伍、分析結果與貯存限制
(一)可涵蓋目前合約與預期未來可能提供燃料束之極端保守案例
對於可涵蓋目前合約與預期未來可能提供燃料束之極端保守案例，AREVA NP假設U-235濃縮度4.6 wt%、有12根含2.5 wt%氧化釓之燃料棒進行分析，計算結果顯示可貯存之燃料束數目必須依圖五所示限制在120束。以KENO-V.a程式針對新燃料貯存窖內均勻情況之各種不同水密度比例進行評估，計算所得之k-eff 數值如表二所示，其中水密度比例21%情況的k-eff 數值最大。表三顯示各種製造容許差異限度之反應度影響，其反應度總合效應為0.0055。AREVA NP在臨界分析報告修訂版中改用方程式(3)計算最高有效中子增殖因數如下：
kmax = 0.9410 + 0.00372 + 0.0085 + [2.3962(0.000552 + .003872) + 0.00552]½ = 0.964
因此，在部分密度水緩和情況之最高有效中子增殖因數小於0.98之接受準則限值。
在完全淹水的情況，KENO-V.a計算所得之k-eff數值為 0.813，加上其他必須考慮之因素，最高有效中子增殖因數仍遠低於0.95之接受準則限值。在完全乾燥的正常情況，KENO-V.a計算所得之k-eff數值只有0.568，臨界安全餘裕極大。
貯存限制：此分析案例假設每一燃料束都裝上厚度0.08吋之燃料匣，貯存之燃料束除了在濃縮鈾區域晶格之U-235平均濃縮度不能超過4.6 wt%、至少有12根含至少2.5 wt%氧化釓之燃料棒外，必須安裝厚度至少0.08吋之燃料匣(或100/75-mil之厚薄型燃料匣)，貯存之燃料束數目必須依圖五所示限制在120束。
此案例為極端保守之分析案例，不僅可涵蓋目前合約AREVA NP將提供的燃料束，亦可涵蓋AREVA NP所預期未來可能提供給核一廠的燃料束設計。實際上依據目前合約AREVA NP將提供的燃料束之平均氧化釓裝填量一般都超過4.5 wt%，遠高於假設的2.5 wt%，濃縮度也低於4.6 wt%；另外，假設的頂部天然鈾反射體的長度為6吋，此係為了涵蓋預期未來可能提供的燃料束設計，與核一廠目前之實際數值11.45吋不一致；此亦為不符合實際情況之過於保守的假設。
(二)可涵蓋目前合約剩餘3批次燃料之保守案例
實際上依規劃目前燃料合約中只有尚未送抵電廠的剩餘最後3批次燃料(CS1R23、CS2R23及CS1R24)預期有可能放入新燃料貯存窖，而未來燃料合約所提供的燃料束本應由該合約得標廠商依合約要求進行新燃料貯存窖臨界分析，AREVA NP原分析案例考慮之適用範圍太廣。本公司建議針對目前燃料合約剩餘3批次燃料之特性，並納入正確的頂部天然鈾反射體的長度及kmax計算方程式，分析130個位置都可貯放燃料束案例；因為新燃料貯存窖部分位置無法貯放燃料將造成燃料吊運不便及燃料誤置之可能性，此分析有助於進一步加強彈性及避免燃料誤置。
AREVA NP根據目前燃料合約剩餘3批次燃料之特性(CS1R23、CS2R23燃料束設計已完成，CS1R24燃料束設計預期將類似)，決定所模擬的燃料束軸向晶格設計參數(U-235濃縮度及氧化釓裝填量)分布如下：
1. 燃料束頂部與底部分別有11.45"及6"的天然鈾反射體。
2. 6"至72"：U-235濃縮度4.5 wt%、有12根含4 wt%氧化釓之燃料棒。
3. 72"至96"：U-235濃縮度4.5 wt%、有12根含6 wt%氧化釓之燃料棒。
4. 96"至138"：U-235濃縮度4.4 wt%、有12根含3 wt%氧化釓之燃料棒。
以KENO-V.a程式針對新燃料貯存窖內均勻情況之各種不同水密度比例進行評估，計算所得之k-eff 數值如表四所示，其中水密度比例24%情況的k-eff 數值最大。使用方程式(3)計算最高有效中子增殖因數如下：
kmax = 0.9603 + 0.00372 + 0.0020 + [2.3962(0.000562 + .003872) + 0.00552]½ = 0.977
因此，在部分密度水緩和情況之最高有效中子增殖因數小於0.98之接受準則限值。在完全淹水的情況，KENO-V.a計算所得之k-eff數值為 0.808，加上其他必須考慮之因素，最高有效中子增殖因數仍遠低於0.95之接受準則限值。在完全乾燥的正常情況，KENO-V.a計算所得之k-eff數值只有0.559，臨界安全餘裕極大。
