張明儒 康龍全
原子能委員會核能研究所
摘要
核電廠現有運轉執照超過四十年後，若要再延長運轉二十年，就必須提出執照更新申請。申請者所提出的老化管理措施和方案，須確定每一個老化的結構與組件都已納入執照更新的範圍，且能夠適當的管理其老化效應，使得核電廠在延長運轉期間組件的預期功能符合現行執照基準(Current Licensing Basis, CLB)。申請者的執照更新評估報告(License Renewal Applications , LRA)可以參照GALL (Generic Aging Lessons Learned) 報告，如此才能驗證這些方案是否對應於GALL報告裡面的審查與許可項目。GALL 報告提供美國核管會(NRC)過去審查執照更新累積的經驗，是一份包含了老化管理評估(Aging Management Review, AMR)與老化管理方案(Aging Management Program, AMP)的基礎技術文件。許多結構及組件的老化管理，都必須依照老化管理評估(ARM)的規定。對於大部份應用於商用核電廠中結構及組件的老化管理，GALL整理了老化管理評估、方案、措施，並可作為申請者和審查者快速驗證AMP與維護措施的參考。舊版GALL報告不同於新版的地方在於新版的GALL報告除了更新了參考資料和將ASME法規的版本更新至2004年之外，還包括了：(1) 加入從最近執照更新申請案與判例中，所獲得的相關資訊。(2) 加入自2004年起，國內外的運轉經驗。(3)增加新的老化管理方案。(4) 移除舊版GALL的Volume 1，將其內容移至SRP-LR或新版GALL。
關鍵詞︰執照更新、老化經驗回饋報告、老化管理評估、老化管理方案。
壹、前言
1954年，世界上第一部用來發電的核反應器在莫斯科的奧布寧斯克(Obninsk)開始運轉，容量僅5 MW的一部小型輕水冷卻石墨緩和式反應器。英國於1956年建造完成第一座氣冷式反應器（GCR）Calder Hall 1號，於2003年3月除役。1957~1982年，美國第一座商業用核電廠在賓州Shippingport運轉26年，容量為60 MW的商用壓水式反應器（PWR）。大多數的核電廠大約在1970年代開始建造，一般設計年限為四十年或是更短，故從二十一世紀開始，陸續有許多核電廠面臨延役或除役的問題。不論是延役或除役，全球核電廠對其日漸老化所衍生的老化效應，如何經由老化管理確保其安全性與可靠性，不僅是核電廠的責任，更是核能管制機關的使命。國際上，有兩種老化管理系統，一為歐洲國際原子能總署(International Atomic Energy Agency, IAEA)以10年定期安全審查，要求對核電廠老化效應作出全面性評估的方式，此老化管理方法的範圍廣，較容易了解組件老化機制與建立老化管理的觀念；一為美國核管會 (Nuclear Regulatory Commission, NRC)以執照更新審查為核心的方式，此老化管理方法的條列清楚扼要，建立相關的程序、準則和標準，常與業界交流溝通，易於執行。不論是哪一種系統，都有其優劣性，唯有完整及有效的老化管理系統，才能減緩電廠組件退化、劣化，將其安全餘裕控制在法規允許的範圍，為電廠延役奠定良好的基礎。
美國是投入老化效應研究與實施老化管理較早的國家。在1991年聯邦法規10 CFR Part54公佈之前，NRC在1982年就進行一系列有關老化效應的研究計畫，進而才產生了此法。之後又公佈了RG 1.188(Regulatory Guide 1.188)、NUREG-1800標準審查計畫(SRP)和NUREG-1801 (Generic Aging Lessons Learned, GALL)。目前，美國通過執照更新申請的核電廠共有37座，這些核電廠被允許延長運轉二十年，而申請中的核電廠也有11座。最早得到延役許可的是Calvert Cliffs核電廠的1號機與2號機，它在1998年4月10日向NRC提出申請，NRC經過詳細地審查與評估後，於2000年3月23日頒給2部機組更新執照，使其原始在2014年與2016到期的運轉執照，獲得再延長二十年，可運轉至2034年與2036年。對於老化設備的檢修或更換，也許需投入的經費，但相較於一座新的核電廠的造價，可能連十分之一都不到，經濟利益甚為可觀。
貳、執照更新簡介
如何確保核電廠延役期間的安全性與可靠性，主要是依據核電廠是否能提出一套完整且有效的老化管理方案，來監控核電廠儀器設備和結構組件的老化效應，防止電廠因老化而引發安全上問題。老化管理方案須建立在執照更新之相關法規程序與準則的基礎上，因此，本節除了簡述執照更新的規範外，亦將說明新舊版「老化經驗回饋報告」(GALL報告)之間的差異。
一、 執照更新的基本要求
