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核能電廠與核能安全

台灣電力公司101 年 8月

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核能發電運作簡介

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核能電廠發電原理

圍阻體

反應爐

控制棒

發電機

冷凝器

汽機

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鈾燃料丸

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分裂產物分裂產物

分裂產物持續衰變發熱，停機後 24小時後發熱率約為額定功率的 0.5%

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正常發電時控制棒可以控制發電功率，機組異常時控制棒自動急速插入爐心，中止連鎖反應 (急停 )

7ff

SA

MP

LE

F0

75

AF

06

0A

FW-A

F053AF027A F042A

F0

99

A F037A F037BF099B

F027B

E12-F044B

F042B

FW-B RWCU

F0

24

BA B

F0

24

A

F028BF028A

RWCU

抑壓池

F065A

F0

03

A F048A

F054A F026A

F047A

F026B

F087A

F052A

F051A

F066A

F087B

F052BF051B F

04

7B

F0

11

B

F065B

F00

3B

F048BF06

6B

F0

64

B

F006B

F0

04

B

F0

04

A

F0

06

A

F0

64

AF01

1A

F0

08

F009 F010

HX

RHR PUMP A

RHRPP B

RCIC

F0

49

F0

40

R/W

R/W

MSL A

F067RHR CFO20

CST

F0

75

BF

06

0B

SA

MP

LE

HX

F053B

F054B

SFPC&C/UAC B D

FIREWATER

SFPC&C/USFPC

&C/UF023

RCICCST

E12-F044ACST

SFPC

CST

E51-F013

ECW-A

F014A F068AOCEAN

ECW-B

F068B F014BOCEAN

急停後分裂產物持續產生之餘熱，由餘熱移除系統 (RHR)移除

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確保核能安全

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核能電廠安全設計與管制

深度防禦是核能安全設計的基礎

維修、檢查、管制、訓練以及品質制度是持續安全運轉的保證

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預防天然災害發生的安全設計

以建廠前地震、海嘯洪水調查，作為設計基準，防範電廠受到天然災害的侵害

海嘯 _廠址高程地震 _座落岩盤洪水 _排水設計

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自動安全停機的設計

自動偵測異常，自動急停，中止鈾燃料連鎖反應，大幅降低反應爐發熱，配合餘熱移除系統，確保燃料完整

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4、防止事故擴大及消弭事故的設計

針對可能發生的事故，分析必要的救援能力，據以設計安全系統安全系統考慮：隨機故障 _多重設計共因故障 _多樣設計 _分離設計 _獨立設計深度防禦

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防止放射性物質外釋的多層設計

輻射來自燃料及分裂產物：設置多重圍堵 _燃料丸燃料護套反應爐槽生物屏蔽包封容器 (圍阻體 )

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核子事故緊急應變計畫

依法整備核子應變作業

定期執行演練

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核能安全監管措施

嚴密監督

持續改進

資訊透明

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福島事件簡介與

台電公司檢討

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福島事件簡介 2011 年 3 月 11 日 14 時 46分，距離日本福島第一核電廠約 130公里的三陸沖海底發生深度24公里，規模Mw 9.0的大地震，位於福島第一核電廠廠址內運轉中的三部核能機組 (一、二、三號機組發電中，四、五、六號機停機大修中，四號機燃料全出，置於用過燃料池中 )，均由地震自動急停設備引發自動急停，由於地震影響，造成日本福島第一核電廠喪失外電。各機組之所有緊急柴油發電機亦陸續自動起動供電 。

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15 時 36分前後，高度 15公尺以上的大海嘯淹灌福島第一核電廠，第一號至第四號機淹水1.5~5公尺 ，第五號及第六號機淹水近 1.5公尺 ，各廠房多數進水，幾乎所有緊急柴油發電機均跳脫，一至五號機機組喪失廠內外交流電力。

供應冷卻海水之水泵亦遭海嘯損壞，機組餘熱無法藉由冷卻海水排至大海，一號機至三號機反應爐溫度與壓力持續升高，燃料安全受威脅。

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交流電力一時無法恢復，二號機及三號機藉由蒸汽推動的水泵補水至反應爐，維持約 3天及約 20小時

