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第一章 目的
核能安全委員會 (以下簡稱核安會) 為規範核能電廠一次圍阻體和穿越
一次圍阻體之系統、組件之可用性，特訂定本規範以供一次圍阻體、穿
越器和隔離閥氣密完整性測試 (通稱為一次圍阻體總洩漏測試) 作業之
管制依據。
第二章 適用範圍與方案
本規範適用於輕水式核能電廠之一次圍阻體和穿越一次圍阻體之系統、
組件完整性之試運轉及運轉中定期性測試。本規範包括標準規範方案(
以下簡稱方案Ａ) 及性能導向方案 (以下簡稱方案Ｂ) 之兩種測試方案
，經營者得依美國聯邦法規10 CFR 50附錄J要求，擇一測試方案向核安
會申請。
第三章 權責
一、主管機關之權責
核安會為核能電廠營運期間檢測及測試管制之主管機關，除有法律
及法規命令規定之權責外，並負責下列事項：
(一)審核核能電廠一次圍阻體和穿越一次圍阻體系統、組件完整性之
定期測試方案。
(二)查證核能電廠一次圍阻體和穿越一次圍阻體系統、組件完整性測
試之執行。
(三)審核核能電廠一次圍阻體和穿越一次圍阻體系統、組件完整性測
試報告。
二、核能電廠設施經營者之責任
(一)負責在核能電廠商業運轉前建立一套執行一次圍阻體和穿越一次
圍阻體壓力邊界之系統、組件完整性測試方案，提報主管機關審
查。
(二)負責執行一次圍阻體和穿越一次圍阻體系統、組件完整性測試，
並確保其洩漏值未超過運轉技術規範要求之允許值。
(三)負責評估測試之結果及做必要之改善，並依規定將測試結果陳報
主管機關。
三、監查機構之責任
(一)審查經營者之核能電廠一次圍阻體和穿越一次圍阻體系統、組件
完整性之定期測試方案。
(二)查證經營者之核能電廠一次圍阻體和穿越一次圍阻體系統、組件
完整性測試之執行。
(三)簽證經營者之核能電廠一次圍阻體和穿越一次圍阻體系統、組件
完整性測試報告。
第四章 名詞定義
一、一次圍阻體 (Primary containment)
係指包圍核能電廠反應爐冷卻水壓力邊界之結構或壓力槽，為一種
防止過量放射性物質外釋之屏蔽。
二、洩漏率 (Leakage rate, A 類測試單位 WT%/day, B 和 C 類測試
單位為 SCCM, Standard Cubic Centimeter per Minute)
每單位時間內 (二十四小時) 所測得之洩漏量與開始測試的原有空
氣的重量百分比。
三、峰壓測試壓力 (簡稱 Pa, Calculated peak containment internal
pressure，單位psig)
以發生運轉技術規範所訂之設計基準事故 (DBA) 時，計算所得一次
圍阻體之尖峰壓力為總洩漏測試之測試壓力，但第二核能發電廠 (
以下簡稱核二廠）之洩漏率峰壓測試壓力係由 DBA 尖峰壓力再加上
可燃氣體壓縮機出口關斷後之增加壓力 6.0 psig。
四、峰壓測試最大允許洩漏率 (簡稱 La, maximum allowable leakage
rate, 單位 WT%/day)
發生 DBA 時一次圍阻體在 Pa 下所容許之整體總洩漏率。
五、整體總洩漏率 (簡稱 Lam, Ltm, the total measured containment
leakage rates，單位 WT%/day)
指分別在 Pa，Pt 下執行洩漏率測試時所量測而得之一次圍阻體整
體洩漏率之總和。
六、百分之九十五信賴度之上限 (95% Upper Confidence Level，縮寫
UCL，單位 WT%/day)
係從測試數據資料經由統計分析計算後，採 95% 信賴度作為實際