核電廠申請延長運轉執照，應依美國10 CFR 54 (Title 10 of the Code of Federal Regulations, Part 54)核能法規之規定提出執照更新評估報告(LRA)，並提供足夠之資訊供NRC審查。然而，撰寫執照更新評估報告的主要參考文獻為：(1) NUREG-1800[1, 2] ，(2) NUREG-1801(Generic Aging Lessons Learned, GALL) [3, 4] (3) 管制官員執照更新的臨時指引(License Renewal Interim Staff Guidance, LRISG) [5, 6, 7]。次要參考文獻為：(1) Regulatory Guide 1.188 [8]，(2) NEI 95-10[9]。最後則是，(1) EPRI BWRVIP，(2) EPRI 1003056/1010639(機械類) ，(3) EPRI 1002950/1015078(土木結構類) ，(4) EPRI 1003057/1013475(儀電類)。
二、第2版GALL更新之歷程
在第2版的GALL公佈實施之前，NRC為了聽取各界的建議，進行了一系列相關的活動。例如：
(1) 2010年4月公佈第2版的GALL草案，並且開始讓國內外各界對其進行評論。
(2) 2010年5月舉辦第2版的GALL的研討會。
(3) 2010年7月終止並彙整相關的評論。
(4) 反應器安全防護諮詢委員會(Advisory Committee on Reactor Safeguards)在2010年10、11月分別舉行會議。
美國NRC綜合考量各方的意見， 進行GALL改版，參考下列各種來源，例如：
(1) 國內外核電廠所提供的運轉經驗(Operating Experience)。
(2) 近幾年國內外核電廠提出申請的執照更新報告(LRA)和安全評估報告(SERs)。
(3) 美國核能協會(Nuclear Energy Institute)和工業界對第1版GALL的評論意見。
(4) 管制官員執照更新的臨時指引(LRISG)。
(5) 新的工業指引與管制方面的改變。
以下將第2版GALL稱為「新版GALL」，而第1版的GALL稱為「舊版GALL」。
三、新舊版GALL的比較
核電廠執照更新申請案假使在新版GALL公佈實施前提出申請的話，除了依照舊版GALL的規定外，應注意兩點：(1) 針對新版GALL增加的規定，在申請案通過後，必須依照10 CFR PART 54.21規定加以更新(update)補充。(2) 對於新版GALL刪除的部分，並非不重要，而是LR不重視這項目，這項目可能沒有老化問題，但對核電廠管制而言，仍屬重要，應使用其他的規範或程序來管制，並不是不予理會。
新版GALL實施前，站在管制機關的立場，當然希望選擇改版後變嚴格的部份來要求核電廠。相反地，站在核電廠的角度，當然希望以鬆挷的部份來與管制機關爭取。然而，這之間的公約數自然而然就是「核電廠的安全性」，任何的老化管理方案不論是增加或刪除部份管制機制，都應考量核電廠本身的環境，來調整管理的方式。畢竟，GALL提供的是一個至少應遵守的最低標準，全世界所有的核電廠因其所處氣候環境，會有不同程度的老化效應。以下幾點為新舊版GALL的差異：
(一) 將GALL中，有關電廠維護法規的部份更新至ASME Code 2004年版。
(二) 將自2004年起，電廠所回饋的運轉經驗，以及最近幾年從執照更新申請案中，所獲得的相關資訊，加入新版的GALL。
(三) 移除舊版GALL的Volume 1，將其內容移至SRP-LR或新版GALL；換句話說，新版GALL只有一本。
(四) 針對第二章與第三章可接近區(accessible)與不可接近區(inaccessible)的規定，舊版GALL在同一個項目(item)中是一起說明，而新版GALL則是再把可接近區與不可接近區分開成不同項目討論。
(五) 第四章B2、B3、B4節的內容合併到EPRI報告MRP-227(Materials Reliability Program, PWR Internals Inspection and Evaluation Guidelines)。
(六) 新增加的老化管理方案(AMP)：
1. 將AMP XI.M28和M34的內容，合併至新的AMP XI. M41。
2. 將AMP XI.M11和M11A的內容，合併至新的AMPXI. M11B。
3. 刪除AMP XI.M16，增加新的AMP XI.M16A。
4. 增加新的AMP XI.M40。
5. 將AMP XI.M13的內容，合併至原有的AMP XI. M9。
6. 將地表水化學評估納入結構AMP之中。
7. 將一部份舊版GALL所建議的電廠特有方案(Plant-Specific Program)正式列入新版GALL的AMP之中。例如，
(1) 由AMP XI.M36與AMP XI.M38來管理不銹鋼元件暴露於凝結、柴油發電機和室外環境下之老化效應。
(2) 鋁、銅合金元件暴露於凝結環境下之老化效應，由AMP XI.M38來管理。
