林枝茂（台電核安處）
前言
目前工業界儀電設備與組件耐震測試(SQ)大部分用多頻(軸) (multi-frequency)測試取代單頻(軸)測試，所適用IEEE-344 1971年版亦升級為1975年版，以解決備品採購與設計變更方面的問題。主動機械設備功能驗證方面，美國電廠主要依據為ASME QME-1。核一、二、三廠均參照GL 89-10與GL 96-05經驗回饋作法，在美國廠商協助下建立「電動閥操作能力驗證程序書」，並據以執行電動閥推力測試。
前述電氣與主動機械設備之耐震驗證工業標準IEEE-344，主動機械設備功能驗證ASME QME-1，其依據法源為RG 1.100 (SEISMIC QUALIFICATION OF ELECTRICAL AND ACTIVE MECHANICAL EQUIPMENT AND FUNCTIONAL QUALIFICATION OF ACTIVE MECHANICAL EQUIPMENT FOR NUCLEAR POWER PLANTS)。
RG 1.100歷次改版相對較大變更是在1988年6月NRC發布RG 1.100 Rev.2，延伸到機械設備的耐震驗證，主要是體認到電氣設備與機械設備耐震驗證的差異。當時電氣組件相關技術和設計已有重大變化，如：類比I&C組件、數位化組件相對地被廣泛使用。有些固態電驛與微處理導向組件可能對地震敏感，NRC人員認為引用老一代電氣組件的測試經驗對於新世代電氣設備之耐震驗證不適當，也不可接受。
本文為 RG 1.100 Rev.3，主要內容在認可IEEE 344-2004與ASME QME-1-2007，增加重點在引用經驗資料，包括地震經驗資料與測試經驗資料，來驗證核能電廠電氣與主動機械設備之耐震與主動機械設備功能，提供未來新電廠或既有電廠組件更新、改善、增設等設備驗證作業參考。
簡介
RG 1.100敘述美國NRC人員認為可接受的「核能電廠電氣與主動機械設備之耐震驗證與主動機械設備功能驗證」方法。
電氣與主動機械設備之一般設計規範為10 CFR50與10 CFR52，主要章節包括APP.A之GDC1(General Design Criterion)、GDC2、APP.B(品保十八條)及APP.S(核電廠地震工程規範)。
10 CFR 50 APP.S Sec.III「定義」說明：需承受SSE地面震動或表面變形的SSCs(Structures, Systems, and Components)需保證：
1.反應器冷卻水壓力邊界完整
2.反應器停機且維持安全停機狀態之能力
3.預防或減輕可能造成廠外曝露劑量超出10 CFR50.34(a)(I)之事故危害。
10 CFR50,APP.S Sec. IV(a)(1)(ii)要求核電廠設計在發生SSE (Safe-Shutdown Earthquake)地震時，某些SSCs仍能維持功能，且在應力與變形之適用限值之內。除了地震負載，安全有關SSCs之設計應考慮正常運轉負載、功能負載與事故引發負載等。10 CFR50 APP.S Sec. IV(a)(1)(iii)要求安全有關SSCs應經由設計、測試或驗證等方法來保證地震發生時仍能執行功能。
主動機械設備的共同功能設計規範亦出現在10 CFR50與52，特別是10 CFR50 APP.A之GDC 1、2、14、15、30、37、43、46、54，還有就是10 CFR50 APP.B之III、XI、XVII等條款。
背景
NRC在1988年6月發布RG 1.100 Rev.2，除了少部分例外，認可了IEEE 344-1987，並延伸到機械設備的耐震驗證，此間NRC人員體認到電氣設備與機械設備耐震驗證的差異。尤其是Rev.2說明當可用模式化來適當地預測其反應時，允許機械設備以分析法驗證。Rev.2亦說明ASME正在發展機械設備之耐震測試標準規範，一旦正式公布，NRC會審查其是否適宜加以認可。
1981年3月NRC發布了RG 1.148 Rev.0，排除少部分例外，認可了ANSI N278.1-1975，1994年ASME發布ASME QME-1-1994，最後取代了ANSI N278.1，其中包括了主動機械設備之耐震驗證與功能驗證，分別在1997…2000及2002年改版。而IEEE 344-1987已更新到2004年版。
