施宇鴻 溫冬珍 李宜親 盧儒煌
核能研究所 工研院材化所 台電龍門電廠
摘要
根據日本進步型沸水式反應器的營運經驗，如果機組商轉前於爐水淨化系統相關管線先實施管路內側鈍化處理，可以有效降低管線表面輻射劑量率。核研所經過蒐集國際上輕水式反應器管路鈍化處理之相關文獻及施作技術資料，經詳細評估與高溫水環路實驗測試驗證後，研判若龍門電廠爐水淨化系統採行鹼性預氧化膜程序之鈍化處理，並於爐內泵流量誘發振動測試(Flow-induced vibration test, FIV test)階段中配合實施，在技術及系統控制上應屬可行；據此向台電公司提出龍門廠爐水淨化系統管路鈍化之水質處理及控制技術規劃，期能將研究成效落實於龍門電廠，因此於95年開始投入工作計畫，在99年時，核研所配合工研院材化所一同於龍門廠一號機爐水淨化系統，施行管路注鹼預成膜鈍化處理，順利配合FIV test期間完成爐水淨化系統管路內側之鈍化工作，預期將可於電廠商轉後有效降低管線輻射劑量率，長期而言對電廠抑減人員集體劑量會有相當的效益。
關鍵詞: 進步型沸水式反應器、爐水淨化系統、注鹼預成膜鈍化處理
壹、前言
進步型沸水式核反應器(Advanced Boiling Water Reactor, ABWR)內系統及設備的輻射強度、空間輻射劑量率，對運轉及維護工作品質有相當重要影響，因此如何降低廠區輻射強度及管線劑量率，就成為各核能電廠共同努力目標。在進步型沸水式電廠爐水淨化系統(Reactor Water Cleanup System, RWCU)因持續運轉淨化反應器爐水，加上升溫與降溫之溫度變化，成為活化腐蝕產物(Activated corrosion product)最容易沈積之處，活化腐蝕產物之沉積為管路輻射增建之主要來源。
日本新建之進步型沸式反應器，如柏崎-刈羽電廠第6、7號機 (Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Station, units 6 &7 ,K6/K7) (2)、浜岡電廠第5號機(Hamaoka Nuclear Power Station, unit 5 , H5) 、志賀電廠第2號機 (Shika Nuclear Power Station, unit 2 ,S2)等，在電廠起動前的核熱機(Nuclear heating)或FIV test階段，均先實施鈍化處理，以大幅減少管路的輻射增建及管線表面劑量率，成為進步型沸水式電廠輻射防護績效指標的領先電廠。
根據國內核二廠經驗，大修期間RWCU系統維修工期雖短，卻貢獻12.5%的人員集體劑量，是電廠最主要劑量來源之ㄧ。如果能有效抑減RWCU系統管路劑量，就能以最低成本獲得降低人員劑量的最大效益，具體發揚ALARA(As Low As Reasonably Achievable, ALARA)精神。龍門電廠目前正在建廠期間，若能採取國外電廠的良好經驗，有助從源頭抑減人員輻射劑量，也符合輻射防護觀念由「劑量管束(Dose constraint)」進化到「射源管束(Source constraint)」的世界先進潮流。
貳、研究過程
一、國際上管路鈍化處理技術
早在1986年美國電力研究所(Electric Power Research Institute, EPRI)之研究報告就曾提出管路鈍化概念(1)，實驗室研究結果顯示:以氫氧化鈉(NaOH)作為鈍化劑可以使304不銹鋼腐蝕率降低為原本的1/3 ~1/4，但並未在實際電廠執行。過去先進國家核能電廠實施RWCU管路鈍化經驗顯示，平均可減少管路50%的Co-60沉積，約可減少30 %的集體有效劑量，績效相當顯著。日本於80年代晚期發展ABWR時，就考慮一併實施鈍化處理，如東京電力的K6/K7及中部電力的H5均在起動前，實施RWCU管路內側鈍化處理，K7採用日立公司的鹼性預成膜處理程序(Alkaline pre-filming process) (2)(3)；H5採用東芝公司的高溶氧濃度程序(High dissolved oxygen concentration process) (4)。
