不足而無法執行其所應達成之安全功能，鑑

於本案性質，因此審查委員要求台電公司再評估考量增加其他路徑後提出

說明。台電公司答覆說明根據GIP Rev. 3A 章節3.1.2 Assumptions Used in

Identifying Safe Shutdown Path 有如下敘述：”2. No other extraordinary events

or accidents (e.g., LOCAs, HELBs, fires, floods, extreme winds, and sabotage)

are postulated to occur other than SSE and loss of offsite power.”，所以台電公

司認為目前所選安全停機路徑時不須要考慮LOCA。經審查台電公司第1次

27

答覆說明，審查委員認為台電公司已重新提出規劃，以2組SRVs(5只SRVs

為一組)分別作為反應爐壓力控制之主要與替代路徑，並以HPCI作為反應爐

水位控制之主要路徑，以SRVs＋RHR作為反應爐水位控制之替代路徑，台

電公司答覆說明經審查後可以接受，惟報告仍須加以修訂。 3-3 審查結果

綜合以上之敘述，由於核一廠已參照GIP 3A執行成功路徑選擇，依據其挑選

設備原則執行SSEL組件清單之建置，並重新平行展開檢視SSEL組件清單之

完整性及建立相關管控機制，除了用過燃料池之設備與管路及爐心噴灑系統

安全停機系統主要成功路徑及後備成功路徑相關評估檢核待完成事項，相關

不符合項目之補強改善需修訂至報告內容，台電公司已於103年11月19日陳

報補齊相關評估結果，本會將聘請專家學者進行後續審查作業，後續審查結

果將納入後續管制追蹤項目之外，其餘部分，綜合審查委員與本會審查小組

審查結果，合理認為台電公司本章報告內容可接受。

28

四、耐震地震需求 4-1 耐震地震需求概述

本節內容摘述台電公司核一廠建立樓層反應譜等相關重要內容，目的在執

行核一廠A-46 GIP評估時提供設備地震輸入，如下各小節所示。

核一廠耐震提升評估，原設計基準地震(Design Basis Earthquake, DBE)由

0.3g提升至0.4g，其中評估基準地震係依據RG 1.60 Response Spectra。

原台電公司係基於土壤結構互制效應模型，重新進行結構動力分析以建立

樓層反應譜(In-Structure Response Spectra, ISRS)；而圍阻體Basemat 岩盤處之輸

入地震，則係採用NUREG/CR-0098 中值地表反應譜，並將其最大地表加速度

(PGA)訂為0.4g，認定0.4g之PGA 具有保守之84%非超越機率(non-exceedance

probability, NEP)，惟於102年11月本會決議本案之輸入地震應與結構評估案相

同，採用較為保守之NRC RG 1.60設計反應譜，並將其最大地表加速度訂為

0.4g。故本案改採利用NRC RG 1.60建立ISRS，重新進行後續耐震評估檢核作

業，相關考量與評估過程詳如下列所述。

本案核一廠耐震設計基準由0.3g強化為0.4g案可分為土建部分與機電部

分，土建動力地震反應歷時分析求出各樓層反應譜作為後續機電管路分析之用。

新舊樓層反應譜比較為確認目前分析所得反應譜與原核一廠FSAR設計基

準兩者之差異性，在確認新分析樓層反應譜後，則利用此新建立反應譜再與設

備組件的Bounding Spectrum(earthquake experience data)或Generic Equipment

Ruggedness Spectra(GERS)比較，若無法通過的話則須進入Outlier，進行評估分

析補強(此為USI A-46案補強兩串安全停機路徑之方法)，此屬於土建/機電部分銜

接範圍。

在機電設備部分審查案，依NUREG/CR-0098與IEB79-14兩者所產生樓層反

應譜之比較，發現多數往高頻偏移且振幅減小(新分析低於原反應譜之PGA加速

度值)，因此本案土建部分「新建樓層反應譜及原有樓層反應譜比較報告」已重

新利用RG 1.60建立給機電設備所使用之新「樓層反應譜」，以符合與機電管路

29

部分之一致性與保守度。

本案Upgrated DBE樓層反應譜建立規範與相關阻尼值參數說明如下：

1. 每個SSI分析顯示計算分析ARS有建立不同阻尼值為0.5%、2%、3%、4%、5%、

7% and 10%之水平與垂直方向地震運動反應。

2. 依據NRC RG 1.122與SRP Sec. 3.7.2規範要求，利用square root sum of squares

