辰隆

台電退休人員

 

美國有17家電力公司，企業共同體計劃建造超過30部機組的反應爐。本文介紹這些準備建造的機組並觸及發展中的新型機組。至於造成這陣子“搶建風潮”，則與2005年8月通過的能源政策法有關。該法規定的財政支援措施如下： 1) 針對最初之6部機組如果因為建廠延誤帶來財務損失，補償總額20億美元(上限) 2) 對PROJECT 費用之80%，由聯邦政府提供融資保證 3) 對生產電力以8年為期，可扣除每度電1.8cents 之生產稅（以600萬kW為限）。重賞之下必有勇夫又得一例證。

例證.

ESBWR的全名為：The Economic Simplified Boiling Water Reactor. 由GE日立Nuclear Energy 公司與東芝共同開發者。出力為152萬kW，屬於ABWR（進步型沸水式反應爐，核四廠乃為ABWR，出力為136萬kW）的後繼機，業界將其定位為“第三世代plus”的反應爐，標準建設工期為42個月。

日本人稱其為“革新型單純化沸水式反應爐”。到2008年1月止，已被訂購肆部機組（美國），第一號機預定2015年開始運轉。其中在維其尼亞州 North Anna的機組於2007年11月申請COL (Combined Construction permit and Operating License，即建設．運轉一體認可執照)。

 

(1)採用“被動的安全性”的最新之安全控制系統

在反應爐的上側方設置巨大的儲水槽，當事故發生時大量的水會自動的流入反應爐。目前的輕水式反應爐（light water reactor，簡稱LWR，以與重水式反應爐（即加拿大之CANDU）有所區別，台灣的核一、二、三及核四廠均屬LWR）的安全控制系統稱為“活動的安全性”。當故障發生時，啟動馬達與泵向反應爐注水。而ESBWR則不必驅動“活動的”馬達之類，因此命名為“被動的安全性”。

由於採用“被動的安全性”能確實保證可將反應爐加以冷卻。

(2)工程費用低廉

與傳統型沸水式反應爐(BWR)相比，廠房內的機器簡單化，減少設置面積。削減11系統之外，pump、valve、motor等也削減約25%。ESBWR的設計約有60%留用ABWR（即核四廠者），約40%為ESBWR之專用設計。

 

GE日立公司已向美國核能管制委員會(NRC)申請標準設計認證(DC)，預計2009年底可以取得DC。

 

 

日本三菱重工業的產品。為已被採用且建造中的日本原子力發電公司敦賀3,4號機(APWR)的專注於美國規格之改良型。（按：APWR為進步型壓水式反應爐之簡稱） 2007年12月31日向NRC申請設計認證。

以在日本所積蓄的技術而以美國之運轉管制與設廠環境加以修正之“Customized 設計”頗獲好評，預計將可在美國市場獲得電力公司的青睞。

US—APWR 之出力為170萬kW，標準建設工期為46個月，第一號機預定2015年開始運轉（已被魯米那特電力（舊TXU）採用於德州達拉斯近郊之Comanche Peak核能電廠之擴建機組，即3,4號機組）。建造單價之目標值為每kW 1,500美元。爐心熱出力為445萬kW，爐心由257根14英尺長之燃料組件組成。熱效率39%，蒸汽產生器傳熱面積為約8,500m²。

(1)縮短工期

由於限定美國市場，可把條件加以緊縮，因而得以實現大幅降低成本之目的。 工期短（46個月），成本低（競爭者之單價為1,500~2,000 US$/kW），熱效率高（39%）

(2)因應長期運轉

具體而言，因有巨大的電力需求，故建造大型機組可得到其“scale merit”（即規模功效）。為因應最長24個月之長燃料週期運轉，把燃料有效長度延伸2英尺。另耐震基準比日本稍低，因此建築物的體積可小型化，這些都有助於提升其經濟性。