貯存限制：貯存之燃料束必須安裝厚度至少0.08吋之燃料匣或100/75-mil之厚薄型燃料匣，燃料束之特性必須為此分析案例假設的燃料束軸向晶格設計參數所保守涵蓋(晶格之U-235平均濃縮度不能超過假設值及氧化釓裝填量不能低於假設值)，該燃料束方可不受限制地貯放於新燃料貯存窖之130個位置。目前CS1R23、CS2R23燃料束設計已完成，確定可為此分析案例所涵蓋，CS1R24燃料束設計預期將類似，亦應可為此分析案例所涵蓋。萬一CS1R24燃料束無法為此分析案例所涵蓋，或目前燃料合約中其他已送抵電廠但尚未放入爐心之燃料(CS1R22、CS2R22)有必要放入新燃料貯存窖，仍可依極端保守案例之120個允許貯存位置貯存。如果有一燃料束必須依極端保守案例之120個允許貯存位置貯存，則新燃料貯存窖就只能依極端保守案例之120個允許貯存位置貯存。CS1R22及CS2R22燃料束將於新燃料接收檢查後置入燃料池存放，並預計於97年3月二號機EOC-22及97年10月一號機EOC-23大修時全部置入爐心使用，預期不會放入新燃料貯存窖。
陸、執照申請
(一) 臨界分析報告審查
本公司於97年1月17日正式將核一廠新燃料貯存窖臨界分析報告及本公司內部審查意見表陳報原能會，原能會於97年3月7日提出第一次審查意見，共有3項，另於97年5月9日提出第二次審查意見，共有2項。原能會主要係針對分析報告內容疏漏或需進一步補充說明之處要求提供補充資料，這些問題有助於確保分析內容之完整性，尤其是厚薄型燃料匣設計原本並未涵蓋於臨界分析內，本公司係在報告送審後才決定採用，問題的提出可加速厚薄型燃料匣的審查，在此對原能會主管部門與審查委員與的細心與協助深表感謝與敬意。由於原能會審查意見係以中文提出，本公司在收到原能會意見後立即將其翻譯成英文給AREVA NP使用，而AREVA NP提出的答覆初稿都極為簡單，且未針對審查意見提供量化資料，為順利取得原能會同意核備，本公司針對不足之處引用核二廠及核四廠相關分析之靈敏度量化資料予以補充，隨後並取得AREVA NP之同意，另外亦與審查委員電話討論，確認其用意。經補充說明及澄清後，原能會審查評估報告之審查結論為審查意見答覆內容大抵符合合理保守方向原則，可以接受，(7)該臨界分析報告於民國97年6月30日獲原能會同意核備。審查意見及答覆內容概述如下：
1. 計算最高中子增殖因數之方程式：
有關AREVA NP在新燃料貯存窖臨界分析報告Page 6-2計算最大K值方程式中將蒙地卡羅不準度（σc）之95/95信心度（2σc）併入計算程式不準度（Uσb）中，原能會認為並不合理，幸好評估計算程式不準度比對20組臨界實驗數據之95% one-sided tolerance multiplier為U=2.396比2大，使最後結果朝保守方向，因此此次誤用不會造成壞的影響，仍可接受。
此點與本公司之意見一致。
2. 使用燃料束平均濃縮度的保守性：
分析基準燃料為ATRIUM-10 U-235平均濃縮度4.6 wt%內含12根2.5 wt%氧化釓之燃料棒，計算模式並未討論燃料晶格濃縮度分佈形特性，因此請廠家對此議題進一步說明，並證實其使用之基礎燃料設計比本次欲貯存燃料濃縮度分佈保守。
針對此點，AREVA NP提出的答覆極為簡單，只是說明分析假設所有燃料棒U-235濃縮度均為4.6%，此假設較實際分佈保守，實際燃料束設計在靠近燃料束間wide-wide water gaps之外圍區域使用的濃縮度較低，外圍區域水較多緩速效果較好，外圍區域低濃縮度燃料棒若以較高濃縮度取代，則會導致較高之反應度。而BWR燃料設計同時亦有其他諸多限制，例如CPR, LHGR, APLHGR, power peaking, cold shutdown margin, hot excess reactivity等，將來的設計亦不會偏離目前的設計，因此濃縮度均質假設對臨界安全觀點是朝向保守。
由於AREVA NP並未針對審查意見提供量化資料，本公司另使用核二廠用過燃料池臨界分析之資料予以補充，(8)表五比較三種ATRIUM-10晶格「均一濃縮度分佈」與「實際濃縮度分佈」之反應度，「均一濃縮度分佈」之反應度都比「實際濃縮度分佈」為高。因此，臨界分析之「均一濃縮度分佈」假設是保守的。
