一、中部電力公司
1. 在BWR配管防止由於混合氣體的燃燒所導致之配管損傷之指引（Guideline）1)
1.1 背景，目的 在沸水式反應爐（以下，簡稱 BWR，台灣的核一，核二以及建造中的核四廠均屬之）的主蒸氣中，由於冷卻水的水之輻射分解而有些微的氫氣與氧氣存在，當主蒸氣凝縮後非凝縮性氣體的氫氣與氧氣（以下簡稱混合氣體）就存留下來，其濃度會漸漸上升，這件事在反應爐被開發時就已週知。因此在設計上以於壓力容器之頂部設置排氣系統（此位置較有可能積蓄混合氣體）以及設置”再結合器”來因應。將被引導到冷凝器之混合氣體加以再結合使之成為水的機器稱為再結合器。
但在引進 BWR 約 40 年後，國內首先發生肇因於此的事故。2001 年在中部電力公司（日本第三大電力公司，總公司位於名古屋）的 Hamaoka（濱岡）核能電廠第一號機發生由於混合氣體之燃燒產生的配管損傷事故。而不久德國的 Brunsbuettel 核能電廠也發生同樣之事故。為了活用此事故經驗，以中部電力公司為中心，與各家電力公司做共同研究，以期整合與氫氣有關聯之技術。
另一方面社團法人火力原子力發電技術協會基於已有之知識，以作為有關氫氣燃燒之具體的技術指針，於 2005 年發行本指引第一版。2006 年再發行第二版。由於有指引，能做防止混合氣體之積蓄之設計評估。本文將介紹指引第二版之概要
1.2 指引第二版之概要 在 BWR 反應爐內，由於中子，γ 線的作用水被分解，最後成為氫氣與氧氣之氣體而移行到主蒸氣中。本指引以此混合氣體之積蓄與燃燒現象為對象。
被視為本指引之對象之範圍為 BWR 核能發電設備中，有內包主蒸氣之容器或由配管分歧，而另端則以閥等閉止的配管（以下稱枝管） 。至於氣體廢料處理系統則因有針對防止混合氣體之不可預期之燃燒而是先做了在主蒸氣等稀釋等的設計，將其列於對象之外。不需評估者包含:50A（A 代表 mm）以下之小口徑枝管且即使由於混合氣體之燃燒而破斷也不會損及安全機能，其破斷部為可隔離之枝管者。
要評估混合氣體之滯留及積蓄之可能性，首先需將枝管之分歧角度依下述分類：
- 向下枝管：-900≦θ＜00
- 水平枝管：θ=00
- 向上枝管：00＜θ≦900
當枝管有彎曲時稱為組合枝管。
混合氣體在枝管內滯留及積蓄之可能性依圖 1 所示評估流程評估之。當評估為混合氣體有可能積蓄時則評估其有無影響。
在評估流程的 step1，就在反應爐內由於水之輻射分解生成混合氣體而有可能積蓄的場所，先選定從內包主蒸氣的配管到枝管端部有一段距離，有可能積蓄由於放熱所產生之混合氣體的配管。向下枝管與水平枝管（具有往下之坡度者）則因被水封評估為不會積蓄混合氣體。
在 Step2，以混合氣體會滯留及積蓄之地方，抽出水平枝管（具有往上之坡度者） ，向上枝管及有 draintrap（凝氣瓣）的向下枝管為評估對象。在由內包主蒸氣的配管分歧出來的水平枝管（具有往上之坡度者）之中，如其長度為表 1 所示不燃限界長度
以內者，乃屬於混合氣體不會燃燒之上限濃度（以下，稱為不燃限界濃度(表 1)）以下者，因此評估為混合氣體之積蓄不會產生影響。至於由有主蒸氣流的配管分歧出來的向上枝管以及斜向向上枝管會由於枝管內發生的換氣流的效果，如在圖 2 之換氣領域內的話，混合氣體由於換氣流之故會從枝管內排出，因此評估為不會積蓄。有凝氣瓣之中、高壓之向下枝管，混合氣體依循 Henry 法則溶解於排水中被排出，因此混合氣體之濃度不會超過不燃限界濃度。
