黃平輝
台電公司核發處專業工程師
摘要
「功率提昇」(power uprates)為本公司核能部門近年來所積極推動的重要工作，使用精確之飼水流量量測技術(超音波流量計)提昇爐心功率約1.7%的「小幅度功率提昇」相關工作於94年即已全面展開，核一、二、三廠「小幅度功率提昇案」(MUR)的執照申請都已順利完成，於98年7月所有運轉機組都已順利完成超音波流量計安裝，於升載測試完成後以新額定功率運轉。
接下來的挑戰是儘速執行在既有重要安全分析盡量不再重新分析(核一、二廠)及重大設備不做大幅改善(核一、二、三廠)情況下之「中幅度功率提昇」(SPU)，由核一廠開始，核二、三廠參考核一廠經驗規劃辦理。「核一廠中幅度功率提昇技術服務案」已於98年4月由核研所得標，於99年12月向原能會提出SPU安全分析報告；核二廠標案亦於99年10月由核研所得標。
至於「大幅度功率提昇」(EPU)，美國迄今已有20個機組完成「大幅度功率提昇」，大部分是沸水式電廠(6.3%至20%)，沸水式電廠「大幅度功率提昇」的安全分析與執照申請審查都遠比「小幅度、中幅度功率提昇」要複雜很多，在運轉經驗方面也出現一些值得關注的重大議題，特別是「蒸汽乾燥器裂損」和「流體誘發振動」造成管路上組件損壞。國內中幅度功率提昇申請案審查時，某些程度亦將參考美國大幅度功率提昇申請案的審查指引與蒸汽乾燥器振動監測方法。本文提出美國核管會之「大幅度功率提昇」審查標準及沸水式電廠EPU案執照申請安全審查與運轉經驗相關資料和大家一起探討。
壹、前言
「功率提昇」是美國核能發電績效大幅提昇的一個關鍵因素。美國核管會(USNRC)根據功率提昇的大小及用於達成提昇功率的方法，(1), (2)將核能電廠功率提昇劃分為三類：(1)「量測不準度再掌握功率提昇」(Measurement Uncertainty Recapture Power Uprates，簡稱MUR功率提昇)，(2) 「延伸型功率提昇」(Stretch Power Uprates，簡稱SPU)，(3) 「擴大型功率提昇」(Extended Power Uprates，簡稱EPU)。國內則依其所提昇功率的規模大小分別簡稱為小幅度、中幅度、大幅度功率提昇。
「MUR功率提昇」通常約為1.5%至1.7%，係以採用強化的反應器功率計算技術來達成，此類技術使用可降低飼水流量量測不準度的先進飼水流量量測裝置，因此，提供較精確的功率計算。「SPU」通常約為7%，一般都僅涉及儀器設定點改變，而不涉及電廠主要設備修改，「SPU」可能需要進行高壓/低壓汽機改善，尤其是該電廠已先有過「MUR功率提昇」。「EPU」通常大於「SPU」，且需要對主要BOP設備如高壓汽機、凝結水泵與馬達進行重大修改，美國核管會已核准最高達20%之「EPU」。(1)
美國核能電廠從1970年起即開始實施「功率提昇」以增加其電廠的發電量，截至2010年9月底，核管會管制官員已完成135個功率提昇申請案之審查，(1)核管會管制官員總共核准50個機組之「MUR功率提昇」(0.4%至1.7%)、65個機組之「SPU」(0.9%至7%)、及20個機組之「EPU」(6.3%至20%)；由於在既有電廠實施功率提昇，美國總共增加約5810 MWe，接近六個1,000 MWe核能發電機組。
對於「大幅度功率提昇」，美國核管會於2003年12月24發布Review Standard (RS)-001, “Review Standard for Extended Power Uprates.” ，(2)此新型(first-of-a kind)文件的目的係指導美國核管會管制官員於「EPU申請案」之審查，以強化審查的一致性、品質、與完整性。此審查標準亦告知持照者提供美國核管會管制官員審查EPU申請案時所採用接受準則的指引文件，此資訊應可幫助持照者準備在於審查範圍方面完整的EPU申請案。
美國迄今已有20個機組完成「大幅度功率提昇」，大部分是沸水式電廠(6.3%至20%)，沸水式電廠「大幅度功率提昇」的安全分析與執照申請審查都遠比「小幅度、中幅度功率提昇」要複雜很多，「大幅度功率提昇」在運轉經驗方面也出現一些原本未預期的重大議題，導致美國核管會與核能產業界的極度關注，特別是「蒸汽乾燥器裂損」和主蒸汽與飼水管路之組件與支撐的「流體誘發振動」(Flow-Induced Vibration)損壞。(3), (4)以下第貳節摘譯美國核管會之「大幅度功率提昇」審查標準，第參節提出沸水式電廠EPU申請案安全審查範例及最為關鍵議題(Credit for Containment Accident Pressure, CAP)資料，最後於第肆節蒐集和探討運轉經驗與因應作法相關資料。
貳、美國EPU申請案審查指引
(一) RS-001 EPU審查標準之主要內容
1. 目的
此審查標準之目的在提供美國核管會管制官員審查「擴大型功率提昇」(Extended Power Uprates，簡稱為EPU，國內依所提昇功率的規模稱為大幅度功率提昇)申請案時的指引，以強化審查的一致性、品質、與完整性。(2)
此審查標準亦告知持照者管制官員審查EPU申請案時所使用的指引文件，這些文件提供審查領域的「接受準則」(Acceptance Criteria)，在管制官員之審查範圍方面，此資訊應可幫助持照者準備完整的EPU申請案。為了進一步改善管制官員審查EPU申請案的效率，持照者被鼓勵在EPU申請案提出「此審查標準第2.1節的矩陣與第3節的安全評估範本Inserts (指RS-001第3節的各插入部分)之更改標示(Markups) 」，以指出此審查標準與其電廠「設計基準」(Design Bases)資訊之任何差異。
此審查標準之使用不應損害到核管會長期的專題報告審查與核准程序，如果持照者在此審查標準涵蓋的領域引用核管會核准的專題報告，管制官員的審查只是確保持照者以專題報告被核准的條件，並使用適當的個廠輸入來應用專題報告。
管制官員將根據電廠的「設計基準」進行審查，持照者被鼓勵在EPU申請案提出「此審查標準第2.1節的矩陣與第3節的安全評估範本(Inserts)之更改標示) 」，以指出此審查標準中不適用於被審查之電廠的「準則及/或指引」 (criteria and/or guidance)。管制官員不意圖將此審查標準中的準則及/或指引強加於「設計基準」不包括這些準則及/或指引之電廠。此審查標準之發布並無意圖的或核准的「回溯」(Backfitting)。
除了此審查標準，核管會維持一個「功率提昇」的公眾網址，此網址(www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/poweruprates)提供的資料包括：
＊ 已完成的、進行中、及預期的功率提昇審查之狀態。