五號機接用六號機電源，兩部機以臨時水泵引海水移除餘熱後達到冷停機

一、二、三號機圍阻體陸續排氣洩壓，且利用消防車及臨時水泵先後補淡水及海水至反應爐淹蓋核燃料

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事故後立即影響 一、二、三號機發生氫氣爆炸，一、三號機廠房上部外牆損毀；二號機疑似圍阻體局部受損；三號機氫氣疑似洩漏至四號機，造成四號機氫氣爆炸，廠房上部外牆損毀

一、二、三號機核燃料熔損 圍阻體排氣過程及部份含輻射源污水洩漏，造成一定程度的輻射外釋

陸續疏散福島第一核電廠周邊 30公里內的民眾

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台灣公司檢討福島第一核電廠 台電運轉中核電廠

機組型式

一號機： BWR_3

MARK-1圍阻體二 ~五號機： BWR_4

MARK-1圍阻體六號機：： BWR_5

MARK-2圍阻體

核一廠： 2 部 BWR_4

MARK-1圍阻體核二廠： 2 部 BWR_6

MARK-3圍阻體核三廠： 2 部 3 迴路PWR 大型乾式圍阻體

BWR ：沸水式反應器 PWR ：壓水式反應器

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台灣核電廠與福島第一核電廠的差異：緊急電源：核一、二、三廠比福島第一核

能廠多一台兩部機共用的氣冷式 緊急柴油發電機，及位於高點的 兩台兩部機共用的氣渦輪發電機

水源：核一、二、三廠比福島第一核能廠 多出可長期使用的生水池

緊急泵室：福島一廠緊要海水泵為露天，我國核能電廠緊要海水泵有建築物(緊要海水泵室 )保護

緊急柴油發電機：福島一廠 1~4號機緊急柴油發電機安置於汽機廠房底層，我國核電廠均安置於平面層耐震一級的廠房內

氣冷式氣渦輪機：福島一廠無設置，我國核能電廠在高處有設置

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1.耐震評估2.防海嘯評估3.鞏固電源4.確保水源5.維持用過燃料池冷卻6.整備救援資源7.建置機組斷然處置程序

檢討成果

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檢討成果 _ 耐震評估

完成各廠重要安全廠房結構耐震餘裕評估 完成國內建築物耐震法規與核能電廠耐震法規設計地震力比較

山腳斷層及恆春斷層對核一二三廠影響初步評估

持續進行工作： - 山腳斷層與恆春斷層等新事證之地質調查 -地震危害度評估 -安全設備組件耐震餘裕評估與補強作業 -緊要電源與生水池耐震評估

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檢討成果 _防海嘯評估

完成各廠附近海陸域地形地貌調查 重新檢視各電廠海嘯設計基準及電廠設施安全性

成立專案小組，探討強化核電廠臨海之緊要海水泵室防海嘯能力

持續進行的工作：依據國科會潛在海嘯震源與山腳斷層、恆春斷層海域地質調查資料，進行各廠海嘯最大溯上水位及衝擊分析，再依分析結果增訂強化方案

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防海嘯能力1.核一廠建物基地實際測量高程為 11.1公尺，較

竣工報告與竣工圖所示之高程低約 0.9公尺，核一廠海嘯可能溯上高程為 10.73公尺，廠區不致淹水

2.核二廠緊要海水泵室配電盤高程 6.72公尺，低於 FSAR海嘯溯上高度 10.28公尺，若上湧海浪破壞緊要海水泵馬達絕緣，預估 4 小時內可以備品更換完成。已增設水密門，並以鋼製防水牆保護抽水泵，且增設自動啟動沉水泵

3.核三廠計畫於緊要海水泵室前端之進水池頂部開孔上方增設格柵，以防止雜物落入

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4. 已檢視各廠防洪設計基準與排洪能力，確認各廠反應器廠房排洪設計能力為單日最大降雨量的 3 倍以上

5. 將依據最大海嘯溯上水位模擬及衝擊力分析結果，規劃防海嘯牆或電廠重要安全設備室之水密門建構 ( 須經進一步工程評估 )