洩漏率之統計上限。
七、一次圍阻體總洩漏率測試 (簡稱 ILRT, Containment Integrated
Leakage Rate Test)
為測得一次圍阻體於 Pa 時之 Lam 及 95% UCL 是否符合接受標準
，供查證一次圍阻體完整性功能之一項測試。
八、驗證測試 (Verification test)
為確認上述總洩漏率測試方式之精確性所進行之後續測試。
九、強制洩漏率 (簡稱 Lo, the known leakage rate superimposed on
the primary containment, 單位 WT%/day)
於驗證測試時所強制加注於一次圍阻體之某一已知之洩漏率。(0.75
La＜Lo＜1.25 La)
十、合成總洩漏率 (簡稱 Lc, the composite primary containment
leakage rate，單位 WT%/day)
於加注強制洩漏 Lo 後執行驗證測試所量得之總洩漏率。(Lc=Lo
+ Lam)
十一、儀器選擇指數 (簡稱 ISG, Instrumentation Selection Guide)
為確認某一測試儀器系統，其每個儀器之精確度是否適用於一次
圍阻體總洩漏率測試之計算值。
十二、質量漏失逐點分析法 (Mass Point analysis technique)
以理想氣體公式求得每一測試時間之一次圍阻體內空氣質量，再
由質量－時間圖之斜率求得洩漏率。
十三、總測試時間洩漏率分析法 (Total Time leakage rate point
analysis technique)
以初始測試時間為基準，按測試經過時間 (Elapsed time) 逐次
計算其每二十四小時之洩漏率，再以統計學原理計算其 Lam 及
95% UCL。
十四、點與點間測試法 (Point-to-Point method)
此法運用之公式與總測試時間洩漏率分析法相同，但各時間點之
洩漏率是與前一時間點比較而得。
十五、一次圍阻體自由容積 (Net free volume)
圍阻體內之總容積 (Gross volume) 減去其內部混凝土結構及設
備組件所佔空間而得之淨自由空氣容積。
十六、容積比率 (Volume fraction)
每一只偵測儀器偵測範圍空間容積對圍阻體自由容積之比。
十七、降壓測試壓力 (簡稱 Pt, reduced test pressure, 單位 psig)
在Ａ類測試下選擇作為測量整體洩漏率之圍阻體測試壓力。
十八、設計洩漏率 (簡稱 Ld, design leakage rate, 單位 WT%/day)
依運轉技術規範或相關依據所規定，在 Pa 下設計之洩漏率。
十九、降壓測試最大允許洩漏率 (簡稱 Lt, maximum allowable leakage
rate, 單位 WT%/day)
在本規範第六章第一節一、(四) 1. (1). III ，依據試運轉測試
數據所推導出在 Pt 下最大允許洩漏率。
二十、最小通路洩漏率 (Minimum pathway leakage rate)
由兩只隔離閥串連而成之圍阻體管路穿越器，其兩只閥的洩漏率
分別為一大一小時，則在發生 DBA 或執行 ILRT 時經由此穿越器
的洩漏率，即為洩漏較小的那只閥的洩漏率。
二十一、性能準則 (Performance criteria)
藉由比較測試結果，以確認圍阻體洩漏限值是否為可接受之性
能標準。
第五章 測試分類
洩漏測試分成下列三種：
一、Ａ類測試
指將核能電廠一次圍阻體整體加壓所進行之整體洩漏率測試，包括