＊ 功率提昇相關的通用指引。
＊ 最近完成的功率提昇審查相關、可公開取得的信函(包括持照者對核管會管制官員的「要求額外資訊」之回應，以及核管會管制官員的安全評估) 的參考文件資料。
2. 背景資料
設施的運轉執照與運轉規範規定商用核能電廠可以運轉之最大功率。設施運轉執照與運轉規範的任何改變都需要核管會之核准，修訂設施運轉執照與運轉規範的程序係由美國聯邦法規Title 10, Part 50 (10 CFR 50)所規範。
商用核能電廠增加運轉執照功率的程序被稱為「功率提昇」(Power Uprate)，功率提昇的分類係依據提昇功率的大小及用於達成提昇功率的方法。「量測不準度再掌握功率提昇」(Measurement Uncertainty Recapture Power Uprates)導致小於2%的功率增加，以採行強化的反應器功率之計算技術來達成。「延伸型功率提昇」(Stretch Power Uprates, SPU)通常導致最高達7%的功率增加，通常不涉及電廠主要設備修改。「擴大型功率提昇」(EPU)的功率增加大於「SPU」，且通常需要對電廠主要設備進行重大修改，核管會已核准最高達20%之「EPU」。此審查標準適用於「EPU」。
此審查標準建立核管會管制官員審查EPU申請案時標準化的審查指引與接受準則，以強化審查的一致性、品質、與完整性。此審查標準為管制官員處理EPU申請案時所使用的工具，對特定之審查領域，提供包含相關資訊的各種核管會文件之詳細參考資料。
此審查標準亦告知持照者核管會管制官員審查EPU申請案時將使用的指引文件，此將可幫助持照者準備涵蓋所有必要議題之完整EPU申請案。藉由對此審查標準的「審查領域」進行評估，持照者可準備和提出更完整的申請案，因此可盡量減低管制官員的「要求額外資訊」(Requests for Additional Information，簡稱RAIs)之需要。如此，可改善管制官員審查的效率。
此審查標準之發展包括對NUREG-0800, "Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants," (Standard Review Plan，簡稱SRP)之評估，決定各SRP章節對「EPU申請案之審查」及「指引之發展與修訂」的適用性與適當性。在此評估，管制官員考量此審查標準第2節的矩陣所指出的SRP章節版本。為了決定除了「SRP內的指引」外，對其他指引之需要性，管制官員審查：(1)過去核准的功率提昇之安全評估，(2)過去核准的EPU專題報告，(3) Maine Yankee經驗之Lessons Learned 相關的各種報告(例如1996年12月Maine Yankee Lessons Learned Task Group的報告) ，及(4)通用溝通(Generic Communications)。管制官員亦考量內部與外部利害關係人(Stakeholders)的回饋。另外，管制官員審查近期核准的EPU申請案所發布的「要求額外資訊」，以確保此審查標準適當地處理重複發布的「要求額外資訊」之領域。
管制官員審查核管會的「程序」指引文件，以指出適用於處理EPU申請案之文件，這些文件之審查亦包括考量Maine Yankee經驗相關的各種報告中的建議，及由內部與外部利害關係人所收到的回饋。
3. 指引
此審查標準提供下列項目的指引：
＊ 處理EPU申請案(第1節)
＊ 執行技術審查(第2節)
＊ 準備安全評估以記錄審查(第3節)
此審查標準亦包括對核管會視察手冊的引用，視察手冊提供執行「功率提昇之實施」相關的視察指引(第4節)。
(二) RS-001 EPU審查標準之詳細內容
第1節：程序指引(Procedural Guidance)
1.1 處理EPU申請案
圖一顯示處理EPU申請案(無公聽會申請)所涉及的每一步驟。(若有公聽會申請，專案經理將提供對Office of General Counsel之協助，並安排可支援公聽會程序的管制官員。) 流程圖亦指出完成每一個步驟的負責個人/組織和適用的程序書。當處理EPU申請案時，管制官員應使用此流程圖及引用的指引文件。
圖一 EPU申請案處理流程圖
處理EPU申請案涉及但不限於下列項目：
(1) 進行可接受性(acceptance)審查
(2) 發布Federal Register notice (沒有proposed no significant hazards consideration determination)
(3) 進行詳細的技術審查
(4) 執行ACRS簡報
(5) 發布初步及最終的「環境評估」(Environmental Assessments)
(6) 進行智慧財產權的認定(視需要)
負責的執照申請專案經理有責任統籌管制官員的審查，並確保審查係依據此節所界定的流程執行。
第2節：技術審查指引(Technical Review Guidance)
2.1 審查EPU申請案
此節界定EPU申請案技術審查的範圍，並指出進行此類申請案的技術審查時所使用的指引。
此節的「矩陣」(Matrix) 1至13列出：(1)審查的技術領域，(2)負責主要與次要審查的「核反應器管制辦公室」(Office of Nuclear Reactor Regulation，簡稱NRR)技術部門(branches)，(3)進行審查時適用的指引文件。審查的接受準則包含於引用的指引文件。
各矩陣所涵蓋的範圍如下：
Matrix 1 -材料與化學工程(Materials and Chemical Engineering)
Matrix 2 -機械與土木工程(Mechanical and Civil Engineering)
Matrix 3 -電機工程(Electrical Engineering)
Matrix 4 -儀器與控制(Instrumentation and Controls)
Matrix 5 -電廠系統(Plant Systems)
Matrix 6 -圍阻體審查考量(Containment Review Considerations)
Matrix 7 -主控制室之適居性、過濾、及通風(Habitability, Filtration, and Ventilation)
Matrix 8 -反應爐系統(Reactor Systems)
Matrix 9 -輻射源與輻射影響分析(Source Terms and Radiological Consequences Analyses)
Matrix 10 -保健物理(Health Physics)
Matrix 11 -人因績效(Human Performance)