(3) 由AMP XI.M26、M36、M38、S1、 S4或E4來管理在不同環境下，彈性體元件(Elastomeric Components)之老化效應。
(七) 刪除AMP XI.M14和M15的老化管理方案。
(八) 刪除AMP XI.M21(Closed Cycle Cooling Water Systems) 改成AMP XI.M21A
(Closed Treated Water Systems)。
(九) 將結構螺栓從AMP XI. M18中移除，列入結構類AMP XI. S1、 S3、S6和S7的章節，以及老化管理評估(AMR)的項目。
四、更新過後之老化管理方案(AMP)
(一) S2 - IWL：舊版GALL的 IWL原本為監測方案故無預防性措施(Preventive Actions)，但新版GALL加入預防預力鋼鍵腐蝕的規定。監測參數(Parameters Monitored)加入預力鋼鍵為監測的項目。接受準則(Acceptance Criteria)中訂定預力鋼鍵錨定區域內地板水的監測標準。
(二) S3 – IWF：舊版GALL的監測參數並無訂定結構支吊架的類別，而新版GALL明確指出滑動支架、彈簧支架、固定載重支架和結構螺栓為監測參數。舊版GALL的老化效應偵測(Detection of Aging Effects)以目視檢測(VT-3)支吊架之結構狀況，並無法規的依據；新版GALL則是明定某些組件的老化效應(例如，隔振元件、滑動表面等。)及裂縫檢測，必須與ASME Code Section XI，Table IWB-2500-1相符合。
(三) S4 – 10CFR PART 50, Appendix J：舊版GALL都是以NEI 94-01 Rev. 0為依規，新版GALL除了將NEI 94-01 版本更新至Rev. 2-A外，亦將圍阻體老化效應偵測須作到IWE、IWL中所敘述的內容。
(四) S5 –磚牆(Masonry Wall)：將舊版GALL中防火阻隔磚牆改由AMP M26-「消防」來檢測，而鋼結構相關的支承元件，則改由AMP S6-「結構監測(Structures Monitoring)」來檢測。舊版GALL對檢測頻率並沒有規定，但新版GALL則是以五年為基準，對於發生裂縫的結構物應該增加其檢測頻率，並且符合1996年版的ACI-349-3R。新版GALL檢測磚牆的劣化現象不再僅限於裂縫，還包含收縮潛變、脫落等等。於AMR中，增加磚牆暴露於空氣中的項目。
(五) S6 –結構監測(Structures Monitoring)：舊版GALL的方案涵蓋範圍(Scope of Program)並沒有清楚的指界，新版GALL修正將S5-磚牆與S7-水利結構物檢測(Inspection of Water-Control Structures)納入本方案的涵蓋範圍，其中亦包括監測周期性的地下水(從AMR的評估項目中移除，直接加入此AMP中)。舊版GALL並無特定的監測參數，新版GALL則將混凝土、鋼結構、結構螺栓、結構密封劑、隔振器、地下水化學和地層沉陷量等加入檢核項目。在老化效應偵測方面，舊版GALL是請申請者參考ACI 349.3R-96與ANSI/ASCE 11-90的規定，而新版GALL則是直接限制檢測周期不可超過5年，且地下水化學的監測須按照RG 1.160 Rev. 2規則來執行。
(六) S7 –水利結構檢測：新版GALL將壩堤從方案涵蓋範圍移至電廠特有方案中，並將水閘門、防波石納入本方案的範圍。地下水化學的監測也為老化效應偵測的新項目。
(七) S8 –保護塗層(Protective Coating)：將ASTM 5163-05更新至5163-08。舊版GALL的方案涵蓋範圍只限於圍阻體內部的塗層，新版GALL則擴展至圍阻體的所有混凝土塗層。在執照更新評估報告第二、三章的AMR項目，新增加塗層完整性評估。
(八) M3 –反應爐頂蓋螺栓(Reactor Head Closure Studs)：新版GALL的預防性措施加入須符合NUREG-1339的規定，這點是舊版GALL所沒有的。
(九) M5 –BWR飼水管嘴檢測(BW Feedwater Nozzle)：新版GALL在方案概述(Program Description)清楚說明此方案適用於四十年以上的BWR電廠，而且正式將NUREG-0619加入該方案中。
(十) M7 –沸水式反應器應力腐蝕 (BWR Stress Corrosion Cracking)：舊版GALL的預防性措施沒有水化學管理方案，在監測及趨勢分析(Monitoring and Trending)程序中亦沒有ASME Code XI與BWRVIP為依據，新版GALL則將上述缺少的部份補足。在接受準則方面，加入裂縫評估以ASME XI IWA-3000為法規依據。
