柯學超 徐耀東
核能研究所核能儀器組
摘要
核能研究所檢證中心已建立核能同級品檢證與驗證技術，並提供良好平台及管道，使得台灣廠商有機會且合法的參與核電廠安全相關設備組件更換服務，對建立自主化核能維護技術與設備安全審查技術具有深遠影響。由於過去全球核能工業不景氣，致使符合美國核能級品保制度之製造商或供應商減少，甚至有些零組件早已停產，因此核能電廠運轉維護面臨困難。在國內核能同級品檢證法規鬆綁後，採用檢證品已逐漸增加，尤其是金屬材料、電氣、儀控組件已有許多使用於核能電廠，未來需求穩定成長。本文將詳述核能電廠依循相關規範核能同級品採購流程、核能研究所檢證技術服務作業、檢證實例應用，期盼在國際核能工業復甦中，協助國內廠家在零組件及次系統之強項，進軍大陸及國際市場，擴大商機。
關鍵詞：核能電廠、安全相關、核能同級品、檢證、商業級零組件
壹、前言
在最近20~30年來全世界新核能發電機組的興建均停滯不前，因此核能級產品之供應商對反應器設施之系統、設備及組件的設計與製造日趨減少，致使營運中之核能電廠為確保核能級零組件備品的品質，遂以商業級零組件經特定檢證程序，證實其特性與原核能級零組件之關鍵功能及品質相當，以替代原核能級產品。1992年核能研究所（簡稱核研所）成立專責任務編組，著手規劃並建立檢證制度；進而1993年6月成立檢證實驗室。行政院原子能委員會（簡稱原能會）於1983年7月頒布「核能同級品零組件檢證技術規範1」，提供國內營運中之核能電廠遵循之依據，並規定核能同級品檢證之驗證作業，應符合國際標準，1994年4月核研所經原能會評鑑通過，成為國內首家合格檢證機構。現今的核研所檢證中心依循原能會所頒訂之「核子反應器設施管制法2」和「核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法3」，服務對象則為國內核能電廠，服務目的為提供維護或更換所需之商業級零組件應用核能電廠安全相關系統中。在過去15年來，核研所檢證中心積極協助台灣電力公司（簡稱台電）六部核電機組之營運需求，以商業級之機械和電子零組件（如金屬材料、管路、配件，冷卻盤管、電子卡片、斷路器、電驛、控制裝置……）經謹慎之技術評估及允收程序，使其成為核能同級品並成功的應用於國內核能電廠中。目前已完成超過110項檢證案及18,000件零組件，所有零組件均在核能電廠中使用情況良好。
貳、檢證介紹
自1979年賓州的三哩島（Three Mile Island）核能電廠發生事故後，美國即無興建新核電機組之計畫，亦使許多核能零組件之供應商和製造商不願持續依循美國聯邦法規10CFR50附錄B4維持「核能品保方案」，導致核電機組在運轉維護時發生困難。其後美國再提10 CFR215定義核能級基本組件，可經由檢證程序將商業級組件應用於核電機組安全相關系統中。目前在台灣核電機組多引用美國設計規範和標準，在設備驗證方面所依照的規範和標準有美國聯邦法規10 CFR50.496，美國核子管制委員會NRC法規指引Regulatory Guide 1.897，國際電子電機工程師協會IEEE 3238和IEEE 3449等，如何使原始供應商和基本零組件下游製造廠家能有系統的持續提供高品質和高可靠性的零組件，此將為重要的課題。
商業級零組件檢證作業均依據美國電力研究所EPRI文件為基礎，檢證作業過程中必須包括技術評估和設備驗證，尤其是設備驗證方面係依據IEEE標準來執行相關工作。雖然我們引用國際規範和標準，但國內所出現問題在於企業規模、管理者認知、產品之品質、第一線工作者責任感……。依照我們這十七年來的檢證經驗，執行檢證作業成功的關鍵取決於清楚暸解零組件之確切的功能需求，和良好的計畫管理。本文將介紹國內執行檢證作業，如何在技術和經濟等效應成功應用於國內核電機組上。
在國內檢證作業需包括不同的單位，例如：原能會、台電、核研所、供應商，其關連性如表1所述，細部權責劃分如下：
一、原能會：
1. 依據政府頒訂「核子反應器設施管制法」，核准台電所提之採購商業級零組件經檢證程序成為核能級同級品（檢證品）。