NRC改版RG 1.100，有些例外和澄清說明，分別認可IEEE 344-2004與ASME QME-1-2007(此為首次認可)，本版亦納入RG 1.148特別是Sec. B.1與C.1，除例外與澄清，認可全部IEEE 344-2004以及 Sec. QR與非強制規定(Non-mandatory)ASME QME-1-2007之APP.QR-A。本版亦認可ASME QME-1-2007 Sec. QR及其他章節(APP.QR-A除外)作為主動機械設備之功能驗證規範。ASME QME-1將主動機械設備定義為：「需完成驗證規範(Qualification Spec.)定義功能而配備有動件之機械設備，而其動件需執行動作或防止機械動作，此間包含任何失效故障會影響設備安全功能之內部組件或配件。」
電氣與主動機械設備之耐震驗證IEEE 344-1987修訂為2004年版時之主要改變為更新並擴張其Clause 10「經驗」，敘述Class 1E電氣設備驗證之經驗法則，其經驗資料包括地震經驗資料及測試經驗資料。非強制APP.QR-A(ASME QME-1-2007)已經將2002年版擴張加入主動機械設備驗證經驗法則。
電氣與機械設備驗證地震經驗資料之運用源自NRC「未解決安全議題」(Unresolved Safety Issue)A-46之研究方案。1980年NRC人員注意到一些較老電廠未執行電氣與機械設備之耐震驗證因而引起安全顧慮，當時設備耐震執照要求是IEEE 344-1975及RG 1.100 1977年版。因此無法保證在SSE震度下維持完整性及妥適地執行其功能。後來NRC建立USI A-46方案，並在1987發布GL 87-02來處理該議題，NRC人員將70個核電廠列入該計畫。
1982年地震驗證業主團體(Seismic Qualification Utility Group, SQUG)發展出針對USI A-46相關運用地震經驗來驗證設備之資料庫。因為美國強震下的設備資料稀少，SQUG與其承包者引用全世界各地非核電廠(如火力、變電所及石化廠)之實際經驗與國內核電廠經驗資料進行先導研究、評估電氣與機械設備，以推斷類似核電廠設備之地震負載。SQUG所得結論，經NRC同意認可引用經驗資料來驗證較老的USI A-46電廠設備之地震適應能力，但NRC人員不接受SQUG導則引用於非USI A-46而依10 CFR50或52獲得執照之電廠設備的耐震驗證。
引用地震經驗值來進行設備耐震驗證存在著極大的不準度，因為：(1)可信的地震經驗資料編成不易，(2)資料庫內納入與排除法則(IEEE 344-2004之用語為禁止特性(prohibited features))可能不完整，(3)傳統火力與石化廠設備等與核電廠設備相似性之建立有其困難，而最主要者為：(4)地震經驗資料內缺乏可資保證某些主動電氣設備可在地震時保持正常功能之可信資料。
在使用測試經驗於電氣設備耐震測試時，以實測值來量化設備潛在損壞，可以同時把握輸入動作組合和設備所展現之特定的故障損壞情形。同一等級設備加諸之共振頻率可能有極大差異，組件與次組件之多重故障機制在比較「測試反應頻譜」(TRS)和「要求反應頻譜」(required response spectra, RPS)時要加以考慮。
在NRC發布RG 1.100 Rev.2時，電氣組件相關技術和設計已有重大變化，如：類比I&C組件、數位化組件相對地被廣泛使用。有些固態電驛與微處理導向組件可能對地震敏感，NRC人員認為引用老一代電氣組件的測試經驗，對於新世代電氣設備之耐震驗證不適當也不可接受。尤有甚者，1980年代以後美國沒有新電廠，不少電氣及主動機械設備已不生產，以不同廠家替代產品而言，原有之耐震驗證經驗是否能適用受到高度存疑。
