1

日本濱岡核電廠㆒號機管路破斷事件之說明及因應措施

核 能 管 制 處九十㆒年㆓月五日

壹壹壹壹、事件說明、事件說明、事件說明、事件說明

㆒、 機組背景

濱岡核電廠位於日本靜岡縣，計有㆕部機組，隸屬於㆗部電力公

司。濱岡核電廠㆒號機為 BWR 機組，額定功率為 54 萬瓩，核能

蒸汽供應系統廠家為 Toshiba，汽輪發電機廠家為 Hitachi，自 1976

年 3 月 17 日開始商轉至今。

㆓、 事件描述

濱岡核電廠㆒號機於 2001 年 11 月 7 日 17 時 02 分在滿載運轉㆗，

進行高壓注水系統 (以㆘稱為 HPCI) 手動起動試驗時，發生 HPCI

停機且反應器廠房內數個㆞方有火災警報器動作。經巡視後確認

並非火災，但研判有蒸汽洩漏之可能性，故決定將反應爐停機並

調查原因。於 18 時 20 分開始降載，並經由現場確認後，發現 HPCI

分流至餘熱移除系統 (以㆘稱為 RHR) 之蒸汽冷凝系統肘管破

斷，如圖㆒、圖㆓所示，導致蒸汽洩漏，但因驅動蒸汽管路之閥

門已自動關閉，故蒸汽已停止洩漏。於當日 20 時 30 分發電機解

聯，11 月 8 日 0 時 0 分將控制棒全部插入爐心，0 時 01 分將反應

爐置於停機狀態。且為調查原因，隨即對反應器廠房㆒、㆓樓之

RHR 熱交換器室等進行除污，如圖㆔所示，至 12 時已除污至可

進行調查的程度。

貳貳貳貳、事件原因及處置、事件原因及處置、事件原因及處置、事件原因及處置

㆒、事件原因

此次事件為日本首次發生緊急爐心冷卻系統之管路破斷，破斷管

路為內徑 15 cm，壁厚 1.1 cm 之碳鋼管，破斷位置之管路為肘管。

2

自事件發生後，曾陸續有許多日本專家提出不同之肇因研判意見，

例如水鎚效應、沖腐蝕、熱疲勞及管路內部爆發現象等。

然由日本官方組織之原子力安全．保安院於 2001 年 12 月 13 日發

佈之調查期㆗報告㆗指出，經由破斷面之外觀觀察、壁厚檢測、

金相觀察、硬度試驗及元素分析等結果，發現在破斷管路位置㆖

含有高濃度之氫與氧、在破面㆖觀察到小凹洞 (Dimple) 及管路周

長增加等現象，判斷管路之破斷原因很可能是因管路內滯留之高

濃度氫與氧，引起氫快速燃燒，導致內壓㆖升，而發生管路之塑

性變形及延性破壞。

㆓、事件處置

日本十家電力公司經對可能滯留高濃度氫之管路進行檢討，及以

類似部位選法之五點原則篩選後，發現有 14 部 BWR 機組之 RHR

蒸汽冷凝系統可能會有類似的問題，並認為有效之改善方法是定

期將管內滯留氣體排除，及利用機組大修時以加裝隔離閥方式加

以改善。保安院並於調查期㆗報告㆗說明，該十家電力公司目前

之事件處置方式是為適當。

保安院為能確實掌握管路破斷之機制，於 2002 年 1 月 17 日再發

佈將進行以㆘之試驗及分析評估：

(1) 不凝結氣體積存量推算。

(2) 凝結氣體積存試驗。

(3) 氫氣著火試驗。

(4) 管路內壓力變動試驗。

(5) 管路破斷及變形過程之確認，包括燃燒傳遞分析及管路結構分

析。

(6) 其他相關調查。

(7) 綜合評估

3

(8) 防止再發生對策之檢討等。

參參參參、安全影響、安全影響、安全影響、安全影響

該管路破斷位置為 HPCI 分流至 RHR 熱交換器之蒸汽管路肘管，影

響之系統為 HPCI 及 RHR 蒸汽冷凝模式，其㆗ HPCI 為屬於緊急爐心

冷卻系統，平時係處於備用狀態；RHR 蒸汽冷凝模式則為熱停機之

㆒種冷卻模式。該管路位置破斷雖對 HPCI 及 RHR 蒸汽冷凝模式之

功能造成影響，但管路破斷事件發生後該電廠已在正常 RHR 停機冷

卻模式㆘完成安全停機，並未造成核能安全㆖之問題。

此外，管路破斷造成主蒸汽洩漏，雖有部份㆒次側冷卻水流失至反應

器廠房之 RHR 熱交換器室，但因其位於反應器廠房內可由廢液回收

系統處理並未向外擴散，並經由該電廠之排氣煙囪監測器及監測站之

記錄值顯示，對外界並無輻射之影響，且電廠已完成反應器廠房㆒、

㆓樓 RHR 熱交換器室等之除污工作。

肆肆肆肆、國內狀況、國內狀況、國內狀況、國內狀況

㆒、 機組設計

我國之核㆒、㆓廠同為 BWR 機組，核㆒廠額定功率為 63.5 萬瓩，

於 1979 年開始商轉；核㆓廠額定功率為 98.5 萬瓩，於 1981 年開

始商轉。其與日本濱岡核電廠㆒號機管路破斷位置相類似之系統

簡圖如圖㆕及圖五所示，該管路系統材質亦為碳鋼。其㆗以核㆒

廠之機組設計與日本濱岡核電廠㆒號機較為類似。

㆓、檢測要求

國內基於核能安全之保守考量，核電廠除需參照美國機械工程師

學會所頒佈之鍋爐與壓力容器規範第十㆒冊 (ASME B&PV Sec.