Matrix 12 -功率提昇及測試計畫(Power Ascension and Testing Plan)
Matrix 13 -風險評估(Risk Evaluation)
表一顯示矩陣1有關「材料與化學工程」(Materials and Chemical Engineering)範圍的部分資料。其他矩陣由於篇幅所限無法在此文列出，若有需要請卓參RS-001。(2)
表一 矩陣1「材料與化學工程」(Materials and Chemical Engineering)部分資料
EPU申請案的審查涉及下列3個步驟：
步驟1：初步過濾
當收到EPU申請案時，專案經理將根據NRR Office Instruction LIC-101, 「執照修訂審查程序書」(License Amendment Review Procedures)，進行申請案完整性與可接受性的初步過濾，此審查的目的在確保申請案符合10 CFR 50.4, 10 CFR 50.90, 10 CFR 50.91及10 CFR 50.92所敘述的最低要求。若申請案符合最低要求，專案經理將分發申請案給技術管制官員進行「可接受性審查」。
步驟2：可接受性審查
專案經理將審查EPU申請案，以確保申請案對矩陣的「審查領域」(Area of Review)欄項目適當地指出電廠的設計基準。「可接受性審查」由具有主要審查責任的審查人執行，專案經理應統籌此工作(討論如下)。
具有主要審查責任的審查人應遵循下列指示進行「可接受性審查」：
(1) 根據EPU申請案所提供的資訊，加註於矩陣的「審查領域」(Areas of Review)欄之項目以顯示：(a)這些項目對被審查電廠的適用性，(b) 受EPU申請案影響的任何額外領域(由EPU申請案所指出)，及(c)任何包括於EPU申請案的超出範圍項目。 (持照者被鼓勵在EPU申請案提出「此審查標準第2.1節的矩陣與第3節的安全評估範本之更改標示) 」，以指出此審查標準與其電廠「設計基準」資訊之任何差異。此作法應可避免潛在的延遲，及改善管制官員審查的效率。)
(2) 進行可接受性審查，確認持照者已處理矩陣的「審查領域」欄所指出適用的領域(根據上列指示(1)修訂)。審查持照者於每一受EPU申請案影響的領域所提供的資訊，確認EPU對管制要求與設計基準的效應被適當地描述與評估。
(3) 使用矩陣的「可接受性審查」(Acceptance Review)欄做為查核表，記錄持照者是否在「審查領域」提供足夠的細節，以允許管制官員進行詳細的技術審查。此欄內的任何負面意見，可能導致管制官員拒絕接受此申請案或顯著的時程延遲。
(4) 在進行「詳細的技術審查」之前，提供給專案經理依照上列指示(3)所完成的矩陣。
步驟3：詳細的技術審查
(1) 對「審查領域」欄的每一項目，比較矩陣的「SRP節號」(SRP Section Number)與「其他指引」(Other Guidance)欄所引用的文件之指引與EPU申請案所描述的電廠「設計基準」。應用「SRP使用之焦點」(Focus of SRP Usage)欄以指出引用的SRP章節中適用的部分。如果EPU申請案所描述的電廠「設計基準」與矩陣所引用的文件提供之指引不同，與專案經理會商這些差異，及EPU申請案之資訊對適用管制法規的遵從性 。依據審查結果適當修訂矩陣。
(2) 如果對此電廠所認定的「審查領域」與矩陣所指出的領域不同，取得主要審查部門的主管對於差異的口頭同意。此點應在「審查領域」欄加入或刪除所列出項目時進行。
(3) 提供修訂的矩陣給專案經理。(持照者被鼓勵在EPU申請案提出「此審查標準第2.1節的矩陣與第3節的安全評估範本之更改標示) 」，以指出此審查標準與其電廠「設計基準」資訊之任何差異。此點應可避免潛在的延遲，及改善管制官員審查的效率。)
(4) 根據「SRP節號」與「其他指引」欄所列出的文件之指引(依據電廠的「設計基準」修訂) 進行詳細的審查。應用「SRP使用之焦點」欄以指出引用的SRP節中適用的部分。
(5) 與「次要審查部門」欄所列出的技術部門協調，確保審查適當地涵蓋每一技術領域的所有重要範疇。
(6) 執行稽查及/或獨立計算，如果認為對支援此申請案之審查是有需要與適當的；在決定執行稽查及/或獨立計算的需要時，將考慮下列因素：
＊ 核管會管制官員對持照者使用之模式及/或方法的信心。
＊ 核管會管制官員對分析結果的信心。
＊ 核管會管制官員對持照者使用之模式及/或方法的熟悉程度。
＊ 先前應用該模式及/或方法於類似電廠與運轉條件的經驗，和核管會管制官員對這種應用的經驗。
＊ 核管會管制官員在建議的改變對分析結果之影響的經驗。
＊ 可用餘裕與分析結果之不確定程度的比較。
＊ 執行稽查及/或獨立計算可能增加的效率。
(7) 依據此審查標準第3.1節的指引記錄「詳細的技術審查」之結果。
第3節：審查的記錄(Documentation of Review)
3.1 EPU申請案審查的記錄
此節包括用來產生個廠安全評估的兩個安全評估範本：一個用於沸水式反應器電廠，一個用於壓水式反應器電廠。這兩個安全評估範本的發展與核反應器管制辦公室之Instruction LIC-101, "License Amendment Review Procedures"一致。對每一「審查領域」項目，安全評估範本都提供「管制評估」(Regulatory Evaluation)、「技術評估」(Technical Evaluation) 及「結論」(Conclusion)等三小節(範例如表二)。「管制評估」提出該審查項目之相關接受準則及指引(SRP章節)，「技術評估」應 (1) 清楚地解釋為何可滿足每個「管制評估」中的每一要求，和 (2)對「結論」節中審查所達到的結論提供清楚的聯結。
表二 安全評估範本內個別「審查領域」之評估範例
當準備個廠安全評估時，專案經理負責主導完成安全評估範本第1.0, 3.0, 4.0, 6.0, 7.0, 8.0, 及9.0節如下：
1.0 導言(INTRODUCTION)
1.1 申請(Application)
1.2 背景資料(Background)
1.3 持照者的作法(Licensee’s Approach)
1.4 電廠修改(Plant Modifications)
1.5 核管會管制官員審查的作法(Method of NRC Staff Review)
1.6 工程視察(Engineering Inspection)
3.0 設施運轉執照與運轉規範修改(FACILITY OPERATING LICENSE AND TECHNICAL SPECIFICATION CHANGES)
4.0 管制承諾(REGULATORY COMMITMENTS)
6.0 州政府會商(STATE CONSULTATION)