6. 將增購排水沉水泵，強化機動排水能力

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檢討成果 _ 鞏固電源

1. 提升第 5 台柴油發電機供電能力 修改第 5 台柴油發電機供電方式，可同時提供兩部機電源

基礎及廠房耐震評估及排除廠房吊車墜落危害

2. 提升氣冷式氣渦輪機供電能力 利用氣渦輪發電機全黑起動柴油機提供廠內電源 基礎、廠房及耐震評估及排除廠房吊車墜落危害

3. 增購移動式救援電源 移動式柴油發電機與電源車

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檢討成果 _確保水源

1. 規劃廠區既有系統注水各項水源 生水池耐震提升評估 生水管路明管化，特定管路改為撓性管路

2. 規劃採消防車注水之淡水水源，包括廠區與鄰近溪水、排洪道、深井與水潭等淡水

設置短堰攔水、增購大型消防水泵、增購消防泡沫車與水庫車、清查廠內外消防車

3. 規劃採消防車注水之海水4. 長期冷卻復原

提升長期冷卻復原設備室防水性

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檢討成果 _維持用過燃料池冷卻

1. 規劃補水途徑，確保用過燃料池補水功能 優先使用移動式發電機及空壓機，提供補水泵與

閥開關的動力，恢復正常補水功能 經由廠房消防系統，利用廠房消防水帶注入生水 消防車運水，經由消防水系統與消防水帶注水

2. 分析大修與非大修期間用過燃料最佳安全置放位置

3. 排除廠房吊車墜落危害

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檢討成果 _整備救援資源1. 除了一般性救援設備整備外，另整合增購救援設備及各廠既有的資源

2. 建立公司員工及協力廠商就近支援人力名冊3. 強化技術支援中心運作機制與設備

強化技術支援中心與後備技術支援中心裝置與設備之改善，使可同時對雙機組狀況連線與多螢幕分開顯示

加強嚴重核子事故處理訓練，強化雙機組事故運作能力

適當規劃人力配置，以建置緊急控制小組兩組人力運作時的輪替人力

提升衛星電話通訊能力與微波傳輸途徑

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檢討成果 _建置機組斷然處置程序

機組同時遭遇廠區全黑與熱沉喪失，必須採取決斷行動，執行反應爐緊急洩壓、圍阻體排氣，以後備或救援水源注入爐心，確保反應爐與用過燃料池燃料受水淹蓋，以避免放射性物質外釋，保障民眾健康與安全

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1. 建立機組斷然處置程序指引 設計外接式加壓線路至直流蓄電池充電機線路 採購移動式空壓機 擬訂反應爐、圍阻體完整與氫氣控制強化措施

2. 強化反應爐、圍阻體完整與氫氣控制 增設 480V移動式發電機，做為核一廠圍阻體充氮系統與核二、三廠圍阻體及乾井氫氣點火器 / 設備的救援電源

反應爐緊急洩壓時，同時執行一次圍阻體排氣 開啟廠房進出長條門、鐵捲門與通氣閥門

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3. 熱沉喪失替代餘熱移除之換水操作指引 建立循環換水機制 規劃換水靜置降溫水槽

4. 安全停機 加購控制反應度的天然硼酸、硼砂 納入利用消防水車機動注入硼液的程序

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敬請指教

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生水池容量 核能一廠 3,000噸生水池 *2 座

52,000噸生水池下池48,000噸生水池上池

核能二廠 A 池生水池 16,572噸B 池生水池 20,267噸

核能三廠 5,000噸生水槽2,000噸生水池50,000噸生水池 *2 座

龍門電廠 48,000噸生水池

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核一廠 核二廠 核三廠 龍門廠

廠址設計高程（公尺） 12 12 15 12

海嘯可能上溯高程（公尺）

FSAR10.73 10.28 11 8.07

海嘯可能上溯高程（公尺）國科會

2.8 2.5 10 3.4

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核一廠 核二廠 核三廠 龍門廠

假定 1909年發生於板橋規模7.3的地震，是發生在新莊斷層，且距核一廠最近距離約 8 公里處

假定 1867年發生在基隆外海的地震，保守估計核二廠廠址震度達 VIII （ MM scale），推算為 0.4g

假定 1920年發生於花蓮外海規模 8.3的地震，是發生在距離廠址 35公里之歐亞板塊與菲律賓板塊交界處

假定 1908年發生於台灣東部規模 7.3的地震，是發生在距廠址最近之地體構造區分界處 ( 約 5公里 )

經衰減後，推定安全停機地震基準值為 0.3g 註

經衰減後，推定安全停機地震基準值為 0.4g

經衰減後，推定安全停機地震基準值為 0.4g

經衰減後，推定安全停機地震基準值為 0.4g

註：此數值係保守假設為機組基礎下岩盤之水平加速度