(3)採用新技術

蒸汽產生器大容量化。採用與APWR同一尺寸之傳熱管，但在佈置上下工夫，因而得以增加傳熱面積（約8,500 m² ），低壓汽機採用70 inch class 之超長葉片，以提升熱效率（按：最新銳之APWR也不過採用54英吋之長葉片）

(4) 4系列之安全系統

由於美國之外部系統電源之可靠性較低，因此機械與電機均採用兩倍於日本的4系列之安全系統。緊急爐心冷卻系統(ECCS)之水源的燃料更換用水pit也放入圍阻體內，事故後之水源切換之操作就可省略了。

由於三哩島事故的影響，社會上對“爐心冷卻”很在意。US—APWR除了將冷卻劑喪失時的高壓注水系統加以多重化之外，也將事故後冷卻水注入爐心的蓄壓注入系統加以改良,高性能化。

為了比較，將日本敦賀核能電廠3,4號機之APWR主要規格表列如下

電氣出力 (MW)	約1,538
反應爐系熱出力 (MW)	4,466
爐心 燃料棒配列	17x17
燃料元件數	257
燃料裝填量 (t)	約121
平均線性出力密度(kW/m)	約17.6
爐心有效高度 (m)	約3.7
爐心等效直徑 (m)	約3.9
Loop數	4
1次冷卻劑運轉壓力 (MPa(gage)	約15.4
1次冷卻劑溫度 爐入口 (0C)	約289
爐出口 (0C)	約325
反應爐容器 內徑 (m)	約5.2
全高 (m)	約13
1次冷卻劑pump 額定流量(m3/h)	約25,800(每部)
Motor 出力 (kW)	約6,000 (每部)
蒸汽產生器 傳熱面積 (m2)	約6,500 (每部)
主蒸汽壓力(MPa(gage)	約6.03
主蒸汽溫度 (0C)	約277
蒸汽產生量 (t/h)	約2,200(每部)
蒸汽        出力 (MW)	約1,538
Turbine      低壓turbine (mm)	約1,375
最後一級葉片長度 (inch)	約54
發電機      容量 (kVA)	約1,715,000

(1)安全性獲得國家（NRC）之保證：取得設計認證的機組，於建廠預定地之公聽會上，居民無法對其安全性提出質疑，因此建廠較易推動且進度較有把握。由於工程延期之風險較小，容易從銀行團取得巨額融資。

(2)採用“被動的安全性”的最新之安全控制系統

與ESBWR相同，在反應爐的上側方設置巨大的儲水槽，當事故發生時大量的水會自動的流入反應爐。如此設計雖不適合日本與台灣等地震國家，但在大地震發生頻度少的地方頗受歡迎。

(3)工程費用低廉

與傳統型西屋之反應爐(PWR)相比，Valve削減50%，pump削減35%，配管類，通氣口，冷卻機器等削減80%，配線削減87%，因此大大降低建廠費用。如預定2016年商業運轉的 Progress Energy 公司在Florida 州的第一部機的工程費用預估在25億到35億美元之間。（下圖）

 

到2008年2月為止，單在美國本地，就被訂購12部機組。其中四部機組均已達成簽訂EPC契約（由設計、採購、建廠到試運轉）。（2008.4　喬治亞電力，2008.5.28 SCE &G 各簽兩部）

 

 2007年9月25日 NRG Energy 公司與South Texas Project Nuclear Operating公司(STPNOC)共同向核管會(NRC)申請以德州之South Texas Project Site 為對象的ABWR之建設。運轉一體認可（COL，Combined Construction permit and Operating License）。此為美國首次以完整的形式申請COL者。

要增設的機組是South Texas Project 3,4號機，準備投入52億美元，建造兩部各為出力135萬kW 級ABWR。預定2010年開工,分別於2014年及2015年開始運轉。