7.0 環境考量(ENVIRONMENTAL CONSIDERATION)
8.0 結論(CONCLUSION)
9.0 參考資料(REFERENCES)
此審查標準第2.1節的矩陣所指出具有主要審查責任的審查人負責主導完成安全評估範本第2.0節對應於其部門主要審查責任的領域，具有主要審查責任的審查人亦負責主導完成安全評估範本第5.0節：
2.0 審查(EVALUATION)
2.1 Materials and Chemical Engineering
參見RS-001 Section 3.2之Insert 1
2.2 Mechanical and Civil Engineering
參見RS-001 Section 3.2之Insert 2
2.3 Electrical Engineering
參見RS-001 Section 3.2之Insert 3
2.4 Instrumentation and Controls
參見RS-001 Section 3.2之Insert 4
2.5 Plant Systems
參見RS-001 Section 3.2之Insert 5
2.6 Containment Review Considerations
參見RS-001 Section 3.2之Insert 6
2.7 Habitability, Filtration, and Ventilation
參見RS-001 Section 3.2之Insert 7
2.8 Reactor Systems
參見RS-001 Section 3.2之Insert 8
2.9 Source Terms and Radiological Consequences Analyses
參見RS-001 Section 3.2之Insert 9
2.10 Health Physics
參見RS-001 Section 3.2之Insert 10
2.11 Human Performance
參見RS-001 Section 3.2之Insert 11
2.12 Power Ascension and Testing Plan
參見RS-001 Section 3.2之Insert 12
2.13 Risk Evaluation
參見RS-001 Section 3.2之Insert 13
5.0 「建議的視查領域」(RECOMMENDED AREAS FOR INSPECTION)
專案經理負責準備個廠安全評估及定稿，包括整合由其他部門所收到的資料。
當準備個廠安全評估時，根據下列指示：
(1) 使用此審查標準第3.2節(沸水式反應器)或3.3節(壓水式反應器)的適用安全評估範本。
(2) 將括弧 ([ ]) 內的資訊以適用的個廠資訊取代。
(3) 根據依照此審查標準第2.1節所執行的技術審查之結果，對安全評估範本上的每一「審查領域」，若電廠的設計基準被指出與矩陣的「SRP節號」與「其他指引」欄所引用的文件之指引不同，修訂「管制評估」與「結論」節，使其與電廠的「設計基準」一致[註：此點最可能發生於「一般設計準則」 (General Design Criteria，簡稱GDC，即10 CFR Part 50, Appendix A)，可能須以個廠「主要設計準則」 (Principal Design Criteria，簡稱PDC)替代，PDC通常根據GDC草案]；確保這些修訂的寫法與安全評估範本的格式與內容一致。
(4) 根據依照此審查標準第2.1節所執行的技術審查之結果，若需要超出此審查標準第2.1節的矩陣所指出的額外審查領域，在安全評估適當節的「額外審查領域」(Additional Review Areas)小節(Subsection) 處理額外審查領域。對每一額外審查領域，提供管制評估、技術評估、及結論；確保額外節的寫法與安全評估範本的格式與內容一致。
(5) 根據依照此審查標準第2.1節所執行的技術審查之結果，若認定某一技術領域對被審查的電廠不適用或不必要，在安全評估保留該節的標題，刪除該領域的「管制評估」及「結論」節，並討論不需要審查該特定技術領域的理由。
(6) 在安全評估適當的「技術評估」節彙整技術審查與發現。
(7) 在安全評估適當的「技術評估」節討論支援審查所執行的獨立計算。
(8) 審查安全評估的「結論」節，並依需要進行修訂以反映審查所達到的結論。若某一「結論」節彙整超過一個技術評估，在每一技術評估提供一個中間的結論。(範例請參見RS-001 第3.2節沸水式反應器安全評估範本中Insert 2的Section 2.2.2)
(9) 在安全評估的「建議的視查領域」(Recommended Areas for Inspection)節，指出給核管會視察官員考量的領域。每一指出的領域應提供合理化的說明。指出的領域並非意圖做為視察要求，而是提供核准EPU申請案的重要基礎之洞見給視察人員。
(10) 對已定案(最終版)的個廠特定安全評估，準備一個詳細的「目錄」(Table of Contents)，此詳細的目錄應列出每一「Insert」內所有處理的領域。
(11) 依需要修改安全評估範本中的「縮寫」(Acronyms)表，以確保正確反映個廠安全評估所定義的縮寫。
可能有需要「修訂執照」以包括「執照條件」，納入EPU申請案所討論之某些未來持照者行動，這些行動通常以EPU申請的承諾被納入，可能包括電廠修改、分析、及持照者管制文件的更新等。另外，在持照者建議以多個階段實施EPU的情況，修改執照以包括在完成特定行動前限制電廠在低於EPU功率運轉的「執照條件」，可能是適當的。要決定此類行動是否適合納入執照做為「執照條件」，請參考核反應器管制辦公室之Instruction LIC-101, "License Amendment Review Procedures" 的指引。
對於將以一個階段實施的EPU，專案經理應考慮於修訂的「實施」(Implementation)節納入「條件」，以適當地納入可符合包含於執照做為「執照條件」之門檻的「短期」持照者行動。
對於將以多個階段實施的EPU，專案經理應考慮納入「條件」於執照，以適當地納入可符合包含於執照做為「執照條件」之門檻的「較長期」持照者行動。由於持照者實施EPU的時程較長，將這些行動納入執照是適當的。
第4節：視察指引(Inspection Guidance)
4.1 視察要求
視察程序書(Inspection Procedure) IP 71004「Power Uprates」敘述功率提昇相關活動需要的視察，及提供視察員執行這些視察時使用之指引。此外，當選擇執行IP 71004所使用之樣本時，視察員應考量核准EPU的最終版安全評估之「建議的視察領域」節。最終版安全評估之建議並不構成視察要求，但被提出來以提供管制官員核准EPU的重要基礎之洞見給視察人員。