對於部分早期核准之美國東海岸硬岩基礎電廠，最近的研究顯示其廠址特定頻譜，在高頻(20Hz以上)部分超過新電廠核定之設計頻譜。此超出部分，即使土壤結構作用分析無法連貫也不能動輒予以剔除。高頻地面震動對SSCs也包含了高頻反應。對運轉中的BWR電廠，許多安全有關的電氣與主動機械設備之耐震測試係依據IEEE 344，特別以高頻來驗證推估BWR的流力負載。總之，雖有些TRS顯示以零週期加速度(非擴大頻寬)測試到100 Hz，大部分既有耐震驗證以33Hz測試。震動測試台的球型接頭和動力連接所附帶產生的高頻震動，無法達到RRS在高頻下擴大範圍之帶有足夠能量之適當頻率要求，因此，除非按照Annex B (IEEE 344-2004)評估測試波形之能譜密度(PSD)，否則嘗試引用過去電廠設備組件之高頻RRS測試經驗，均不適宜。當持照者在那些電廠進行新的耐震驗證，加入之波形程式應適度考慮高頻反應。
ASME QME-1-2007主要規範核電廠主動機械設備功能驗證之接受標準與導則。可適用於未來電廠或既有電廠組件更新、改善、增設，提供非金屬配件、動力、抑制、泵、閥等功能驗證導則。ASME QME-1-2007下列章節與附則，提供主動機械功能驗證導則(1)Sec. QR；(2) Non-mandatory APP.QR-B；(3)Sec. QDR QDR-A/B/C； (4)Sec. QP QP-A/B/C/D/E；(5)Sec. QV QV-I；(6)Sec. QV-G。ASME QME-1-2007改版至2007年版主要的變更是完全重寫Sec. QV與新增Mandatory App. QV-1。
1980與1990年代，核電廠運轉經驗突顯不少電動閥初始設計、驗證、測試及績效方面的弱點。例如：部分MOV原尺寸和設定方面的工程分析預測其開閉推力與扭矩(在設計基準狀況下)不足。類似情況，部分閥行程測試在無差壓和流量下進行，無法偵測出MOV在設計基準情況下執行安全功能之缺陷。NRC建立了一個方案研究MOV在不同流量、溫度、電壓條件下的績效表現，EPRI則發展了一套電腦方法論來預測在大範圍運轉狀況下的績效表現。
1989年為回應這些MOV在設計、驗證、測試與績效方面的缺失，NRC發布了GL 89-10，要求持照者：(1)審查MOV設計基準保證安全有關系統之MOV功能符合要求；(2)驗證MOV開關設定(初始與定期)；(3)依實際可行狀況在設計基準條件下測試MOV；(4)改進MOV故障評估與其必要的改正行動；(5)分析MOV問題之趨勢走向。NRC人員利用現場檢查來評估各核電廠MOV方案。為了以法規行動來確保MOV設計基準能力，NRC執行了一個研究方案在正常流量與沖放(blowdown)狀況下來測試MOV。
該研究結論以IN 90-40在1990年6月5日發布，(1)以工業標準方法推估之門閥推力須加大；(2)在沖放情況下部分閥類內部可能損壞，且運作情形無法預期；(3)靜態與低流量測試無法推估在設計基準狀況下之績效；(4)閥開啟行程中，在閥體離座與水流狀態下所需要的推力最大；(5)部分行程顯示不需要最大推力來動作；(6)扭矩、推力以及馬達運轉參數之總合才能代表MOV完整性能；(7)須有精確的設備和受過訓練的人員才能正確運用MOV診斷資料。
為協助核電廠持照者回應GL 89-10，EPRI發展了MOV績效預測方法論(performance prediction methodology，PPM)，依據MOV設計與運轉之基本原理來決定門閥、球閥及蝶閥等最小推力和扭矩，其報告編號為TR-1032337 Rev.2，於1997年4月發布。EPRI方案包括了系統流量參數門閥、球閥及蝶閥績效表現，電動閥馬達動力負載比率(motor-actuator rate-of-loading effects)評估和預測方法之建立與改善。EPRI進行了大量的閥測試以獲得建立和驗證閥類績效的模式和方法，流徑迴路測試，蝶閥流徑迴路設計參數及MOV現地測試。1996年3月NRC以安全評估報告(SE)在有些條件限制的狀況下接受EPRI方案，後來又在1997.2、2001.4、2002.9、2004.2再以SE附則的方式隨EPRI方案更新，1996年8月21日再以IN 96-48通告經驗回饋各持照者。
1996年3月NRC GL 96-05,“Periodic Verification of Design-Basis Capability of Safety-Related Motor-Operated Valves”，對保證MOV能長期保持其執行設計基準安全功能之能力提出建議。核電廠業主為因應GL 96-05，發展了廣泛業界組織(Joint Owners Group)之MOV定期驗證方案，目的在擷取分享相關經驗資訊。在過渡方案與密集的MOV動態試驗之後，JOG向NRC提出 Topical Report MPR-2524 Revision 0,作為執行GL 96-05長期規劃之一部分。2006年9月NRC以Final Safety Evaluation 認可之。
