核能安全的理論與實務中篇第柒章之一

侯明亮

台灣電力公司  核能技術處

摘要 

    本文以三個部份來闡述核能安全的理論與實務，前篇先以核能電廠整體的安全相關議題作為討論的標的，除了前言外，另分為四章。首先探討目前國際間現行之核能安全規範中，是否已有一套可做為普世之共同承諾，以供一體遵行的核能安全標準存在；其次從核能安全的角度直接切入核能安全理論的核心 ─ 核能安全基本原則，從而建立正確的核能安全之基本觀念；第肆章則從各個不同的面向研究現有核能電廠安全改善之可能空間，進而嘗試建立一個將來新建核能電廠的安全目標，以供全世界共同遵行；第伍章係擷取西歐核能安全管制者協會 (WENRA) 所頒行，用於診斷現行運轉中核能電廠安全水平的一套核能安全基準。

    中篇則廣泛探討各個核能安全的基本要素，諸如安全文化、深度防禦、多重設計、多樣化設計等之原理、以及在核能安全實務上如何發揮功能的作法，逐項予以深入探討。本文自中篇以後，多係筆者個人對核能安全理論與實務的理解與闡釋，內容存在有許多可以討論的空間，因此，任何筆者立論之依據，都留下參考文獻之來源，以方便讀者查索，或做為將來進一步研究及討論之用。參考文獻之呈現方式亦有三類，第一類屬高度敏感之資料，其參考文獻直接在文章中交待；第二類屬讀者可能較有興趣之資料，附註於該頁之頁尾；第三類屬將來進一步研究及討論之資料，則依序分別列於全文之末。第陸章先就核能技術之演進，做一全面性的回顧。第柒章探討為何強調核能安全，旨在詳細解讀核能裝置的三項風險，及其預防之道。第捌章檢視世界上主要的核能安全法規體系，從核能安全法規角度，以瞭解世界各國及IAEA之核能安全理念。第玖章探討世界主要國家核能安全管制機構及其執照審核程序，以進一步瞭解各國核能安全之實際運作方式。第拾章比較各國核能安全設計總則，以瞭解核能安全實務之精華。第拾壹章闡釋核能品質保證準則及核能安全文化，以進一步瞭解核能安全非可量化部份。第拾貳章核能安全基本要素廣論，逐項探討核能安全之要素，以深層瞭解核能安全之實務。

    至於本文的後篇，筆者將視工作許可陸續完成，後篇將針對叁次重大的核能事故 --- 三哩島、車諾堡、及福島事故，深入研究探討其發生的原因及可能避免的途徑，以期不再重蹈覆轍，同時將討論一些核能安全的迷思，諸如：核能電廠運轉順利是否就可保證核能安全等，普遍存在於業界一些似是而非的觀點。

關鍵詞：核能安全，國際原子能總署，核能安全標準， 深度防禦，安全度評估，西歐核能管制者協會

前篇目錄

• 壹、  前言
• 貳、 普世共同承諾的核能安全標準
• 叁、核能安全的基本原則
• 肆、 新核能電廠的安全目標
• 伍、 核能電廠的安全基準

中篇目錄

• 陸、 核能技術之演進
• 柒、 為何強調核能安全
• 捌、 世界主要核能安全法規檢視
• 玖、 世界主要國家管制機構及執照程序
• 拾、核能安全設計總則檢視與比較
• 拾壹、核能品質保證方案及安全文化
• 拾貳、核能安全基本要素廣論

第柒章、為何強調核能安全

目錄

一、反應度控制

二、反應器餘熱移除

三、放射性物質的隔離與控制

（一）、輻射防護概論

   1、原子、同位素、及輻射

   2、輻射來源

   3、放射性核種的影響途徑

   4、輻射度量

   5、防護措施

（二）、核能電廠輻射源的總量與定位

   1、核能電廠輻射源的總量

   2、核能電廠輻射源的定位與分析

   3、WASH-1400

   4、NUREG-1150

   5、NUREG--1456

   6、SOARCA計劃

四、核能從業人員應有的道德觀

五、小結

六、參考資料

柒、 為何強調核能安全

  所謂「核能安全」，根據國際原子能總署（IAEA）在核能安全專業術語（IAEA Safety Glossary）中的定義7-1：「核能設施或作業處在正確的運作狀況之下，可以預防事故的發生或減輕事故發生之後果，因此，能夠保護工作人員、公眾和環境免受不必要的輻射危害。」至於核能安全目標，依據美國核能管制委員會（NRC）的定義7-2：「在事故發生時，核能安全系統有三個主要目標：將反應器停機、讓反應器保持在安全停機狀態、以及在事件和事故中防止放射性物質外釋，以保護工作人員、大眾、和環境免受不必要的輻射危害。」國際原子能總署在核能安全專業術語中，有更為詳盡的定義7-3：「所謂安全功能的達成，是在核能電廠的設計，能符合IAEA 安全標準規定系列，第 NS-R-1號--核能電廠安全設計7-4，所列出的19項安全功能，則該核能電廠就可以滿足下列三項核能安全的基本要求：

（1）、具備控制反應度能力。可以在任何運轉狀態和事故狀況期間和之後，將反應器安全停機並維持在安全停機狀態。

（2）、具備冷卻放射性物質能力。可以在反應器停機後，及在任何運轉狀態和事故狀況期間和之後，將反應器餘熱移除。

（3）、具備隔離放射性物質能力。能夠降低放射性物質外釋的可能性，並確保在任何運轉狀態期間和之後，發生任何洩漏時，都能控制在事先已規定的限值 （Prescribed Limits）之內；而且在設計基準事故期間和之後，發生任何洩漏時，都能控制在可接受的限值（Acceptable Limits）之內 。