3. 使用KENO 27 Group能群中子截面資料庫的適用性：
本案使用KENO-V.a程式作為分析工具，其使用之中子截面資料庫為27 Energy Group。計算結果顯示kmax發生在水密度約21%，此情境為霧狀偏乾燥，而KENO之27 Group能群中子截面資料庫均為全水環境時透過中子不同能譜Flux所折疊（Collapse）而來。因此27 Group能群中子截面資料庫是否仍適用本案值得商榷，原能會審查委員要求說明KENO 27 Group能群中子截面資料庫之適用性或進一步使用具有連續能群能力程式（例如MCNP）加以評估。
針對此點，AREVA NP使用SCALE 4.4a模組程式系統之KENO V.a，以ENDF/B-V之238 Group能群中子截面資料庫重做最嚴重案例計算，238 Group中子能群分佈已經非常接近連續分佈，如表六所示，計算結果證實kmax發生在水密度約21%，且238 Group 與27 Group計算結果之差異很小。因此，KENO 27 Group能群中子截面資料庫可以適用本案。
4. 燃料束偏離貯存格中心位置（Off-center）之反應度效應：
本案臨界分析報告中並未討論燃料束位置偏離貯存格中心之反應度效應，原能會審查委員要求補充說明。
針對此點，AREVA NP提出的答覆極為簡單，大體上只是說明燃料束位置偏離貯存格中心之反應度影響很小：如果所有燃料束都朝同一方向偏離，則燃料束間距維持不變，不會造成顯著之反應度變化，如果燃料以隨機方式偏離，則間距變小燃料束之反應度效應會被間距變大燃料束之反應度效應所抵消，整體反應度之變化應很小。
由於AREVA NP只提供定性敘述，並未針對審查委員要求提供保守的量化資料，並不符審查委員之實際要求。本公司另使用核四廠新燃料貯存窖臨界分析之資料予以補充，該分析以MCNP程式分析所有燃料束從貯存單元中心偏移到角落之不同位置，結果顯示最大之反應度影響小於4 mk，此為模式中假設所有燃料束可以自由移動之極端結果。核一廠新燃料貯存窖之貯存格架單元底座中心有一3.625”之斜角圓筒(chamfered hole )，用以承接燃料束下部繫板(lower tie plate)及承受燃料束重量，燃料束移動會受限制，只有上半部有可能遇到極端偏離情境。因此，即使假設所有燃料束從核一廠貯存單元中心偏移到最大可能程度，其反應度效應預計應小於核四廠分析結果(4 mk)的一半(即<2 mk)，若將此反應度效應與其他容許差異限度以統計方式相結合，kmax計算式之(U2(σc2 + σb2) +Δk_tol2)½項的數值將由0.01078增加至0.01096，其影響很小，kmax的數值將維持不變。
5. 使用厚薄型燃料匣的適用性：
本案臨界分析報告中之貯存限制提到其必須安裝厚度至少0.08吋之燃料匣，原能會要求說明新燃料貯存窖之分析是否適用於中間厚度小於0.08吋之厚薄型燃料匣。
本案臨界分析進行時原本並未預期會在核一廠使用厚薄型燃料匣(advanced fuel channel，亦稱為進步型燃料匣)，由於燃料匣彎曲議題，核一廠預計於一號機週期24起就將由使用厚度0.08吋之標準燃料匣改為使用100/75-mil之厚薄型燃料匣設計。AREVA NP對類似新燃料貯存窖之分析結果顯示有燃料匣與無燃料匣案例之反應度差異只有約2 mk，厚度0.08吋之標準燃料匣與100/75-mil之厚薄型燃料匣之截面面積(正比於使用之Zr材料總量)之差異很小(1.66 - 1.75 = -0.1 square inches)，使用100/75-mil厚薄型燃料匣對反應度之影響很小，可以忽略。雖然100/75-mil厚薄型燃料匣之中間厚度小於0.08吋，由於使用之Zr材料較多，對反應度並不預期會有不利影響。因此，100/75-mil厚薄型燃料匣為厚度0.08吋之標準燃料匣的可接受替代品。
(二) 後續管制要求與注意事項
原能會在本案審查評估報告之第五節要求核一廠使用新燃料貯存窖時必須遵循以下限制：(7)
1. 新燃料應套入燃料匣後，才能置入新燃料貯存窖，其燃料匣型式應為80 mil標準型或100/75 mil進步型。
2. 燃料型態和軸向U-235平均濃縮度及氧化釓裝填量分佈
