黃榮富

核二廠保健物理組輻射防護課長

核能電廠反應爐執行飼水注氫(HWC)策略，將可降低反應爐心內部組件之晶間應力腐蝕(IGSCC)速率，提昇反應爐水之水質，減少爐心內部及管路檢查和維修次數，因此飼水注氫後，除可抑低IGSCC速率外，亦可節省工作人員於高輻射區維修工作之時間及劑量，對於機組穩定運轉有其正面效應。本廠一、二號機分別於11/16/2006、 11/01/2006執行反應爐飼水注氫 0.5ppm，並預計執行注氫量將以1.0 ppm為目標。

飼水注氫後汽機廠房部分區域之背景輻射劑量率將升高3~10倍，本廠雖已執行加裝屏蔽、高輻射劑量率區域安裝監視器、部分高輻射劑量率之設備例如冷凝水泵差壓錶、馬達震動數值表等移至低劑量區監看及參考其他參數佐證以減少現場高輻射劑量率區域之巡視頻度等，但考量機組停機後再循環管路之劑量率可能增建，且目前本廠之集體有效劑量實績值與WANO(World Association of Nuclear Operators)之PI(Performance Index)值相比尚有一段距離，因此針對飼水注氫後之劑量抑減措施，實為目前本廠輻射安全管制作業最重要之一環。

台電公司為世界核能發電協會 (WANO) 之會員，WANO之其中一項功能即透過舉辦TSM(Technical Support Mission)會議，派遣專家協助各會員找出問題點，並提出解決因應策略。目前台電所屬之WANO-TC(Tokyo Center)共有36個會員，該中心今年將舉辦28個TSMs，預計於2009或2010年，該中心將以達到每個會員每一年舉辦一次TSM為目標。本廠即針對此項議題向WANO-TC提出舉辦TSM之申請。

 

一、議題內容
　　本廠於去年透過台電總公司核能發電處運轉組向WANO-TC 提出舉辦本次TSM之申請，內容為：

(一)、主題：核能電廠反應爐飼水注氫後之劑量抑低策略。

(二)、目的：

1. 於飼水注氫後，針對停機及運轉中之汽機高壓段找出對本廠有效益之劑量抑低策略。

2. 如何使安裝於乾井之半永久性屏蔽對劑量抑減能夠獲得最大效益，且該屏蔽安裝能夠符合萬一機組發生冷卻水斷管事件(LOCA)時之安全評估。

(三)、議題內容：

1. 耗乏鋅添加技術及其對燃料完整性之影響。

2. 飼水注氫期間之劑量抑低策略。

3. 貴重金屬添加技術及其對燃料之完整性之影響。

4. 化學除污對機組停機之劑量抑低經驗。

5. 機組正常運轉期間，安裝於乾井再循環管路半永久性屏蔽之安全分析技術及經驗。

6. 乾井再循環管路安裝半永久性屏蔽後，非破壞檢測(ISI)工作之劑量抑低成本與效益分析。

7. 乾井再循環管路半永久性屏蔽技術規範，以因應機組萬一發生LOCA事件之需求。

8. 對飼水注氫環境中，採取防止燃料破損之策略為何？

二、活動日期：
　　經與WANO-TC聯繫後，決定TSM舉辦日期為2008.05.19至05.23，由該中心派遣Hamaoka、Tokai-2及Shimane等日本核電廠之三位專家，並請該中心之計畫經理當協調人，另派遣一名日文之翻譯(英文譯日文)，蒞廠舉辦TSM會議。

三、TSM過程及討論事項：

(一)、5/19活動摘要

1. 本廠針對目前之電廠現況與劑量抑低之作為及問題點提出簡報。

2. WANO-TC針對TSM之計畫及活動細節提出簡報。

3. 現場參訪與觀察。

4. Hamaoka核電廠耗乏鋅(Depleted zinc addition)添加對乾井再循環(PLR)管路之輻射劑量率抑減技術簡報。

(1).介紹耗乏鋅添加方式(日本Hamaoka核電廠是使用Zinc Addition Pump將溶於水中之耗乏鋅粉末泵入除礦器下游進入系統中)，及耗乏鋅在反應爐之作用機制等。