NRC在審查直流馬達MOV績效之後，以不同溫度和電壓條件下測試研究Limitorque直流馬達MOV動作器。綜合測試研究指出：(1) 周溫影響效應比預測者重大；(2)線性電壓因素須考慮減速、溫升及馬達輸出； (3)直流馬達MOV在負載情況下行程時間有明顯增加；(4)低速和高載時部分直流馬達MOV驅動器效率可能低於公布的輸出效率。此結論載於1999年5月出版的NUREG/CR-6620。2000年6月BWROG向NRC提報TR NEDC-3928。2001年8月NRC出版RIS 2001-15提供業主推估直流馬達MOV驅動器績效的修訂導則。
經過多年密集的努力，ASME QME標準將MOV運轉經驗和功能驗證研究方案編入ASME QME-1 Sec. QV修訂版內，NRC將其法規立場訂定於RG 1.100。
RG 1.100法規立場
1.電氣與主動機械設備的耐震驗證
1.1對IEEE 344-2604之法規立場
1.1.1一般立場
NRC接受IEEE 344-2004作為：(1)新核電廠的電氣設備；(2)運轉中核電廠新的或替換的電氣設備，規定條款如下：
a. IEEE 344-2004 Clauses 7、8、9所述有關以分析、測試、或合併分析測試法為NRC認可接受的電氣耐震驗證方法。
b. 引用經驗資料(包括地震或測試經驗資料)來驗證電氣設備為NRC審查之目標，可提出主題性報告供NRC核准。審查範圍如：(1)經驗資料庫編輯之可信度與完整性；(2)電氣設備經驗資料庫的納入與排除作業(IEEE 344-2004用詞為「禁止特性(prohibited features)」)；(3)用以驗證的參考分級設備相似性之判定；(4)用作核電廠驗證電氣設備與經驗資料內電氣設備相似性之判定；(5)地震時與地震後選定設備和參考設備等級內組件的功能性判定。
c. 運用經驗資料進行某些主動電氣組件的耐震測試，在地震時與地震後有被忽略的狀態改變或震動，可能不能達成其預期的安全功能(如部分類型的電驛、接點、電氣開關、感測器微處理組件及電壓表等)，因此NRC同意IEEE 344-2004 Sec.10.4.2內所訂定的限制接受標準。如可適用，耐震測試時應確認該組件不會對地面振動之高頻敏感。
d. 如果業主或持照者依IEEE 344-2004提出運用經驗資料驗證耐震，應提列測試經驗資料庫細目，包括測試程序書，以保證所涵蓋電氣設備結構之完整性及功能性。
e. 資料庫內指定設備之輔助文件應可證明在OBE與SSE基準內5類假設事件中均能維持正常功能，包含淨負載與動負載，均應符合設備之執照基準。
f. 一般而言NRC不接受只限以33Hz測試，頻率範圍應符合RRS規定。雖RG 1.100各章節與IEEE 344-2004提出1/3倍頻程間隔，但僅用於低頻測試。對高頻敏感設備要按RRS所示提至1/6倍頻程間隔測試。
g. 部分硬岩基礎電廠，其廠址頻譜可能超出設計頻率之高頻範圍。由於地面高頻振動，SSC振動值可能也包含了高頻反應。大部分既有耐震測試只以33Hz測試，依據IEEE 344-2004，引用這類測試結果應驗證判定PSD測試波形所含頻率是否足夠。
h. 如果持照電廠以高頻地面振動執行新的耐震驗證，其測試應驗證頻率內容的適當性及輸入波形頻率合成內容之穩定性。測試波形頻率之傅立葉轉換或者PSD頻率內含應與RRS內的放大部分匹配。IEEE 344-2004提供可接受頻率內容與穩定性導則。
因核電廠持照者排除OBE，以測試來驗證電氣設備須以5個ONE-HALF SSE事件再以1個FULL SSE事件測試，或者，替代方案可以數個波峯的5個ONE-HALF SSE事件來替代，(此為IEEE 344-2004 Annex D之規定)再以1個ONE FULL SSE事件測試之，即使OBE定義應以ONE-THIRD SSE或更小測試之。至於其他反應器，NRC人員將依執照基準之OBE來審查耐震驗證。