2. 稽核檢證中心檢證作業是否遵循「核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法」
3. 稽核採購商業級零組件運用於核能安全相關系統是否符合原始設備驗證需求。
4. 稽核檢證中心品保方案是否遵循10 CFR 50附錄B，檢證作業如有異常情事是否遵循10 CFR 21。
5. 追蹤檢證品應用於核電機組時，能否符合實際電廠需求。
二、台電
1. 確認原始零組件能否被檢證品所替換，並向原能會提出申請，獲原能會核准後進行採購作業。
2. 準備公開招標提出採購規範需求文件。
3. 審查並核准檢證中心所提之檢證計畫書，其中包含關鍵特性和允收準則。
4. 檢證作業中，如發現缺失或不符合情事，依照10 CFR 21向原能會提報。
5. 接受檢證品、檢證報告書和檢證合格證明書，辦理交貨驗收。
6. 接受原能會對檢證產出文件和電廠實際應用之稽核。
7. 稽核檢證中心之品管方案是否遵循10 CFR 50附錄B要求。
三、檢證中心
1. 審閱台電所提之採購規範，向台電或供應商提供檢證作業報價。
2. 評估檢證品之關鍵特性和允收準則，提交檢證計畫書供台電和供應商審查。
3. 檢證作業需執行技術評估、檢證程序、效能測試和設備驗證…等。
4. 檢證作業中，如發現缺失或不符合情事，依照10 CFR 21向原能會提報。
5. 有效管理檢證過程中所產出文件和記錄，並接受原能會和台電稽核。
四、供應商
1. 支援電廠維護，如零組件更換、現場所需之安裝、檢驗和測試。
2. 連繫台電和檢證中心，並提供零組件相關文件作為評估依據。
3. 參與投標作業，再委託檢證中心執行檢證作業。
4. 提供檢證中心，檢證作業所需之零組件。
5. 檢證作業完成後，送交檢證品、檢證報告書和合格證明書等文件給台電辦理驗收。
就上述不同單位，在檢證作業中的關連性詳如表1。
|
原能會
|
台電
|
檢證中心
|
供應商
|
|
核准
|
檢證需求
|
檢證諮詢
|
|
|
核准
|
|
檢證品保方案
檢證驗證實驗室
|
|
|
|
核准
|
檢證計畫書
|
提送台電審查
|
|
|
會同檢驗
|
執行檢證作業
|
提供零組件
相關必要支援
|
|
核准
|
|
如有缺陷和不符合
|
|
|
|
核准
|
如有測試偏差
|
改正
|
|
|
驗收
|
檢證報告書
合格證明書
|
提送台電審查
辦理交貨驗收
|
|
稽核
|
稽核
|
維持檢證品保方案
|
|
表1. 檢證作業各單位之關連性
核研所檢證中心，設有一名中心負責人，其下分為四個工作分類，其組織架構如圖1。目前檢證中心所提供之檢證服務項目有：(1)核能安全相關儀電、機械零組件和材料檢證；(2)核能安全相關結構及組件耐震驗證；(3)中、小型設備組件環境驗證；(4)核能軟體驗證、確認作業及O型環、油品、材質分析檢證。
圖1 核研所檢證中心組織架構圖
參、檢證相關規範及標準
在國內，依據「核子反應器設施管制法」，核能電廠若使用檢證品應用於安全相關系統，需經原能會核准。除此之外，檢證程序需依據「核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法」執行相關作業。檢證機構需具備功能有：技術評估單位、品質保證單位、檢證測試設備、文件管制中心…等。檢證品必須符合10 CFR21.3所定義之基本組件。然而，設備驗證需維持現有營運執照之基準下，引用規範有IEEE 323和IEEE 344執行檢證作業。
核研所檢證中心檢證作業程序依據EPRI NP-565210，需包括技術評估和允收準則，如圖2所示。以下就此兩項做清楚的介紹。
圖2.商業級零組件檢證作業程序
一、在技術評估方面：
技術評估過程必須確認替換之檢證品是否與核能電廠原用零組件相同或相當。為了使核能電廠所獲得為適當檢證品，檢證中心必須確認技術和品質的需求，是否與採購文件吻合。依循核研所的管理要求，技術評估必須含有安全等級，引用之規範和標準，失效模式和影響分析，營運期間檢測或測試計畫之影響等。在實際執行情況下，該零組件的具體功能可能無法從 Q-list和設備驗證文件獲得。因此，核研所檢證中心進行相關測試，以確認是否符合技術評估，以確保替換之檢證品等同於原用件。要確定檢證品之設計功能和安全性等級是否符合系統的功能。通常，檢證品之功能模式，必須保守假設其為主動元件或被動元件，以謹慎方式評估。由於執行檢證技術評估工作，必須有經過核工、電機、電子、機械、化學、材料、結構或輻射等相關訓練和經驗，所以要成為一位合格的檢證工程師，必須具備有三年以上核能相關工作之經驗才能符合法規需求並勝任此項工作。