到 Step2 為止的評估乃為以 BWR 之枝管的條件為包絡的判定值所做的簡易評估，而在 Step3 即使依簡易評估被評估為可能積蓄混合氣體之枝管，可個別的詳細評估其積蓄濃度與換氣限界長度。另如依有效性被確認的構造強度評估方法而評定可確保混合氣體之急速燃燒時之枝管之健全性時也是可容許的。
由以上之評估流程當評估為混合氣體之積蓄會帶來影響時，必須採取運轉操作或設備變更等因應措施。
1.3 今後之展開 本指引於 2005 年 10 月發行初版，其後在總合資源能源調查會原子力安全保安會反應爐安全小委員會中設置基準評估工作小組做技術評估，被採用為發電用原子力設備之技術基準之省令（省令為通產經濟省之命令之意） 。之後再收集國內外之最新知見而於 2007 年 3 月發行第 2 版。
今後將根據最新之技術資訊，加以改訂，並預定當作社團法人日本機械學會”發電用原子力設備規格之設備、建設規格”之事例規格。
2. 關於反應爐控制棒驅動水壓系閥之新型迫緊(packing)之研究 2)
2.1 背景、目的
BWR 之反應爐急停時，反應爐控制棒驅動水壓系之急停 SCRAM 閥會動作，不過此閥的內壓因電廠之狀態而變動很大。 （0MPa~最大 15.2MPa:耐壓試驗時） 因此為了要減少隨著電廠之停機而導致壓力下降時在閥軸封部的潛在洩漏性，試做新型迫緊以提升針對壓力變動之軸封部之密封性，並檢證閥軸封部之密封性與系統在內之可靠性。
2.2 試作品之概要
現狀之格蘭迫緊（以下稱為現有品）為雙層構造之鐵弗龍製 V 迫緊，在高壓狀態下顯示安定的密封性能。另一方面雖在低壓狀態有時會有滲透的情形發生，但在鎖緊後恢復其密封性能，其後並維持安定的密封性能。由這件事可知由於壓縮潛變特性殘留永久應變（strain） ，在低壓時已幾乎沒有將格蘭迫緊往軸方向鎖緊的力量。
因此採用當迫緊即使有壓縮潛變其 V 迫緊的間隙（leap）有開，而密着於閥棒及迫緊收納部之使達飛龍箱（內徑 28mm，深度 65mm）有密封之構造的在一般的 V 迫緊加上彈簧的方法，製作 3type4 種類的試作品。 （為了要配合閥的尺寸與使用條件）
A 案：V 迫緊的內外徑與閥棒或使達飛龍箱為幾乎同一尺寸，在低壓時藉強大之彈簧力打開間隙（leap） 。
B 案及 C 案從略（有缺點，不宜佔篇幅敘述）
2.3 檢證試驗之結果
就試作之迫緊，做了除去彈簧之迫緊單體之性能確認，將迫緊組立於閥的密封性能檢證試驗，以及模擬與實機同一設計之控制棒驅動水壓系之試驗迴路之可靠性檢證試驗。
其結果選定作業性優良的 A 案，確認採用於實機也不會對閥之動作機能帶來影響且對壓力變動具有高可靠性之安定的 l 密封機能。
而對現有品，藉著壓縮．復元試驗，得知當加上反覆的應力之後其壓縮量會幾乎一定，因此確認藉由適切的鎖緊，以後會獲得安定的密封性。圖 3 示現有品與 A 案之迫緊之外觀。
*之所以介紹此一迫緊改善例，乃鑑於日本人挑戰“權威＂的精神，連反應爐控制棒驅動水壓系統之急停閥也敢動它。
二、北陸電力公司
1. 志賀核能電廠 2 號機之低壓汽機 12 段之整流板之設置 3)
1.1 概要中部電力公司濱岡（Hamaoka）核能電廠 5 號機（以下簡稱”濱岡 5 號機”）的低壓汽機發生葉片之折損．脫落事象，因此檢修與濱岡 5 號機同型式之志賀核能電廠 2號機之汽機（圖 4）的結果，在低壓汽機 12 段之動葉片之底部接處的一部分確認有龜裂之存在。