(SRSS) method來結合不同方向之反應譜振幅。

3. 將不同土壤條件之Lumped mass stick model(LMSM)分析結果，包絡結合ARS

反應譜。

4. 依據NRC RG 1.122第C.2節及ASCE 4-98第3.4.2.3節建議將反應譜峰值加減

15%寬域化。

依NRC RG 1.122第2.2.2節建議將不同頻率範圍區間之最小頻率分割點如下

表所示，本案ARS計算301個頻率點從0.1Hz到50Hz皆滿足上述頻率範圍與區間

之要求。

本案設備評估分析所需使用之Floor Response Spectra 來自核一廠1、2號機

安全停機有關廠房結構耐震力提升評估案分屬聯合廠房、緊急取水廠房、冷凝

水槽、第5號柴油機廠房、第5號柴油機廠房、燃料儲存槽、柴油儲存槽等結構

之不同6份報告(詳如報告1257A-RT-01~06)，Floor Response Spectra並經過15%

broadened 處理，Damping Ratio有0.5%、2%、3%、4%、5%、7%、10%。Piping

所使用Floor Response Spectra係依據RG 1.61, Rev.1之Frequency Dependent

Damping 處理。

有關機電設備管路所使用於檢核之樓層反應譜建立之方法論，詳見本案土

建部分SER報告第五章內容。

4-2 審查情形有關本章內容相關之審查意見及台電答復過程分述如後： 1. 102年8月9日討論會審查意見6、審查意見I-1-1

有關台電公司擬改採median-centered in-structure response spectra做為本案機

電設備需求檢核之樓層反應譜，審查委員要求台電公司提出變更申請。經

30

審查台電公司第1次答覆說明，本案USI A-46依循GIP 3A Table 4-1 Methods

for Comparing Equipment Seismic Capacity to Seismic Demand之Method B.1

方法， Capacity 為 1.5 倍 Bounding Spectum 比 Demand 為 Realistic,

Median-Centered, In-Structure SSE Response Spectrum，惟台電公司所用

realistic median-centered spectra，其計算假設條件/參數並未符合原設計基準

要求，且目前作為設備需求檢核之樓層反應譜並未較核一廠原有反應譜更

為保守，因此審查委員提出審查意見I-1-1要求台電公司針對目前依照

NUREG CR-0098使用In-structure response spectrum，須進一步說明原始0.3g

design basis分析反應譜有高於目前0.4g提昇案建構的In-structure response

spectrum之情形，其新反應譜適用性及合理性，以及頻率位移問題；另台電

公司仍需澄清說明目前Piping反應譜依據RG 1.60要求乘以1.33倍SSE(即為

0.4g)建立，而機電設備卻用USI A-46進行分析建立Median-Centered response

spectrum，其間一致性及界面問題與影響，以及放棄原有design basis不用之

理由。台電公司第2次答覆說明設備及管路統一依循upgraded RG1.60進行評

估，且核一廠耐震提升評估，原設計基準地震由0.3g提升至0.4g，其中評估

基準地震係依據RG 1.60 Response Spectra，評估分析所使用之樓層反應譜來

自核一廠1、2號機安全停機有關廠房結構耐震力提升評估結果。經審查台

電公司第3次答覆說明，審查委員要求台電公司再澄清目前USI A-46機電設

備檢核比較所使用的樓層反應譜阻尼值是否為一樣。台電公司第4次答覆說

明目前USI A-46機電設備檢核比較所使用的樓層反應譜阻尼值為一樣；另

新舊樓層反應譜偏移情形，台電公司澄清說明因IEB 79-14之聯合結構廠房

模型忽略地下室之埋入效應，而本案之SSI分析模型則將地下室埋入效應納

入考慮，致使整體結構勁度提高，故共振頻率往高頻偏移。台電公司答覆



有關本案期中評估報告1392A-RT-101本會審查意見及台電公司答覆內容如

下說明：

31

(1) 有關核一廠土壤性質敘述2號機於-8.83ft下有9ft lean concrete回填至

39.33ft，但2號機仍有5ft空隙從樓板底至岩層開挖處，兩部機組所建立