：
(一)在一次圍阻體已完工準備供商業使用前之測試。
(二)在核電廠營運期間定期執行之一次圍阻體洩漏測試。
二、Ｂ類測試
指將一次圍阻體之局部密封部或穿越部之組件加壓所進行之局部洩
漏測試。局部密封部或穿越部包括下列各項：
(一)一次圍阻體穿越器，包括使用密封塑料、彈性密封 (resilient
seal)、密合墊片 (gasket)、填縫劑 (sealant compounds)、配
置有膨脹接頭 (expansion bellow) 之管件穿越器和具有彈性金
屬密封組件之電氣穿越器。
(二)氣鎖門之密封，包括門操作機構及屬於一次圍阻體壓力邊界一部
分的穿越器。
(三)設計上具有彈性密封、密合墊片的門，但以銲接密封之銲封門除
外。
(四)不屬上列 (一)、(二)、(三) 所列舉的組件，但其接受準則必須
符合第六章第一節二、(三) 要求者。
三、Ｃ類測試
指測量一次圍阻體隔離閥洩漏率之測試，此一次圍阻體隔離閥包括
下列各項：
(一)在正常運轉下提供直接連接核能電廠一次圍阻體內部和外部空間
之隔離閥。諸如淨化、通風、真空釋放和儀器閥。
(二)當接到一次圍阻體隔離信號時必須自動關閉隔離之閥。
(三)在事故發生後，必須間續性操作之隔離閥。(壓水式核能電廠之
主蒸汽、飼水、緊急飼水或蒸汽產生器之排放系統等之隔離閥，
因一次圍阻體內無隔離閥，不能執行Ｃ類測試，已另依其他規範
測試，故可除外)。
(四)沸水式反應器直接循環穿越一次圍阻體之主蒸汽系統、飼水管路
和其他系統之隔離閥。
第六章 洩漏測試要求
核能電廠一次圍阻體建造完成，包括安裝好所有穿越反應器一次圍阻體
壓力邊界之機械流體系統、電氣和儀控系統後之試運轉期間以及反應器
營運期間所執行之定期性洩漏測試，均應依據下列規定執行測試：
第一節 標準規範方案 (Prescriptive Requirements) –方案Ａ
一、Ａ類測試
(一)測試配合措施
1.依據本規範第八章要求，先執行一次圍阻體檢查為Ａ類測試之先
決條件，以發現任何可能影響圍阻體結構完整性及氣密性之結構
劣化情形。在執行檢查一次圍阻體和開始Ａ類洩漏測試的期間，
不能執行任何修理或調整，但若發現重大洩漏，可先將之隔離，
待完成 ILRT 測試後，再將該部分檢修前後之Ｂ或Ｃ類 (如為Ｃ
類則應以最小通路洩漏率為準)洩漏量，加在 ILRT 之 95% UCL
內，以使一次圍阻體能以最符合實際現況 (As is) 條件執行測
試。
在完成一次Ａ類洩漏測試和執行下次Ａ類測試前所執行之一次圍
阻體檢查期間若洩漏點已鑑定出來，必須儘可能的執行修理和調
整那些洩漏值超過運轉技術規範限值之組件。
假如正在執行Ａ類測試時，包括如第六章第一節一、(三) 2. 所
述之輔助測試，若可能的洩漏路徑已找到，而此一洩漏嚴重影響
到Ａ類測試結果或將導致測試結果不能符合第六章第一節一、
(四) 2.及一、(五) 2.之接受準則且可能危及人員或設備安全，
此時Ａ類測試應予中止。經由此點的洩漏必須以局部洩漏測試方
法測量。在修理和調整設備之後再執行Ａ類測試。其間所採取之
改正行動和所導致之測試洩漏量改變、改正後所做的局部洩漏測
試和Ａ類測試之總和等均應依據第八章第二點之要求記錄在測試
報告中，並提報核安會。
2.執行Ａ類洩漏測試時，圍阻體隔離閥之關閉應以正常操作方式為
之，不能預先作任何異常調整或不正常操作 (例如不能在利用馬
達關緊閥後再加其他關緊動作) 。任何操作異常或洩漏之閥均須
採取必要之修理措施。任何操作異常或閥之洩漏，而必須在測試
前採取改正行動或修理者，必須依據第八章第二點規定，在報告
中記載並送核安會。