新葉片之設計．製作，包含實證試驗在內將費時甚久，因此決定暫時措施，先將低壓汽機 12 段之動葉片及靜葉片全部拆除，以在核能電廠及火力電廠有實績之「安裝整流板」之方式加以因應。 （圖 5&6）
經此措施後，1 段落部分之出力減少，出力下降 152MW，電氣出力變為 1，206MW（原來為 1，358MW） 。
1.2 檢討因為設置整流板帶來的影響
(1) 關於汽機強度之檢討
由於拆除低壓汽機 12 段之動葉片，評估對圓板，車軸作用的應力，將靜葉片以整流板取代之影響評估則針對作用於整流版之應力。
評估的結果，對容許值來說，確認都具有充分的強度並符合技術基準。
(2) 關於汽機耐震性之檢討 由於拆除低壓汽機 12 段之動葉片並將靜葉片以整流板取代，運轉時質量會減少，以作用於基礎螺栓的應力作為評估的對象。
評估的結果，對容許值來說，確認都具有充分的強度，沒有問題。
(3) 其他之影響評估
除了上述 2 項目之外，實施針對成為龜裂原因的隨機振動（random 振動）以及從抽氣管之蒸汽之逆流現象對整流板的影響評估。實施針對兩現象之流線分析，確認整流版在強度上沒有問題。 （圖 7） 。
針對整流板固有振動數，葉片段落之中有關前後段之流線之影響，實施要素試驗以及種種的解析等，確認與低壓汽機 12 段之動葉片與靜葉片都有之狀態下相比，不存在有意差（即，在統計上是可以接受的） ，沒有問題。
1.3 結語 確認將低壓汽機 12 段之動翼及靜翼加以拆除，設置整流版在強度與耐震性上都沒有問題。 （圖 8）
三、四國電力公司
1. 反應爐冷卻劑系統之脫落零件檢出裝置之開發 5)
在伊方核能電廠（PWR，共有 3 部機組，分別於 1977，1982 及 1994 年商業運轉） ，於反應爐容器，蒸汽產生器，一次冷卻劑泵及一次冷卻劑配管等的反應爐冷卻劑系統內有多量的冷卻劑循環，萬一，系統內有混入脫落零件（金屬製異物等）時，會成為燃料棒或蒸汽產生器傳熱管的損傷的原因，為了要盡早檢出，各機組均設置脫落零件檢出器。
由於既設之裝置，設置後已超過 20 年以上，因為零件之製造中止等原因以數據收集．處理部為中心發生維修上的困難。因此在能活用既設之裝置的前提下，更能在各機組間共用的可搬型脫落零件檢出裝置之開發乃成為當前急務。
由以上之需求，開發出除了具有基本機能外尙具脫落零件之系統內位置推定機能之脫落零件檢出裝置（以下，稱為本裝置） ，介紹其概要。
1.1 本裝置之概要
(1) 原理
反應爐冷卻劑系統內的脫落零件，由於和系統內之構成機器或配管、容器內面接觸，而在該位置會發生衝擊訊號。本裝置乃藉著於反應爐容器，蒸汽產生器以及一次冷卻劑泵之外面設置複數的檢出器將檢出的衝擊訊號加以解析處理識別，而連續監視脫落零件之有無。
在反應爐冷卻劑系統，以一次冷卻劑泵為首的構成機器之運轉音，冷卻劑之流動引起之摺動音以及電廠啟動時之溫度上升引起的一時的雜音等，其環境條件頗為複雜，本裝置必須具有能解析處理由檢出器所得之包含雜音在內之訊號，正確的識別脫落零件之機能。
(2) 構成與機能 本裝置由訊號處理、判別部分（unit） ，訊號收錄部分，警報、可聽音盤面，解析電腦（Notebook 型） ，顯示器等組成（圖 9）