該核能電廠所在地的馬達哥魯達郡之首長發表聲明指出：South Texas Project核能電廠擁有安全的運轉實績，是地區社會的好鄰居。馬達哥魯達郡歡迎增設計畫，希望將清潔又安全的核能發電追加引進到德州。（按：South Texas Project電廠現運轉中為西屋製造之兩部PWR，出力各為135萬kW 級。）

GE製的ABWR於1997年獲得NRC之最終設計認證。其供應者為GE, Hitachi, Toshiba. 在日本有四部機組運轉中（東電的柏崎刈羽6,7號機，中部電力的濱岡5號機,北陸電力的志賀2號機），建造中的有三部機組:日本中國電力公司的島根3號機以及台灣的核四廠（兩部機組）。

2007年3月，STPNOC與東電簽署技術顧問契約，委託有關ABWR之建造，運轉管理之技術顧問事宜。

 

高效率且又提升安全性的100萬kW級超級新型反應爐已邁入商用化階段，另一方面出力在10萬kW以下之小型反應爐的開發也進入如火如荼的階段。其代表作為4S爐。

4S爐的全名為“Super Safe, Small and Simple reactor”取其四個S而名之。1988年由Toshiba 與電力中央研究所著手共同開發。電力中央研究所負責安全面之技術開發，東芝負責反應爐之設計營業與向管制當局之許可申請業務。

其基本數據如下表所示

出力	1萬~5萬kW
標準建造工期	12 個月
開發主體	東芝 ，電力中央研究所
採用計畫	美國Alaska州 卡麗娜市 有興趣
建造單價	2,500$/kW
	(5萬kW型之量產時)

由於是小型高速反應爐，因此燃料的冷卻劑不使用水。鈉具有液狀化時比較輕（可抑制廠內所需動力）且可讓中子減速的性質,因此不僅反應爐內（1次系）之冷卻劑連同與1次系配管熱交換的2次系配管內也使用鈉。2次系鈉將熱傳給蒸汽產生器之傳熱管，將流於其中之水變為蒸汽以推動汽輪機。由於出力小，用盡辦法抑制廠內所需動力，其代表性技術為“電磁pump”。在pump配管之周圍安裝電磁石，通電後產生磁界藉著電磁力推動液體鈉。

與一般的機械式pump驅動方式相比，不需要轉動pump的馬達,防止水漏的seal，潤滑油等。由於沒有機械式驅動的部分，因此故障的機率甚低。東芝的技術部門宣稱：“幾乎不需要設備維修”。

＊使用金屬燃料

一般的輕水爐使用氧化物燃料，而4S爐則使用鈾與鋯混合之金屬燃料。將此金屬燃料裝載於高2.5m，直徑0.9m的爐心內。

不過如此的話高速移動的中子不容易與核燃料相撞，因此以ferrite銅製之反射體把爐心圍起來。高速中子撞到反射體後彈回，然後又撞到反對側之反射體 ----反覆如此這般的反應以提升爐內之中子密度。

經過上述步驟容易引起核分裂。由於反射體為上下移動，只要將反射體抽出就停止臨界狀態，把反射體插入圍住爐心則只有該部分會連續發生核分裂。不過並沒有想在運轉中將反射體上下以控制爐心。其設計概念為：由爐心下部慢慢插入反射體，當核燃料不會發生核分裂的時候再將反射體往上推。如此繼續下去，當所有的反射體都插入完畢時，已從運轉開始經過了30年。

既不需燃料更換也不需維修而可運轉30年，因此被視為可當作獨立型電源使用。 可與傳統之大規模輸電系統不發生關聯。其他用途有：可做為“海水淡水化廠”以及氫氣製造裝置之電源，由蒸汽產生器所產生的蒸汽直接使用於暖氣設備。

 2007年10月開始，NRC已開始反應爐之DA（設計承認）之預備審查。由於小型反應爐廠房可全部埋入地下。對飛機墜落事故之防範可達周全之程度。工期短也是一大利器。

 