(2).Hamaoka核電廠專家認為反應爐注入耗乏鋅後：

①對工作人員之劑量抑減有助益。

②對燃料破損並無特別影響。

③未發現不正常腐蝕或氧化膜形成。

④確認可降低PLR管路上之Co-60沈積物。

⑤該電廠將持續注入耗乏鋅，持續觀察對PLR管路劑量抑減之貢獻。

5. Tokai-2核電廠如何抑減飼水鐵離子濃度，以抑低輻射劑量率簡報：

(1).Co-60為沸水式(BWR)核能電廠最主要之輻射源。

(2).抑減劑量之策略不僅需抑減反應爐中Co-60之濃度，同時需抑減飼水中鐵離子濃度，因為Co-60係由鐵酸鹽受中子照射形成。

(3).反應爐水中注入鋅可降低鐵離子濃度，因為鋅將與鐵結合沈積於燃料之表面。

(4).為了抑低飼水鐵離子濃度，Tokai-2核電廠使用進步型樹脂清洗系統(Advanced Resin Cleaning System)，該系統購於美國，設置費用約3~4千萬新台幣，由於Tokai-2電廠並無前置過濾器(與本廠相同)，因此該電廠使用ARCS清洗樹脂，認為有助於飼水鐵離子濃度(同時降低劑量)及爐水硫酸根濃度之抑減，同時亦可降低樹脂清洗時產生之廢液量。

6. Shimane電廠執行飼水注氫後，管路輻射劑量率增建因應策略簡報。

(1).Shimane電廠每三個月執行一次HWC停用(三天)策略，雖不利於HWC之可用率，但有利於鉻酸根釋出，避免於HWC環境中形成Cr₂O₃(不溶物)，沈積於PLR出口管路，造成該管路之輻射劑量率升高。

(2).執行化學除污後，在HWC環境下，管材內層表面外層之鐵酸鹽與內層鉻鐵礦間結合不如NWC(Normal Water Chemistry)環境下緊密，因此Co-60較容易進入內層與鉻鐵礦結合，造成管路輻射劑量率升高，即在HWC環境下執行化學除污後之輻射劑量率回復(Rebound)較NWC高。

(3).Shimane電廠執行HOP(使用高錳酸鉀與草酸當除污劑)之化學除污，清除管材表面之Fe₂O₃、MFe₂O₄【M：Fe,Ni,Co】、Cr₂O₃等物質後，再執行Hi-F Coating (Hitachi Ferrite Coating)，使管材表面形成Fine Ferrite (Fe₃O₄)之薄膜(film)，可減緩化學除污後之輻射劑量率回復(Rebound)，避免管路材質氧化內層Co-60之沈積，進而有效降低現場或管路之輻射劑量率。

(二)、5/20活動摘要

1. Hamaoka核電廠貴重金屬添加技術簡報：

(1).HWC主要係藉由飼水加氫改變反應爐內部的氧化環境，降低反應爐水之ECP(Electrochemical Corrosion Potential)，以抑制反應爐內部組件之IGSCC的發生及減緩裂痕成長速度，另可透過添加貴重金屬( NMCA)方式，經由貴重金屬當催化劑於管材內層形成保護層，降低管材表面之氧與氫氧化物濃度，以允許在較低的注氫濃度下，即可達到降低 ECP目的。