由既設之裝置所獲得的訊號被輸入於訊號處理、判別部分而作連續監視。 當訊號處理、判別部分判別為與通常之雜音不同之衝擊訊號，而識別出脫落零件時，將數據收錄於訊號收錄部分並藉著警報、可聽音盤面發出警報。 警報發出後，運轉員可藉解析電腦將訊號收錄部分之數據自動解析，在顯示器上可確認衝擊訊號波形與衝擊訊號發生場所（圖 10）
(3) 特徵
(i)可搬型能共用於 PWR 電廠（2，3，4 迴路(Loop)）之反應爐冷卻劑系統。以冷卻劑迴路單位可增設訊號處理‧判別部分，資料庫也容易定製化。
(ii)脫落零件識別機能基於獨自技術可解析處理複數之衝擊訊號，藉訊號波形之特徵可高精密度的抽出。而訊號處理、判別部分使用可靠性高的硬體。
(iii)衝擊訊號發生場所推定機能使用自由度高的軟體，在改良維護上盡量降低成本。軟體使用汎用 OS，各種參數已被資料庫化，因此當相關資訊有變更時藉簡單的參數變更即可因應。
1.2 效果 由於本裝置為可搬型，當 PWR 電廠的既設之裝置發生故障時，本裝置可立即取代而維持安定之連續監視。又以既設之裝置之更新用也可實現省空間化與低成本化。
且因可迅速而簡便的確認脫落零件之位置，不需申請解析專家前來做位置特定作業，可提升可靠性並降低成本。
1.3 今後之預定
在實機電廠藉模擬衝擊訊號實施實機機能檢證試驗的結果，確認各種訊號表示機能，訊號處理機能，脫落零件識別機能以及衝擊訊號發生場所推定機能均可正常動作，而得到實用化之前景。
今後藉在實機之試運用試驗，實施參數之詳細調整以期實用化。
四、日本原子力發電公司
1. PWR 二次系之電氣用除礦裝置之適用性評估研究 6)
日本原子力發電公司擁有 3 部核電機組，其中敦賀核能電廠有 BWR 及 PWR 各一部。本文係以敦賀核能電廠 2 號機為對象。
1.1 背景
在 PWR 二次系，為了抑制蒸汽產生器（以下簡稱 SG）傳熱管之粒界腐蝕損傷之觀點，有必要將 SG 器內水中之離子不純物濃度維持於低濃度。在 SG 內由於冷卻水沸騰不純物會濃縮，乃藉將 SG 內水之一部分連續的沖收到冷凝器，藉冷凝除礦裝置將其淨化再帶入 SG 以抑制不純物。
另一方面，主凝汽器沒有發生海水洩漏之通常的運轉狀態，在冷凝水所含之離子不純物之 80%左右乃由.SG 沖收所帶來的（圖中以 SGblowdown 水表示） 。因此如在將.SG 沖收水回收於冷凝器之前先加以淨化，則可有效率的抑制 SG 內水之離子不純物濃度。
然而傳統的淨化裝置使用離子交換樹脂，必須頻繁的加以再生，如要設置.SG 沖收淨化裝置，則須設置專用之再生設備，且再生之作業量甚大，再生廢液會大量發生，問題重重。
1.2 針對適用電氣式除礦裝置之課題 日本原子力發電公司認為如能適用電氣式除礦裝置（Electro-Deionizationsystem，EDI） ，則上述問題均可迎刃而解。且可連續做二次冷卻水之不純物去除。
此 EDI 在其他產業廣泛的被使用:如半導體裝置之洗淨用水，製造高純度水之淨化裝置等。不過傳統的 EDI 在耐熱性有課題，無法處理 50℃以上之高溫水。
另一方面，要將高溫之.SG 沖收水冷卻到以傳統的 EDI 可處理之未滿 50℃的話，除了要以利用冷凝水的再生熱交換器冷卻到 50℃左右，還須再設置藉海水冷卻之大型的非再生熱交換器。但此時不但成本太高，且如運轉中如發生海水洩漏有可能在二次系統內帶入海水成分，風險不小。
在本研究，與 ORUGANO 公司合作，使用該公司所開發之高溫因應型 EDI 之試驗裝置，於敦賀核能電廠 2 號機（以下簡稱敦 2）做了實機.SG 沖收水之長期通水試驗，藉評估 EDI 之不純物去除性能與其安定性來檢證 EDI 對 SG 器內水之沖收淨化裝置之適用性。
