核三廠一、二號機第三次十年 整體安全評估審查報告 · iv 4.2.25...
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NRD-SER-101-11
核三廠一、二號機第三次十年
整體安全評估審查報告
行政院原子能委員會
中華民國 101 年 10 月
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目 錄
前 言...........................................................................................................1
第一章 運轉安全之回顧與評估 ..............................................................3
1.1 摘要................................................................................................3
1.2 核能機組營運績效 .......................................................................3
1.3 水化學分析與評估 .......................................................................4
1.4 核燃料營運績效 ...........................................................................5
1.5 安全系統績效評估 .......................................................................7
1.6 安全系統設備故障分析及評估 ...................................................8
1.7 防火功能評估 .............................................................................10
1.8 異常事件評估 .............................................................................12
1.9 違規事件檢討 .............................................................................13
1.10 運轉經驗回饋 ...........................................................................14
1.11 人員訓練成效評估....................................................................16
1.12 優良作業典範 ...........................................................................18
第二章 輻射安全之回顧與評估 ............................................................21
2.1 摘要..............................................................................................21
2.2 工作人員輻射劑量統計 .............................................................22
2.3 放射性氣體外釋量及廠外民眾劑量之統計分析 .....................23
2.4 放射性液體外釋量及廠外民眾劑量之統計分析 .....................25
2.5 放射性固體廢棄物貯存量及廠外民眾劑量之評估 .................26
2.6 環境輻射監測報告 .....................................................................28
2.7 輻射曝露劑量合理抑低 .............................................................30
2.8 過去十年來違規次數及改善情形 .............................................31
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2.9 廠外民眾劑量依外釋及曝露途徑評估代表性個人所接受之有
效劑量.................................................................................................31
第三章 放射性廢棄物營運之回顧與評估 ............................................32
3.1 摘要..............................................................................................32
3.2 低放射性廢棄物營運評估 .........................................................32
3.3 歷年營運狀況及異常事件統計分析 .........................................37
3.4 設施設備更換及改善狀況 .........................................................44
3.5 設施運轉年限評估 .....................................................................45
3.6 後端營運計畫 .............................................................................47
第四章 機組待執行之改善或補強事項檢討 ........................................50
4.1 摘要..............................................................................................50
4.2 己完成之重大安全有關設計修改案之評估說明 .....................50
4.2.1 加裝強震時反應器自動急停系統 ....................................50
4.2.2 調壓槽六組管嘴異質銲道預覆銲 ....................................51
4.2.3 小幅度功率提昇 ................................................................52
4.2.4 取消 EDG 相關氣控迴路設備改以電氣迴路取代 ..........53
4.2.5 閥室 A、B 串連接進口管節改為不鏽鋼 316 材質 ........54
4.2.6 將 AB-HV-109、209、309、116、216、316 等 6 只 MOV
Open Torque Bypass SW 由 LS-5 改為 LS-13，即 Bypass
設定由 5％調至 30％ .......................................................55
4.2.7 BG-FV-122 的閥定位器（POSITIONER）改為智慧型定位
器 .......................................................................................56
4.2.8 A、B、C、D-PK-B001 蓄電池組汰舊換新.....................56
4.2.9 RVLIS 控制櫃及顯示器更新為 PLC 處理顯示................57
4.2.10 緊急柴油發電機激磁系統改善 ......................................58
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iii
4.2.11 EF-HCV-127、227 下游第二節彎管改為不鏽鋼...........59
4.2.12 將 ECSA 快速接頭取消以直接拉 EPR 電纜之方式改善
...........................................................................................60
4.2.13 DC-P130/DC-P131/DC-Z074/DC-Z075 於接受該串 LOV
訊號時，會依起動時序自動賦能及起動運轉 ...............61
4.2.14 修改控制邏輯當 S-HM018 人孔內之控制電纜發生
Common Failure 時，不會影響到機組內緊要匯流排之可
靠度 ...................................................................................62
4.2.15 PQ 送到 JP4/59 INPUT RELAY 櫃 C1～C4 之 PQ Fuse 改
善 .......................................................................................63
4.2.16 閥室 A-EF-016”-HGC 及 B-EF-026”-HGC 更換為不鏽鋼
316L 材質並加內襯橡皮..................................................63
4.2.17 A/B/C/D-PQ-N001 75 KVA 變流器微調電路 PCA8 功能
取消 ...................................................................................64
4.2.18 改善 AC 輸入電壓異常時，造成變流器故障，靜態開關
切換現象 ...........................................................................65
4.2.19 重新評估各 CO2滅火保護房間之防火門......................66
4.2.20 更換第五部柴油發電機之控制室及電池室之海龍藥劑
滅火系統改為高壓 CO2 滅火系統..................................66