PBMR為Pebble Bed Modular Reactor 之簡稱。南非共和國擁有豐富的礦物資源因而近年來走上經濟成長路線。其電力供應有90%以上來自燃煤火力發電，為因應電力需求之成長，到2025年必須新增約45GW之電力建設，為了地球環境，乃決定其中的約20GW由核能發電供應。

(1)   PBMR爐之概要

PBMR為具有獨自之安全特性與優越之熱效率的次世代核能發電爐，以德國之具有運轉實績的發電用原型爐(THTR-300)的技術為基礎。下表為南非，德國與日本(HTTR)三種爐之比較。

	PBMR DPP (示範機)	THTR-300	HTTR
目的	發電用實証爐	發電用原型爐	試驗研究爐
Cycle 型式	直接gas turbine cycle	間接蒸汽turbine cycle	---
燃料體型式	Pebble bed型	Pebble bed 型	Block 型
熱出力 (mega W)	400	750	30
電氣出力(mega W)	165	300	--
反應爐出口溫度(0C)	900	750	850/950 (高溫試驗時)
運轉期間	預定2013年 裝填燃料	1985~1989	1998初臨界

PBMR之燃料物質為鈾氧化物，再加上多孔質carbon 或碳化矽等ceramic 的三層被覆而成為被覆粒子燃料。將約15,000個的被覆粒子燃料以石墨覆蓋，弄成為約網球大的燃料球即為pebble 球。(圖1)

 

爐心由約45萬個之燃料球所構成，由石墨構造物圍住。中心部也有石墨構造物，燃料球裝填於由石墨構造物所形成之環狀空間。此石墨構造物之作用為中子之減速體也是反射體，爐心與石墨構造物全體由爐心槽支持，而爐心槽則收容於反應爐壓力容器內。由於燃料為球狀，故運轉時由反應爐壓力容器上方裝填燃料，並將已燃燒之燃料球從反應爐壓力容器下方排出，運轉中可進行更換燃料為其特色。

 

 使用具有優越之熱傳導性以及化學上安定之氦氣將爐心之熱傳送到汽機,發電後又回到反應爐。此熱．電氣變換系統構成稱為“Brayton cycle”之熱系統，如圖2所示

 

 

來源：Energy Review 2008. 4 p.13 

 

PBMR 之個別 plant（稱為module）雖為小出力，因可柔性的因應需求，可把複數的module加以組合而增加出力。

此 module plant成為標準化之module之組合（稱此為Pack），由於標準化與utility 之共用化等而可提升經濟性，因而檢討如圖3所示之4 Pack Plants 或 8 Pack plants 之配置。
 

PBMR之爐心之單位體積之出力為壓水型輕水爐(PWR)之30分之1，因此具有大的熱容量。這些特性與負之回饋特性（feedback，即爐心之溫度上升時會發生抑制核分裂反應之效果）具有相乘效果，萬一事故時其爐心之衰變熱可藉自然冷卻來冷卻，燃料最高溫度如圖4所示，只會達到不到1,600⁰C左右，因此不會引起燃料熔融，因而放射性核分裂生成物(FP)便可封閉於被覆粒子燃料內。因此被稱為具有固有之安全性的反應爐。

如此這般，萬一事故時也不需要靠操作閥等的動態事故時對策即可保持電廠之安全性,因而沒有必要設置比如“緊急爐心冷卻系統”(ECCS)之設備。收容一次系機器的建築物設計為可抵抗飛機相撞或龍捲風的建築物，然而因為燃料本身具有可將放射性核分裂生成物封閉於被覆粒子燃料內之性能,因此沒有所謂的“圍阻體”(containment)。

活用具有優越安全性的特點,將電廠設計成簡單的構造以提升經濟性。

 