i. 應依RG 2.61 Rev.1 2007年3月版 Table 6表列時阻尼值或已核定電廠設計基準來分析。
1.1.2 NRC特別法規立場
NRC對IEEE 344-2004特別立場，包括例外和澄清如下：
a. Clause 10.2.3.1與10.3.3.1(地震和測試經驗資料─設備等級認定)
NRC人員將會詳細審查Clause 10.2.3.1或10.3.3.1內敘述的地震或測試經驗參考設備納入法則所建立的設備等級認定，以判定參考設備等級定義論述的可接受性。應說明低頻負載疲勞失效效應。Clause 10.2.3.1(b)未依NRC在APP S(10 CFR50/52)之要求來驗證在OBE時之正常功能。地震經驗資料或測試資料必須驗證在相等於5個OBE及1個SSE負載下，所有參考設備等級之設備，包括封裝或配件或次組件，均能成功完成績效(結構完整性與特定功能)。
b. Clause 10.2.3.3(地震經驗資料─參考設備等級功能性)
持照者應提報參考設備等級設備在地震中與地震後參考設備等級設備之功能性，供NRC審查及核定。
c. Clause 10.2.4(預選設備驗證)
持照者應保證依執照基準或設計基準或NUREG-0800(SRP) Sec. 3.7.2之規定引用RRS選定設備來引用結構內部反應頻譜進行驗證。如果引用較設計基準不保守的RRS時，應提報NRC審查與核定。
d. Clause 10.3.2(測試經驗頻譜)
(1) 使用頻率平均之測試頻譜(TRS)可能無法適當定義經驗頻譜(TES)。
(2) NRC將Clause 10.3.2的第一節之第二句列入例外，並接受下段說明：TES應為通過測試反應頻譜之平均頻率，如引用測試頻譜，應將據以做成TES曲線的平均值或標準差，應一起提報NRC審查與核准。
(3) Clause 10.3.2第二節不適當，NRC立場接受RG 1.100 Sec. C.1.1.1.h。
e. Clause 10.3.3(參考設備等級特性)
本節說明一個參考設備等級重要自然頻率落於接近1/3倍頻。此不能在各級參考設備在高頻範圍內提供一個適當的主要自然頻率範圍。如不用1/3倍頻，應使用1/6倍頻。
f. Clause 10.3.3.2(參考設備等級獨立項目的數量)
持照者應提供用來定義測試經驗參考設備等級至少5個獨立項目之適當性的判定。
g. Clause 10.4.2(特殊考量─限制)
本節所述使用地震或測試經驗導向方法的設備耐震驗證之限制表列可能不完整。該表應擴充到新測試或研究產生的新發現一樣的額外附加限制。
h. Annex C (脆性測試)
此節提出一個判定單頻暫態效應脆性的案例，目的在說明如Sine-Beat運動之單頻反應。按照電廠特定RRS測試頻率範圍應持續超過33Hz。
i. Annex D (測試時間與循環週期)
Figure D.2用來決定指定過濾頻率與時間相等的疲勞週期。目前IEEE 344-2004並未發展40Hz以上的導則，持照者應提供40Hz以上之驗證結果。
1.2 ASME QME-1-2007之法規立場
1.2.1一般性立場
討論某些主動機械的耐震試驗，ASME QME-1-2007參照IEEE 344-1987(如RG 1.100 Rev.2所認可)或非強制性APP QR-A，如QP-6400(泵)，QV-7450與7650(閥)。NRC發現如果能符合RG 1.100與其他相關NRC法規文件，則都可被接受。NRC接受ASME QME-1-2007 APP QR-A，一般適用於以下項目的設備驗證：(1)新核電廠主動機械設備；(2)營運中核電廠新增或替換之主動機械設備。NRC在Sec. QR-A7500內申明在測試經驗導向的驗證方面目前不適用於ASME QME-1-2007，但將增列。此外，NRC立場如下，包括例外說明：
a. 在認可ASME-1-2007時，NRC注意到好些附錄如為「非強制性」就是「強制性」(如非強制性APP QR-A、QRB、QDR-A、QDR-B、QDR-C、QP-A~D，強制性QV-1等)，NRC法規立場是如果持照者承諾引用ASME QME-1-2007非強迫性附錄，除非特定偏差已被要求判定，這些非強制性附錄內的規範和程序即成為驗證方案基準之一部分。