4.2.21 增加 BG-HV-47 或 BG-HV-4 CLOSE 時提供自動信號關
閉 BG-LV-459/460 ............................................................67
4.2.22 增設柴油引擎帶動之後備輔助飼水泵 ..........................68
4.2.23 增加 EF-HV-112/212 之 SIS 開啟信號...........................69
4.2.24 增設 A、B 串 PB 4.16 kV BUS FAULT、RCDT 及 EDT
水位電腦點 .......................................................................69
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iv
4.2.25 緊急柴油發電機 A/B 台於現場控制盤上緊急起動及緊
急停止的玻璃罩式開關改為選擇式開關並將緊急起動
由氣動改為電動 ...............................................................70
4.2.26 增加 161 kV 起變 487 差動電驛之保護範圍將 CT 移至
PB 及 NB CUBICLE 內....................................................71
4.2.27 加裝 345 kV 起變低壓側之 87 差動保電驛 ..................71
4.2.28 修改 AB-HV-211、311 接收 TDAFWP 起動信號後延遲
開啟 ...................................................................................72
4.2.29 EF-HV-105 改為 JOG 操作，增設隔離信號之橘色警報
...........................................................................................73
4.2.30 AL-HV-112/212、AP-HV-102/202、BB-HV-5/6/7、
BG-HV-14/15/16/17 以上 MOV OPEN 扭矩旁通開關
LS-5 改用 LS-13，而其設定改為 30％，Close 極限開關
LS-14 改用 LS-6，其設定改為 5％ ................................73
4.2.31 更改第五部柴油發電機相關真空斷路器內部 PS 接點之
控制線路 ...........................................................................74
4.2.32 5th D/G 電源併入時間延後數秒，避免非同步併聯產生
...........................................................................................75
4.2.33 將 PQ-N002 之自動切換開關拆除，改為原來的手動切
換開關 ...............................................................................76
4.2.34 EF-HV-103/203 AIR 驅動器增裝 REGULATOR & VENT
LINE & 逸氣電磁閥，使該閥關閉時間＜30 秒...........77
4.3 待執行改善或補強事項之評估 .................................................78
4.3.1 更換高壓汽機轉子 ............................................................78
4.3.2 主飼水控制閥閥蕊更換為新型 ........................................79
4.3.3 EHC 控制數位化 ................................................................79
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4.3.4 主汽機振動監視系統數位化（ATSI）............................80
4.3.5 1、2 號機主變壓器更新 ....................................................81
4.3.6 161 kV 開關場 GIS 更新為屋內雙匯流排 GIS ................82
4.3.7 PK A/B/C/D 串直流充電機汰舊換新 ................................82
4.3.8 氣渦輪機控制系統數位化 ................................................83
4.3.9 地下消防碳鋼管路改為地上不鏽鋼明管 ........................84
第五章 老化管理整體評估 ....................................................................86
5.1 摘要..............................................................................................86
5.2 經驗回饋 .....................................................................................87
5.3 老化管理策略及方案 .................................................................88
5.4 個別系統之評估 .........................................................................89
5.4.1 安全相關電子卡片 ............................................................89
5.4.1.1 安全相關電子卡片（電氣） ...................................89
5.4.1.2 安全相關電子卡片（儀控） ...................................90
5.4.2 反應爐壓力槽及爐心內部組件老化（1 號機、2 號機）
............................................................................................91
5.4.3 蒸汽產生器管束老化管理（1 號機、2 號機） ..............95
5.4.4 圍阻體結構完整性評估 ....................................................97
5.4.5 廠房高溫區電纜老化評估 ................................................99
5.4.6 RCS 一次側管路系統（1 號機、2 號機）.....................100
第六章 耐震安全評估 ..........................................................................103
6.1 摘要............................................................................................103
6.2 核三廠區域地質與地震活動調查 ...........................................106
6.3 衰減公式與設計反應譜之檢討 ...............................................107
6.4 地震危害度評估 .......................................................................108
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6.5 耐震安全監測分析：地震監測系統 .......................................109
6.6 耐震安全監測分析：系統識別 ...............................................112
6.7 二級結構耐震能力評估 ...........................................................114
6.8 廠房結構現況檢查 ...................................................................115
6.9 海嘯之影響評估 .......................................................................116
6.10 總結..........................................................................................117
第七章 過去十年重大安全事件經驗回饋改善評估 ..........................119
7.1 摘要............................................................................................119
7.2 重大安全事件演變之概述 .......................................................119
7.3 機組設備改善狀況 ...................................................................120
7.4 運轉人員操作及緊急訓練規劃 ...............................................121
7.5 組織與管理之檢討與評估改善 ...............................................122
7.6 電廠核子事故緊急應變計畫檢討與改善 ...............................123
第八章 國內外核能電廠經驗及研發結果應用 ..................................125
8.1 摘要............................................................................................125