(2) PBMR電廠之進度

 DPP（Demonstration Power Plant：示範機組）

PBMR由1999年設立之PBMR公司開發。現在與顧客之Eskom公司（國營電力）協調，由南非政府之核能管制當局NNR( National Nuclear Regulator)審核中。預定2009年開始建廠。其廠址為現已有兩部PWR的Koeberg電廠。(在開普敦附近)

 

＊各項檢証試驗

在波邱夫史特魯姆大學建設稱為micro model 的氦試驗裝置，做Brayton cycle之運轉實証。HTF(Helium Test Facility) 則建於Pelindaba。以全尺寸(full scale)之機器為試驗體,以實機條件運轉，檢証機器性能。HTF之外觀如圖5所示。

 

＊日本三菱重工業擔任的角色

該公司負責汽機發電系統與爐心槽之開發。2001年開始汽機發電系統的可行性研究，目前正實施詳細設計。爐心槽則實施基本設計中，同時也實施其設計檢證之研發。

 

日本原子力發電公司自2005年開始以三年時間進行革新的中小型爐之“預備的基本設計研究”。

 8.1 plant 規格設定

(1) BWR type

除了安全系統的最適化，再活用機率論的安全評估方法，針對設計基準外事故以及severe accident 都能有有效的系統構成之觀點做成plant 規格。建築物階層之削減以及除了原來就有的機器module外，建築物也採用module而做合理的建築物設計。出力規模原為30~40萬kWe，但在此概念下，即使增加到60萬kWe仍可適用。

(2) PWR type

與BWR相同觀念設定plant 規格。不過由於IMR(Integrated Modular water Reactor)沒有一次系配管，針對圍阻體之最高使用壓力之評估事故由過去之一次系配管破斷改為主蒸汽配管破斷等，反映與過去之PWR不同之概念之特徵。關於IMR概念也就最大出力之觀點加以檢討。其結果由於SG內藏於反應爐容器，受到反應爐容器之製造限界之限制,即使將爐心冷卻由自然循環變更為強制循環方式，而圖謀增加出力密度,其出力也仍以35萬kWe為限界,因而仍維持自然循環。

各概念之主要規格示如表 1

 

DMS (Modular Simplified Medium Small Reactor)	CCR (Compact Containment water Reactor)	IMR (Integrated Modular water Reactor)
概念 (BWR Type) 將爐內構造物，再循環系以及ECCS等加以簡素化之概念	概念(BWR Type) 包封容器之compact化，再循環系以及安全系加以簡單化之概念	概念 (PWR type) 圍阻體之compact化，反應爐1次系以及安全系加以簡單化之概念
428 MWe	428 MWe	350MWe
主要規格	主要規格	主要規格
．自然循環(燃料之短尺/低出力密度化)	．自然循環(燃料之短尺/低出力密度化)	．自然循環(沸騰爐心/低出力密度化)
．燃料型式/件數：短尺燃料(10x10)/508件	．燃料型式/件數：短尺燃料(12x12)/372件	．燃料型式/件數：21x21/97件
．控制棒驅動機構/支數：下部mount重力落下型/121支	．控制棒驅動機構/支數：上部mount重力落下型/89支	．控制棒驅動機構/支數：反應爐容器內藏型/ 72支
出力密度：49.2kW/l	出力密度：44.8kW/l	出力密度：40kW/l
反應爐容器內徑/高度：5.8m/15.5m	反應爐容器內徑/高度：5.7m/19.1m	反應爐容器內徑/高度：6.0m/17.0m
．包封容器型式：raised suppression pool 型	．包封容器型式：高耐壓型(最高使用壓力約4MPa)	．圍阻體型式：鋼製圓筒型
．包封容器內徑/高度： 23.0m/23.3m	．包封容器內徑/高度： 13.0m/24.1m	圍阻體內徑/高度： 14.8m/ 22.4m
．藉重力之氣水分離	．安全注入系之削除 (藉緊急用復水器之爐心冷卻) *Isolation Condenser x3 *多機能tank(長期之爐心冠水維持)	．反應爐與一次系一體化  (將SG內藏)
．安全注入系之高壓系之簡單化與電源負載之輕減 *反應爐隔離時冷卻系 (RCIC) x2 (高壓時：蒸汽驅動，低壓時：電動驅動) *低壓注入系(LPFL) x2 *自動減壓系(ADS) x5  閥 * Accumulator x1		．chemical shim 之削除 (藉控制棒強化與毒物最適化)
		．安全注入系之削除(藉  SG之爐心冷卻) l Stand-alone Direct Heat removal System x2 (Diesel 驅動) l * Stand-alone Direct Heat removal System x2 ( Gas Turbine 驅動)

