核能電廠與核能安全 台灣電力公司 101年8月.

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1 核能電廠與核能安全 台灣電力公司 101年8月

2 核能發電運作簡介

3 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

4 鈾燃料丸

5 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%

6 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)

7 急停後分裂產物持續產生之餘熱，由餘熱移除系統(RHR)移除

8 確保核能安全

9 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

10 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

11 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

12 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

13 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)

14 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

15 核能安全監管措施 嚴密監督 持續改進 資訊透明

16 福島事件簡介 與 台電公司檢討

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18 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 。

19 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。
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。 19

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22 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 22

23 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 23

24 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
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 24

25 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
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 25

26 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 26

27 檢討成果 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 27

28 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 28

29 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 29

30 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
防海嘯能力 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 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 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 30

31 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
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) 將增購排水沉水泵，強化機動排水能力 31

32 檢討成果_鞏固電源 提升第5台柴油發電機供電能力 提升氣冷式氣渦輪機供電能力 增購移動式救援電源
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 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 增購移動式救援電源 移動式柴油發電機與電源車 32

33 檢討成果_確保水源 規劃廠區既有系統注水各項水源 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
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 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 規劃採消防車注水之海水 長期冷卻復原 提升長期冷卻復原設備室防水性 33

34 檢討成果_維持用過燃料池冷卻 規劃補水途徑，確保用過燃料池補水功能 分析大修與非大修期間用過燃料最佳安全置放位置 排除廠房吊車墜落危害
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 分析大修與非大修期間用過燃料最佳安全置放位置 排除廠房吊車墜落危害 34

35 檢討成果_整備救援資源 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 建立公司員工及協力廠商就近支援人力名冊
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 35

36 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 36

37 建立機組斷然處置程序指引 強化反應爐、圍阻體完整與氫氣控制 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 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 37

38 熱沉喪失替代餘熱移除之換水操作指引 安全停機 建立循環換水機制 規劃換水靜置降溫水槽 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 38

39 敬請指教 39

40 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 40

41 12 15 10.73 10.28 11 8.07 2.8 2.5 10 3.4 核一廠 核二廠 核三廠 龍門廠 廠址設計高程（公尺）
海嘯可能上溯高程（公尺） FSAR 10.73 10.28 11 8.07 國科會 2.8 2.5 10 3.4 41

42 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
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 註：此數值係保守假設為機組基礎下岩盤之水平加速度 42