demand之in-structure response spectrum卻假設一樣，例如附件2-2部分所

建立之realistic median center response spectra有兩部機共用之情形，因此

審查委員要求台電公司澄清說明。台電公司答覆說明有關CR-0098

realistic response spectra已更改為upgraded RG 1.60進行評估。經審查台電

公司第1次答覆說明，審查委員認為台電公司並未針對兩部機組不同土

壤概況，而使用相同機電設備檢核之樓層反應譜，須澄清說明。台電公

司第2次答覆說明1號機及2號機整地後之高程均為EL -8.83’，基礎與大埔

層間填充以較大埔層堅硬之混凝土作為人造岩石。本案分析時將填充混

凝土假設為大埔層材料，此假設與原始設計一致，並符合工程實務，且

反應將偏保守應屬合理，本項審查意見已於土建部分討論，並獲土建案

審查委員同意。台電公司答覆說明經審查後可接受。

(2) 附件2-3部分（Figure 1 - Horizontal RS for Node 1 - Combination Structure

at Elev. 180.5'），該圖分別於3及9.5Hz出現峰值，審查委員要求台電公

司仍須說明為何樓層反應譜有出現兩峰值之情形。台電公司答覆說明有

關CR-0098 realistic response spectra已更改為upgraded RG 1.60進行評

估，因此先前依NUREG/CR-0098所分析之真實中值樓層反應譜圖形問題

已隨台電公司更改為upgraded RG 1.60進行評估而不存在。台電公司答覆


(3) 附件 3 部分 (SSE Floor Respectra Curves With RG 1.61

Frequency-Dependent Damping of Combination Structure），有關Code

Case-411所論述Piping damping value與頻率之相依關係尚未被NRC所接

受，因此審查委員要求台電公司仍須澄清說明。台電公司答覆說明IEB

79-14已採用Code Case-411，而IEB 79-14之結果已被納入於FSAR。經審

查台電公司第1次答覆說明，審查委員要求台電公司針對IEB 79-14分析

模型的運用及原始FSAR模式的相互比較基準進行澄清說明。台電公司

32

第2次答覆說明1986年IEB 79-14專案已採用RG 1.61之阻尼建議值，並經

AEC審查認可，本項IEB 79-14審查意見已於土建部分討論，並獲土建案

審查委員同意，另管路部分Code Case-411所論述Piping damping value與

頻率之相依亦包含於IEB 79-14之使用範圍，雖其相依關係尚未被NRC所

接受，但亦採用NRC RG 1.61所接受之阻尼建議值。台電公司答覆說明

經審查後可接受。

(4) 附件4部分（Comparison of SSE Floor Seismic Response Spectra with

Design Basis 0.4G-Newly Generated and 0.3G-from E026-F-719 of

Combination Structure），於新舊反應譜比較時明顯出現峰值偏移之情

形，因此審查委員要求台電公司仍須澄清說明。台電公司答覆說明IEB

79-14模型未考慮地下結構之埋入效應，而本案則考慮埋入效應，造成結

構勁度提高與共振頻率往高頻偏移之情況。

(5) 附件6部分，請說明EMERGENCY PUMP HOUSE之樓層反應譜所採用之

damping value，並就該新舊反應譜比較之結果，因此審查委員要求台電

公司仍須澄清其差異過大之原因。台電公司答覆說明IEB 79-14案中，緊

急海水泵室考量之土壤複合模態阻尼比僅限於20%，但實際上整個結構

大部分均埋於土中，產生非常大之土壤輻射阻尼效應，遠大於IEB 79-14

考量之阻尼比，故造成反應減少之現象。

(6) Fig2-9新舊反應譜比較之結果位於高頻之PGA值，其upgrade(0.4g)反小於

origin(0.3g)值，因此審查委員要求台電公司仍須確認比較結果。

台電公司答覆說明對於聯合廠房，本案考慮地下結構之埋入效應，土壤

之圍束效應使加速度反應降低；對於緊急海水泵室，其原因同第(5)項。

由上述說明可知台電公司第(1)~(3)項答覆說明經審查接受，但(4)～(6)

項第1次答覆說明，審查委員認為台電公司並未提供使用不同FSAR的模型

來評估核一廠耐震設計基準從0.3g強化為0.4g案之影響說明，實際上基於(4)