參、美國EPU申請案安全審查範例及關鍵議題
以下提出兩個美國沸水式電廠EPU申請案安全審查範例，一個(Brunswick Units 1 and 2)為RS-001發布前、另一個(Vermont Yankee Nuclear Power Station, VYNPS) 為RS-001發布後之範例。VYNPS與核一廠均為BWR/4設計、Mark-I圍阻體的沸水式反應器電廠，額定功率、商轉日期與核一廠較為相近，尤其值得參考。另外，美國Mark-I圍阻體機組之EPU申請案有一極為關鍵的議題：由於ECCS Pump之Suction Head不足，需考量圍阻體事故壓力(Credit for Containment Accident Pressure, CAP)，如下面第(三)節所述，此議題造成Browns Ferry、Monticello等機組之EPU申請案至今尚未核准，值得特別注意。
(一) Brunswick Units 1 and 2
Brunswick Units 1 and 2於2001年8月9日提出約15%之EPU申請案，熱功率由 2558 MWt 增加到2923 MWt。(5)美國核管會之前已於1996年11月1日核准約5%之功率提昇，總共比原額定功率2436 MWt 增加約20%。由於15%功率提昇需要極多的電廠修改，功率提昇被規劃在兩個填換燃料大修分兩階段完成。
持照者於2001年10月17日、11月1, 7, 28, 30日、12月4, 10, 17 (2函), 20日，2002年1月24日、2月1, 4, 13, 14, 21 (2函), 25 (3函)日、3月4, 5, 7, 12, 14 (2函), 20, 22, 25日、4月26, 29日提出補充資料，2002年5月31日獲得美國核管會核准。
EPU申請案的安全分析報告NEDC-33039P, “Safety Analysis Report for Brunswick Units 1 and 2 Extended Power Uprate” (August, 2001)由GENE完成。整體而言，個廠工程評估係依據GE Licensing Topical Report NEDC-32424P-A, “Licensing Topical Report, Generic Guidelines for General Electric Boiling Water Reactor Extended Power Uprate (ELTR1),” 之指引進行。(6)
在某些項目，NEDC-32523P, “Generic Evaluations of General Electric Boiling Water Reactor Extended Power Uprate (ELTR2),”內提供的涵蓋分析與評估被引用，(7) ELTR2的涵蓋分析與評估假設：(a) 20%之功率提昇, (b) 反應爐頂部壓力(Dome Pressure)最高達1,095 psia, (c) 反應器冷卻水溫度增加至556oF, (d) 蒸汽與飼水流量增加約24%。
整體而言，安全分析係依據ELTR1與ELTR2之指引進行，但是，EPU安全分析在穩定性分析(Stability Analyses)、冷卻水流失事故分析(LOCA Analysis)、暫態分析(Transient Analyses)、測試(Testing)偏離ELTR1與ELTR2之指引。核管會管制官員對於CP&L偏離ELTR1指引之範圍-緊急爐心冷卻系統(Emergency Core Cooling System)-LOCA、穩定性設定點計算、暫態分析等，進行現場(On-Site)審查。此稽查亦包括Brunswick EPU爐心設計、燃料設計、熱限值評估、長期穩定性解決方案Option III之實施、系統效能評估等。核管會管制官員的結論為現場審查並未產生任何待解決議題，此稽查所發現的任何不當均已在審查過程解決。
持照者提供下列執照承諾：
1. 提出執照修改申請，修改運轉規範Section 3.1.7, "Standby Liquid Control (SLC) System"，確保SLC系統：(1)在不考慮控制棒動作情況，有能力將反應器帶入次臨界情況，(2)滿足10 CFR 50.62要求。
2. 增加SLC系統之中子吸收劑濃度。
(二) Vermont Yankee Nuclear Power Station
VYNPS於2003年9月提出EPU申請案，是尋求EPU申請的最老電廠，Entergy公司(Entergy Nuclear Operations, Inc.)並尋求最大可能的功率提昇-20%。 該電廠在 2004 年 4 月的檢查結果發現蒸汽乾燥器約有40個細線裂紋(Hairline Cracks)，電廠人員表示裂紋是由應力腐蝕造成的，在功率提昇後不會導致蒸汽乾燥器損壞，此議題導致審查更為複雜。本EPU申請案美國核管會係根據RS-001進行安全審查，安全評估文件所記載的重要內容如下。
1. 申請(Application)
Vermont Yankee Nuclear Power Station (VYNPS)於2003年9月10日提出熱功率由 1593 MWt 增加到1912 MWt之EPU申請案，(8)比原額定功率增加約20%。
持照者於2003年10月1, 28日，2004年1月31日、3月4日、5月19日、7月2, 27, 30日、8月12, 25日、9月14, 15, 23, 30 (2函)日、10月5, 7 (2函)日、12月8, 9日，2005年2月24日、3月10, 24, 31日、4月5, 22日、6月2日、8月1, 4日、9月10, 14, 18, 28日、10月17, 21 (2函) , 26, 29日、11月2, 22日、12月2日，2006年1月10日、2月22日提出補充資料；於2006年3月2日獲得美國核管會核准。
2. 背景資料(Background)
VYNPS 是一個BWR/4設計、Mark-I圍阻體的沸水式反應器電廠。美國核管會於1973年2 月 28 日發給VYNPS在 1593 MWt全功率運轉的執照。