(1)貯存120束燃料（必須依安全分析報告配置圖排列）時，燃料型態為ATRIUM-10，其U235平均濃縮度不能超過4.6 wt%，且至少內含12根2.5 wt%氧化釓之燃料棒。
(2)貯存130束燃料時，燃料型態為ATRIUM-10，且其軸向U-235平均濃縮度及氧化釓裝填量分佈必須符合以下要求：
a. 燃料束頂部與底部分別有11.45"及6"的天然鈾反射體。
b. 6"至72"：U-235濃縮度不能超過4.5 wt%、至少有12根含4 wt%氧化釓之燃料棒。
c. 72"至96"：U-235濃縮度不能超過4.5 wt%、至少有12根含6 wt%氧化釓之燃料棒。
d. 96"至138"：U-235濃縮度不能超過4.4 wt%、至少有12根含3 wt%氧化釓之燃料棒。
(3)如果有一燃料束必須依2.(1)項所述貯存120束燃料之條件貯存時，則新燃料貯存窖就只能依120個允許貯存位置貯存。
3. 臨界安全分析基礎對象為新燃料，並未考慮燃耗效應，因此絕對禁止貯存用過核燃料（特別是含氧化釓一次燒耗過燃料，其K值會比新燃料還大）。
4. 由於新燃料貯存窖長期未曾使用，使用前應進行清潔、結構檢查及格架磨擦力驗證工作，並應有程序書作為工作依據。
上列後續管制要求與注意事項中，第1至3項與本文第伍節中本公司所自行提出之「貯存限制」一致，已根據下面所述97年1月初廠處討論會議之共識，將其納入核一廠新燃料檢查程序書中進行管制。針對第4項，核一廠原本即已備妥新燃料貯存窖清理程序書，目前已開始進行相關工作。
(三)運轉技術規範及FSAR修改
由於本案臨界分析使用之接受準則 (k-eff在全密度水緩和情況必須 <0.95，在反應度最大之「最適緩和」情況，k-eff必須<0.98) 與現行運轉技術規範(Technical Specifications)及FSAR中新燃料貯存窖相關章節所敘述之接受準則不同，必須依規定將新燃料貯存窖相關運轉技術規範及FSAR修改陳送原能會審查同意後，才能開始使用新燃料貯存窖。針對相關運轉技術規範及FSAR修改之作法，本公司總處(核發處與核安處)及核一廠於97年1月初召開廠處討論會議，達成修改作法之共識，修改內容隨後亦取得AREVA NP之認同。本公司目前正積極進行運轉技術規範及FSAR修改之送審程序，由於臨界分析報告已獲原能會同意核備，預期可於短期內順利完成。
1. 黃平輝, “核一廠用過燃料池貯存容量第二次擴充案之臨界分析,”台電核能月刊, 197, p. 57, 1999.
2. NUREG-0800 (標準審查規範) Sec. 9.1.1。
3. EMF-CDP-PL-1613 Revision 1, “Customer Design Package Project Parts List Chinshan Unit 1 CSH1-23 (CS1-R22) ATRIUM-10,” February 24, 2006.
4. “A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, SCALE 4.2,” Oak Ridge National Laboratory, revised December 1993.
5. EMF-2158(P)(A) Revision 0, “Siemens Power Corporation Methodology for Boiling Water Reactors: Evaluation and Validation of CASMO-4/MICROBURN-B2,” Siemens Power Corporation, October 1999.
6. Laurence Kopp, USNRC, “Guidance on the Regulatory Requirements for Criticality Analysis of Fuel Storage at Light-Water Reactor Power Plants,” August 19, 1998.
7. NRD-SER-97-06，“「核一廠新燃料貯存窖臨界安全分析」審查評估報告”，行政院原子能委員會核能管制處，民國九十七年六月三十日。
8.黃平輝, “新舊格架混合排列之核二廠用過燃料池臨界安全分析,”台電核能月刊, 277, p. 44, 2006.