(2).美國自1996年首次執行NMCA，日本目前共有三部機組執行NMCA (Hamaoka-1、Hamaoka-2及Kushar-2)。

(3).Hamaoka-1 於1998年5月開始HWC，2000年9月執行NMCA：

①貴重金屬注入量：約1.1Kg (Pt：約0.5 Kg，Rh：約0.6 Kg) 。

②貴重金屬溶液化學型態： Pt： Na₂Pt(OH)₆， Rh： Na₃Pt(NO2)₆。

③貴重金屬注入時間：約60 hours ( 經由RHR-B系統運轉方式注入)。

④NMCA 持續注入兩天後，貴重金屬最大濃度約為560ppb，平均濃度約為143ppb。

⑤在RWCU系統中，貴重金屬濃度< 10ppb。

(4).2001年11月7日 Hamaoka-1執行偵測試驗時發生RHR System 之一條管路破管，主要原因係貴重金屬附著在管路上造成催化作用，高溫蒸汽在管路上產生氫及氧之累積而導致破管。Hamaoka-1為防止氫之累積，採用設置隔離閥並移除可能產生氫累積疑慮之管線。

2. 飼水注氫後對燃料破損之影響簡報：

(1).水化學策略改變燃料監測檢驗計畫。

(2).HWC環境下，燃料破損機率及劣化機率並無顯著變化。

(3).破損燃料肇因及對策。
提供 2起燃料破損案例摘要（日文）供參考。

3. Tokai-2核電廠乾井安裝永久性屏蔽之經驗簡報：

(1).介紹各式鉛屏蔽設計方式及加裝屏蔽後之效果，並提供加裝鉛屏蔽之成本訊息，鉛屏蔽設計方式計有下列幾種：

①裝鉛屏蔽門或整條管線覆蓋鉛磚。

②掛鉛毯。

③保溫材內加裝鉛片層。

(2).每降低1mam•mSv之代價為花費1百萬日幣，該電廠於1988年至1998年間共計花費至少10億日幣於乾井內之RHR (Residual Heat Removal)、PLR(Primary Loop Recirculation)及RWCU(Reactor Water Clean-up)等系統之管路加裝鉛屏蔽。

(3).提供歷次大修之工作劑量資料，以顯示加裝鉛屏蔽之成效。其中效果最明顯者為再循環管路升管區域之空間輻射劑量率，由0.44 mSv/h降至0.12mSv/h，而大修期間之集體有效劑量由3.2人西弗降低至1.9人西弗，抑低集體有效劑量為1.3人西弗。

(4).加裝鉛屏蔽對抑低工作人員的集體劑量是非常有效的方法，但是除了考慮成本因素外，對於安裝現場是否妨礙其他作業，例如再循環管路之非破壞檢測作業也是必須事先考量的因素。

4. 半永久性屏蔽安裝之相關議題討論：

(1).在日本，本項工程之安裝並不涉及萬一發生LOCA事件時產生之飛射物或SRV(Safety Relief Valve)沖放及考量地震之安全分析修正，所以不需考量該等事故的安全評估，僅需符合工作法規即可。

(2).Tokai-2核電廠藉由不同區域安裝各種合適的鉛屏蔽型式，以配合現場工作需求，避免加裝鉛屏蔽後，影響狹小空間的檢修或檢測工作。

(3).由於台、日兩國的核能安全法規體系不同，所以日本核電廠於乾井再循環管路加裝半永久性屏蔽時，並不會遭遇類似本廠需評估因應機組萬一發生LOCA時產生之飛射物或SRV沖放及考量地震事件的安全分析問題，因此日本核電廠可輕易在機組運轉中，於乾井RHR、PLR及RWCU等系統之管路安裝屏蔽，而本廠僅能於機組大修中在乾井再循環管路加裝臨時性屏蔽，但正常運轉中，需將該臨時性屏蔽拆除，因此不符合劑量抑低之成本效益評估。