由於龍門電廠組件製造時並未事先採用高溫蒸氣處理，因此已無法採用東芝公司方法，日立公司早期在核熱機階段即實施管線鈍化處理，如K7等電廠即是 (5,6)，近年來已改在FIV test期中實施，如S2電廠(7)。龍門電廠正在建廠中，考量到核熱機期實施鈍化處理，有放射性及燃料完整性之疑慮，且時程較長，因此規劃在FIV test期中實施最為適合。
核研所反應器水化學小組，對於不銹鋼材已進行了近10年的鈍化處理研究，鈍化方法與電化學技術之應用，在國內外也發表多篇論文，也是國內有能力進行系統水質控制、分析，材質表面氧化膜形態、組成鑑定的單位，配合工研院材化所在電廠電化學監測技術的建立及量測，共同推動、執行完成龍門廠爐水淨化系統管路鈍化。
二、水環路實驗測試與龍門電廠鈍化評估
（一）水環路實驗
工研院材化所在核電廠線上電化學監測及材料化學研究上也相當有經驗，彼此配合發揮所長，共同參與研究，建立水環路系統進行模擬實驗，完成鈍化處理試驗條件、試片表面分析，品保制度與驗證程序建立，包括試片腐蝕、鈍化pH最佳化試驗、電化學分析、試片表面分析(金相、掃描電子顯微分析、二次離子質譜分析、化學分析電子分光光譜)、Co離子沉積試驗及氧化膜成長機制等。
經水環路模擬試驗與系統試片表面分析儀器之原理、分析方法的詳細說明；並以龍門電廠爐水淨化系統管路中使用之各種材質試片(含 SS 316L、SA 106Gr. B、SA 333 Gr. 6)，舉出試片表面鈍化例證。確定研究方法、步驟、提出上述試片表面的Co離子沉積速率、電化學極化電阻、氧化膜厚度、氧化膜緻密性等功能性指標及研究驗證操作條件，確認模擬鈍化實驗結果對碳鋼等材料之Co離子沉積速率約可降低30~50%，顯示利用此鈍化技術成果推廣至電廠實際實施，預期將可有效降低電廠反應器爐水淨化系統管件之Co離子之沉積速率，以達到降低人員維修時之輻射曝露劑量，對抑減人員集體劑量將會有相當正面的效益。
（二）龍門電廠鈍化評估
管路鈍化規劃於FIV test期中執行，可行性評估包括下列各項：
1. FIV test要求
根據龍門電廠FIV test文件，包括運轉前振動檢查及反應器內部流量激起(flow excitation)，這些測試需符合NRC RG.1.20的相關規定。另外爐水淨化系統(RWCU)、餘熱移除系統(Residual Heat Removal, RHR)、爐心隔離冷卻系統(Reactor Core Isolation Cooling System, RCIC)及控制棒驅動液壓系統(Control Rod Drive Hydraulic, CRDH)也是配合FIV test執行必備的系統。而水環路實驗的鈍化處理條件在水溫180~230℃的範圍、溶氧≧400 ppb、處理時間≧80小時等，其他水質條件如表1所示。經與龍門電廠運轉組討論，若在FIV test階段中執行爐水淨化系統管路鈍化作業基本上應屬可行，但須於執行前與相關程序書連結，因此建立龍門電廠一號機RWCU管路鈍化處理標準操作程序書(SP-2010-POT-018)，協助配合FIV test期間運轉操作。
表 1運轉前FIV test水質規範
|
Parameter
|
Operating Target
|
Design Limit
|
Maximum Value
|
|
Chloride, ppb as Cl
|
2.5
|
5.0
|
25.0
|
|
Sulfate, ppb as SO4
|
2.5
|
5.0
|
25.0
|
|
Conductivity, μS/cm
|
1.0
|
1.2
|
2.0
|
|
Silica, ppb as SiO2
|
200
|
300
|
500
|
|
Corrosion Product Metals
|
|
|
Iron, ppb as Fe
|
10.0
|
20.0
|
100.0
|
|
Copper, ppb as Cu
|
0.5
|
1.0
|
5.0
|
|
All Other Metals, ppb as the metal