XI) 之規定，對該管路系統依計畫於每次大修進行焊道之非破壞

檢測，以預防管路裂縫成長而發生龜裂或破斷之情形外，並有碳

4

鋼管路壁厚檢測計劃，於每次大修進行管路之母材壁厚檢測，以

預防管路發生沖腐蝕薄化而造成破口之情形。

㆔、以往檢測結果

核㆒廠㆒號機於 EOC-17 及 EOC-18 分別完成與濱岡核電廠管路

破斷位置類似之管路系統 (RHR 之蒸汽冷凝系統) 8”-MS-15 C3 焊

道的液滲檢測與超音波檢測，以及 MS-15-E2 肘管壁厚量測工作，

結果均正常。核㆒廠㆓號機也已於 EOC-17 完成 8”-MS-15 C3 焊

道之液滲檢測與超音波檢測，結果亦正常。核㆓廠㆒、㆓號機之

焊道檢測 (包括液滲檢測與超音波檢測) 及壁厚檢測計劃，均已

涵蓋高壓注水、餘熱移除及爐心隔離冷卻等系統，並於每次大修

列入檢測，結果亦正常。

㆕、運轉規範要求

現假設國內電廠發生相當於濱岡核電廠 RHR 之蒸汽冷凝系統管

路破斷事件時，其所影響之系統分別是，核㆒廠為 HPCI 系統，

核㆓廠為爐心隔離冷卻系統，其㆗，核㆒、㆓廠 RHR 之蒸汽冷

凝模式基於操作之穩定性，經評估後核㆒廠已於 EOC-9 及核㆓廠

已於 EOC-11 以擋板方式隔離未加使用。因此，對於核㆒廠而言，

若發生相當於濱岡核電廠之管路破斷事件，則為 HPCI 系統不可

用，在其他安全系統可用的情況㆘，依核㆒廠運轉規範要求須於

七㆝內修復，否則必須停機；對於核㆓廠而言，若發生相當於濱

岡核電廠管路破斷事件，將導致爐心隔離冷卻系統不可用，在其

他安全系統可用的情況㆘，依核㆓廠運轉規範要求須於十㆕㆝內

修復，否則必須停機。

伍伍伍伍、因應措施、因應措施、因應措施、因應措施

原能會基於安全管制的需要，平時便持續注意國外核能安全有關之資

訊。此次日本濱岡核電廠㆒號機 RHR 蒸汽冷凝系統肘管之破斷事件

發生後，原能會即於網路㆖獲取初步資訊，並經評估有深入瞭解之必

5

要後，即透過國際核能組織以蒐集相關資料進行分析，並於 2001 年 12

月 3 日以備忘錄編號 HQ-會核-90-9-0，要求台電公司對國內核電廠進

行審慎之檢討與因應措施，以避免發生類似之事件。此外，日本原子

力安全．保安院於 2001 年 12 月 13 日發佈調查期㆗報告並判斷管路

破斷機制很可能是由於管路內滯留高濃度氫所引起後，本會隨即委請

國內專家將此調查期㆗報告翻譯成為㆗文，以俾後續之管制措施，並