3.在一次圍阻體洩漏率測試開始前，一次圍阻體內之測試條件應至
少維持四小時的穩定期間。
4.流體系統其屬於反應爐冷卻水壓力邊界的一部分，而且係在事故
發生後直接開放連通至一次圍阻體大氣，而變成一次圍阻體壓力
邊界的一部分者，應在執行Ａ類測試前將此系統之排氣管道與圍
阻體大氣連通。在一次圍阻體內之閉路系統，若其穿越一次圍阻
體，且在喪失冷卻水事故發生時可能破裂者，應使其排氣通往一
次圍阻體自由容積空間。所有應作排氣之系統必須將水或其他流
體排放至能確保該系統之一次圍阻體隔離閥，能暴露在一次圍阻
體空氣測試壓力之下及能承受事故後之壓差。系統在測試時必須
用來維持核能電廠安全運轉者，必須可用，而不需要做排氣。在
正常運轉時系統就充滿水，而在事故下必須運轉者，諸如一次圍
阻體熱移除系統，亦不需做排氣。本點所界定之系統的一次圍阻
體隔離閥必須依據第六章第一節第三點要求執行測試，並將測試
結果陳報核安會。
(二)測試執行
在試運轉階段以降壓測試壓力或峰壓測試壓力所執行之洩漏率測
試，應在第六章第一節第四點所指定的允許測試期間執行。
(三)測試方法
1.所有Ａ類測試均應依 ANSI N45.4-1972 年版 (一九七二年三月
十六日發行) 「核子反應器圍阻體結構洩漏率測試」執行。除了
以該標準中有所說明的總測試時間洩漏率分析法和點與點間測試
法 (Point-to-Point method) 之外，使用質量漏失逐點分析法
(Mass Point method) 也是一種可接受的方法。
2.任何Ａ類測試的精確度均必須以輔助性測試方法驗證。ANSI N45.4
-1972 附件Ｃ所敘述的輔助驗證測試方法是一種可接受的測試方
法。所選用的輔助測試方法應進行足夠長的時間，以精確的建立
Ａ類測試與輔助驗證測試的洩漏率變化量。當Ａ類測試與輔助驗
證測試洩漏率 (Lc) 相差在正負 0.25 La (或 0.25 Lt) 以內時
，測試結果即可接受。若測試結果不在正負 0.25 La (或 0.25 Lt)
以內時，必須查明其原因，並採取改正措施，並將執行輔助測試。
3.測試洩漏率應以修正過儀器誤差後之絕對值計算。
(四)試運轉洩漏率測試
1.測試壓力
(1)降壓測試 (Reduced pressure test)
I.初始測試應以不小於 0.50 Pa 之 Pt 壓力執行，以測量 Ltm
洩漏率。
II.第二次測試，必須以 Pa 壓力執行以測量 Lam 洩漏率。
III.由測量 Ltm 和 Lam 所獲得之洩漏特性，建立最大允許測試
洩漏率 Lt 應不大於 La (Ltm/Lam)，若 Ltm/Lam 值大於 0.7
，則 Lt 必須指定為等於 La (Pt/Pa)。
(2)峰壓測試：必須執行測試壓力為 Pa 之洩漏測試，以測量洩漏
率 Lam。
2.接受準則
(1)降壓測試：洩漏率 95％ UCL Ltm 應小於 0.75 Lt。
(2)峰壓測試：洩漏率 95％ UCL Lam 應小於 0.75 La 及不大於
Ld。
(五)定期性洩漏率測試
1.測試壓力
(1)降壓測試應以 Pt 壓力執行。
(2)峰壓測試應以 Pa 壓力執行。
2.接受準則
(1)降壓測試：洩漏率 95％ UCL Ltm 應小於 0.75 Lt。若測試中
對修理後設備執行局部洩漏測試符合本項接受標準者，則此局
部洩漏測試壓力應以 Pt 為準。
(2)峰壓測試：洩漏率 95％ UCL Lam 應小於 0.75 La。若測試中
有設備需改正或修理，並需以改正或修理後設備之局部洩漏率
來證明峰壓測試符合接受標準，則此局部測試壓力應以 Pa 為
準。
(六)其他附加要求