b. QR—A7100/7200/7300為以測試或分析強震時可被接受的主動機械驗證方法。
c. ASME Class 1.2.3主動機械，主要為ASME Sec.III規範範圍且須符合其要求，NRC建議未來將(1)QR-6000納為Item (j)，以及(2)將QR-4700納為Item(g)。
d. NRC將依ASME QME-1-2007 QR-7400審查運用地震經驗用於主動機械設備之驗證。主題報告應送NRC審定。審查內容包括(1)經驗資料庫編輯之可信度與完整性；(2)經驗資料庫內主動機械設備之納入與排除規則；(3)在參考設備等級用於驗證其組件項目相似性之判定；(4)用於驗證經驗資料與核電廠主動機械設備之相似性的判定；(5)用於驗證。
e. 如果持照者欲運用測試經驗來做耐震驗證，持照者應提報經驗資料庫之詳細資料經NRC審查及核定，包括執行程序書，以確保納入之機械設備之結構完整性與功能性。資料庫內之設備輔助文件要能證明在OBE、SSE 5種假設情況下(地震時與地震後)均能保持其功能，且結合其他相關靜態與動態負載，符合設計基準。
f. 一般而言，NRC不接受限於33Hz以下之測試，測試頻率應與電廠特定RRS要求符合。雖然ASME QME-1-2007與IEEE 344-2004以及RG 1.100各不同章節都參照要求1/3倍頻空間，但都適用於低頻測試。應對高頻敏感設備，自1/6倍頻測試到RRS規定之頻率範圍。
g. 對部分硬岩基礎電廠，廠址特定頻譜可能超出核定高頻範圍。因之高頻地面震度的結果SSCs輸入也包含了高頻。目前既有耐震驗證試驗仍為33Hz，在運用此類測試結果之前應以驗證來判定PSD（power spectral density）測試波形內含頻率足以涵蓋，符合IEEE 344-2004 Annex B之要求。
h. 如果持照者計畫以地面震動高頻來做主動機械設備新耐震測試，則應驗證其測試頻率之適當性及綜合輸入波形內含頻率穩定性。測試波形之頻率內含的傅立葉轉換與PSD測試波形內含頻率應符合RRS放大部分。IEEE 344-2004 Annex B提供頻率內含與穩定性的導則。
i. 對排除OBE執照的電廠，主動機械設備以測試來驗證，應以5個one-half SSE事件加上一個full SSE來測試，或依IEEE 344-2004 Annex D採取替代性方式，即使電廠OBE定義one-third SSE以下也可接受，以等於5個one-half SSE事件之數個部分波峯循環，再加上一個full SSE(SECY-93-087)事件。其他反應器，NRC將依OBE水準來審查耐震驗證是否符合其設計基準。
1.2.2 特別法規立場
a. QR-A6200(阻尼)
應依RG 1.61 Rev.1 Table 6，或依已核定電廠設計基準在耐震驗證分析中引用阻尼值。
b. QR-A6300(要求反應頻譜（R R S）)
QR-A6300說明：「對依據QR-A7400驗證的線上主動機械設備，RRS是典型連結在建物之分配系統(distribution system)支撐的附帶組件過濾後之反應頻譜」，此類過濾後反應頻譜作為線上設備之RRS並不適當。線上主動機械設備的RRS應考量分配系統潛在動量放大作用。
c. QR-A7331(相似性驗證─激發(Excitation))
主動機械設備功能驗證QR-A7331說明：「保守的組合式激發可能用外插法或內插法產生，其參數並非同一但可判定。」，同樣的，如果已考慮多軸反應或交叉軸相接(Cross-ais Coupling)或兩者併存，而用差異極大的激發頻譜內含來產生低頻組合式推估，持照者應聲明並提供相關資料細節供NRC審查與核定。
d. QR-A7421(地震經驗導向驗證─設備等級相關影響)
NRC將依QR-A7421詳細審查地震經驗參考設備等級組成之排除規則，來判定定義參考設備等級類似爭議的可接受性。QR-A7421亦申明下列事項：
「任何低週期負載會導致疲勞失效設備應列入禁用設施(Prohibited features)，此法則適用於在電廠生命期中60全範圍應力週期裡歷經5個OBEs，或1個SSE之主動機械設備。如果組件包含設備項目歷經低週期負載(低於60全幅應力週期)疲勞失效，則應依QR-A6800加以評估。」