(十一) M9 –BWR爐內組件 (BWR Vessel Internals)： 新版GALL在方案涵蓋範圍中，加入steam dryer和BWRVIP-139。矯正措施(Corrective Action)中，加入對頂部導板(top guide)裂縫的檢查，並增加取樣數與視察頻率。在老化效應中，新加入爐內組件材料為X-750、PH 麻田散鐵(martensitic)和麻田散鐵不銹鋼時，結構的破壞強度降低的效應，以及steam dryer由流動引起的振動所產生的裂縫。
(十二) M11B –PWR鎳合金組件的裂縫與反應爐冷卻壓力邊界元件由硼酸引致的材料損失 (Cracking Of Nickel-Alloy Components and Loss Of Material Due to Boric Acid-Induced Corrosion in Reactor Coolant Pressure Boundary Components (PWRs ONLY))：舊版GALL分成M11和M11A兩個方案管理，新版GALL不只是將兩方案結合，更補強了許多不足之處。舊版GALL將鎳合金組件放在執照承諾事項中，現在新版GALL正式將硼酸腐蝕鎳合金組件的現象列入AMP來管理。另一項也是只放在執照承諾事項中，就是主要水應力腐蝕裂縫的影嚮，現在不僅列入AMP，方案涵蓋範圍更超過原本的鎳合金vessel head penetrations，把鄰近鎳合金組件的元件亦加入管理範圍。在老化效應偵測方面，原本是沒有法規作依據，現在從檢查方法、時間表、頻率都須符合10 CFR 50.55a和工業導則(例如，MRP-139)。在接受準則上，原本只有NRC特籤所允許的案例，現在，新版GALL在法規上，須符合工業導則(MRP-139)、ASME Code Case N-722, 770。
(十三) M16A –PWR爐內組件 (PWR Vessel Internals)：這是一個全新的老化管理方案。在進入延長運轉之前，一般是建議申請者以業界的規範進行評估與檢查，而且檢查週期須小於24個月。此老化管理方案的執行基礎是建構在EPRI-1016596 (MRP-227) 與 EPRI-1016609 (MRP-228)兩個方案上。所有的老化效應、組件與AMR的評估，都必須與MRP-227相符。
(十四) M27 –消防水(Fire Water System)：新版GALL在方案涵蓋範圍中，把輸水軟管和襯墊排除。管線須維持在最小厚度之上。對於暴露在戶外之消防栓，將材料損失的老化效應列入AMR的項目中，並以AMP維謢管理。目前，台灣國內的消防法規尚未將核能電廠納入其管制的範圍，原能會已請警察大學研議中，期望建立一套更健全的管理機制。
(十五) M41 –地下管槽(Buried, underground, and limited access Piping and Tanks)： 新版GALL結合了舊版GALL的XI. M28與XI. M34的監測與檢查兩個AMP。額外加入戶外管槽，表面剝蝕的檢查。不考慮材料選擇性腐蝕的效應。在方案涵蓋範圍中，除了金屬材料外，亦加入了聚合物(polymer)和有黏性(cementitious)的材料。
五、混凝土圍阻體表面檢查頻率和接受標準
美國NRC為因應NRC官員在執行「執照更新案(LRA)」審查中，常有很多核能電廠對於混凝土圍阻體表面檢查頻率和接受標準提出疑問，故在2010年發行通告(information notice)，唯此通告之建議內容並未正式列入NRC之管制要求，各核能電廠應就其所遭遇情況，參考此通告之建議，採取適當的措施。根據最近LRA之審查狀況，NRC官員發現部份核能電廠的執照並不符合下列幾項法規之內容：(1) 10 CFR 50.55a對混凝土圍阻體表面之檢測要求；(2) IWL-2510-「法規與標準」；(3) ASME B&PV Code, Section XI, Subsection IWL-「表面檢測」、「Requirements for Class CC Concrete Components of Light-Water-Cooled Power Plants」。(4) ASME B&PV Code-「運轉中核能電廠組件視察規則」。特別是10 CFR 50.55a還引用了IWL對運轉中混凝土圍阻體周期性檢測(ISIs)的要求；文章中還特別指出「每5年檢測一次」。然而，NRC官員卻發現有些PWR核能電廠的檢測周期，甚至是每10年才檢測一次。
NRC官員指出對於檢測混凝土圍阻體表面劣化之量化標準，IWL中所規定的原則不如美國混凝土協會ACI 201.1與ACI 349.3R來的嚴謹。故IWL-2510中建議使用ACI 201.1與ACI 349.3R來制定核能電廠特有的檢查程序書。依據ACI 349.3R，對目視可及的結構物，將判斷為不可接受且須進一步進行評估的情況，例如，當劣化區塊深度大於0.75 吋，直徑大於8吋或當裂縫寬度超過0.04吋等等。但實際視察發現，某些PWR電廠卻允許劣化區塊深度大於3吋，直徑大於8 呎或裂縫寬度超過0.4吋的情況。