1.假如任何一次Ａ類測試不能符合第六章第一節一、(五) 2.的接
受準則，則其後之Ａ類測試的時程應先經核安會的審查和核准。
2.假如連續兩次的Ａ類測試均未符合第六章第一節一、(五) 2.的
接受準則，則不管第六章第一節第四點的定期性再測試如何規定
，須於每次核能電廠進行停機換裝核子燃料或每十八個月為一週
期，端視何者為先，執行Ａ類測試，直到連續兩次Ａ類測試的結
果均符合第六章第一節一、(五) 2.要求以後，其再測試之時程
才能回復到第六章第一節第四點的規定。
二、Ｂ類測試
(一)測試方法
可接受的試運轉期間和營運期間定期性Ｂ類測試方法包括：
1.利用鹵化物洩漏檢測方法 (或利用其他對等測試方法，例如質譜
儀)，對構成圍阻體穿越器一部分的測試腔進行測試。測試腔是
根據運轉技術規範或其他相關基準，以空氣、氮氣或氣態流體來
加壓。
2.以運轉技術規範或相關基準所規定之空氣、氮氣或其他氣態流體
，將一次圍阻體穿越器的測試腔加壓以測量測試腔的壓力降低率
。
3.利用一套能連續或間歇性使各個穿越器或穿越器組群加壓的永久
裝置，量度及監測運轉技術規範或相關基準所規定之空氣、氮氣
或其他氣態流體經由洩漏路徑之氣體流失率。
(二)測試壓力
所有Ｂ類測試之試運轉測試和營運期間的定期性測試均應以氣態
局部加壓方式對各個一次圍阻體穿越器加壓或一次圍阻體穿越器
組群加壓，其壓力應不小於 Pa 值。
(三)接受準則
1.所有一次圍阻體穿越器和閥在執行Ｂ類和Ｃ類測試時其洩漏率總
和應小於 0.60 La，但第六章第一節三、(三) 所列舉之閥不列
入總和洩漏率。
2.Ｂ類測試洩漏率可以一次圍阻體各個穿越器在機組正常運轉時經
採取由組件洩漏監測系統 (例如各個圍阻體組件連續加壓) 測試
，並維持不小於 Pa 壓力時，所量得之洩漏率替代，不需再作Ｂ
類測試。
三、Ｃ類測試
(一)測試方法
Ｃ類測試應以局部加壓方式執行。測試時加壓之方向必須與發生
冷卻水流失意外事件時流體系統洩漏之方向相同。若以不同的方
向施加壓力，應評估證實測試之結果係等於 0.60 La 或更保守。
每一組被測試的閥均應以正常操作方法關閉，而不能加以任何先
期異常操作或調整 (例如用閥之操作馬達關閉閥後再試圖關緊閥
)。
(二)測試壓力
1.無封環系統之閥必須以空氣或氮氣加壓到 Pa 以進行測試。
2.具有封環系統以流體加壓作密封之閥，則以相同之流體加壓至
1.1 倍 Pa 壓力進行測試。
(三)接受準則
所有一次圍阻體穿越器和閥在作Ｂ類和Ｃ類測試時其洩漏率總和
應小於 0.60 La。但具有封環系統以流體作密封之閥，其洩漏在
合乎以下兩條件時可不列入總和洩漏率。
1.閥之洩漏率已證實未超過運轉技術規範或相關基準的規定。(如
果運轉技術規範規定不必執行之測試，應可免作)。
2.所安裝之隔離閥封環系統有充分的流體存量可確保在 1.1 Pa 壓
力下能維持三十天水封功能。
四、營運期間定期性再測試時程
(一)Ａ類測試
1.在執行試運轉階段Ａ類洩漏測試後，以每十年為一營運週期，應
再執行Ａ類測試三次，間隔期間應約略相等。每一營運週期之第
三次測試應安排在電廠停機執行營運期間檢測時執行。
2.執行Ａ類測試的期間應在電廠機組未運轉並保持在停機狀態，此
停機狀態應有行政管理控制，並遵照運轉執照的安全程序規定，
使機組保持在安全狀況。
(二)Ｂ類測試
1.除氣鎖門外，Ｂ類測試在反應器停機換裝核子燃料或利用其他適
當的時間執行，但其間隔時間應不超過二年。假如在Ａ類或Ｂ類
測試後一次圍阻體穿越器又被打開，則一次圍阻體穿越器必須在
反應器恢復至要求一次圍阻體完整性之運轉模式前再執行Ｂ類測