8.2 國內外核能電廠及相關非核能電廠有關經驗回饋資料 .......125
8.3 評估整理經驗回饋及研發結果資料 .......................................127
8.4 採取之改善行動 .......................................................................130
8.5 改善成果 ...................................................................................131
第九章 過去 10 年電廠重大變更 ........................................................133
9.1 摘要............................................................................................133
9.2 核能電廠設備驗證 ...................................................................133
9.3 定論性安全分析 .......................................................................134
9.4 安全度評估 ...............................................................................136
9.5 危害度分析 ...............................................................................139
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9.6 電廠組織與管理 .......................................................................139
9.7 電廠程序書 ...............................................................................145
9.8 安全文化與人因分析 ...............................................................148
9.8.1 安全文化訓練 ..................................................................148
9.8.2 控制室人機界面 ..............................................................150
9.8.3 可用的合格當值人員評估 ..............................................152
9.8.4 人員之性向及技能測試方式 ..........................................153
9.8.5 運轉/維護/技術/及管理人員的能力要求.......................153
9.8.6 人員工作時數/健康狀況/藥物濫用的相關適職方案 ....155
9.8.6.1 人員工作時數 .........................................................155
9.8.6.2 健康狀況的相關適職方案 .....................................156
9.8.6.3 藥物濫用的相關適職方案 .....................................157
9.9 電廠核子事故緊急應變計畫 ....................................................158
第十章 日本福島核子事故之檢討與評估 ..........................................161
10.1 內容概述 .................................................................................161
10.2 審查發現 .................................................................................162
10.2.1 設計基準之符合性及確認面向 ....................................163
10.2.2 因應福島強化措施規劃執行面向 ................................164
10.2.3 新增設備規劃及規範適切性面向 ................................165
10.2.4 硬體設計變更及設計評估技術性面向 ........................166
10.2.5 程序書執行程序適切性面向 .........................................167
10.2.6 人力資源及配置適切性面向 ........................................168
10.2.7 相關資料文件品保面向 ................................................169
10.3 審查結論 .................................................................................170
10.3.1 重要發現與改善現況 ....................................................171
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10.3.1.1 廠區電源全部喪失(全黑)事件.............................171
10.3.1.2 廠房/廠區水災事件及防海嘯能力 ......................172
10.3.1.3 用過燃料池完整性及冷卻能力 ...........................173
10.3.1.4 熱移除及最終熱沉能力 .......................................174
10.3.1.5 事故處理程序與訓練 ...........................................175
10.3.1.6 機組斷然處置程序之建立 ...................................175
10.3.1.7 一/二號機組相互支援 ..........................................176
10.3.1.8 複合式災難事件 ...................................................177
10.3.1.9 超過設計基準事故 ...............................................178
10.3.1.10 設備/設施完備性及備品儲備 ............................179
10.3.1.11 精進人力/組織運作及強化核能安全文化 ........180
10.3.2 後續管制案件及追蹤 ....................................................180
10.3.3 參考資料 ........................................................................183
第十一章 總 結 ....................................................................................202
附錄 A 核三廠關鍵性組件分析評估...................................................206
附件一 核三廠第三次十年整體安全評估報告審查規劃表………..208
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1
前 言
民國 92 年 1 月 15 日華總一義字第 09200005480 號令公布施行的
「核子反應器設施管制法」中，在其第九條規定「核子反應器設施於
正式運轉後，每十年至少應作一次整體安全評估，並報請主管機關審
核」。民國 101 年 3 月 11 日日本發生福島一廠核子事故後，本會執行
二階段之核安總體檢，其中第二階段為核三廠提前執行十年整體安全
評估。台電公司於民國 100 年 12 月 30 日應本會要求並依據「核子反
應器設施管制法」，提出核三廠 1、2 號機第三次十年整體安全評估報
告，報請本會審核。
為使十年整體評估項目完整並與國際接軌，本會參照國際原子能
總署（IAEA）之相關法規，於民國 99 年 6 月 22 日要求台電公司「核
能電廠十年整體安全評估報告」之章節內容，除以往陳報之項目外，
須增加過去十年重大安全事件經驗回饋改善評估、國內外核能電廠經
驗及研發結果應用、過去十年電廠重大變更…等章節，同時新增評估
項目如設備驗證、定論性與機率性安全度分析、危害度分析、電廠程
序書、安全文化與人因分析、國內外核能電廠有關安全經驗回饋，以
及安全相關結構、系統、組件完整性及功能性資料分析…等，以對國
內、外所發生之運轉相關事件，逐一檢討分析，並藉以改善機組設備，
精進核能安全。
民國 100 年 3 月 11 日發生日本福島核子事故後，本會檢討十年
整體安全評估報告提報內容，雖已有「國內外重大安全事件經驗」乙
項含括，惟鑒於此次事故之嚴重性與複合式災難的特殊性，乃決定要
求台電公司增列日本福島核子事故之檢討與評估專章，以完整檢視電
廠相關之設計、應變措施、程序與設備能發揮應有功能，確保安全評
估無所遺漏。
由於台電核三廠 1、2 號機的整體安全評估報告內容廣泛，因此，
除本會各相關業務處人員參與外，亦聘請相關學術領域之專家學者，
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共同組成專案審查小組，依職責及專長進行審查工作（附件一）。審
查期間，專案小組審慎地進行審查及召開會議討論，共計召開過 3 次
審查會議及提出 4 次審查意見（共 317 項審查意見）。
本會審查小組已完成核三廠 1、2 號機第三次十年整體安全評估
報告之審查，並提出審查結論報告乙份。經審查後同意核三廠 1、2
號機各項評估結果屬安全／可接受，未有影響機組未來十年運轉安全
之事項；但為精進機組運轉之可靠性與安全性，本案審查結論共提出
14 項建議事項及 13 項後續管制事項（請參閱「第十一章 總結」），
要求台電公司確實執行。
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第一章 運轉安全之回顧與評估