與(5)項審查意見，台電公司並未實際使用IEB 79-14模型，明顯地IEB 79-14

模型已被修改加入考量土壤埋入效應，除了在102年11月5日討論會議上提

33

到相關改善案所新增加HVAC房間的重量與勁度，仍有一些問題關於使用在

管路分析之新方法論模型，審查委員要求台電公司應比較不同模型之分析

結果，並使用較保守且適切之耐震評估所得樓層反應譜，或者台電公司應

提供技術判斷作為使用新評估樓層反應譜之立論基礎。台電公司第(4)、(5)、

(6)項第2次答覆說明1986年IEB 79-14專案之分析模型已經本會審查認可，並

納入FSAR。本案重建之Stick Model，係依IEB 79-14案之Stick Model發展而

來，除必要之修改，諸如基礎埋置效應、筏基柔性效應、及DCR之顯著改

變外，其餘儘量維持與IEB 79-14模型相一致。此外，本案之SSI分析模型與

方法均依據並滿足SRP 3.7.2 (2007年版)之要求，已兼顧適法性、合理性及

保守性。台電公司答覆說明經審查後可接受。


依據動力分析結果所獲得Upgrade DBE之基底剪力與核一廠現有FSAR計算

書之基底剪力進行比較，經查ESW Pump House等之剪力模數比值差異，審

查委員要求台電公司須澄清說明；另該Stick Model建構位於-8 ft以上，其結

構從22ft以下涵蓋土壤結構，亦須澄清說明土壤變異性對於Stick Model建構

Median-Centered response spectrum 之影響。台電公司答覆說明

NUREG/CR-0098 realistic response spectra已更改為upgraded RG 1.60評估。

因此先前依NUREG/CR-0098所分析之真實中值樓層反應譜圖形問題已隨台

電公司更改為upgraded RG 1.60進行評估而不存在，台電公司答覆說明經審

查後可接受。


核一廠已建立3個結構模型作為耐震評估分析，第一個模型用於原始執照基

準耐震分析，此模型並未包含SSE耐震等級提升評估，因此審查委員無進一

步意見。第二個模型用於機電設備USI A-46現場巡查，此模型依IEB 79-14

並進行修正，修正內容包含控制室上方HVAC改善案增加質量與勁度影響，

有關聯合結構廠房結構分析考量結構阻尼7%與土壤阻尼並利用SUPELM程

34

式進行計算，且7%阻尼值大於NUREG/CR-0098 Table 1開裂鋼筋混凝土之

阻尼值。最後第三個模型用於管路分析，此新模型亦考量土壤結構互制效

應，依前述所示，核一廠執行耐震設計基準提升案不僅其分析模型不同於

原始FSAR模型，同時使用高於NUREG/CR-0098所建議之阻尼值，針對前述

不同案例審查委員認為台電公司應澄清如何判別分析結果所得樓層反應譜

之真實與保守性，或許台電公司應將兩個新建樓層反應譜與原始反應譜放

大至0.4g之間進行比較各基礎頻率與峰值高度，或者台電公司可使用GIP作

法，例如：NUREG/CR-0098 84% NEP spectral shape anchored to 0.4g PGA or

RG1.60 spectral shape anchored to 0.4 PGA。台電公司答覆說明針對USI A-46

機電設備評估所使用之 In Structure Response Response Spectra ，由

NUREG/CR-0098變更為與管路評估所使用由台電公司核技處另案發包之土

建標分析成果所建立頻譜相同。本項審查意見已於土建部分討論，並獲土

建案審查委員同意。台電公司答覆說明經審查後可接受。


核一廠土壤參數之平均剪力波為1500 ft/sec，若將土壤結構互置效應納入考

量，可預期的是該結構基礎頻率應會降低，儘管如此，實際上核一廠基礎

頻率較高於原始基礎頻率，期中報告1392A-RT-101之水平方向樓層反應譜

峰值約9.5Hz高於基礎模態2.66Hz與第二模態6.44Hz，另垂直方向樓層反應

譜峰值約9Hz高於基礎模態3.26Hz與第二模態23.19Hz，針對上述偏移情況

審查委員要求台電公司須提出澄清說明。台電公司答覆說明IEB 79-14之水

平向及垂直向土壤彈簧性質均忽略聯合廠房之土壤埋入效應，而本案之SSI