試。對於使用連續洩漏監測系統之反應器一次圍阻體穿越器 (除
了氣鎖門測試外)，其餘Ｂ類測試不論前款測試時程如何規定，
可以每隔一次反應器停機換裝核子燃料時執行Ｂ類測試，但其最
大間隔不能超過三年。
2.氣鎖門測試時程要求如下：
(1)氣鎖門應在最初始之裝填核子燃料前，及其後之每六個月執行
一次測試，測試壓力不得小於 Pa 值。
(2)若氣鎖門在電廠運轉技術規範未要求一次圍阻體應維持完整性
期間被打開，則在此期間結束前應以不小於 Pa 之壓力做氣鎖
門Ｂ類測試。
(3)若氣鎖門在運轉技術規範要求必須保持圍阻體完整性的期間被
打開，則應在打開後三天內執行測試。若氣鎖門打開的頻率比
每三天一次為高時，則此期間氣鎖門至少每三天須執行一次測
試。若氣鎖門具備可測試之封環，則測試此封環即能符合每三
天測試一次的要求。若在此三天一次的測試期間內無法在 Pa
壓力下測試，則必須依據運轉技術規範要求之壓力進行測試，
而對氣鎖門封環所執行之測試不能代替整個氣鎖門每六個月以
不小於 Pa 值執行一次的測試。
(4)氣鎖門測試要求之接受標準必須在運轉技術規範內明訂。
(三)Ｃ類測試
Ｃ類測試必須在每次換裝核子燃料的停機期間執行，但最大間隔
時間不能超過二年。
第二節 性能導向方案 (Performance-Based Requirements) –方案Ｂ
一、Ａ類測試
Ａ類測試之執行，須於模擬 DBA 喪失冷卻水事故時，一次圍阻體
在 Pa 狀態下 (但核二廠之洩漏率峰壓測試壓力係由 DBA 尖峰壓
力再加上可燃氣體壓縮機出口關斷後之增加壓力 6.0 psig)，進行
圍阻體整體洩漏率量測。Ａ類測試執行時機包括：
(一)在一次圍阻體已完工準備供商業使用前。
(二)依據一次圍阻體整體總洩漏率之歷史性能，訂定測試週期間隔，
定期執行測試，以降低核子反應器事故風險。
依據本規範第八章要求，先執行一次圍阻體檢查為Ａ類測試之先決
條件，以發現任何可能影響圍阻體結構完整性及氣密性之結構劣化
情形。洩漏率測試結果不得超過運轉技術規範要求之允許值 (La)，
且應留有餘裕，同時，應將測試結果與以往測試結果進行比較，以
檢驗整體圍阻體系統性能，從而限制其洩漏。
二、Ｂ類及Ｃ類測試
Ｂ類測試用於持壓及洩漏限制邊界處的局部洩漏率之測試，而Ｃ類
測試則用於圍阻體隔離閥洩漏率之測試。Ｂ類及Ｃ類測試時機包括
：
(一)機組初始臨界前。
(二)基於持壓邊界及隔離閥安全顯著性及完整性歷史性能所訂定測試
週期，定期執行測試，以降低核子反應器事故風險。
性能導向要求之測試方案應包含Ｂ類及Ｃ類測試性能準則，在建立
測試間隔時間、圍阻體系統組件性能評估，以及比較以往測試結果
時，應考量洩漏率限值及影響性能因子，以檢驗整體圍阻體系統性
能歷史，從而限制其洩漏。測試結果應證明事故壓力下的Ｂ類測試
洩漏率與Ｃ類測試路徑洩漏率總和小於運轉技術規範要求之允許值
(La)，且應留有餘裕。
第七章 特殊測試要求
一、圍阻體修改
在試運轉階段洩漏測試完成後，若有執行任何一次圍阻體邊界組件
之重大修改、更換或重新封銲銲封門 (seal welded door)，需對
該項修改區域再作Ａ類、Ｂ類或Ｃ類測試，其測試之洩漏量應包括
在第八章第一點所要求檢送核安會之報告內。測試結果並須符合第
六章第一節一、(五) 2.、二、(三) 或三、(三) 之接受準則。但
對於較小之修改、更換或重新封銲銲封門等，如係在Ａ類測試前執
行者不須再個別做測試。
二、多重洩漏屏障或負壓 (subatmospheric) 圍阻體
核能電廠之一次多重洩漏屏障圍阻體或負壓圍阻體內的第一層圍阻
體 (一次圍阻體) 應作Ａ類洩漏率測試，以證實洩漏率符合本規範