技術評估作業時，需明確訂定該零組件之關鍵特性，必須具有可鑑別和可量測並提供合理的保證。而將採購和獲得商業級零組件可能有三種方案擇一為之，一為對等更換，二為替代更換，三則為首次的新需求（如工程新增或修改）。倘若為第一種方式，僅需執行最少的評估即可做為允收方法。但後續供應商可能不再提供對等更換的適當文件作為評估依據，所以為了謹慎起見，當我們在執行技術評估時，均假設為替代更換，以避免管制階層對檢證作業方式產生疑慮。依據EPRI NP-640611規範，進行下列評估：
(一) 確定零組件背景、安全等級及適用規範。
(二) 分析失效模式對零組件安全功能之影響。
(三) 依據失效模式對系統安全之影響，決定零組件之關鍵特性及測試計畫，並評估對系統、設備及組件之監測、營運期間檢測或測試計畫之影響。
(四) 依據技術評估結果，評定符合採購需求規格及允收準則之條件。
(五) 評估耐震和環境驗證測試納入檢證作業之關聯性。
二、在允收準則方面：
除明確指出關鍵特性外，且就每一關鍵特性都需訂出它的允收準則和允收方法，並清楚的呈現在檢證的計畫書中。在此基礎上，供應商應需提供零組件之相關設計、替代品之規格、藍圖、相關之測試數據資料和報告作為技術評估依據。
訂定允收計畫時，檢證品之關鍵特性需依據EPRI NP-5652所述選擇適當允收方法，允收方法有下述四種：
(一) 特殊的測試和檢查。
(二) 供應商調查。
(三) 貨源驗證
(四) 供貨記錄審查
在我們執行檢證經驗中，如果製造廠家相關技術數據資料取得，和檢測設備建置方便，均採取方法1之「特殊的測試和檢查」作為允收方法；如電氣元件之熔絲、斷路器和繼電器……等均屬於此類。而方法3之「貨源驗證」則被用於如零組件結構複雜，檢測設備和程序礙於實驗室空間無法建置完成；如機械組件之大型閥類、泵浦，熱交換器、馬達……等。倘若前述的兩方法無法被採用，則採用方法2和方法4，但此兩種方法對許多供應商而言，對零組件之文件管控和追溯性可能將是另一個問題的產生，所以我們未曾採用此二種的允收方法。
肆、檢證作業實例－鋼製電纜托網
核研所檢證中心於2008年9月接受核能科技協進會之委託執行龍門電廠鋼製電纜托網檢證技術服務，鋼製電纜托網（以下簡稱電纜托網）係由國內欣歐企業有限公司（簡稱欣歐公司）所製造。檢證中心先依據龍門電廠採購規範S&W Specification No. 874-E0012D112進行技術評估，並訂定電纜托網之關鍵特性，進而確定允收準則和允收方法。由於製造過程均在國內，故本案之檢證作業從材料下料起，生產流程直接參與，有別於一般零組件成品後才執行檢證作業。執行流程如下：
一、材料取樣：電纜托網製造前執行材質分析，就不同之爐號鋼卷進行取樣，如圖3所示。取樣前確認材質證明書爐號和尺寸是否吻合，取樣後之材質執行化學成份分析和機械強度測試，確定是否符合材料規範要求。
二、製程管制：要求欣歐公司在材料剪裁或加工時，有效管制材料和爐號，不要在單一電纜托網有不同爐號發生。
三、特殊製程驗證：電纜托網之製造需有焊接製程，先就焊條取樣進行化學成份分析後，進行焊工驗證如圖4。相關之焊接作業文件如焊接程序說明書(WPS)、焊接程序檢定記錄表(PQR)與焊接人員資格檢定記錄是否符合ASME SECTION IX 之要求。
四、表面處理：電纜托網完成加工後，進行表面熱浸鍍鋅處理，處理過程有脫脂→水洗→酸洗→水洗→助熔劑→熱浸鍍鋅→水冷→表面和厚度檢查，全程掛牌追蹤，有效掌控品質。
五、成品之接收檢查：
(一)是否有足夠之標識，包含名稱、材料、爐號等可供識別和追蹤如圖5。
(二)以目視檢查電纜托網表面是否清潔，有無損傷、裂紋、表面處理龜裂等情事。
(三)量測外形尺寸如圖6，是否合於採購規範要求。
(四)量測重量。