分析方法已考慮基礎埋入效應，故造成頻率往高頻偏移之現象。另IEB 79-14

之垂直向土壤彈簧乃依據大應變之土壤性質計算所得。然而，根據研究顯

示土壤之垂直向動態特性不受地震而衰減，本案之垂直向土壤阻抗乃根據

土壤小應變性質所得，故本案之垂直向勁度大於IEB 79-14，而產生垂直向

振動頻率往高頻偏移之現象。經審查台電公司第1次答覆說明，審查委員要

35

求台電公司再澄清第二與第三模態之間的樓層反應譜與土壤埋入效應。台

電公司第2次答覆說明根據研究顯示土壤之垂直向振動特性(P波波速)不受

地震而衰減(土壤之水平向動力性質，如:剪力模數及剪力波速，均因地震強

度而衰減)，本案土壤之P波波速乃採小應變之土壤性質。IEB 79-14之垂直

向土壤彈簧乃採大應變(或strain-compatible)之土壤性質計算所得。因此，本

案之垂直向勁度將大於IEB 79-14模型之垂直向勁度，而造成本案垂直向振

動頻率較IEB 79-14結果為高。本項審查意見已於土建部分討論，並獲土建

案審查委員同意。台電公司答覆說明經審查後可接受。


針對102年11月7日同行審查簡報檔第10項同行審查提出：「雖然LOCA與

HELB未要求需納入安全停機路徑設備清單，但仍應考量本案耐震設計基準

提升。」這是一個很好且合理的建議，但台電公司說明前述範圍已超出GIP

3A及原始評估範圍。似乎台電公司仍不清楚本案耐震設計基準提升之評估

範圍，本案並非重新利用USI A-46評估方法論來落實GIP 3A，而是重新評

估耐震設計基準從0.3g強化為0.4g，GIP 3A可用來作為耐震提升案的適當文

件指引，因此審查委員仍建議台電公司應將LOCA與HELB納入耐震設計基

準考量。類似的情況，同行審查第11項提到原能會建議本案將NSSS納入亦

是保守考量。經審查台電公司第1次答覆說明，審查委員要求台電公司依本

案審查意見及peer review審查建議要求”LOCA and HELB should be included

in the seismic upgrade design consideration.”，將LOCA and HELB納入本案評

估範圍。台電公司第2次答覆說明GIP 3.1.2針對決定安全停機路徑及設備

時，持照者受限於下述條件 “No extraordinary events or accidents (e.g.,

LOCAs, HELBs, fires, floods, extreme winds, and sabotage) are postulated to

occur other than the SSE and loss of offsite power”，本評估案是依GIP方法進

行。經審查台電公司第2次答覆說明，審查委員要求台電公司考量本案為耐

震設計基準之提升，GIP 3A雖可為本案參考之評估作法，但依照耐震設計

規範對於LOCA和HELB仍有不足之處，台電公司應澄清目前進行EPRI耐震

36

餘裕評估方法是否已將LOCA和HELB納入評估，若其無法涵蓋本案之評估

結果則應進行檢討改善。台電公司第3次答覆說明有關耐震餘裕評估(SMA)

未將LOCA或HELB納入考量，根據美國電力研究院ERPI NP-6041提到SMA

必須考量或結合只有小破口之爐水流失事故(SBLOCA)，依ERPI NP-6041第

3-8頁提到“ Only seismically induced transient events and small seismically

induced primary coolant leakage events (referred to as “small LOCAs”) are

addressed; i.e., based upon numerous seismic PRAs, it is assumed that the

seismic margin earthquake will not cause large LOCAs. By small leakage it is

believed that it is unlikely that one will be able to rule out the possibility of