之要求。其餘各層圍阻體結構 (例如沸水式核能電廠的二次圍阻體
和包封全部或部分壓水式核能電廠一次圍阻體的屏蔽廠房) 應依運
轉技術規範要求或相關基準執行個別之洩漏測試。
第八章 檢驗和測試報告
一、圍阻體檢驗
在執行Ａ類測試之前，應對一次圍阻體結構和組件執行可接近區域
內、外表面之全面檢查，以發現任何可能影響圍阻體結構完整性及
氣密性之結構劣化情形。假如發現有結構劣化，在依據修理程序、
非破壞檢測和參照適用之相關規範的改正行動未完成前，Ａ類測試
不得執行。結構劣化和改正行動應記載於本規範所要求提報核安會
之報告。
二、測試結果報告
(一)依本規範執行之試運轉和定期性洩漏測報告應在每次測試執行後
九十日內向核安會提出書面摘要技術報告。
(二)試運轉洩漏測試報告應包括洩漏率測量系統的佈置示意圖，所使
用之儀器 (包括儀器選擇指數，容積比率等) 、輔助驗證測試方
法、所選定之試運轉和定期性洩漏測試方案。報告亦應包括Ａ類
測試結果的洩漏率測試數據的分析和解釋，以證實圍阻體洩漏率
的可接受性和符合接受準則的情形。
(三)每一定期性Ａ類、Ｂ類和Ｃ類洩漏測試結果均應提出報告。此報
告應包括Ａ類測試結果的分析和解釋，及 (或) 從上次Ａ類測試
後所執行之Ｂ類 (或) Ｃ類定期測試的摘要分析。對Ａ類、Ｂ類
或Ｃ類測試結果其洩漏率不能符合第六章第一節一、(五) 2.、
二、(三) 及三、(三) 之相關接受準則者，應另提出詳細摘要內
容的個別報告，其內容應包括測試數據的分析和解釋、測試數據
的最小平方近似分析 (least squares fit analysis)、儀器誤
差分析以及造成無法符合接受準則的一次圍阻體結構或組件的狀
況及因素之描述。此報告亦應包括用以佐證測得之洩漏無誤的輔
助驗證測試數據及分析。
(四)採用方案Ｂ時，於試運轉期間及執行定期性之Ａ類、Ｂ類及Ｃ類
洩漏測試，其測試結果均應完整記錄，以證實符合洩漏性能準則
之要求。另應記錄以往整體圍阻體系統及其個別組件的性能比較
結果，以驗證其測試時間間隔之適當性。假如測試結果超過運轉
技術規範要求之允許值，經營者應進行評估，並依規定通報核安
會及提出書面報告。
第九章 申請
一、適用時機
經營者原採用方案Ａ，改採用方案Ｂ之Ａ類測試和Ｂ類及Ｃ類測試
之要求，以替代本規範方案Ａ之各項測試要求時，應向核安會提出
申請。
二、作業規定
(一)經核安會核准之本規範方案Ａ特定豁免事項，於必要時，得適用
於方案Ｂ，但該特定豁免事項經核安會廢止，不在此限。
(二)經營者得依本章節規定之適用時機，向核安會提送實施計畫及運
轉技術規範修訂申請，以採用方案Ｂ或其部分內容。
(三)如果經營者採用偏離與核安會核准或法規引用之方法，所提交之
運轉技術規範修訂申請，應明確說明修訂之理由及其支持性之分
析說明。
(四)電廠必須備妥依據方案Ｂ執行測試的詳細計畫，以供核安會視察
所需。
第十章 參考文獻
一、10 CFR 50 附錄Ｊ水冷式功率反應器一次圍阻體洩漏測試。
二、Regulatory Guide 1.163-1995「性能導向圍阻體洩漏測試方案」。
三、ANSI N45.4-1972「核子反應器圍阻體結構洩漏率測試」。
四、ANSI/ANS 56.8-1994「圍阻體系統洩漏測試要求」。
五、日本電氣協會電氣技術指引 JEAG 4602-1986「核子反應器圍阻體
洩漏試驗」。
六、NEI 94-01 Rev.0「10 CFR 50 附錄Ｊ性能導向方案業界實施導則」
。
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