1.1 摘要
本章係台電公司針對核三廠 1 號機自民國 91 年 3 月 31 日至民國
100 年 6 月 30 日，及 2 號機自民國 92 年 7 月 31 日至民國 100 年 6
月 30 日之營運期間，自行評估之機組營運實績，共包含十一節，分
別為：
（一）核能機組營運績效；
（二）水化學分析與評估；
（三）核燃料營運績效；
（四）安全系統績效評估；
（五）安全系統設備故障分析及評估；
（六）防火功能評估；
（七）異常事件評估；
（八）違規事件檢討；
（九）運轉經驗回饋；
（十）人員訓練成效評估；
（十一）優良作業典範。
各節評估內容，是以評估結果、未來作法與改善計劃方式撰寫。
1.2 核能機組營運績效
1.2.1 內容概述
本節主要說明自民國 91 年 3 月至民國 100 年 6 月期間，核三廠
之核能營運績效及營運統計資料之回顧與評估。
營運績效方面：核三廠 1 號機共歷經 7 個燃料循環週期之營運，
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其中 3 個燃料循環週期連續穩定運轉，最長的是燃料週期 19，連續
運轉 538.56 天；核三廠 2 號機共歷經 6 個燃料循環週期之營運，其
中 2 個燃料循環週期連續穩定運轉，最長的是燃料週期 18，連續運
轉 541.77 天。
營運統計方面：主要之統計資料是大修工期，及發電期間的非大
修期間之容量因數，前者顯示大修維護之績效，工期愈短，機組發電
時間愈長；後者受到機組急停、維護、負載變動及調度等因素影響，
可顯示機組發電量之績效。統計期間，核三廠 1 號機之大修工期，最
長者是燃料週期 14，共 45.87 天，最短者是燃料週期 19，共 29.65 天；
核三廠 2 號機之大修工期，最長者是燃料週期 18，共 34.73 天，最短
者是燃料週期 17，共 29.48 天。每年非大修期間之容量因數，二部機
均超過 92％以上。
1.2.2 審查發現
經查證近 10 年核三廠營運績效統計資料內容，未發現資料統計
錯誤或計算錯誤之情況。
1.2.3 審查結論
依據近 10 年核三廠之統計資料顯示，核三廠之營運績效良好。
1.3 水化學分析與評估
1.3.1 內容概述
本節係台電公司說明核三廠一次側水質過去八年（民國 93 年至
民國 100 年）兩部機水質均優於運轉規範值及水質管制程序書。二次
側運轉水質過去八年來化學指標皆達到 WANO 最佳值 1.0。歷年對二
次側水質處理技術及設備之改進包括：添加乙醇胺、蒸汽產生器化學
清洗、沖放系統樹脂配比更新、新增飼水系統局部腐蝕監測儀器等。
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1.3.2 審查發現
為了協助減緩一次側水中腐蝕產物的產生量，以減少銹垢附著在
燃料棒上的數量來改善 Axial Offset Anomaly（AOA）情況，核三廠
兩部機於週期 17 皆改為採用提昇模式（Elevated pHt：7.3）鋰硼控制
pH 模式，減少腐蝕產物的產生。
核三廠一次側系統 RWST、BAT、BIT、蓄壓槽和用過燃料池等
桶槽之硼酸都使用硼濃度來管制，鑑於核三廠多年來均採硼液回收政
策，硼液中的 B-10 豐度有逐年緩慢降低的趨勢，為了對 B-10 豐度的
下降作有效的管理，核三廠於民國 99 年 9 月起開始增加有效硼濃度
的管制，應可對核三廠機組之運轉安全提供更佳的保障。
1.3.3 審查結論
核三廠自從採用提昇式鋰硼控制 pH 模式（Elevated pHt）以來，
一次側材質及設備均未發現明顯或重大的腐蝕，燃料棒完整，且輻射
場也沒有增建的現象，顯示這種控制模式對核三廠的運轉上確有助
益。
1.4 核燃料營運績效
1.4.1 內容概述
台電公司評估報告本節內容主要在陳述過去十年核三廠之核燃
料營運實績、核心營運現況及未來長期營運計畫等，摘述如下：
(1) 在核燃料營運方面，核三廠自 2 號機週期 13（民國 89 年 10
月）與 1 號機週期 14（民國 91 年 1 月）改採西屋公司之
VANTAGE+型燃料，其後曾發生數起燃料破損現象。
(2) 在核心營運現況方面，核三廠爐心設計目前採用西屋公司
PHOENIX-P/ANC 中子分析程式集，另採用「VIPREW」分
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析模式進行爐心熱水流安全計算分析，及採用「放寬爐心軸
向功率差之控制策略（RAOC）」。核三廠之 VANTAGE+燃
料，除 Non-IFBA 燃料棒頂端及底端 6 吋部位採用實心之燃
料丸外，並採用西屋公司燃料棒護套預氧化處理之設計。對
於降低軸向功率異常（CIPS/AOA）風險之爐心設計作法，
台電公司參考美國電力研究所（EPRI）建議，適度降低燃料
束功率及燃料棒 FΔH等參數。在燃料可靠度評估方面，核三
廠目前採用之燃料可靠度判斷指標除碘（I）核種活性外，亦
納入氙（Xe）活性作為另一項指標依據。
(3) 未來長期營運計畫，評估報告說明將持續與核燃料廠家核心
設計結果進行平行驗證，並採防爐屑（Debris）之燃料束設
計，此外亦將收集國外核能資訊參考。
1.4.2 審查發現
1. 1 號機週期 15 燃料破損事件，破損燃料棒為 G121（O7），
破損肇因為「爐屑磨損」，破損燃料經修復後，於週期 16 置
入爐心使用。
2. 2 號機週期 14 燃料破損事件，破損燃料棒為 TA-14（L1），
破損肇因為「爐屑磨損」，該束燃料退出爐心後即不再使用。
3. 2 號機週期 16 燃料破損事件，破損燃料為 Q148（M15），破
損肇因為「爐屑磨損」，該束燃料經替換假燃料棒修復後，
於週期 17 繼續使用。
4. 2 號機週期 18 燃料破損事件，破損燃料為 R131（M13），肇
因為 P-grid 上之 dimple 脫落造成之「爐屑磨損」，該束燃料
於修復過程中，因燃料棒斷裂，故不再使用。
5. 自民國 98 年 6 月 2 號機週期 18 燃料破損事件後，未再發生
爐心燃料破損事件。
6. 有關降低軸向功率異常（CIPS/AOA）風險之作法，經查核
三廠每次燃料更換前，所提送之燃料再填換安全分析報告
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（RSE），均已依台電公司對本會之承諾，參考 EPRI 建議適
度降低 Assembly Power 及 F△H爐心設計參數，目前皆未再發
生軸向功率異常事件。
1.4.3 審查結論
核三廠過去十年發生 4 起燃料破損事件，破損燃料處理方式為修
復後續用，或是不再使用。破損肇因皆為「爐屑磨損」，目前核三廠
之燃料設計已變更為燃料棒兩端使用實心之燃料丸，並採用西屋公司
燃料棒護套預氧化處理之設計，以增加底部護套之硬度，降低爐屑磨
損而導致燃料棒破損之機率。有關降低軸向功率異常之作法，核三廠
已持續參考 EPRI 建議進行，目前皆未再發生軸向功率異常事件。核
三廠承諾將持續執行與核燃料廠家核心設計結果平行驗證工作，並採
防爐屑（Debris）之燃料束設計，此外亦將收集國外核能資訊，以促
進燃料可靠度之提升與維持。本節內容經審查可以接受。
1.5 安全系統績效評估
1.5.1 內容概述
台電公司評估報告本節主要說明台電公司依據世界核能運轉者
協會（WANO）之核能電廠營運績效指標，統計自民國 91 年 3 月至
民國 100 年 6 月期間，核三廠兩部機之「安全績效指標」。此項指標
包含三個系統：高壓注水系統﹙HPSI﹚、輔助飼水系統﹙AFW﹚及緊
急 AC 電源﹙EDG﹚，以三個系統之不可用時數當作統計評估依據。
而本項指標之目標值，自 97 年度起採用最高標準，若發生不可用情
況，即應檢討故障原因並提出改正行動，而以不發生不可用狀況為目
標。
1.5.2 審查發現
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8
依據近 10 年之統計資料，核三廠 1 號機有 4 個年度兩項指標超
過目標值，分別是 AFW 系統發生於民國 92 年及 98 年，EDG 系統發
生於民國 97 及 99 年；核三廠 2 號機有 2 個年度兩項指標超過目標值，
分別是 AFW 系統發生於民國 98 年，EDG 系統發生於民國 98 及 99
年。其中績效值較差之兩次，分別為 1 號機 92 年 AFW 系統不可用
時數 336.47 小時，與 2 號機民國 98 年 EDG 系統不可用時數 358.8
小時；經查均為系統於測試前即存在之故障，依照「國際通用核能電
廠營運績效指標詳細定義與計算方式」，不可用時數估算，是要加計
上一次測試或操作的時刻到此次發現它失效的時刻之時數的一半，故
其不可用時數較高。綜合所有檢討故障原因並提出改正行動之設備，
未再有重覆發生之情況。
惟審查發現 WANO 績效指標有三大訴求（核安、輻安及工安），
其相關之可靠度指標有 9 項，故請核三廠補充提供自民國 95 年後此
方面之資料，並依據內容進行運轉安全之回顧與評估。經查台電公司
亦已修訂補充民國 95 年後之績效指標評估，審查小組認為可接受。
1.5.3 審查結論
依據台電核三廠統計及補充資料顯示，核三廠近 10 年之核安、
輻安及工安整體營運績效，在持續穩定進步中，審查無進一步意見。
1.6 安全系統設備故障分析及評估
1.6.1 內容概述
台電公司評估報告本節主要說明台電核三廠篩選民國 91 年 4 月
至民國 100 年 6 月期間 1、2 號機之設備請修單，依據請修單數量找
出排名較前之 11 個安全相關系統，分別為：化學及容積控制系統（BG
系統）、核機冷卻水系統（EG 系統）、緊急柴油發電機系統（KJ、PE
系統）、主蒸汽系統（AB 系統）、反應爐冷卻水系統（BB 系統）、安
-
9
全注水系統（BH 系統）、廠用海水系統（EF 系統）、主飼水系統（AE
系統）、輔助飼水系統（AL 系統）及餘熱移除系統（BC 系統）…等，
以這些安全相關系統之維護法規相關資料做為分析及評估對象。
1.6.2 審查發現
本節係針對安全系統設備，故應將安全相關系統，如：圍阻體噴
灑系統（BK）、緊要寒水系統（GJ）、控制室緊急通風系統（GK）…
等納入統計。本節台電公司原報告內容採用請修單數量多寡決定分析
及評估的系統，惟恐遺漏數量不多但為重要失效模式之請修單，故要
求將安全相關系統請修單再依失效模式做分類。於分析評估時，將安
全系統屬維護法規高安全重要度之系統功能完整列出，並配合請修單
/失效模式之統計數目，可有助於掌握電廠設備故障對高安全重要度
系統功能之影響。
本節台電公司原報告呈現方式無法瞭解請修單項目所影響之系
統功能，亦無法瞭解該請修單項目發生次數之多寡，故要求將相關資
訊充分顯示在報告內容，才能確認分析評估之資源係置於重要之項
目。例如：「MSIV 蓄壓槽連結岐管出口之 O 型環處接頭漏油」，其影
響之安全功能為 AB-05，未有請修單數量及發生時間，故無法瞭解或
追蹤處理之成效，亦無法判斷電廠是否還有影響安全功能 AB-05 的
請修單；另例為：「主蒸汽管 PORV 內漏事件」，影響之安全功能為
AB-03，未說明執行之改善措施，如：修改程序書或建立施工程序…
等。
1.6.3 審查結論
台電核三廠於民國 97 年開始推動維護法規（Maintenance Rule）
相關的管理措施，漸能確實掌握該失效紀錄歷史以及改善成效，做法
上能強化對於安全系統重要功能的確保，惟目前僅針對第三次十年間
請修單歷史資料做討論，建議：（1）考量將過去二個十年的資料納入