10 CFR100及10 CFR50 APP.S及10 CFR52要求在OBEs下驗證設備之功能性。
e. QR-A7423(地震經驗導向之驗證─地震期間之功能性)
持照者應提報地震中與地震後參考設備等級功能驗證之判定，交NRC審查及核定。
f. QR-A7431(地震經驗導向驗證─堅固耐用之主動機械設備(Inherently Rugged Active Mechanical Equipment))
為判定堅固耐用等級主動機械設備，持照者應提供運轉或運送承受負載與預期地震負載之比較，及該設備等級設計標準等詳細資料；還有簡化或省略規則，包括技術判斷、堅固耐用主動設備等級特性，及該設備等級用以定義耐震能力之程序書等，提交NRC審查及核定。
g. QR-A7432(限制)
因使用地震經驗導向方式驗證設備受到限制，故QR- A7432之名單並不完整。該名單應擴充到因新設備、新研究的結果發現而增加之限制。
h. QR-A7440(候選設備之驗證)
應在可能情況下引用SRP Sec.3.7.2設計基準來驗證建物內反應頻譜用於RRS候選設備之驗證。如引用比設計基準不保守的RRS，應提報NRC審查核定。
i. QR-A8330(地震經驗導向驗證文件)
所有ASME Class 1.2.3主動機械設備應符合ASME Code Sec. III要求。NRC建議於ASME QME-1未來改版時增列下列項目：
(f)ASME Class 1.2.3.主動機械設備應符合ASME Sec. III。
j. Non-Mandatory APP.QR-A Attachment C (泵，閥之自然頻率地震經驗資料之驗證)
此章節係依據SQUG為USI A-46電廠所發展之導則。該導則主要根據為「可合理證明既有設備可耐震」的地震經驗資料，僅適用於USI A-46電廠更新設備之驗證。QR-A7400內含NRC法規立場，如RG 1.100 Sec.1.2.1及1.2.2所述，為主動機械驗證可接受的耐震驗證方法。此外，與QR-A7400相對的Attach. C說明泵與閥耐震驗證之結論。因之，目前Attach. C尚不能完全符合10 CFR100，其中還在Sec. C-2內有一項錯誤：設備頻率限制應大於8Hz，而非小於8Hz。
2.主動機械設備之功能驗證
2.1 ASME QME-1-2007之法規立場
2.1.1 一般性法規立場
NRC認可ASME QME-1-2007適用於：(1)新電廠主動機械設備；(2)營運中電廠新或更新之主動機械設備。
a. 附錄
認可ASME QME-1-2007時，某些附錄具有強制性或非強制性。NRC立場為：如果持照者承諾引用非強制性附錄來驗證其主動機械設備，除非特定差異經要求且予驗證，否則該附錄內含之法規和程序成為其驗證方案的接受標準之一部分。
b. 非強制性附錄QR-B
此附錄推介一個主動機械設備功能驗證方法論，內容述及使用者文件應能證明非金屬零件、材料或潤滑劑之驗證，包含主動機械設備之非金屬組件驗證與驗證後維護之執行步驟。NRC認為附錄QR-B為主動機械設備之非金屬組件驗證之合理方法。
c. QDR與QP
NRC認為QDR與QP為位移限制器(dynamic restraints)及主動泵組件驗證之合理方法。此章節自ASME QME-1-2002引用而未變更，仍為核能工業裏位移限制器與主動泵組件驗證適用之技術。
d. QV
此版反應自核能工業方案與NRC在1980年發展ASME QME-1對閥之績效所做的研究結果。經由業界人員主動參與，與NRC人員在ASME QME-1-2007之努力，僅有一些例外與澄清敘述於下：
2.1.2特別立場
a. QV-4000「定義」內「閥組件」所指為動力驅動閥，NRC將其定義為各種動力驅動，如馬達、氣動、液壓、電磁及其他動力驅動。
b. QV-6000「驗證規範」說明業主負責認定閥組件應符合之功能要求，並依Mandatory APP. QV-1來建立驗證接受標準。NRC認定QV-1為執行ASME QME-1-2007 Sec. QV時必要的一部分。例如：Mandatory APP. QV-1定義ASME QME-1-2007 QV Category A與B閥阻件之分類。