混凝土圍阻體在意外事故發生時，應具有防止輻射外洩及抵抗當初設計載重的能力。10 CFR 50.55a 對此項管制主要依據IWL，依據IWL對鋼筋或預力混凝土圍阻體(Class CC) 執行ISIs之檢測工作；IWL的主要檢測方法為目視檢測。IWL-2410明確指出ISIs計畫對混凝土圍阻體目視檢測的頻率為每十年2次，而且在劣化情況尚未改善之前，應增加檢測頻率。另外，若檢測混凝土圍阻體表面劣化之量化標準訂定的比ACI 349.3R寬鬆，將導致劣化現象繼續惡化，進而影響核能電廠的運轉。
為了確保核一廠在延長運轉期間，能夠維持現行持照基準之預期功能。原能會對混凝土圍阻體表面檢查頻率和接受標準，係依據現行法規10 CFR 50.55a, IWL, ACI 201.1與ACI 349.3R之規定來管制核一廠。台電公司針對混凝土圍阻體檢查頻率之要求，固定的檢查周期為每五年一次；但對於已發生劣化的區域，應增加其檢測頻率，直到其改善為止。至於「接受標準」之量化，若被動裂縫寬度超過0.015 吋，即立刻開立請修單維修。主動裂縫不論寬度多少，必須立即開立請修單維修。並且將主動與被動裂縫分類的更加詳細。
參、結論
美國核能電廠之執照更新評估報告(LRA)主要依據聯邦法規10 CFR 54，並參考NRC的標準審查計畫(SRP)和GALL報告(NUREG-1801)等指引與ASME、ACI等規範的要求。然而，標準審查計畫和GALL所訂定的規則是一個最低標準，也就是核能電廠至少應該達到的標準，但各核能電廠有可能因為某些外在因素(例如，地形、氣候、緯度、環境等等)特別惡劣，導致某些元件的某一種老化效應特別明顯，此時，即應採取比其他核能電廠更嚴苛的標準來檢視，以確保機組之安全運轉。假使GALL沒有規定的項目或元件，屬核電廠特有的項目或元件，則應依照核電廠運轉經驗管理，不可將其排除。反觀，若GALL有規定的項目或元件，則執照更新評估報告(LRA)一定要有。在核電廠運轉期間，有效完整的老化管理方案能防止因老化而引起組件功能喪失，確保電廠結構與組件的安全餘裕是很重要的關鍵，也為核能安全提供了可靠的基礎。日本福島核災發生後，核能安全再度引發全球關注，對國內核能電廠新建機組的商轉，以及老舊機組的延役計畫造成很大的衝擊。國內外的專家開始用更高的標準來重新檢視核能安全，不論將來核電廠是否延役，對於確保目前運轉中核電廠的安全更是當務之急。
肆、參考文獻
1. NUREG-1800, Standard Review Plan (SRP) for Review for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, Revision 1, September 2005.
2. NUREG-1800, Standard Review Plan (SRP) for Review for License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, Revision 2, September 2010.
3. NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Revision 1, vol.1~2, 2005.
4. NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Revision 2, 2010.
5. LR-ISG-2007-01, License Renewal Interim Staff Guidance Process, Revision 1, 2007.
6. LR-ISG-2008-01, Staff Guidance Regarding the Station Blackout Rule (10 CFR 50.63) Associated with License Renewal Applications, 2008.
7. LR-ISG-2009-01, Aging Management of Spent Fuel Pool Neutron-Absorbing Materials other than Boraflex, 2009.
8. Regulatory Guide 1.188, Standard Format and Content for Applications to Renew Nuclear Power Plant Operating Licenses, Revision 1, September 2005
9. NEI 95-10, Industry Guidelines for Implementing the Requirements of 10 CFR 54 - The License Renewal Rule, Revision 6, June 2005.