1.3 EDI 之不純物去除原理 如圖 11 所示，將混床式離子交換樹脂置於由陽離子交換膜與陰離子交換膜所夾電池（cell） ，其兩端施加直流電流，可同時做水中之不純物去除與樹脂之再生，變更電池之電流密度，可調節不純物去除性能。
1.4 試驗方法
(1) EDI之要求性能之設定
使用於敦 2 之傳熱管之 InconelTT600 材料，對於離子不純物之粒界腐蝕損傷具有敏感性，為了維持 SG 傳熱管之長期的健全性，制定 SG 內水之鈉，氯及硫酸之各離子不純物濃度之目標值加以管理。
只使用 EDI 的.SG 沖收淨化裝置以淨化二次冷卻劑為前提，求得 EDI 出口水之各離子不純物濃度，把它當作 EDI 之要求性能。 （前提為維持 SG 內水之各離子不純物濃度在目標值以下） 。此 EDI 之要求性能乃藉日本原子力發電公司所開發之在二次系統的離子不純物之物質平衡模式來算出，在 EDI出口水之鈉離子，氯化物離子及硫酸離子濃度之各基準值分別為 0.5ppb 以下，0.5ppb 以下及 0.05ppb 以下。
(2) 實機通水試驗
將 EDI 試驗裝置接到敦 2.SG 沖收水之取樣配管，將藉電熱器加溫到 500C的.SG 沖收水通水到 EDI 試驗裝置，為時約 4 個月，從裝置出入口水中之各離子濃度評估 EDI 之不純物去除性能及其安定性。
從事前的實驗室試驗求得滿足 EDI 出口水之基準值所必須之電池的電流密度，藉控制施加電壓之大小讓試驗裝置的電流密度恆常在此值。
1.5 試驗結果 在實機通水試驗的 EDI 出入口水之離子不純物濃度之變遷示如圖 12。
在敦 2 為了要抑制碳鋼配管之腐蝕，將二次冷卻劑中的氨濃度提升到本來的 10倍左右，也就是引進 High-AVT (AllVolatileTreatment)，因此.SG 沖收水中含有約 4ppm之高濃度的氨。在 High-AVT 的環境下，要同時除去高濃度的氨與微量之離子不純物，在確保不純物之去除性能上構成非常嚴格的條件，然而在試驗期間 EDI 出口水之離子不純物濃度在上述之基準值以下變遷，顯示 EDI 擁有做為.SG 沖收淨化裝置所要求之不純物去除性能，在通水開始經過約 70 日的左右，EDI 出口水之鈉濃度一時性的比入口水的鈉濃度為高，這是因為把裝置分解檢修時，其裝置內部受到污染所致，而非不純物去除性能下降。
1.6 今後之展望 高溫對應型 EDI 能將原有之 EDI 無法處理的 500C 的高溫水加以安定的處理，並擁有 PWR 二次冷卻劑之淨化裝置所要求的不純物去除性能。因此可適用於實機，即可做為.SG 沖收淨化裝置。
另一方面，EDI 也可當做藉著大氣開放型之槽的二次系統補給水等，由於碳酸飽和之故很難藉離子交換樹脂做除礦處理的系統水之淨化裝置，因此日本原子力發電公司準備將其適用到已運轉及新建電廠的二次系統補給水處理設備。
參考文獻：
1. 電氣評論 2008 年 1 月號 p.93~95
2. 電氣評論 2008 年 1 月號 p.113~114
3. 電氣評論 2008 年 1 月號 p.130~131
4. 世界之核能開發之動向 2003 年版
5. 電氣評論 2008 年 1 月號 p.212~213
6. 電氣評論 2008 年 1 月號 p.277~278