六、驗收檢查：
(一) 以目視檢查焊接之接合尺寸和外觀，是否有缺陷或不合於要求。
(二) 以合格之量具（膜厚計）量測電纜托網表面鍍鋅厚度如圖7，是否合於規範要求。
(三) 以合格之量具（接觸電阻計）量測兩個電纜托網之間的接觸電阻值如圖8，是否合於規範要求。
七、負載測試：
以各種型式、尺寸之直型電纜托網分別進行橫向和縱向負載測試如圖9和10，確認集中負載和分佈負載情況，作為耐震分析之評估依據。
八、耐震評估：
(一) 依據負載測試結果，進行耐震分析。
(二) 實地現勘電纜托網之安裝情況，查看支撐鋼構（樑）之間距是否能有效支撐電纜托網及其電纜之荷重。
(三) 實地量測電纜托網自然頻率，作為耐震判斷依據。
九、文件管制
檢證作業所產出之文件，存放於檢證中心和龍門電廠，檢證中心之文件作為接受原能會和台電稽核準備。
|
圖3. 材料取樣
|
圖4. 焊工驗證
|
|
圖5. 成品標誌
|
圖6. 尺寸量測
|
|
圖7. 鍍鋅膜厚量測
|
圖8. 接觸電阻量測
|
|
圖9. 橫向負載測試
|
圖10. 縱向負載測試
|
伍、討論
核研所檢證中心自1993年到2009年間，已完成110項以上檢證技術服務案和超過18,000件的零組件，如管件、配件、閥門、熱交換器、傳送器、熔絲、斷路器、電驛、馬達、控制設備，開關箱……等，並且均成功地應用於國內的核電機組上。這些商業級零組件生產來自國內和國外，其來源和分類比較如圖11所示。雖然國外的數量具有較高的比例，因多屬電氣元件，如熔絲，斷路器，電驛，開關……等，多來自國外知名廠家。而國內的數量則多為典型的管件，配件，閥門，電子卡片和控制面板……等。
圖11. 商業級零組件之來源和分類比較
檢證中心執行超過18,000件的檢證作業中，經統計曾對84件零組件開出不符合報告，並依「核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法」處理，不符合報告之內容和處理情況如表2。當檢證作業過程中，發現關鍵特性不符合允收準則時，且可能影響其零組件功能，則採取「拒收」的處理方式。若發現其不符合之偏差且可能影響核電機組安全相關功能時，則檢證中心主動向原能會提出「異常提報表」(Report of Anomaly, ROA)，其零組件名稱及偏差項目如表3所列。
|
處理方法
|
數量
|
不符合項目屬性
|
提報原能會
|
|
拒收
|
24
|
性能不符
|
是
|
|
重做
|
10
|
尺寸不符
|
否
|
|
修理
|
14
|
缺陷可藉焊補或整型等再處理
|
否
|
|
現況使用
|
36
|
重量不符
|
否
|
表2. 不符合報告屬性和處理情況
|
異常提報表編號
|
零組件名稱
|
偏差項目
|
|
001
|
變流器
|
負載電流不符
|
|
002
|
馬達
|
絕緣電阻不良
|
|
003
|
訊號記錄器
|
功能不符
|
|
004
|
管帽
|
尺寸不符
|
|
005
|
螺栓
|
外徑不符
|
|
006
|
訊號記錄器
|
功能偏差
|
|
007
|
變流器
|
效率不符
|
|
008
|
熔線
|
品質不符
|
|
009
|
閘閥
|
洩漏率太高
|
|
010
|
強震急停裝置
|
電驛失效
|
|
011
|
電子卡片
|
電磁干擾測試失效
|
表3. 歷年來向原能會提出之異常提報表
陸、結論
核研所檢證中心自成立以來，原能會和台電均定期視察和稽核檢證中心是否遵循10CFR50附錄B維持「核能品保方案」，檢證中心依原能會和台電的視察和稽核意見，持續地維持和精進，以使檢證中心成為國內核能領域中獨立和超然的檢證驗證機構。
由於「核能同級品檢證作業及檢證機構認可管理辦法」第九條規定，檢證技術單位應具有核能同級品零組件檢證所需各類專長之工程師。各類專長之工程人員必須具備有曾從事核能相關工作三年以上之經驗。檢證中心為因應國內核電機組之老化管理方案，未來檢證技術服務之需求可能不斷增加情況，加強人才培訓。