small leaks or failures in small instrumentation lines. It is judged that the

combined leakage is equivalent to a one-inch diameter break.”，而本案USI A-46

未結合LOCA或HELB，乃依照NUREG-1407第22頁提到“The probabilities of

a seismically induced LOCA (small or large) and a high-energy line break

(HELB) occurring are judged to be low enough that their consideration at this

earthquake level is not warranted.”，同時NUREG-1211第3頁提到“The seismic

event does not cause a loss-of coolant accident (LOCA), a steam-line break

accident (SLBA), or a high-energy line break (HELB), and a LOCA, SLBA, or

HELB does not occur simultaneously with or during a seismic event.”，許多新

核電廠FSAR管路負載組合將LOCA與HELB與SSE結合，此作法是極度保

守。

參考核一廠 FSAR第 3.6.2.1節負載組合說明 “In addition, a LOCA is

considered to be the combination of any single pipe break and any subsequent

pipe and/or equipment failures that occur as a direct consequence of the first

failure, and which may occur simultaneously with a design basis earthquake

(DBE) with or without a concurrent loss of offsite power. Protection against

LOCA dynamic effects, in general, takes the form of pipe whip restraints, local

shields for vital equipment and piping or physical separation.”。

37

總結本案耐震設計基準提升評估

1. LOCA不會影響安全停機設備清單選取。

2. 管路分析已考量LOCA與HELB的影響，當管路分析結合斷管壓力與溫度

案例時，則會將LOCA與HELB的影響納入，如同執行設計基準評估。

3. 核一廠管路設計已針對考量斷管進行評估，相關管路系統亦被揮動限制

器(pipe whip restraint)固定，防止管路因噴射造成甩動情形。

唯一可能遺漏評估為管路揮動限制器與屏蔽設計未包含耐震等級提升，但

地震負載與破管負載相比算較小。台電公司答覆說明經審查委員審查後可

接受，惟目前管路揮動限制器未包含耐震等級提升評估部分，台電公司仍

須依ASME要求補行完成相關評估作業，本項管路揮動限制器評估檢核待完

成事項列入後續管制要求事項。


有關評估總結報告(1392A-RT-102)第4章說明耐震審查係依據RG 1.60，但第

26頁卻又指出實際中值樓層反應譜，兩者容易讓人混淆，所述報告應清楚

表示審查立論基礎為何，若是超過審查基準，應清楚定義與說明哪個審查

基準用於何處。另總結報告第40頁指出NSSS系統組件通過原始樓層反應譜

放大1.33倍之檢核評估，惟in-core housing和RPV support ring girder小於安全

係數IR值1.01，因其仍包含自有的保守餘裕，所以兩系統之組件評估結果仍