|
4.5
|
9.0
|
45.0
|
2. 爐水pH控制方法
根據水環路實驗的鈍化處理條件，鈍化處理需將爐水 pH值控制在7.5~8.5 範圍內；台電公司核能電廠已營運30多年，且核研所對電廠內水化學研究也有30多年經驗，有足夠互相配合控制與操作因應方式，操作方式將以注入NaOH 方式來強化pH調控，並配合過濾式除礦器之切換，控制爐水pH及其他水質條件控制。
3. 龍門電廠RWCU管路材質鈍化重要性
龍門電廠設計的RWCU P&ID圖指出爐底部的 65 mm引水管採用SS 316 L，圍阻體內主要管路為SA 333 Gr. 6，圍阻體外主要管路採用SA 106 Gr. B，後兩項均屬碳鋼材質。而根據日本實施管路鈍化的實際經驗顯示，鈍化處理在碳鋼表面生成磁鐵礦(Magnetite)，對核種的親合力不佳，大約可減低碳鋼管路約50%的核種沉積。不銹鋼表面生成富Cr的尖晶石(Spinel)，相對於磁鐵礦對Co-60有較大的親合力，既使如此不銹鋼管路表面鈍化後也可以減少10~30%的核種沉積(8.9.10) ，因此使用注鹼預成膜鈍化處理的效果明顯。
4. 龍門電廠管路鈍化程序書建立
在整合評估並配合水環路實驗水質模擬與材質鈍化條件控制後，與龍門電廠相關人員共同完成鈍化程序書，並於作業前完成品質保證作業(龍門電廠一號機RWCU管路鈍化處理程序書SP-2010-POT-018)。
參、龍門電廠實施管路鈍化處理技術
一、鈍化處理流程
於龍門廠一號機實際執行RWCU管路鈍化處理的管路如圖1，包括SS 316L不銹鋼管路、SA 333 Gr. 6、SA 106 Gr. B等碳鋼管路。依據研究結果及龍門廠試運轉組的規劃，確定龍門廠實際執行RWCU管路鈍化處理的時機在運轉前測試的FIV test階段進行注鹼預成膜處理， 圖2為龍門廠一號機RWCU系統實施鈍化處理之系統流程圖。
圖1 爐水淨化系統P&ID 圖與管路材質
圖2流量誘發振動測試階段注鹼鈍化處理流程
二、操作條件控制
鈍化處理過程系統與水質控制要件有三: (一) pH值: 7.5~8.5；(二) 爐水溫度:180~230℃；(三) 爐水溶氧(Dissolved Oxygen, DO)：≧400 ppb，簡述如下：
（一）爐水pH值控制
爐水pH值控制採行使用單組過濾除礦器F/D(A) (Filter/Demineralizer, F/D)，並注入適量鹼(NaOH)調控使反應器系統爐水的pH控制在7.5~8.5之間，鹼注入量需於注入前完成估算，經預先在升溫前進行實際驗證，配合現場樹脂床狀況及依照測試經驗數據修正估計值作為鈍化處理標準操作程序書中的採用值。依龍門電廠一號機RWCU管路鈍化處理標準操作程序書(SP-2010-POT-018)之注鹼程序操作，並依據估算配合操作結果預估氫氧化鈉注入量，使爐水pH到達7.5~8.5之間，依此程序進行RWCU管路內側鈍化水質控制之注鹼方法。
※ 鈍化處理中之反應pH調控中發現Na+型耗盡時，以注鹼系統連續注入已貯存在注鹼槽中的鹼液，使pH控制在 7.5~8.5之間。
※ pH上升到8.5時停止NaOH注入，pH降到8.0時再開始連續注入，以此方法穩定的控制在pH7.5~8.5之間。
（二）爐水溫度控制
由於管路內側鈍化處理時程於FIV test階段，故可藉由測試時RIP摩擦產生水溫上升，進而達到鈍化操作條件範圍。
（三）爐水溶氧控制
爐水溶氧控制利用注氧氣設備將氧氣直接注入RWCU系統之方法，此方法為利用管件外接氧氣鋼瓶，安裝於RWCU 泵後端，過濾除礦器之前位置，如果在爐水溶氧低於400ppb時，須注入適當氧氣用以增加水中溶氧，注入系統之設備使用前必須經過試壓測試以保證其安全性，並依龍門電廠一號機RWCU管路鈍化處理標準操作程序書(SP-2010-POT-018) 之注氧程序操作。
（四）RWCU管路內側鈍化處理結果
鈍化處理期間注鹼程序操作及爐水系統水質變化如下圖3所示，可見系統水質在操作條件之控制下成功執行鈍化條件:（1）pH：7.5~8.5（2）爐水溫度：180°C~230°C（3）DO：大於400 ppb。