當前世界各國政府面對全球暖化議題，無不從能源供應、經濟發展及環境保護方向上，推出節能減碳政策，其中已有45 個國家已採取積極作為，推動無碳的核能產業發展，可能於2030 年前全球將陸續興建400部以上核電機組。在對岸中國大陸計畫興建上百部核能機組，而反觀國內，目前台電正積極趕工，期許明年達成龍門電廠之商轉目標，並持續評估和規劃新增核電機組之可能性。
近二年來，核研所、工研院、台綜院和清華大學共同推動「台灣核能級產業發展聯盟」，並於2010年6月14日正式成立「台灣核能級產業發展協會」（TNA），從制度、法規和產業三方向來考慮發展台灣核能產業，進而開創兩岸及國際核能協商合作機制，達成與國際核能供應商策略結盟，使我國廠商的商業級產品能順利成為全球核能供應鏈。而我鄰近的韓國，一方面在購買核電設備的同時，就思考如何自行供應，甚至計畫外銷，最近韓國竟打敗美、法等核能設備大廠，取得阿布達比的核電標案，使得全球核能工業組織—世界核協會（WNA）把它列為第五個核能技術出口國，韓國靠的就是整合產業及組成策略聯盟，此方法值得我們借鏡與檢討。
檢證中心除持續支援核能電廠營運上需求，未來將就國內核能級產業上積極協助國內廠家建立相關核能品保制度，為前進大陸、進軍國際做準備。
柒、參考文獻
1. 原子能委員會，「核能同級品零組件檢證技術規範」，82年7月15日，93年1月27日廢止適用。
2. 原子能委員會，「核子反應器設施管制法」，92年1月15日。
3. 原子能委員會，「核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法」，97年10月23日。
4. 10 CFR 50 Appendix B, “Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants”, January 1988.
5. 10 CFR 21, “Reporting of the defects and noncompliance”.
6. 10 CFR50.49,“Environmental qualification of electric equipment important to safety for nuclear power plants”, 1983.
7. Regulatory Guide 1.89. “Environmental qualification of certain electric equipment important to safety for nuclear power plants”, 1984.
8. IEEE Std.323, “Standard for qualifying Class 1E equipment for nuclear power generating stations”, 1974.
9. IEEE Std.344, “IEEE recommended practices for seismic qualification of Class 1E equipment for nuclear power generating stations”, 1987.
10. EPRI NP-5652, “Guideline for the utilization of commercial grade items in nuclear safety related applications”(NCIG-07), June 1988.
11. EPRI NP-6406, “Guidelines for the technical evaluation of replacement items in Nuclear Power Plants”(NCIG-11), December 1989.
12. S&W Specification No. 874-E0012D1, “Specification for Safety-Related Raceway Include Cable Tray & Fitting, Conduit & Fitting and Pull Boxes for Lungmen Nuclear Power Project”.