做彙整、比對，強化瞭解此分析及評估之效益，以及仍有改善空間之
-
10
處。（2）建議蒐集瞭解美國同型電廠設備之失效模式，以比對驗證安
全系統設備受老化效應對運轉績效之影響。
經查台電核三廠已補充前述之審查發現，審查小組評估後認為可
接受。審查意見除以上二項建議事項外無進一步意見。
1.7 防火功能評估
1.7.1 內容概述
台電公司評估報告本節內容主要在陳述核三廠：（1）過去十年防
火營運狀況，包含火災分析、工程改善與消防措施、消防重要工作執
行情形；（2）未來長期防火營運計畫，包括利用現有消防資料建立防
火安全績效指標、執行美國核管會（NRC）公布之「運轉中核能電廠
防火指引」（Regulatory Guide 1.189）與防火法規修訂之因應等。
1.7.2 審查發現
1. 核三廠自民國 92 年 8 月至民國 100 年 7 月止，共發生 3 件
火災事件如下：（1）民國 92 年 10 月 17 日景觀花草樹木棄
置場火災；（2）民國 96 年 11 月 1 日單身宿舍洗衣機馬達過
熱而燒毀；（3）民國 98 年 6 月 12 日 1 號機 345 kV 起動變
壓器 MC-X04 絕緣劣化火災。
2. 本會近年進行防火視察，所開立之注意改進事項共 6 件，包
括： AN-MS-93-006 、 AN-MS-97-002 、 AN-MS-97-013 、
AN-MS-98-021、AN-MS-99-009、AN-MS-100-007，目前皆
尚未結案。
3. 依評估報告所述，有關消防重要工作執行情形，討論項目如
下：（1）消防方案、（2）滅火系統水源供應、（3）廠房外消
防栓隔離閥、（4）滅火設備、（5）自動火警偵測系統、（6）
安全停機能力之防火、（7）消防班、（8）消防隊訓練與消防
-
11
支援協定、（9）緊急照明、（10）行政管制、（11）替代及專
屬停機能力、（12）防火屏障上電纜穿越器密封材料、（13）
防火門/防火風門、（14）反應器再循環水泵潤滑油收集系統、
（15）其他廠房之防火、（16）消防安全設備的檢修及申報。
其中有些項目之作法已明確納入程序書，惟經查評估報告內
所列之程序書編號有誤。
4. 美國核管會（NRC）已發布最新之「運轉中核能電廠防火指
引」（RG 1.189），其內容大致引用先前所制定之一般設計基
準（GDC 3）、核能電廠消防設計指引（APCSB 9.5-1）、核
能電廠防火方案（10 CFR 50 Appendix R）及美國國家防火
協會標準（NFPA）等，並納入風險告知/績效基礎之火災防
護方案。台電公司於評估報告內說明未來將執行，惟經查核
三廠 FSAR 並未將「運轉中核能電廠防火指引」（RG 1.189）
納入。
1.7.3 審查結論
1. 前述 3 件火災事件，係發生在外圍區域，人員沒有傷亡，未
影響核能安全相關設備。
2. 前述 6 件注意改進事項，其中有些項目改善方案涉及電廠設
備變更作業（DCR），有些則需另送豁免申請給本會同意，
台電核三廠已持續辦理中。
3. 消防重要工作執行情形所述之程序書編號有誤，經要求台電
公司澄清，已提供正確的程序書編號，並修訂評估報告內容。
4. 有關台電公司承諾執行「運轉中核能電廠防火指引」（NRC
RG 1.189），建議核三廠能增修 FSAR 納入，以便有效落實
執行。
-
12
1.8 異常事件評估
1.8.1 內容概述
台電公司評估報告說明核三廠 1 號機自民國 91 年 3 月 1 日至民
國 100 年 6 月 30 日所發生之異常事件報告（RER）共計 11 件，其中
反應器有載急停件數計 3 件，事件分類「設備故障」部份計 6 件，「人
員作業疏失」部份計 3 件，「廠外因素」部份計 2 件。2 號機自民國
92 年 7 月 31 日至民國 100 年 6 月 30 日所發生之異常事件報告（RER）
共計 13 件，其中反應器有載急停件數計 4 件，事件分類「設備故障」
部份計 7 件，「人員作業疏失」部份計 3 件，「廠外因素」部份計 3 件。
1.8.2 審查發現
核三廠發生異常事件後，依電廠程序書 113「異常事件處理程
序」，蒐集相關資料，確認肇因並訂定改善及防範措施，在完成 RER
書面報告並經電廠運轉審查委員會（SORC）審查同意後送台電總處
審查，經台電總處相關單位審查同意後再陳報本會。而對於急停/跳
機等重大異常案件，本會將視需要請台電公司至本會說明與釐清，防
範異常事件發生或再發生。
1 號機以歷年 RER 件數多寡之統計及趨勢分析結果來看，其中以
民國 92 年佔 5 件為最多，其次是民國 95 年佔 3 件；2 號機歷年 RER
件數則同樣以民國 92 年佔 6 件最多，其次是民國 94 年佔 3 件。由兩
部機近十年統計數據顯示 RER 發生數跟前一個十年相較已降低許
多，設備故障及人員作業疏失方面之改善成效良好。
評估報告中，1-08-表 8.1 及表 8.2 異常事件報告一覽表所敘
RER-92-31-04、RER-92-31-05、RER-94-31-01、RER-92-32-04 等多個
報告，其關鍵人員均為「屏東區營業處」之誤繕，已要求台電公司更
正完成。
1.8.3 審查結論
-
13
建議核三廠繼續在預防保養、落實安全文化措施、設備改善、人
員訓練、廠房清潔管理、包商管理及加強機組大修管理等各方面上努
力，持續推動核能機組穩定運轉方案及核安文化強化方案，期使未來
RER 件數降至最低，讓核能機組之運轉更趨安全可靠及穩定。
1.9 違規事件檢討
1.9.1 內容概述
台電公司評估報告陳述自民國 90 年 1 月 1 日至民國 100 年 12 月
31 日止，核三廠 1 號機違規事項計 18 件（含 2 部機共同違規事項 10
件），2 號機違規事項計 7 件，總計有 23 件違規事項，其中 100 年有
6 件，91、94 年各 4 件，95 年有 3 件，92、98 年各 2 件，93、99 年
各 1 件，僅於 90、96、97 年無違規案件；全部違規事項中，並無一、
二及三級違規案件，均為四、五級違規，其中五級違規 14 件約佔違
規總數四分之三。
1.9.2 審查發現
過去十年核三廠未發生一、二、三級之違規案件，而四、五級之
違規案件仍會不定時發生，違規類別則以「反應器運轉」、「輻射防護」
及「其他事項」為大宗；檢討其違規案例發生之原因，顯示核三廠無
法有效防範人為疏失的一再發生，管理階層對於加強落實安全文化要
求仍有改進空間。
過去十年核三廠的 23 件違規事項，尚有 3 件案件尚未結案，其
中 EF-MS-94-004 仍有後續要求改正措施，另 EF-MS-100-003、
EF-MS-100-005 二件違規案仍在辦理中，其餘均已獲本會同意結案；
經查核三廠皆以認真而嚴肅之態度積極檢討，並提出具體改善措施，
防範相同情事再度發生。
-
14
1.9.3 審查結論
除建議核三廠在預防保養、落實安全文化、設備改善、人員訓練、
廠務管理、包商管理及機組大修管理等各方面持續檢討改善，以抑減
違規事項之發生外，另建議核三廠加強推行核安文化，推動各項人為
疏失防範之機制及訓練，以抑減人員疏失事件造成違規。
1.10 運轉經驗回饋
1.10.1 內容概述
台電公司評估報告陳述核三廠經驗回饋事件來源分為「公司內
部」及「公司外部」經驗回饋。
「公司內部經驗回饋」共包含兩部份，一是核三廠發生的事件經
驗回饋報告及衍生的研討分析報告，如：（1）反應器急停報告（TR）、
（2）異常事件報告（RER）、（3）廠內事件報告（IER）、（4）大修事
件報告（ROE）、（5）特別報告（SR）、（6）人員績效增進系統（HPES）、
（7）核安處稽查改正通知…等。另一部份是友廠核能機電事故檢討
會改善建議、各技術交流研討會內容、各電廠異常事件報告等資料所
填寫之核能發電回饋表等，以技術資訊（技訊）或檢討會議紀錄等方
式送達核三廠辦理。「公司外部經驗回饋」是經由技術資訊（技訊）
的方式送達核三廠，包括：（1）GE Service Information Letter、（2）
BWROG/PWROG 技術資料及報告、（3）WH/Tech. Bulletin、（4）INPO
NETWORK、SER、SOER 及重大特殊 OE、（5）WANO 資訊、（6）
其他廠家或各國核能管制單位所提供之技術報告或安全分析…等。
1.10.2 審查發現
核三廠將經驗回饋作業制度建立於程序書，並依據程序書規定執
行，經查過去十年核三廠共建置反應器急停報告（TR）有 9 件，異
常事件報告（RER）有 35 件，特別報告（SR）有 71 件，廠內事件
-
15
報告（IER）有 90 件，大修事件報告（ROE）有 368 件，WANO 及
時運轉經驗（WANO JIT）有 133 件。主要涉及之程序書，其摘述如
下：
程序書 108「核能電廠營運經驗回饋程序書」主要是說明技訊之
處理及管制，以期有效利用國內外各種運轉、維護技術等營運經驗，
並建立完整之營運經驗檔案，使電廠人員均能熟悉及了解事件發生後
之正確處理程序，防止類似事故之再發生，並提昇機組營運績效。
程序書 113「異常事件處理程序」（包含 RER、SR）、程序書 113.2
「廠內事件、異常訊息及大修書面通報、經驗回饋報告程序」（包含
IER、ROE）、及程序書 114「核能機組急停再啟動作業管制程序」（TRP
反應器急停報告）。廠內發生的事件報告如：RER、SR、IER、ROE、
反應器急停報告，其內容主要有事件經過、發生原因、事件影響等，
經驗回饋事項列於「因應對策」或「改正行動及預防再發生措施」項
目中。
程序書 196「WANO JIT 及時運轉經驗回饋實務應用」：以 WANO
的及時運轉經驗（JIT）為殷鑑，汲取國內、外其他電廠的經驗教訓
並考量改進電廠的活動與作業方式，實際應用於：（1）工具箱會議、
（2）程序書、（3）訓練…等，以落實到工作人員。
1.10.3 審查結論
2005 年，世界核能運轉者協會（WANO）對核三廠進行同業評
估（Peer Review）時，給予高度肯定，總共有 8 項判定屬於 WANO
「優良典範事例」（WANO Strengths），值得供全世界核能業界學習。
台電核三廠彙集國內、外核能業界有價值之運轉經驗資訊，建立常態
經驗回饋機制，將經驗回饋作業制度建立於程序書，並依據程序書規
定執行，建置相關經驗回饋資料庫，能不斷重溫重要經驗，避免重蹈
覆轍，經查確實可達成經驗回饋之目的，本節報告審查結果可以接受。
-
16
1.11 人員訓練成效評估
1.11.1 內容概述
台電公司評估報告本節內容重點有三方面：
（1）人員訓練統計與分析方面，人員訓練係根據程序書 115「核三
廠專業人員訓練程序書」推動與執行，評估報告提及的重要訓
練班有「RO/SRO 訓練班」、「技術經理運轉技術訓練班」、「壓
水式核能電廠訓練班（PWRT）」、「支援人員及包商進廠講習
班」、「模擬器講師訓練班」、「全迴路模擬器訓練」。統計至民國
100 年止，持有高級運轉員（SRO）執照者有 32 人，運轉員（RO）
執照者有 19 人；報告中並針對上述各項重要訓練班執行情形加
以統計，民國 70 年至 99 年間共計舉辦 7 期技術經理運轉技術
訓練班，參訓人數 58 人，並取得技術組之任用資格，核三廠現
任相關技術經理均已取得此資格；壓水式核能電廠訓練班
（PWRT）自民國 69 年至 99 年間已舉辦 35 期訓練，共有 778
位新進人員接受訓練；支援人員及包商進廠講習班針對廠外支
援人員及工程承包商，於進廠工作前施予電廠有關規定之講
習，平均每年約 2,562 人時；模擬器講師訓練班曾於民國 68 年