圖3 鈍化期間爐水溫度上昇pH控制與F/D流量變化
肆、預期效益分析
根據核二廠近年EOC 13-15大修期間劑量統計顯示:大修期間爐水淨化系統的維修工期雖短卻佔大修集體劑量的12.5%(139.2 man-mSv vs.1102.6 man-mSv)是電廠最主要的劑量來源之一。如果能有效抑減爐水淨化系統管路劑量，就能以最低成本獲得降低人員劑量的最大效益，具體發揚ALARA精神。
如以國際間公認稱10,000美元/人-侖目的輻射防護成本估計，若核二廠實施管路鈍化技術約可將大修期間爐水淨化系統的維修劑量降減少70 人-侖目 (50% 抑減效益)，相對的，假設龍門電廠每部機全壽期(40年，18個月燃料週期)約可減少3,800人侖目的集體劑量(40年× 12月÷ 18月× 70 人-侖目× 2 ≒ 3,800人侖目)，全壽期約可節省11,400萬元，實質效益非常可觀。
伍、結論與建議
一、完成一號機RWCU管路鈍化處理作業 (11)
（一）依規劃完成鈍化處理前之先期作業符合程序
完成龍門廠一號機RWCU管路系統鈍化處理必要設備、材料之組裝測試，建立標準操作程序書、即時電化學監測設備與測試試片安裝及系統操作人力之規劃及訓練。
（二）配合現場完成管路系統鈍化處理達成鈍化目標
完成RWCU管路系統鈍化水質處理及pH預調控最適化操作，並配合FIV test執行下於預定鈍化條件連續鈍化時間86小時，達成鈍化目標。
（三）鈍化期間之水質分析
完成RWCU系統鈍化期間之爐水水質分析，包括氯、硫酸根、硝酸根、總有機碳、矽土、碳酸根、金屬雜質(Fe、Cu、Na)等，分析結果符合FIV測試之水質規範。
（四）鈍化後試片解析
相關材質之模擬試片完成鈍化後進行掃描電子顯微鏡(Scanning Electron Microscope, SEM / Energy Dispersive Spectrometer, EDS)，X光射線繞射儀(X-ray Diffraction, XRD)及二次離子質譜儀 (Secondary Ion Mass Spectrometry, SIMS)之分析及研判也符合預期之鈍化目標。
二、測試樣品鑑定分析綜合結論
（一）SEM/EDS微觀及XRD型態分析
由SEM/EDS微觀觀察、XRD型態分析及鑑定，碳鋼基材表面被菱形狀及片狀之Fe3O4 (Magnetite)及α-Fe2O3 (Haematite)覆蓋，且主要組成型態絕大部份為Fe3O4 (Magnetite)，形成之表面氧化物緻密且小於1 mm;不銹鋼形成之表面氧化物緻密且小於0.5 mm，組成為近方形或菱形狀之尖晶石 (Spinel) Ni, Fe氧化物，綜合研判碳鋼及不銹鋼均已生成具備有效之尖晶石預成膜，符合預期之鈍化效果。
（二）SIMS之縱深分布解析
SA 106 Gr. B碳鋼氧化膜厚度在750~800 nm符合預期的， SA 333 Gr. 6碳鋼氧化膜厚度約550~600 nm左右接近預估範圍，SS 316 L不銹鋼氧化膜厚度約為170~200 nm之間，非常接近預估的150 ~180 nm之較佳條件厚度。
三、完成一號機RWCU管路系統鈍化處理後續改善建議
（一）電化學測試未來改善
交流阻抗電化學測試結果明顯受到電廠電源干擾，因此對於金屬表面氧化膜之緻密度或保護性無法精確的判讀，未來在二號機進行鈍化前期，在現場安裝之旁支管線預先進行低溫測試，以排除可能之外來電源之干擾，確保電化學測試結果之正確性。
（二）改善鈍化水質溶氧偏高與pH控制穩定性
1. 系統水質淨化昇溫前降低水中溶氧＜1.0 ppm
FIV測試階段系統沒有溶氧限值，若要降低水中溶氧宜利用廠內真空除氣機去除水中大部份溶氧;若無法利用廠內真空除氣機則宜另採行氮氣除氣法儘量降低水中溶氧至低限值2~3 ppm。
2. 鈍化期間冷凝水儲槽(Condensate Storage Tank, CST)補水應為低溶氧且補水量不宜太大。
3. 注鹼pH控制期間至少一組F/D與旁通流為可用