(三)、5/21活動摘要

1. 參觀本廠化學組之實驗室設備，瞭解本廠水化學之分析項目。

2. 就目前本廠規劃加裝乾井鉛屏蔽所遭遇的法規問題，與WANO專家再次交換意見，希望更進一步瞭解日本對於此類工程的處理態度。

3. 進一步與專家探討TOKAI-2核電廠加裝鉛屏蔽後之效益，以確認其對於抑低大修集體有效劑量之貢獻。

4. WANO專家表示，日本之RHR SDC(Shutdown Cooling)使用時機由原先的水溫限制為150℃降至110℃，如此將可有效降低RHR相關管路之輻射劑量率。【目前本廠RHR SDC使用時機為在爐壓133Psig(約175℃)以下即可，或可參考日本核電廠之經驗調整RHR SDC的使用時機，以抑低RHR系統檢修工作之集體有效劑量。】

5. WANO專家表示日本自有一套核能安全管制系統，所以並不瞭解本廠遵循美國的安全管制系統，建議本廠應直接尋找於乾井加裝鉛屏蔽之歐美核電廠詢問為宜。另外，本廠提供安全分析依據準則【FSAR Ch15 App.A “New Loads Adequacy Evaluation.’’ 】資料供WANO專家參考。

6. 依據文獻之報導，如果添加NMCA後將造成反應爐內之廢氣/爐水活度異常變動，而可能對燃料完整性出現誤判的問題，對此詢問日方是否有處理經驗，WANO專家表示日本核電廠執行類似計畫時，反應爐內之廢氣/爐水活度變動幅度較小，並無類似困擾。

7. 討論本廠對於水化學的處理情況，除提出本廠相關資料外，亦請WANO專家提供日本核電廠的相對資料作為比較，藉以蒐集日本「Hamaoka」、「Tokai-2」、「Shimane」等核電廠之水化學處理設備及運轉資訊（如導電度、TOC、樹脂更換時機、頻度等）共計11項，將作為本廠處理水化學之參考。另請WANO專家於會後提供Shimane核電廠有關 Hi-F Coating技術之資料、飼水/爐水之金屬分析資料及爐水中Co-60之活度分析資料。

(四)、5/22活動摘要
本日之活動主要為專家們撰寫本次之TSM報告。

(五)、5/23活動摘要
本日舉行總結會議後，專家們即離開本廠搭乘下午之班機返回日本。總結會議中，專家們共提出六項建議：

1. 化學除污：各核電廠執行化學除污時，如果除污方式係藉由將化學藥劑採充滿及洩放浸泡管路，則化學除污工作應再配合高壓水清洗管路方式執行，以移除管路被化學藥劑清洗後產生剝落之殘渣，因當管路殘渣被化學藥劑清洗而剝落後，該殘渣容易聚集於管路之水平或肘部位置，且該殘渣不易被採充滿及洩放浸泡管路之化學除污方式移除，但容易利用高壓水清洗管路方式移除。

2. 再循環管路輻射劑量率抑低

(1).化學除污後之沈積物控制
專家建議採取一些措施以抑減化學除污後之管路輻射劑量率增建問題，依據專家們之經驗飼水注氫執行化學除污後，其被化學除污過之管路放射性沈積物量將較飼水未注氫時高，如果未採取適當措施，被除污過之管路輻射劑量率將因增建而較化學除污前高，因此專家建議可採行之相關措施計有：加耗乏鋅、Hi-F Coat、NWC prefilming，而其效用為：注耗乏鋅≧Hi-F Coat＞NWC prefilming。

(2).飼水注入耗乏鋅
專家建議本廠可藉飼水注入耗乏鋅來抑減再循環管路之輻射劑量率，如果注氫量達1.0ppm時，ECP可降至-230mV，在此環境下，管路內層表面之薄膜成分將由Fe₂O₃變成Fe₃O₄，則Co-60將容易進入Fe₃O₄形成CoFe₂O₄，因為Co-60之加入，管路輻射劑量率因此升高，為了抑低管路之輻射劑量率，目前已發展出來之措施為於飼水中注入耗乏鋅，因為耗乏鋅較Co-60更容易進入管路內層表面形成薄膜，注入貴重金屬也有相同之效果，但目前唯一研發出來之抑減再循環管路劑量率技術為注耗乏鋅而已。