派員赴美國西屋公司接受高級運轉員及模擬器講師訓練，又於
民國 78 年、82 年、86 年、98 年舉辦共 5 期模擬器講師訓練班，
參加對象為運轉持照值班經理及值班主任；全迴路模擬器訓練
自民國 93 年至 99 年間共舉辦 144 班次（含維護人員 114 班次、
運轉人員 30 班次）訓練，維護人員共 1,140 人次，運轉人員共
600 人次參與訓練。
（2）人員訓練評估方面，係經由完整的訓練需求調查，落實執行訓
練計劃，以達成預期的訓練成效。執行需求調查的有全廠訓練、
運轉、維護人員再訓練，包商及新進人員訓練…等，亦配合政
策推行「安全文化」、「加強人員作業疏失防範」、「經驗回饋」、
「防止異物入侵」、「環保」…等訓練需求調查。訓練計畫執行
-
17
期間均聘請學有專精、經驗豐富的資深工程師或專家擔任授課
講師；訓練教材則於上課前放置電廠網路，讓學員上課前即可
預先閱讀；技術資訊、設計修改案（DCR）、異常事件報告
（RER）、原能會文件、INPO 文件、WANO 文件、肇因分析、
經驗回饋訓練項目，依評估結果安排訓練課程，並不定時進行
訓練查核，且建立完整的相關訓練紀錄。
（3）人員進職訓練/在職訓練評估及進階訓練計畫方面，採系統化訓
練制度之精神，從新進人員訓練、員工初始訓練及進階訓練均
有詳盡之「訓練計畫」，並據以執行及追蹤，使所有的員工均能
適時訓練，符合工作的需求。新進人員分配至部門工作，或員
工輪調至新部門工作時，需依照「訓練計畫」優先完成各部門
所訂定之初始訓練，之後再依工作崗位之需要，逐步參加「訓
練計畫」之進階訓練。此外，全廠人員須參加年度輻射防護、
緊急計劃、保安門禁、環境保護宣導及資通安全等訓練。
1.11.2 審查發現
針對「（一）人員訓練統計與分析」部分，要求台電公司進一步
補充說明本小節除統計歷史資料外，應額外強化第三個十年間變化之
敘述，並於本整體安全評估報告進版時補入 100 年度之敘述。台電公
司提供之補充資料，經審查後同意其補充說明。
有關「1.11-表 1：廠內開辦計劃與廠外訓練執行成效」，本表於
「廠內辦理訓練班次」、「參加廠外訓練班次」欄中未註明單位，要求
台電公司補充，並於本整體安全評估報告進版時補入 100 年度之數
據。台電公司提供之補充資料，經審查後同意其補充說明。
有關「1.11-表 2：訓練成效指標表」，本表應於本整體安全評估
報告進版時補入 100 年度之數據。台電公司提供之補充資料，經審查
後同意其補充說明。
經查核三廠每年員工參與廠內外之訓練時數均超越規定訓練時
數，而近年來電廠內部主管更透過走動管理，觀察員工所需強化之知
-
18
能，以開辦切合實務之訓練課程，對「增進專業技能、確保核能安全」
實有卓越成效。
1.11.3 審查結論
本節重點著重於人員訓練的分析與能力評估，未來撰寫十年整體
安全評估報告時，宜就該方向予以加強，敘述內容亦應多著墨於近十
年之訓練情形，而非僅變更統計數字而已。經審查本節內容可以接受。
1.12 優良作業典範
1.12.1 內容概述
台電公司評估報告陳述核三廠優良作業典範，是根據電廠營運狀
況相關紀錄，將值得關切的事項或電廠獨有之優良措施，提供給核能
業界參考及借鏡。優良作業典範依照「專業能力」、「資源運用」、「降
低成本」、「運轉操作」等進行分類，同時對應提出實際運作之最佳作
業典範。在「專業能力」篇有「開發廠用電腦中核工相關的應用程式」、
「7300 控制櫃數位化改善工程」、「研發改良化學除污方法提升 RCP
除污因數」、「改善蒸汽產生器水位控制，有效降低機組起機過程跳機
機率」等共 17 項。在「資源運用」篇有「研發國產冷凝水泵機械軸
封，解決冷凝水長期洩漏問題，提升設備運轉可靠度」、「開發中壓斷
路器套管絕緣處理方法，節省鉅額成本」、「延長控制棒使用壽限，節
省營運成本，減少高階廢料」、「泵室設備海生物清理以高壓水刀取代
噴砂」等共 5 項。在「降低成本」篇有「建新緊急柴油發電機凸輪軸
自行安裝之能力」、「研製 Target Rock 電磁閥檢修後止漏功能測試設
備」、「自行研製替換組件及工具，改善設備組件缺失，縮短大修油洗
時程」、「高、低壓飼水加熱器殼壁厚度檢測計畫」等共 4 項。在「運
轉操作」篇有「評估找出最佳改善方案，解決汽機驅動輔助飼水泵超
速跳脫問題」、「三台主飼水泵最小流量閥失效全開，臨危不亂、採行
-
19
快速降載，表現達專業的極致，避免反應器急停」、「良好的控制室團
隊作業有效避免機組跳機及設備受損」、「研發程式解決燃料回填人力
及反應爐功率預調節期間功率升載監測問題」等共 9 項。
1.12.2 審查發現
「專業能力」篇、「資源運用」篇、及「降低成本」篇列舉之案
例大致具有「a.設備改善緣由」、「b.設備改善經過」、「c.實際效益」之
架構；「運轉操作」篇則有「a.發現經過」、「b.操作實績」、「c.實際效
益」之架構，皆能簡明闡述各案例之重點。惟審查發現有下列疏漏，
要求台電公司補充：
1. 專業能力篇「3）研發改良化學除污方法提升 RCP 除污因數」
項，指稱「更能節省公司經費（委託國外公司進行，每台
RCP 除污約要花費 450 萬」，卻未提出該自有技術之成本及
國外公司可達成之除污因數等概略說明。
2. 專業能力篇「6）發電機勵磁系統（AVR）數位化更新」項，
未有「設備改善緣由」、「設備改善經過」之敘述。
3. 降低成本篇「3）自行研製替換組件及工具，改善設備組件
缺失，縮短大修油洗時程」項，指稱「本案縮短大修工期約
60 小時，核三廠可增加發電績效約：945 MWe/小時×60 小時
=56,700 MWe」，惟核三廠之後歷經小幅度功率提升，已提升
約至 960 MWe。
4. 運轉操作篇「4）研發程式解決燃料回填人力及反應爐功率
預調節期間功率升載監測問題」項，指稱「因應燃料丸表面
缺陷西屋公司建議之燃料預調節爐心升載率限制摘要如附
件」，惟不見該附件於十年整體安全評估報告中。
以上已由台電公司澄清、修正或補充說明，經審查後可接受。
1.12.3 審查結論
經審查本節架構明確，皆能簡明闡述各案例之重點，所提個案內
-
20
容，例如：於「研發改良化學除污方法提升 RCP 除污因數」一案，
核三廠於民國 92 年自行研發改良化學除污方法，成功提高 RCP 除污
因數，大幅減低工作人員在拆檢維修時接受之輻射劑量。於「改善蒸
汽產生器水位控制，有效降低機組起機過程跳機機率」一案，核三廠
於民國 92 年進行「蒸汽產生器水位一元控制」及「飼水泵速控制邏
輯與程式差壓」改善，使機組起機過程中蒸汽產生器水位控制相當穩
定，大幅增加機組起動過程的可靠度與安全性。於「三台主飼水泵最
小流量閥失效全開，臨危不亂、採行快速降載，表現達專業的極致，
避免反應器急停」一案，控制室運轉團隊掌握正確資訊，了解該暫態
的特性，採行快速降載，避免因蒸器產生器低水位而造成反應器急
停。以上個案經查確有減低人員輻射劑量或確保機組運轉安全之實
績，皆符合優良典範性質，故本節內容可以接受。
-
21
第二章 輻射安全之回顧與評估
2.1 摘要
為確保核電廠工作人員及廠外民眾之安全與對周圍環境之影
響，本會嚴格審查與管制電廠工作人員所接受之輻射劑量、放射性物
質外釋及放射性廢棄物貯存對民眾所造成劑量…等事項，除要求台電
公司各核電廠之營運應符合法規之規定，並請其依合理抑低（As Low
As Reasonably Achievable，ALARA）之原則，精進各項輻防管理措
施。
本章蒐集台電核三廠第三個十年（民國 91 年至 100 年）各項有
關輻射安全狀況資料，其中審查重點包括：
1. 工作人員輻射劑量統計分析
2. 放射性氣、液體外釋及固體廢棄物貯存對廠外民眾劑量之評
估
3. 環境輻射監測報告
4. 輻射曝露劑量合理抑低
本章審查主要之法規依據包括：
1. 游離輻射防護法及其施行細則
2. 游離輻射防護安全標準
3. 輻射工作場所管理與場所外環境輻射監測作業準則
4. 核能電廠環境輻射劑量設計規範
5. 核能電廠放射性物質排放管理規範
6. 環境輻射監測規範
7. 放射性廢棄物處理貯存及其設施安全管理規則
-
22
2.2 工作人員輻射劑量統計
2.2.1 內容概述
核電廠工作人員所受劑量的多寡及其是否合理妥當，是審查核三
廠輻射防護工作是否執行良好的最佳方式，同時亦可反映出運轉及管
理之良窳。
台電公司評估報告本節內容將民國 91 年至 100 年核三廠工作人
員劑量狀況分為體外劑量及體內劑量分別統計說明，並列出歷次大修
工作劑量之統計。其中大修工作劑量採單一機組做個別統計，於年度
各工作人員的劑量則採二部機合併統計。
核三廠民國 91 年至 100 年平均之年集體有效劑量為 1.715 人西
弗、個人年平均劑量為 0.962 毫西弗，而每單位發電量之年集體有效
劑量為 1.01 人毫西弗／百萬瓦年。
2.2.2 審查發現
1. 近十年無工作人員劑量超過法規限值之事件發生，集體有效
劑量整體而言呈下降趨勢，核三廠合理抑低（As Low As
Reasonably Achievable，ALARA）執行成效良好。有關輻射
劑量之統計分析情形，將於 2.7 節「輻射曝露劑量合理抑低」
續予探討。
2. 工作人員之體內污染監測主要以全身計測為之，原則上核能
電廠工作人員每年應至少執行全身計測一次，而支援或參與
大修作業人員，則於進廠、離廠或大修前後各執行一次。近
十年體內污染統計結果，核三廠全身計測結果皆未達調查基
準，顯示其輻射防護管制作業成效良好。
3. 民國 95 年本會檢查時發現，核三廠某人員之全身計測已逾
期，卻仍有進入輻射管制區的紀錄，故對核三廠處以五級違
規。核三廠已確實針對違規事項加以檢討改善，並採行電腦
審核管制，確保符合相關程序書之規定，本項業於民國 95
-
23
年 9 月完成結案。
2.2.3 審查結論
本項目審查結果顯示，核三廠對工作人員輻射劑量統計分析所作
之評估及相關說明可以接受，且核三廠集體有效劑量整體而言呈下降
趨勢。
2.3 放射性氣體外釋量及廠外民眾劑量之統計分析
2.3.1 內容概述
核三廠放射性廢氣的來源包括發電過程中系統產生的廢氣及各
廠房通風系統的排氣兩大部份，系統產生的廢氣，包含碘、惰性氣體
及放射性微粒等核種，分別經活性碳床吸附、滯留及高效率過濾器
（High Efficiency Particulate Absorber，HEPA）過濾處理後，經由廢
料通風處理系統排放，而廠房通風系統則由各自獨立之廠房管道排
放，並在連續輻射監測器嚴密監測下，排放於大氣中。在放射性廢氣
排放造成廠外民眾劑量評估部分，台電公司採用 XOQDOQ 程式，估
算廠外 50 公里內的大氣擴散與相對沉積因數，配合附近居民之生活
與飲食習慣調查結果，利用廢氣排放劑量評估程式（GASWIN），評
估廠外關鍵群體之年有效劑量。
台電公司評估報告本節內容將民國 91 年至 100 年核三廠放射性
氣體外釋量及廠外民眾劑量進行統計分析。由近十年排放活度統計圖
表顯示，放射性分裂與活化氣體、碘、微粒及氚等核種之排放活度，
大致呈現平穩的趨勢，無異常情形。評估放射性廢氣排放造成關鍵群
體有效劑量，均為設計限值（二部機每年 100 微西弗）1％以下。
此外，核三廠建置於廢料廠房內之低放射性廢棄物焚化爐，於民
國 91 年 5 月 17 日正式運轉，所產生之放射性微粒，皆經由廢氣處理
-
24
系統中的降溫器、雙串袋式過濾器及雙串絕對過濾器後，在輻射監測
器之連續監測下，經煙囪排放於大氣中。運轉迄今，放射性氣體排放
皆低於儀器最小可測值（Minimum Detectable Amount，MDA），其造
成廠外關鍵群體之年有效劑量皆為零，無異常狀況。
2.3.2 審查發現