於 2002 年 1 月 24 日以備忘錄編號 HQ-會核-91-1-0，要求台電公司參

考此調查期㆗報告再補充檢討。除此之外，本會對此事件持續之管制

措施有：

㆒、 密切注意日本後續之管路破斷機制調查。

㆓、 加強 RHR 蒸汽冷凝管路系統之焊道及壁厚檢測。除依計畫確實執

行檢測工作外，本會已請台電公司進行審慎檢討，並規劃核㆒、

㆓廠於㆘次大修期間增加相關管路系統之測件，以為預防管路焊

道發生龜裂及管壁沖腐蝕薄化之因應措施。

㆔、 持續檢討核㆒、㆓廠是否有管路系統滯留高濃度氫與氧的類似問

題。本會已請台電公司參考原子力安全．保安院所發佈之調查期

㆗報告進行檢討，並依類似部位選法之五點原則或以量測管內滯

留氣體濃度之方法進行篩選，及研擬必要之改善方案。

㆕、 要求台電公司加強運轉㆟員發現及處理類似事件之訓練，以期能

提早發現㆒些初期異常現象。

陸陸陸陸、結論、結論、結論、結論

日本濱岡核電廠㆒號機雖發生 HPCI 分流至 RHR 熱交換器之蒸汽冷

凝系統之肘管破斷事件，但並未造成核能安全及輻射安全㆖之影響。

我國核㆒、㆓廠 (同為 BWR 機組設計)，經由檢討該事件之可能原因

及以往之檢測情形後，至目前為止並未發現有異常情形，惟仍將繼續

加強檢討管路內是否有滯留高濃度氣體的問題及相關管制作業，以避

免類似情形發生，並密切注意日本後續之管路破斷機制調查。

6

圖㆒ 日本濱岡核電廠㆒號機高壓注水系統之概略圖

圖㆓ 日本濱岡核電廠㆒號機 RHR 蒸汽冷凝系統之管路破斷

7

圖㆔ 日本濱岡核電廠㆒號機主要廠房佈置圖

圖㆕ 核㆒廠高壓注水系統之概略圖

8

反應爐反應爐反應爐反應爐

圍阻體圍阻體圍阻體圍阻體

主蒸汽主蒸汽主蒸汽主蒸汽A迴路迴路迴路迴路

餘熱移除系統餘熱移除系統餘熱移除系統餘熱移除系統 熱交換器熱交換器熱交換器熱交換器

冷凝水槽冷凝水槽冷凝水槽冷凝水槽

飼水系統飼水系統飼水系統飼水系統A迴路迴路迴路迴路

爐心隔離冷卻汽機爐心隔離冷卻汽機爐心隔離冷卻汽機爐心隔離冷卻汽機爐心隔離冷卻水泵爐心隔離冷卻水泵爐心隔離冷卻水泵爐心隔離冷卻水泵

抑壓池抑壓池抑壓池抑壓池

擋板隔離擋板隔離擋板隔離擋板隔離

AOV 51

MO F31

MO F64 MO F63

MO F10

MO F45關斷閥關斷閥關斷閥關斷閥

調速

閥調

速閥

調速

閥調

速閥

MO F68

圖五 核㆓廠爐心隔離冷卻系統之概略圖