VYNPS的建廠執照係由美國原子能委員會 (AEC) 於1967年12 月 11日發給。該電廠是根據AEC於1967年7月 11日在Federal Register (32 FR 10213) 發布的「提議的一般設計準則」 (Proposed General Design Criteria，以下稱為「Draft GDC」)所設計及建造。AEC於1971 年 2 月 20日在Federal Register (36 FR 3255) 發布將Appendix A “General Design Criteria for Nuclear Power Plants,” (以下稱為「Final GDC」)添加到聯邦法規Title 10 (10 CFR) Part 50的最後法規。
「Draft GDC」與「Final GDC」之間的差異包括準則的數目從70個整合到 64個。根據日期為 1992年 9月 18日之SECY-92-223 (ADAMS Accession No. ML003763736)的NRC Staff Requirements Memorandum所述，委員會決定不將「Final GDC」適用於1971年 5 月 21日之前發給建廠執照的電廠。 在頒布10 CFR Part 50 Appendix A的時間，委員會強調「Final GDC」不是新的要求，而且為了更清楚地闡明當時實際的執照要求與做法而頒布。每個在「Final GDC」正式採用之前取得執照的電廠，係由委員會在個別電廠特定的基礎上進行評估，決定電廠是安全的，由委員會發給執照。
根據VYNPS UFSAR 的Appendix F所述，VYNPS 之持照者在該電廠壽命期內做了可能有引用「Final GDC」的設施更改。「Final GDC」引用的程度可在UFSAR的特定章節和其他 VYNPS 設計和執照基準文件中找到。
3. 持照者的作法(Licensee’s Approach)
持照者係依據GE Licensing Topical Report (LTR) NEDC-33004P-A, “Constant Pressure Power Uprate,” Revision 4 (July 31, 2003) 之指引準備EPU申請案。(9)「Constant Pressure Power Uprate LTR」 (CLTR) 於2003年3月31日獲得美國核管會核准。(10)
EPU申請案的安全分析報告NEDC-33090P「Power Uprate Safety Analysis Report (PUSAR) for VYNPS」係由GE完成。此報告係依據CLTR內所述以「等壓功率提昇」(Constant Pressure Power Uprate, CPPU)方法實施功率提昇的通用內容與格式進行。(11)
VYNPS提昇功率與流量的方式為沿著現行「最大延伸負載線限制分析」(Maximum Extended Load Line Limit Analysis, MELLLA)功率/流量圖上的最高棒位線，依現行棒位線向上延伸至所欲提昇至之目標功率。功率提昇後增加的能量需求，係經由增加燃料束濃縮度、增加新燃料束數目及調整燃料布局設計與控制棒布局達成。
採用「等壓功率提昇」方法不會增加反應爐運轉壓力或目前執照最大爐心流量。 CPPU 操作並不涉及增加最大的反應爐頂部壓力，因為該電廠由於非安全相關的發電設備的修改，會有足夠的壓力控制和汽機流量能力來控制汽機進口的壓力狀況。
4. 電廠修改(Plant Modifications)
持照者規劃以一個階段完成20%功率提昇所需要的電廠修改，持照者已於2005年秋季大修完成實施EPU所需要的修改。列舉如下：
主汽機隔板(Diaphragm)更換
於2005年秋季大修時更換低壓汽機的第八級隔板，將汽機升級以因應EPU 情況下增加的蒸汽流量。此更改增加該隔板的結構完整性。
主汽機Cross-Around釋壓閥和排放管路
修改主汽機Cross-Around釋壓閥和排放管路，以因應EPU 情況下Cross-Around管路至低壓汽機增加的壓力和流量。
主發電機定子重繞
在現場重繞主發電機定子。此外，發電機氫氣冷卻器以升級的冷卻器更換。
主冷凝器管的支撐(Main Condenser Tube Staking)
進行主冷凝器管額外的支撐，以盡量減小流體誘發振動 (FIV)的潛在影響。
飼水加熱器 4A/B殼側的釋壓閥
因為EPU 情況下通過熱交換器管子的飼水流量將增加 20%，殼側的釋壓閥必須能夠釋壓，以避免內部失效的情況下熱交換器過壓；過壓的原因為熱交換器管子的失效。基於此考量，飼水加熱器 4A/B 上的釋壓閥以更高容量的釋壓閥更換。
蒸汽乾燥器的強化
進行蒸汽乾燥器的強化以減小流體誘發振動的影響。
隔相匯流排管導管冷卻(Isolation Phase Bus Duct Cooling)
進行隔相匯流排導管冷卻系統之修改，以提供EPU 情況下額外的冷卻能力。
高壓飼水加熱器更換
四個高壓飼水加熱器被更換，以因應EPU 情況下增加的流量和壓力，和提供更具抗沖蝕能力(Erosion-Resistant)的材料。
RHRSW管路修改
進行餘熱移除廠用水系統 (Residual Heat Removal Service Water, RHRSW)泵馬達軸承冷卻水供應管線之修改，以回收目前泵在 ACS運作模式的過程中被排放的SW流量。因為EPU 將增加衰變熱負載，及增加從 ACS 深水池(Deep Basin)之蒸發損失，回收軸承油冷卻器的冷卻水對維持「深水池之7 天水存量」設計要求是有需要的。
NSSS/Torus連接管路支撐
基於 EPU 溫度考量，乾井內的主蒸汽管路支撐和爐心隔離冷卻 (RCIC) 房間內的RCIC管路支撐被升級，這些更改重新建立管路和支撐配置的設計餘裕。
凝結水除礦器旁通的過濾(Condensate Demineralizer Filtered Bypass)
在EPU 情況下運轉，增加的凝結水/飼水流量需要五個凝結水除礦器同時運作。在逆洗和預敷(Precoat)操作期間，有一個除礦器不能運作，剩餘的四個除礦器並沒有能力處理完整的凝結水流量，因而有需要在除礦器周邊增設一個旁通流徑，增加了爐屑從冷凝器傳到反應器的潛在能力。新的旁通過濾器在除礦器逆洗和預敷操作期間，經由過濾旁通的流量，提供限制爐屑通過的機制。
飼水系統吸入壓力跳脫和反應爐再循環系統調降(Runback)
提議的EPU 需要三台目前安裝的反應爐飼水泵(RFPs)和三台目前安裝的凝結水泵(CPs)同時運轉，以達到提昇的功率 (即1912 MWt)。如果在EPU前之配置，在一台凝結水泵跳脫情況，RFP進口壓力會降低，將導致三台RFP基於單一的低進口壓力(150 psig)而同時跳脫。 因此，此修改對RFP的跳脫提供一個錯開的(Staggered)連續時間延遲，RFP進口壓力可能恢復，避免跳脫所有的RFP。 此外，在EPU 情況下若一台CP或 RFP跳脫，如果功率/蒸汽流量不能迅速降低到可運轉的泵能夠支援的程度，蒸汽/飼水流量不匹配將導致反應器因低水位而跳脫；因此加入一項修改：在高功率運轉期間、一台RFP 或CP跳脫後，於低飼水流量將提供快速的再循環泵調降(Runback)。 此外亦加入一項修改：在一台CP跳脫後將跳脫“B” 台 RFP，以提供避免不當的RFP進口壓力之額外餘裕，和保持飼水流量。