可以接受。台電公司答覆說明針對USI A-46機電設備及管路已統一使用由

台電公司核技處另案發包之土建標分析成果所建立頻譜，第26頁工作項目3

只是敘述原始合約工作內容，將修正此頁內容為依據RG 1.60。另NSSS設備

因查無原廠家GE公司分析報告，所以只能利用既有FSAR 中GE提供之允許

負載值，以Scale Up方法做比對，此做法已獲Peer Reviewer同意。台電公司

答覆說明經審查委員審查後可接受，惟台電公司仍須依相關審查意見修訂

報告內容。


38

針對本案機電設備/管路檢核之樓層反應譜，已利用土壤結構互制分析進行

建譜，為維持本案新舊樓層反應譜保守度，建議可將原始與新建立之樓層

反應譜包絡，並連結新舊反應譜圖峰值作為機電設備/管路檢核，雖此作法

較保守，但是一個可以解決反應譜頻率基礎較高與偏移問題之方式。台電

公司答覆說明A-46機電設備及管路已統一使用由台電公司核技處另案發包

之土建標分析成果所建立頻譜。經審查台電公司第1次答覆說明，審查委員

要求台電公司仍應澄清說明本案機電部分所使用之土建部分建立UDBE樓

層反應譜，其仍可符合IEB79-14 Regenerate Original Floor Response Spectra

之保守度。台電公司第2次答覆說明土建部分建立UDBE樓層反應譜乃依據

較新的核能法規及分析技術所完成，其已具備法規所要求之保守度，例如:

土層變異性之分析結果進行包絡，而IEB 79-14並無考慮此點，故本案建立

之UDBE樓層反應譜已具備合理的保守度。台電公司答覆說明經審查後可以

接受。 4-3 審查結果

經審查台電公司所提耐震地震需求說明，已依照土建部分新建樓層反應

譜，所選定方法、設計輸入、分析方法和計算內容，及對審查意見之答覆

說明，報告內容皆符合GL 87-02、NUREG-1407[12]及GIP 3A耐震評估導

則，針對目前管路揮動限制器未包含耐震等級提升評估部分，台電公司仍

須依ASME要求補行完成相關評估作業，列入後續管制要求追蹤事項。綜合

審查委員與本會審查小組審查結果，合理認為台電公司本章報告內容可接

受。

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五、設備耐震現場巡查 5-1 設備耐震現場巡查概述

本節內容摘述台電公司核一廠結構與桶槽之樓層反應譜建立，以及設備耐

震容量與需求之比較等相關重要內容，如下各小節所示。

益鼎公司與S&A公司之工程師依據GIP規定之程序分別於民國102年7月3日

~7月12日與民國102年9月23日~10月4日至核一廠進行設備現場巡查作業，主要

在確定現場設備之安裝狀況、設備型號、設備所在高程、不同設備間或設備與

結構物間是否存在交互作用等情形，做為資料比對與確認設備耐震能力之依據。

5-1-1設備耐震現場巡查人員資格現場巡查工作依GIP要求，須由SQUG認證且具有經驗的工程師來執行，藉由現

場檢視對於可能因地震而喪失功能的設備進行判斷，做為後續評估的依據。

表三：主要現場設備巡查人員(Seismic Review Team ,SRT)名單 Walk down人員職稱 GIP 要求 SQUG 證照 PE Philip A. Gazda Seismic

capability engineer

1.五年以上核電廠地震工程應用

經歷 2.完成 SQUG訓練

有 1.PE(美國 Illinois州) 2.SE(美國Wisconsin州)

George Gary Thomas

有 PE( 美國 Texas州)

Stephen Anagnostis

有 -

Yi-Lun Chu 有

土木技師 /結構技師(Taiwan)

Walter Djordjevic

有 PE(美國Wisconsin州)

Tribhawan Ram Assistant Relay Reviewer

無無 PE(美國Ohio州)

初步現場巡查、依GIP 3A不同種類設備�

「核一廠耐震設計基準由0.3g強化為0.4g」之 安全評估報告...

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