3. 抑減飼水之鐵離子濃度
專家建議本廠抑減飼水之鐵離子濃度，因為抑低鐵離子濃度為一非常有效之輻射曝露抑減方法。如果採行飼水注入耗乏鋅之措施，當飼水之鐵離子量降低，注入耗乏鋅量亦可降低，因此注入耗乏鋅之費用將因鐵離子含量減少而減低。抑低飼水鐵離子含量之措施例如：使用ARCS或利用樹脂之年限效應。但對本廠而言，因樹脂之年限效應，將使反應爐水產生較高之硫酸鹽離子濃度，但本廠控制反應爐水在較低之硫酸鹽離子濃度狀況，因此較不可行。

4. 控制RHR管路之輻射劑量率增建
專家建議反應爐應於較低溫度下，使用RHR系統執行機組停機冷卻。在日本將反應爐之溫度由175℃降至低於120℃後，再使用RHR系統執行機組停機冷卻，將可抑低RHR管路之輻射劑量率，其主要作用機制如下：

(1).當電廠在運轉時，RHR管路充滿水，在此期間，RHR管路內層表面將形成氫氧離子薄膜。

(2).當RHR系統啟用於機組停機冷卻時，氫氧離子將接受較高溫度，而造成去氫化形成氧化鐵。

(3).此時Co-60將進入薄膜，且固定在內層薄膜上。

(4).如於較低溫度下，使用RHR系統做機組停機冷卻時，將抑制氧化鐵產生，進而抑制Co-60出現於RHR系統管路之內層薄膜上。

5. 執行HWC機組正常運轉期間之劑量抑低措施
專家們建議本廠應在受飼水注氫造成劑量升高之汽機廠房相關區域，進一步執行劑量抑低措施。例如當注氫量由0.5ppm升高至1.0ppm時，值班員之輻射曝露預期將增加，當值班員進入受N-16核種影響而造成輻射劑量率升高之區域巡視時，可考慮將注氫量降低，以抑減個人之輻射曝露。

6. 乾井屏蔽之安裝
高輻射源造成個人高輻射曝露區域之管線或設備加裝半永久性屏蔽為抑減輻射曝露非常有效方式，本廠一、二號機乾井區域之RWCU系統管線早期已安裝半永久性鉛屏蔽，且兩部機已考量安裝更多之半永久性屏蔽，因此專家建議考量合適區域、屏蔽厚度及屏蔽形式等，對於高輻射劑量率區域之空間輻射劑量率抑減將是非常有效益，且安裝半永久性屏蔽可減少臨時屏蔽安裝及移除所耗費之輻射曝露，雖然於乾井區域安裝半永久性屏蔽有很多限制，但在限制內尋找出有效之屏蔽安裝方式仍是非常需要的。

 

一、此次之TSM活動，本公司僅需支付三位專家之食宿費用，其他如協調人及翻譯之食宿費及所有機票費用均由WANO-TC支付。

二、專家們從多方面考量提出核電廠執行HWC後之劑量抑減措施，對本廠之助益良多：

(一)、運轉模式：例如降低飼水中鐵離子濃度、RHR SDC之使用時機。

(二)、操作模式：例如適時降低飼水之注氫量。

(三)、替代模式：例如注入耗乏鋅、NMCA等。

(四)、屏蔽效益：例如考量合適區域、屏蔽厚度及屏蔽形式等加裝鉛屏蔽。

三、本廠對於專家們之建議將積極採行，例如RHR SDC使用時機，本廠將於今年11月二號機第十九次機組大修中採行，並驗證其對抑低集體有效劑量之成效，另將請ARCS之設計製造廠商蒞廠洽談本廠是否適合使用該系統來抑減飼水之鐵離子濃度。

四、對於乾井內RHR、PLR及RWCU等系統管路安裝半永久性屏蔽，雖於本次之TSM會議中未獲得解決，本廠亦將積極聯繫美系核電廠對此之解決方式，做為未來該等區域抑低集體有效劑量之考量。