冷卻塔風扇葉片和馬達
在22個冷卻塔中的21個，冷卻塔的風扇葉片和馬達被更換為更高效率的葉片和更高馬力的馬達，以提供冷卻塔霧氣(plume)控制 (環境和審美議題)。
安全釋壓閥監控之電源移到新的斷路器
根據持照者對EPU所執行的評估，饋入安全釋壓閥(SRV)監視器盤面之斷路器被發現不符合新環境的環境驗證。 據此，此修改將饋入盤面之電源改為位於較不嚴厲之環境中的一個新斷路器。
電網穩定度(Grid Stability)
根據持照者的電網穩定度研究，電網要承擔提昇的功率需進行幾項修改。所做的修改項目如下：
＊ 增加VYNPS之Northfield 345 kV線的MVA額定值，從 896 MVA 增加到最低1075 MVA。
＊ 增加Ascutney-Coolidge 115 kV線的MVA額定值，從 205 MVA 增加到最低240 MVA。
＊ 在VYNPS的115 kV匯流排增加一個60 MVA 並聯電容器。
＊ 在VYNPS的北匯流排加入第二個主要保護設計。
＊ 在VYNPS的主發電機加入第二個主要保護設計。
＊ 更換 VYNPS的381 斷路器以提供獨立的電極跳脫(Pole Tripping)。
＊ 在VYNPS的發電機加入失步(Out-of-Step)保護。
主汽機高壓流徑(Main Turbine - High Pressure Flow Path)
與主汽機高壓流徑相關聯的修改包括：更換轉子與隔板；新的控制凸輪、凸輪軸和水力設計；新的控制閥設定和汽機控制與設定點的改變。
儀控的改變(Instrumentation and Control Changes)
EPU 情況下各種電廠參數的改變(例如，蒸汽流量)將需要各種儀控設定點及校準的改變，包括下列項目：
＊ 電子壓力調節器 (汽機發電機組的機械液壓控制系統)設定點的改變。
＊ 主蒸汽管路高流量設定點的改變。
＊ 中子偵測設定點(平均能階偵測系統(APRM) 高流量偏導模擬熱功率急停(Flow-Biased Scram)和阻棒偵測系統)的改變。
＊ 控制棒本領限制器設定點的改變。
＊ 汽機第一級壓力設定點的改變。
5. 核管會管制官員審查的作法(Method of NRC Staff Review)
核管會管制官員對於VYNPSEPU申請案的審查係根據RS-001, “Review Standard for Extended Power Uprates” ，由於RS-001的指引係根據「Final GDC」，而VYNPS係根據「Draft GDC」設計及建造，Entergy於2003年 10月 1日與10月 28日提送「Draft GDC」與「Final GDC」之對照表，及RS-001的每一個「審查領域」與對應的適用PUSAR章節之對照表。另外，Entergy於2004年 1月 31日提送RS-001的安全評估範本之修訂版，將其中的「Final GDC」之數字以VYNPS的設計基準及構成VYNPS目前執照基準的「Draft GDC」取代；VYNPS電廠特定的設計基準之修改也被納入修訂之範本。
核管會管制官員與其包商對支援EPU申請案的下列議題相關之分析執行稽查：
＊ 蒸汽乾燥器結構完整性分析。
＊ 反應器中子與熱流分析。
核管會管制官員與其包商對下列議題執行獨立的確認計算、分析及評估：
＊ 反應爐壓力-溫度限值。
＊ 冷卻水流失事故質量與能量之釋放。
＊ 冷卻水流失事故長期圍阻體溫度反應。
＊ 緊急爐心冷卻系統(ECCS)性能。
＊ 晶格物理。
＊ 替代輻射源之劑量分析。
＊ 考量(Crediting)圍阻體事故壓力效應之風險。
6. 美國核管會提出的執照條件(License Conditions)
對於沸水式電廠「大幅度功率提昇」，美國核管會最關心的是「蒸汽乾燥器裂損」和主蒸汽與飼水管路之組件與支撐的「流體誘發振動」(Flow-Induced Vibration)損壞。(3), (4)美國核管會對於VYNPS之EPU申請案提出的執照條件主要是有關「潛在不利的流體效應」(Adverse Flow Effects)。(12)此執照條件提供監測、評估並迅速採取行動以回應功率提昇運轉對電廠結構、系統與組件(SSCs)所造成的「潛在不利的流體效應」(包括驗證蒸汽乾燥器持續的結構完整性)。
1. 當設施運轉於原執照熱功率 (OLTP) 1593 MWt以上時，須滿足以下要求：
a. 在功率提昇至高於1593 MWt的過程中，Entergy公司(Entergy Nuclear Operations, Inc.)須針對蒸汽管路內增加的壓力波動(fluctuations)，以每小時一次方式，監測32個主蒸汽管路 (MSL) 應變規(Strain Gages)。
b. 在 105%、110%和115% OLTP時，Entergy公司須使設施在該特定功率下停留24 小時，以收集條件 1.a所需的32個MSL應變規的資料、執行電廠檢驗及巡視(walkdowns)，並根據這些資料評估蒸汽乾燥器的性能；在評估完成後，須以傳真提供此評估給核管會管制官員，或以電子傳輸方式提供給核管會專案經理；在核管會專案經理確認收到傳輸的資料後的96 小時之前，不可將功率提高到特定停留點以上。
c. 如果MSL應變規資料的任何頻率尖峰超過Entergy公司所建立的限制曲線(須在OLTP以上運轉以前提交給核管會管制官員)，Entergy公司須將設施回復到沒有超過限制曲線的功率。 Entergy公司須解決蒸汽乾燥器分析的不準度議題，以文件紀錄蒸汽乾燥器持續的結構完整性，並在進一步提高反應器功率之前，以傳真提供此文件給核管會管制官員，或以電子傳輸方式提供給核管會專案經理。
d. 除了評估MSL應變規資料，在功率提昇至高於OLTP的過程中，Entergy公司須以每小時一次方式，監測反應器壓力容器水位儀器或MSL管路加速規(Accelerometers，用來監測主蒸汽管路振動)。如果共振頻率出現增加至高於「與應變規儀器資料成正比的標稱程度」， Entergy公司須停止升載，以文件紀錄蒸汽乾燥器持續的結構完整性，在進一步提高反應器功率之前，以傳真提供此文件給核管會管制官員，或以電子傳輸方式提供給核管會專案經理。
e. 在起動測試後，Entergy公司須解決蒸汽乾燥器分析中的不準度議題，以傳真提供解決方式給核管會管制官員，或以電子傳輸方式提供給核管會專案經理。在授權於1912 MWt運轉之執照修訂發布的 90 天內，如果沒有解決不準度議題，Entergy公司須將設施回復到 OLTP。