本次進行水質pH控制期間其穩定性受F/D之可用性影響極大，若要確保系統水質pH控制穩定，鈍化期間應強化F/D及旁通流之穩定性，以利於調整pH及保持最佳水質環境，避免長時間兩組F/D均非穩定運作。
二號機RWCU管路鈍化處理實際施作中之水質溶氧改善與pH進一步控制技術，爾後將再與電廠試運轉組、環化組…等相關人員進一步溝通，並再評估實施修正可能性及調整時機，以提供後續鈍化處理改善之參考。
（三）注鹼系統未來改善
雖然對於管路原本設計功能無庸置疑，若非正常狀況下之使用必須慎思細節或許可以減小影響反應器運轉安全，當然每件工作很難完美無瑕，我們已瞭解發生的原因並尋求改善之道。
陸、參考文獻
1. C. C. Lin et al., BWR Cobalt Deposition Studies, EPRI NP-4236, 1986.
2. N. Suzuki et al., An ABWR Water Chemistry Control Design Concept for Low Radiation Exposure and Operating Experience at the First ABWR, Proc. International Conference of Nuclear Water Chemistry, 2002, Seminar 3, Title No.8.
3. Hitachi Co. , Alkaline Prefilming, Hitachi Internal Documents, 2005.
4. Toshiba Co., Pre-oxidation methods, Toshiba Internal Documents, 2003.
5. Hitachi Co. , Suppression of Deposition of Radioactive Substances in Boiling Water Type, Nuclear Power Plant. US Patent No. 4, 1990, 940, 564.
6. T. Honda, K. Ohsumi et al. , An Alkaline Prefilming Process For The Primary Piping In A New Japanese Boiling Water Reactor, Nuclear Technology, 1990, 89, 365
7. H. Ishimaru, Reduction of Dose Rate by Partial Bypass Operation of Condensate Filter at Shika Nuclear Power Station, 2009, Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia, 328.
8. S. Uchida et al., Application of Pre-oxidation Treatment to Suppress Co-60 Deposition on Stainless Steel Surface of Boiling Water Reactor Primary Cooling Systems, Nuclear Science and Engineering, 1985, 89, 61.
9. S. Uchida et al., Characterization of Oxide Film on Stainless Steel Surfaces of Boiling Water Reactor Primary Cooling Systems, ibid., 1987, 95, 257.
10. T. Honda et al., Suppression of Radiation Buildup on Stainless Steel in A Boiling Water Reactor, Corrosion, 1987, 43, 564.
11. 施宇鴻等，沸水式反應器管路內側鈍化處理第五次期中報告，2010，138頁。