1. 核三廠放射性分裂與活化氣體、微粒及氚等核種之排放活
度，在近十年大致呈現平穩的趨勢，而民國 92 年至 95 年及
民國 98 年有放射性碘之排放，依台電公司說明係因燃料破
損所致，而核三廠已研擬放射性碘抑低及人員特別防護管制
措施，以合理抑低放射性氣體排放。
2. 核三廠排放之分裂及活化氣體中主要核種為氙-133（Xe-133）
及氬-41（Ar-41），以 100 年為例所占之比例分別為 0.6％及
99.4％，經評估排放造成關鍵群體有效劑量為 0.266 微西弗。
而近十年排放造成關鍵群體有效劑量，最高為 0.484 微西弗
（92 年），遠低於「核能電廠環境輻射劑量設計規範」之設
計限值 100 微西弗/年（2 部機）。
3. 核三廠近十年期間，曾於民國 99 年 5 月發生 1 次異常警報
（Hi-Alarm）訊號；發生警報時，核三廠已依相關程序處理，
確認無任何異常排放情事發生。經分析本項係因外電屏東紅
線（加祿段）跳脫，造成電源暫態，致引起假警報訊號。
4. 本會於核三廠 1 號機第 15 次大修期間（民國 93 年底）檢查
時發現，外釋輻射監測器警報設定值雖正確無誤，但管制站
監測盤面（Digital Radiation Monitoring System，DRMS）之
警戒（Alert）設定與作業程序書不符，故對核三廠處以五級
違規。核三廠已確實針對違規事項加以檢討改善，並加強人
員訓練，本項業於民國 94 年 9 月完成結案。
2.3.3 審查結論
-
25
本項目之審查結果顯示，核三廠氣體外釋之活度及造成民眾的劑
量，整體而言均呈穩定趨勢，並符合法規限值，本項相關評估與說明
可以接受。
2.4 放射性液體外釋量及廠外民眾劑量之統計分析
2.4.1 內容概述
核三廠放射性廢水主要來自各機件設備洩水、地面洩水以及洗衣
洩水等，於收集處理後，以批次排放方式執行排放管制，而放射性廢
水排放口設有流程輻射監測器，廢水在監測下引入循環海水渠道後排
放到海中。每批次排放前，電廠依規定進行取樣分析，再依分析結果
估算該批次排放量後，並計算與循環海水混合後之放射性濃度，經確
認符合「游離輻射防護安全標準」之排放物濃度規定後，始能排放。
放射性廢水排放時，輻射監測器若達到警報設定值，將自動關閉排放
通路，確保符合法規之規定。
在放射性廢水排放造成廠外民眾劑量評估部分，台電公司採用廢
水排放劑量評估程式（LQWIN），配合廠外居民之生活與飲食習慣調
查結果，評估廠外關鍵群體之年有效劑量。
台電公司評估報告本節內容將民國 91 年至 100 年核三廠放射性
液體外釋量及廠外民眾劑量進行統計分析。由近十年之放射性廢水排
放活度統計圖表顯示，氚核種排放活度呈現平穩的趨勢，而分裂及活
化產物排放活度近三年則呈現大幅下降之趨勢。評估放射性廢水排放
造成關鍵群體有效劑量，均為設計限值（二部機每年 60 微西弗）1
％以下。
2.4.2 審查發現
1. 核三廠放射性廢水排放活度，近十年氚核種排放活度大致呈
現平穩的趨勢，而分裂及活化產物排放活度近三年已大幅降
-
26
至儀器最小可測值（Minimum Detectable Amount，MDA）
以下，此顯示核三廠在抑低放射性廢水排放之努力已有具體
成效，其做法包括清除廢水收集槽污泥、改善洗衣房之洗滌
作業流程及增長過濾處理時間…等。
2. 核三廠近十年放射性廢水排放造成關鍵群體有效劑量，最高
為 0.07 微西弗（民國 92 年），遠低於「核能電廠環境輻射劑
量設計規範」之設計限值 60 微西弗/年（二部機）。
3. 核三廠近十年期間，放射性廢水外釋輻射監測器，並未發生
異常警報（Hi-Alarm）訊號。
2.4.3 審查結論
本項目之審查結果顯示，核三廠液體外釋之活度及造成民眾的劑
量，整體而言均呈穩定趨勢，並符合法規限值，本項相關評估與說明
可以接受。另核三廠在致力於放射性廢水排放合理抑低之努力，值得
肯定。
2.5 放射性固體廢棄物貯存量及廠外民眾劑量之評估
2.5.1 內容概述
核三廠放射性廢棄物貯存設施包括#1、#2、#3、#4、#5 廢棄物貯
存區，其中#5 廢棄物貯存區因應廠內改善工程（DCR M0-4108）之
施工，自民國 100 年 6 月 28 日開始進行廢棄物桶的搬遷作業，並於
民國 100 年 7 月 6 日完成，且停止貯存低放射性廢棄物桶。統計至民
國 100 年 12 月 31 日止，#1 廢棄物貯存區之廢棄物貯存量共計 3,468
桶，#2 廢棄物貯存區之廢棄物貯存量共計 4,351 桶，#3 廢棄物貯存
區之廢棄物貯存量共計 168 桶，#4 廢棄物貯存區之廢棄物貯存量共
計 27 桶，總計廢棄物之貯存量為 8,014 桶。
核三廠於民國 88 年發包設計廢棄物貯存庫，其總容量可貯放
-
27
30,024 桶廢棄物桶及 6 具廢棄之蒸汽產生器。民國 89 年 7 月本會放
射性物料管理局（物管局）同意本案設置許可申請，民國 89 年 10 月
完成設計圖及相關計算書，民國 91 年 3 月行政院同意本工程為特種
建築物免建照，民國 93 年 10 月開始進行建造。貯存庫之土木建築及
設備安裝完成後，台電公司於民國 99 年 8 月提送試運轉計劃書，並
獲物管局核准後進行試運轉，民國 99 年 10 月至 11 月間完成試運轉，
並於民國 100 年 10 月取得物管局營運許可。
核三廠各放射性廢棄物貯存區對廠外民眾之劑量評估結果均符
合法規設計限值，且對環境並無明顯之輻射影響。
2.5.2 審查發現
1. #1、#2 廢棄物貯存區於民國 73 年建造完成，民國 88 年 7 月
經本會物管局同意將貯存容量由 4,000 桶各提昇為 5,000 桶。
依據貯存區變更貯存容量之環境輻射影響評估報告，貯存區
貯存量提昇為 5,000 桶之整體輻射源活度為 2,092 居里（Ci），
評估其對於廠界造成之輻射劑量貢獻最高值約為 0.02 毫西弗
/年，符合「放射性廢棄物處理貯存設施管制規範」中，核設
施場所內之每一座低放射性廢棄物貯存區設施造成之廠界外
居民的年劑量不得超過 0.05 毫西弗之規定。
2. #3、#4 廢棄物貯存區均位於廢料廠房內，由過去監測紀錄顯
示，廠房外之輻射劑量背景值均無異常，故其造成廠界之輻
射劑量符合原設計限值之 0.05 毫西弗。
2.5.3 審查結論
本項目之審查結果顯示，核三廠各放射性廢棄物貯存區對廠外民
眾之劑量評估結果均符合法規設計限值，且對環境並無明顯之輻射影
響。
-
28
2.6 環境輻射監測報告
2.6.1 內容概述
依據「游離輻射防護法」第 10 條、「輻射工作場所管理與場所外
環境輻射監測作業準則」第 19 條及「環境輻射監測規範」…等相關
規定，核電廠應考量廠址內放射性廢氣廢水排放、廢棄物貯存設施之
環境輻射曝露途徑，包括直接輻射、地表沉積造成之體外輻射與呼
吸、飲食造成之體內輻射，並配合電廠附近氣象、水文、人口資料與
民眾生活飲食習慣，訂定年度環境輻射監測計畫。核三廠每年均依本
會制訂之「環境輻射監測規範」，訂定年度環境輻射偵測計畫，並陳
報本會核准後實施。
核三廠的監測範圍係以該廠廠址為中心，涵蓋半徑 50 公里範圍
內，分別針對與民眾生活相關之空氣、水、生物、土壤等環境試樣，
於代表性或關鍵性的地區建立監測站及取樣點，設置直接輻射（以熱
發光劑量計 TLD 及高壓游離腔 HPIC 量測）、空氣、水（海水、雨水、
地下水、河水、池水等）、生物樣（草樣、羊奶、家禽、稻米、蔬菜、
根菜、莖菜、果類、魚類及海藻）、土壤、岸砂、海底沉積物及指標
生物等項目之輻射監測站。
環境輻射監測結果顯示，近十年來廠外環境直接輻射（TLD）年
劑量最大值在 0.387 至 0.756 毫西弗/年之間，與之前十年比較，無大
幅度變動，並在運轉前背景變動範圍（0.287～0.791 毫西弗/年）內；
而各類環境試樣之放射性含量分析結果，均遠低於「環境輻射監測規
範」之調查基準。
有關民眾劑量評估除於台電公司評估報告 2.3 節與 2.4 節，以程
式方式評估電廠每年放射性氣體、液體排放，造成廠外關鍵群體有效
劑量外，同時以環境實測結果進行廠外民眾劑量評估，近十年均「未
達評估標準」，即年有效劑量低於 0.001 毫西弗。
2.6.2 審查發現
-
29
1. 依核三廠終期安全分析報告（Final Safety Analysis Report，
FSAR），電廠附近地下水係由北朝南流動，最後注入南灣海
域，與民眾飲水與農業灌溉用水應無直接關連。依地下水流
向之上、下游監測結果，近十年分析結果均低於儀器最小可
測值（Minimum Detectable Amount，MDA），無異常發現。
此外，有鑑於美國壓水式電廠（PWR）氚污染地下水事件，
核三廠自民國 96 年 6 月起，將廠區地下水排水井，納入取
樣監測站，進行地下水氚核種監測，迄民國 100 年廠區地下
水氚監測結果均低於儀器最小可測值（MDA）。
2. 核三廠民國 90年 5月時曾於雨水渠道出口水樣發現氚濃度超
過提報值，本會對核三廠處以五級違規。該案主要肇因於正
常氣體排放時，受天候及地形影響，致含氚水汽隨雨沖刷至
渠道，核三廠已確實針對違規事項加以檢討改善，並於民國
91 年 5 月完成改善且結案。
3. 近十年核三廠除前項所列情形外，各環境輻射偵測、水、空
氣及生物樣之分析結果，均無異常偵測數值發現，且遠低於
「環境輻射監測規範」中之調查基準。
4. 依「環境輻射監測規範」之「體外及體內劑量評估方法」，核
三廠近十年，由環境實測結果評估之民眾劑量遠低於「核能
電廠環境輻射劑量設計規範」之法規限值，且在天然輻射背
景變動範圍內。
2.6.3 審查結論
本項目之審查結果顯示，核三廠近十年環境輻射監測報告之
民眾劑量評估結果，均遠低於法規限值，可以接受。
-
30
2.7 輻射曝露劑量合理抑低
2.7.1 內容概述
核三廠近十年來致力於抑低工作人員輻射劑量，並持續蒐集國內
外同業的輻防管理經驗，藉由學習及觀摩的方式，逐步改良劑量抑減
技術，提升電廠之劑量合理抑低（As Low As Reasonably Achievable，
ALARA）執行成效。
核三廠近十年人員集體有效劑量實績大致呈穩定下降趨勢，民國
100 年集體有效劑量為 1.096 人西弗/廠。另與世界核能運轉者協會
（WANO）統計之世界各國壓水式（PWR）核能機組集體有效劑量
的連續三年滾動平均值進行比較，以民國 99 年為例，核三廠為 0.67
人西弗/機組，比世界平均值（0.7 人西弗/機組）略佳，但高於中間值
（0.57 人西弗/機組）。
2.7.2 審查發現
1. 核三廠民國 92 年集體有效劑量達 3.636 人西弗，經查當年有
二部機組執行大修，且 1 號機大修時，因增加非預期工作且
部分工作區之空間劑量率較高，造成人員劑量增加許多，電
廠已進行相關檢討與改善。
2. 核三廠民國 97 年集體有效劑量為 0.963 人西弗，乃歷年最佳
績效，顯示核三廠在劑量抑減方面的持續努力已獲得良好之
成果。
3. 核三廠未來已規劃多項輻射劑量合理抑低措施，預期將有助
於人員劑量抑減作業之執行。
2.7.3 審查結論
本項目之審查結果顯示，核三廠近十年人員集體有效劑量實
績大致呈穩定下降，顯示核三廠採取之相關劑量合理抑低作業成
效良好。未來本會仍將持續予以列管，要求核三廠訂定各項目標
-
31
值在國際水準之上，並賡續精進輻防管理作業。
2.8 過去十年來違規次數及改善情形
本小節之內容屬補充前述各節資料之性質，故已納入前述各
節審查評估內容中。
2.9 廠外民眾劑量依外釋及曝露途徑評估代表性個人所接受之有效劑量
本小節之內容屬補充前述各節資料之性質，故已納入前述各
節審查評估內容中。
-