8.2 革新的中小型爐之要素技術研究

各概念採用的要素技術都只是在第一世代之核能電廠利用過的技術或應用既存之輕水爐所引進之機器的技術，因此必須取得中小型爐的使用環境與使用條件下之設計data，將其活用以便應用於概念之具體化。因此實施了以下的檢討與試驗。

在反應爐壓力容器上部配置上部mount重力落下型控制棒驅動機構在PWR與船用反應爐都有過實績，但在中小型爐由於是自然循環爐而在飽和蒸汽中使用，且要考慮設置於compact的包封容器內。因此針對2005年度所選定之飽和蒸汽中之高耐磨耗性之候補材料把握其在BWR環境下之磨耗性的特性且讓其CRD延長軸之stroke(行程)能適合於反應爐壓力容器內。而構築了適合中小型爐之上部mount重力落下型控制棒驅動機構概念 (圖6)。

預定採用於中小型爐的IC，不僅具有可除去衰變熱的IC機能，還需要具有冷卻包封容器的PCCS（Passive Containment Cooling System，被動的包封容器冷卻系統）機能才可，因此在事故時之非凝縮性gas存在下也必須有充分的冷卻性能。此非凝縮性gas對IC之傳熱特性的影響，只能靠以往之橫型PCCS研究之知識而已，因此以壓力，蒸汽流量，非凝縮性gas濃度為參數實施傳熱特性試驗，而得知在中小型爐之使用領域裡橫型PCCS之傳熱相關式也可適用。2006年度更考慮severe accident 發生時的情形，模擬高壓條件下之傳熱特性試驗，由所得之data之評估結果，可知即使在 severe accident 時橫型PCCS之傳熱相關式也可適用。(圖7)

 

 

 

 IMR(圖8)為沸騰爐心，採用自然循環爐心冷卻，但有關二相流動之壓力損失特性，cross flow行為等的實驗data與知見還很少見。因此在經濟產業省之公募事業裏從2005年度起以3年計畫實施氣液二相流動之代替流體試驗。已做了爐心部模擬試驗，做成二相流動樣式之判別式，確認IMR之運轉條件為氣泡流領域。今後將做riser部以及氣液界面部試驗，開發反應爐容器內之二相流動舉動評估方法.(圖 8)

8.3 今後之預定工作

由2005年度開始3年的預備的基本設計研究之後，今後將實施基於設計之適正化的概念之具體化以及要素技術課題之研究，準備好可供判斷移行到基本設計之材料。

 

2007年7月13日的日本經濟新聞以頭版頭條方式報導將以600億日圓經費花8年時間開發新型輕水爐。這次的開發乃是約20年來首次之官民共同之核電開發，政府將負擔一半約300億日圓之研發費用。其基本數據如下：

爐型	BWR,PWR 各 1爐型
出力	170萬~180萬kW
總開發費用	約600億日圓
電廠壽命	80 年
Capacity Factor 目標值	94%

項     目	與現有者比較
出力（發電能力）	1.3~1.6倍之180萬kW
用過核燃料之發生量	減少30~40%
鈾之使用量	減少10%
新型輕水爐之壽命	1.3~2倍之80年
建廠工期	約30個月，（減少20個月）
建廠單價	13萬日圓（約減少一半）