2. 如Entergy公司在2005年9 月14日的BVY 05-084信函中所述，Entergy公司將實行以下行動：
a. 運轉在OLTP以上之前，Entergy公司須在主蒸汽管路安裝32個附加的應變規，並須強化「資料獲取系統」，以減少Acoustic Circuit Model (ACM)關聯的量測不準度。
b. 如果在功率提昇至高於OLTP的過程中，聲波信號出現挑戰限制曲線情況，Entergy公司須評估乾燥器的負荷，並根據新的應變規資料重新建立限制曲線，並須在該聲波信號的頻率進行特定頻率的 ACM不準度評估。
c. 在達到 120% OLTP後，Entergy公司須從MSL應變規獲取測量數據，並建立設施的蒸汽乾燥器流體誘發振動負荷之疲勞餘裕，更新乾燥器的應力報告，並以更新的 ACM 負荷定義(Load Definition)與修訂的儀器不準度，重新建立「蒸汽乾燥器監控計畫」 (SDMP) 限制曲線，此資料將提供給核管會管制官員。
d. 在功率提昇至高於OLTP的過程中，如果依照SDMP需要工程評估，Entergy公司須執行結構分析，以處理達 ± 10%的頻率不準度，及確保在此不準度範圍內的尖峰反應值被處理。
e. Entergy公司須修訂SDMP以反映可能預示蒸汽乾燥器受損之電廠參數的長期監測，反映設施的「蒸汽乾燥器檢驗計畫」與「GE Services Information Letter 644, Revision 1」的一致性，並指出設施的核管會專案經理為在功率提昇的升載過程中提供SDMP資訊之聯絡人。
f. 在功率提昇測試計畫完成後，Entergy公司須提交設施的「最終EPU蒸汽乾燥器負荷定義」給核管會。
g. 在最初功率提昇至高於OLTP之前，Entergy公司須提交起動測試程序書中「流體誘發振動」相關部分給核管會，包括更新限制曲線的方法。
3. Entergy公司須準備 EPU 起動測試程序書，包括：(a)應用於評估蒸汽乾燥器性能之壓力限制曲線；(b)特定的停留點和他們在 EPU 功率提昇的過程中持續的時間；(c)在停留點的過程中要完成的活動；(d)要監測的電廠參數；(e)在停留點的過程中要對蒸汽、飼水及凝結水系統和組件進行的檢驗和巡視；(f)用於分析電廠參數趨勢的方法；(g)電廠參數之監測和趨勢分析、及執行巡視和檢驗的接受準則；(h)在不符合接受準則情況下要採取的行動；及(i)在提昇功率到OLTP以上之前，確認EPU 執照修訂申請和所有支援的補充資料中關於蒸汽乾燥器之承諾和規畫的行動已完成。Entergy公司在提昇功率至高於OLTP之前，須以傳真提供相關的 EPU 起動測試程序書章節給核管會管制官員，或以電子傳輸方式提供給核管會專案經理。
4. 當在OLTP以上運轉之前，須符合SDMP中所規定的運轉限值、需要的行動及偵測試驗。若未經核管會事先核准，不得將下列SDMP的關鍵特性改為較不具限制性：
a. 在高於OLTP的初始功率提昇測試過程中，每個測試高點之增加量須為約 80 MWt ；
b. Level 1性能準則；及
c. 建立Level 1和Level 2性能準則所使用之應力頻譜的方法。(限制曲線分為兩種：第一階(Level 1)限制曲線為主蒸汽管路的壓力變化，使得蒸汽乾燥器的應力負荷達到100%的最大分析應力值，第二階(Level 2)限制曲線為主蒸汽管路的壓力變化達到80%蒸汽乾燥器的最大分析應力值。當運轉時振動監測值不得大於第二階極限曲線值，以確保功率提昇時不會超越蒸汽乾燥器的最大分析應力值，倘若壓力變化超過第一階限制曲線，則功率必須降回前次可接受的功率幅度。)
對SDMP的其他方面的改變，可按照 NEI 99-04 的指引進行。
5. 在三個計畫的填換燃料大修(由2007年春季填換燃料大修開始)的每一個，對蒸汽乾燥器所有可檢測、易受影響的位置，須進行目視檢查，包括「照現況使用」及已檢修的缺陷。
6. 在這三個計畫的填換燃料大修(由2007年春季填換燃料大修開始)進行的蒸汽乾燥器目視檢查的結果，須於個別的填換燃料大修起動後的 60 天內，提報給核管會管制官員。SDMP的結果須在 EPU 功率提昇測試完成後的 60 天內，以報告提交給核管會管制官員。
7. 以上第 4 項對SDMP的要求之符合，須在發布EPU執照修訂後即實施，並須持續到完成在EPU運轉一個完整的週期。若在後續的蒸汽乾燥器目視檢查的過程中，檢測到一個不可接受的結構缺陷(由疲勞造成)，第 4 項的要求須延伸一個完整的運轉週期，直到滿足目視檢查結果「沒有新缺陷和缺陷增長」的目視檢查標準。
8. 若蒸汽乾燥器的目視檢查未顯示任何由於疲勞造成之新的「不可接受的缺陷或不可接受的缺陷增長」，本執照條件於滿足第 5、 6 、 7 項的要求後屆滿。
除了有關「潛在不利的流體效應」外，美國核管會亦提出有關「暫態測試」的執照條件：(1)進行暫態測試，確認一台凝結水泵跳脫不會造成完全喪失反應器飼水。(2)進行額外暫態測試及/或分析上述(1)執行的測試結果，確認一台飼水泵跳脫不會造成反應器跳脫。
(三) 美國大幅度功率提昇執照申請的關鍵議題
美國Mark-I圍阻體機組之EPU申請案有一極為關鍵的議題，進行ECCS Pump之NPSH評估時須假設LOCA(冷卻水流失事故)情況和最嚴重的單一故障，由於功率提昇使得抑壓池溫度增高，造成NPSH不足，因此這些Mark-I圍阻體機組採用「Credit for Containment Accident Pressure」(CAP)，以計算所得事故下之圍阻體壓力來決定ECCS Pump是否可依設計功能運轉，此方式過去曾獲NRC核准(如VYNPS之EPU申請案，NRC結論為：the staff finds the proposed VYNPS licensing basis change to credit containment accident pressure to be acceptable since the credited pressure remains below the containment accident pressure conservatively calculated by the licensee to be available.)，但在最近之EPU申請案，ACRS對CAP議題與NRC管制官員(Staff)意見不同，ACRS並不認同此CAP處理方式，其主要顧慮是LOCA情況可能會造成圍阻體洩漏，導致NPSH餘裕降低。因此，美國Browns Ferry一、二、三號機(申請EPU後已過了6-8年)、Monticello等Mark-I圍阻體機組之EPU申請案至今尚未核准。
（續下篇）