32
第三章 放射性廢棄物營運之回顧與評估 3.1 摘要
本章對台電核三廠於民國 91 年至 100 年放射性廢棄物營運進行
回顧，並對未來十年之營運進行評估，包含的範圍如下：
一、低放射性廢棄物營運評估：
（一）過去十年低放射性廢棄物營運概況
（二）未來低放射性廢棄物營運計畫
（三）低放射性廢棄物處理系統設備、管閥檢查與操作現況
（四）低放射性廢棄物處理系統功能及安全評估
二、歷年營運狀況及異常事件統計分析：
（一）放射性廢氣處理系統
（二）放射性廢液處理系統
（三）放射性固體廢棄物處理系統
三、設施設備更換及改善狀況：
（一）放射性廢氣處理系統
（二）放射性廢液處理系統
（三）放射性固體廢棄物處理系統
四、設施運轉年限評估
五、後端營運計畫：
（一）低放射性廢棄物最終處置規劃
（二）用過核子燃料再處理與最終處置規劃
（三）核能電廠除役規劃 3.2 低放射性廢棄物營運評估 3.2.1 內容概述
台電公司評估報告本節主要闡述台電核三廠低放射性廢棄物營
-
33
運，包括：（一）過去十年低放射性廢棄物營運概況、（二）未來低放
射性廢棄物營運計畫、（三）低放射性廢棄物處理系統設備、管閥檢
查與操作現況、（四）低放射性廢棄物處理系統功能及安全評估。
核三廠對於低放射性廢棄物營運評估，依廢棄物之性質分類為：
放射性廢氣處理系統、放射性廢液處理系統及放射性固體廢棄物處理
系統，概要如下：
（1）放射性廢氣處理系統
核三廠放射性廢氣處理系統（Gaseous Radwaste Management
System，GRS），功能為處理二部機組運轉所產生之放射性廢氣，使
氣體放射性核種，經除濕、滯留、衰變後，在符合法規的條件下進行
排放。近十年來二部機組運轉順利，在穩定運轉的狀況下，須處理之
放射性廢氣流量約為 0.1 至 0.3 SCFM（Standard Cubic Feet Per
Minute，SCFM），僅為設計流量 2 SCFM 的十分之一。對於設備的維
護保養作業，核三廠均依據預防保養維護週期及檢查程序書執行放射
性廢氣處理系統相關設備的定期檢查工作，包括：清潔外表、更換消
耗性組件與儀器校準…等作業。以往常見的空浮情形，亦因為落實維
護及預防保養等工作，近年來變得較少發生。
核三廠利用放射性廢氣中含有氫氣的特性，變更了檢查氣體管路
洩漏的方式，改以氫氣偵測器進行查漏，如此一來，可以更快速地查
出洩漏處，並進行檢修。另外，由於系統管路細長且位置高低不一，
運轉時管路低處偶爾會發生積水情形，此時利用移動式真空泵，經過
簡單的管閥列置，可以迅速將管路積水的情形排除，確保系統穩定運
轉。目前廢氣處理系統在處理機組放射性氣體時，不論活度或流量，
系統運轉值均低於其設計值，顯示核三廠仍有充分餘裕處理放射性廢
氣。
（2）放射性廢液處理系統
核三廠放射性廢液處理系統（Liquid Radwaste Management
System，LRS）係設計用來處理各管制區之設備、空調、化學廢水及
地面洩水，前述洩水先收集至各廠房之集水池，再送至本系統之三座
-
34
滯留槽或二座化學槽。本系統的處理流程如下：將放射性廢液進行蒸
發與濃縮，使含硼廢漿與蒸餾水分離，分離後的含硼廢漿加入固化劑
進行固化裝桶，並暫存於廠內貯存區；蒸餾水則在確認放射性活度符
合排放標準後，排放至出水渠道。
過去十年間，放射性廢液飼入量之日平均值為 3,641 gpd，僅為
終期安全分析報告（Final Safety Analysis Report，FSAR）預估值 9,450
gpd 的 38.5％；放射性廢液總排放量之年平均值為 1,906,143 加侖，
其中 LRS 偵檢槽排放 1,507,062 加侖，洗衣廢水排放 399,081 加侖；
廢液總排放活度之年平均值，分裂及活化產物計有 6.09×107 Bq，氚
計有 3.84×1013 Bq，均分別低於電廠自主管理限值之 7.4×1010 Bq 與
4.22×1013 Bq；其中民國 97 年之分裂及活化產物活度排放值，因於第
二季排放核種 Fe-55 共 2.40×108 Bq，導致該年的總排放活度較高外，
其餘年度之總排放活度均低於平均值。
核三廠在洩水監視系統建置完成後，對於各廠房集水池的進水情
形，均可由連線的電腦進行監視，若發生異常進水情形，將可迅速偵
測並立即查漏處理。另外，為期能進一步降低放射性廢液飼入量，經
評估認為廢料廠房空調系統 GH-F146 及 GH-F671 的冷凝水，因水質
乾淨可直接洩放至廢液系統的偵檢槽，不需經過放射性廢液系統處
理。對此，電廠已提出設計修改案（DCR）進行改善，完成改善後將
可降低放射性廢液處理系統的負擔，以及可能發生異常洩水的風險。
對於放射性廢液處理系統之各項設備，核三廠均依據預防保養維護週
期及檢查程序書確實執行維護保養作業，以確保本系統能夠順利運
轉。
（3）放射性固體廢棄物處理系統
核三廠放射性固體廢棄物處理系統（Solid Radwaste Management
System，SRS）主要包含高減容固化系統、廢樹脂脫水裝桶作業及熱
處理系統。高減容固化系統之功能係將放射性廢液處理系統產生之硼
濃度約 20,000 ppm 的濃縮廢漿，藉由高減容系統濃縮器，進一步濃
縮為硼濃度達 115,000 至 130,000 ppm 間的高濃縮廢液，此時加入高
-
35
效率固化劑，以桶內攪拌的方式進行固化；藉由高濃縮，以期降低固
化放射性廢棄物的產生量。廢樹脂脫水裝桶作業大致係將 1、2 號機
輔助廠房及廢料廠房用過樹脂槽之廢樹脂，藉由固化系統的傳送機抽
至廢液飼入槽，之後洩入內襯高密度聚乙烯（ High Density
Polyethylene，HDPE）的 55 加侖桶並進行抽水作業，待盛裝之脫水
樹脂達九成滿後，輸送至封蓋站進行遙控封蓋。熱處理系統之功能係
將可燃燒的低放射性廢棄物，經由破碎並計算熱值配比成為廢料包，
之後投入焚化爐焚化，處理產生的爐底灰與飛灰以 55 加侖桶盛裝，
焚化產生的廢氣經由過濾並偵檢合格後排放至大氣；藉由熱處理達到
廢棄物減容的效果。
過去十年間，固化放射性廢棄物之年平均產量為 19.6 桶；脫水
樹脂之年平均產量為 53 桶；可燃廢棄物之年平均產量為 111.2 桶；
可壓廢棄物之年平均產量為 30.1 桶。另外，其它類廢棄物十年累積
產量分別為污泥 105 桶、廢過濾芯 51 桶及鑄錠 207 塊；經焚化處理
產生爐底灰 488 桶及飛灰 266 桶。至民國 100 年底止，核三廠低放射
性廢棄物之總貯存量為 8,014 桶，分別為 1 號貯存區 3,468 桶、2 號
貯存區 4,331 桶、3 號貯存區 168 桶及 4 號貯存區 27 桶。
核三廠廢樹脂傳送泵設備編號 HC-P015 與 HC-P016，目前的控
制順序為傳送泵啟動後，才開啟其對應的封水進口閥 HC-HV055 與
HC-HV056，反之，當傳送泵浦停止運轉後才關閉封水進口閥。若是
進口閥未開啟而傳送泵卻已起動運轉，則將造成泵浦軸承磨損。然
而，電廠發現廢樹脂傳送泵的起停控制邏輯順序與流程控制之保護要
求相反，如此容易造成泵軸承損壞，故對此開立 DCR M0-4095、
M1-4093 及 M2-4094 之改善案，以修改其控制邏輯。對於放射性固
體廢棄物處理系統之各項設備，電廠均定期執行預防性維護保養作
業，以確保本系統能夠順利運轉。
3.2.2 審查發現
1. 核三廠放射性廢棄物處理系統設備、管閥檢查，係由維護管理
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電 腦 化 系 統 （ Maintenance Management Computerization
System，MMCS）進行管控。各項重要設備均依照排定的時程
進行預防性保養（Preventive Maintenance，PM），工作負責人
須經完成排程申請後，才可進行後續相關作業。若有任何一件
PM 超過執行期限，MMCS 系統內有一自動追蹤程式，每天會
將執行期限即將到期的 PM 工作項目，以電子郵件方式通知相
關部門的課長及經理，以便瞭解並掌握工作執行情形，當完成
執行檢查後再將完工資料輸入 MMCS 系統內以留存紀錄。然
而，本次審查發現，熱處理系統相關重要設備之 PM 排程均未
納入 MMCS 內。其原因為焚化爐為新建置之設施，而未於建置
完成後將其重要設備之 PM 作業納入 MMCS 內，係屬於相關負
責人員的疏漏。核三廠承諾將會把焚化爐重要設備的 PM 作業
納入 MMCS 內。
2. 依據核三廠程序書 700-M-045，各桶槽須定期執行槽體內部淤
泥清槽作業，並檢視槽內有否腐蝕、生鏽等情形。至民國 100
年底止，每次清槽後的檢查結果均為槽體狀況完整良好，無腐
蝕、生鏽等現象。然而，本次審查發現，自民國 100 年 10 月 3
日起，濃縮槽 HB-T017 與 HB-T018 之清槽週期由 3 年延長至 6
年。核三廠表示原因如下：民國 100 年 7 月 11 日，在執行
HB-T018 之清槽作業時，發現槽底污泥僅約 3 至 4 吋厚，不似
以往厚度達約 2 呎以上。檢討原因為以往 LRS 蒸發器運轉時，
會將廢液濃縮至硼濃度達 40,000 ppm 以上；然而，自高減容固
化系統運轉以來，僅需濃縮至約 20,000 ppm，因此較不易有污
泥沈積。由於濃縮槽內的輻射劑量極高，為避免工作人員接受
過多的輻射劑量，故經核三廠廠務會議討論後，決議將濃縮槽
的 PM 週期延長為 6 年。
3. 審查過去十年間焚化爐的運轉狀況，發現自民國 97 年至 99 年
間，處理產生之飛灰與爐底灰比值出現明顯上升的趨勢，這顯
示熱減容的效果逐年降低。對此，核三廠表示其原因為熱待機
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時間過長，為了維持爐溫而必須持續燃燒燃油，使得燃油燃燒
後生成大量的飛灰，並造成低放射性廢棄物不必要的增加。在
改變焚化爐的運轉模式為連續 24 小時投料焚化，並降低引風機
的功率後，民國 100 年的飛灰產量已得到改善。
3.2.3 審查結論
1. 觀察過去十年各類低放射性廢棄物之產量統計，除了同一年度
內核三廠進行二次大修作業導致廢棄物產生量稍微增加外，其
餘年度之各類廢棄物產生量已達到平穩的水平值，這是因為各
項運轉作業已趨於穩定，未因意外事故而導致多餘的放射性廢
棄物產生。是以，除非廢棄物處理系統有大幅度的設計變更，
否則各類低放射性廢棄物的產生量已趨穩定，難以再有明顯抑
減成果。
2. 有關低放射性廢棄物處理設備之穩定性與堪用性，由於核三廠
對於持續運轉之系統設備均有定期進行預防性維護保養，並就
放射性廢氣處理系統（GRS）、放射性廢液處理系統（LRS）及
放射性固體廢棄物處理系統（SRS）進行多項 DCR 改善案，使
各系統得以順利運轉。對於未運轉之備用系統設備，電廠亦定
期進行檢查及保養，以確保各項設備仍然堪用。
3. 本節經審查結果可以接受。
3.3 歷年營運狀況及異常事件統計分析
3.3.1 內容概述 （1）放射性廢氣處理系統
1. 民國 93 年 11 月，輻射偵測儀 N0JHA-RT008 喪失取樣流量値，
經檢查發現故障原因為 Data Base 流失，而 Data Base 流失的原
因為 CPU 電腦卡片故障所致。核三廠在重新輸入 Data Base
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後，設備功能已恢復正常。
2. 民國 96 年 10 月，壓力閥 N1JHA-PV018 閥桿洩漏，導致容積
控制槽（Volume contr