   前述IAEA 安全標準規定系列，第 NS-R-1號：「核能電廠安全設計」中，所列出的19項安全功能，茲予以摘要說明如下：

    沸水式反應器、壓水式反應器、和壓力管式反應器之安全功能

   以下所列的安全功能包括防止事故情況之發生，以及萬一發生事故，可用以減輕事故後果之各項必要措施的一些例子。要滿足這些安全功能，需酌情配置各種必要的結構物、系統、或組件以提供正常運轉所需，並用以避免發生任何預期運轉事件而導致事故，同時可以減輕事故中各種狀況所造成的後果。綜合各種反應器之設計顯示，當所配置之各種結構物、系統、或組件能執行以下各項安全功能，就可以符合目前的基本安全規定：

（1）、預防發生不可接受的反應度暫態；

（2）、在任何停機操作之後，可維持反應器在安全停機狀態；

（3）、視需要將反應器予以停機，以避免發生任何預期運轉事件而導致設計基準事故的發生，並可在設計基準事故發生之後，立即將反應器停機，以減輕事故的後果；

（4）、在發生事故期間和之後，而反應器冷卻劑壓力邊界尚未遭破壞的情況下，可保有足夠的反應器冷卻劑，以供爐心冷卻之用；

（5）、在設計基準所考慮到的所有假想肇因事件 ( Postulated Initiating Events，PIEs ) 之發生期間和之後，可保有足夠的反應器冷卻劑，以供爐心冷卻之用；

（6）、當反應器冷卻劑壓力邊界已遭破壞的情況下，去除爐心的熱量（此安全功能是熱移除系統動作的第一個步驟，其他剩下的步驟，併入安全功能（8）討論），以限縮核燃料受損的程度；

（7）、在任何運轉狀態和事故狀況之下而反應器冷卻劑壓力邊界未遭破壞時，去除爐心的餘熱（同（6），此安全功能是熱移除系統動作的第一個步驟，其他剩下的步驟，併入安全功能（8）討論）；

（8）、將熱量轉移到其他安全系統並傳遞到終極熱沉（Ultimate Heat Sink）；

（9）、要確保安全系統的支援功能（Support Function）並能提供其他各項必要的支援作業（如電力，氣動力，液壓動力等之供應、及潤滑等）；

（10）、維持反應器爐心核燃料護套在可接受的完整性之內；

（11）、維持反應器冷卻劑壓力邊界的完整性；

（12）、事故狀況和事故發生後的各種狀況下，限縮放射性物質自反應器圍阻體的洩漏；

（13）、設計基準事故和特定的嚴重事故發生期間和之後，限縮放射性物質自其源頭洩漏至反應器圍阻體之外，而造成大眾和現場工作人員的輻射曝露量；

（14）、所有的運轉狀態下，限縮放射性廢棄物和放射性空浮物質的排放或洩漏量，且都能控制在事先已規定的限值之內；

（15）、維持廠內環境條件在控制之下，以利各項安全系統的運作，並有適居 （Habitability）的場所，以利需要操作重要安全系統的工作人員，能順利地執行其工作；

（16）、在任何運轉狀態下，照射過核燃料在廠區內，但在反應器冷卻系統外之運輸或貯存，均能維持其所釋放的輻射在控制之下；

（17）、移除貯存在廠區內，但在反應器冷卻系統外之照射過核燃料的衰變熱；

（18）、維持貯存在廠區內，但在反應器冷卻系統外之核燃料，處在有足夠次臨界狀態之下；

（19）、若有結構物、系統、或組件之故障會導致安全功能的減損，應預防該等故障之發生或限縮該故障之後果。

   這份安全功能清單可作為一個基礎，以決定某一結構物、系統、或組件是否可用於執行，或有助於執行一個或多個安全功能；亦可用以決定各種結構物、系統、或組件貢獻於各項安全功能的重要程度，並依此給予適當的排序。

   由以上的討論可知，核能電廠的運轉是有風險的，因此若核能電廠在設計、施工、或運轉等作業中發生了重大的錯誤，造成任何三項安全功能之一無法達成，即可能發生事故。是以核能安全的三項目標，換句話說就是有三項風險，而且這三項風險，對人類而言都是新的，也是過去人類的知識、經驗所未曾有的。因此，對核能從業人員而言，要不斷地、時常地自我強調，以免遺忘或輕忽了核能安全的重要性。對大眾而言，核能從業人員也要孜孜不倦，鍥而不捨的讓有意了解的人都能夠真正的了解。現代心理學的開山鼻祖弗洛伊德（Sigmund Freud）在闡述恐懼心理時，認為恐懼多來自潛意識（Subconscious）7-5，也就是說並不明其所以，而且是非意識所能認知的。因此，一旦人們對該事物有所了解，恐懼心理通常立即消失得無影無踪；就如同人們作惡夢，夢中恐怖至極，夢醒餘悸猶存，卻不知因何有懼；若夢中仍有少許清明，可以對夢中恐懼之事物給以具體的形像，甚或給予一個名字，通常該惡夢會立即消失，而且永不再歷。前述全世界的反核運動基本上並無具核能專業知識和能源問題專家之參與，卻能造成如此風潮，已經成為近年來政治和社會學的新興研究主題；究其所由，應該就是這種潛意識的恐懼心理所致，而人同此心，故易蔚為風潮、造成時勢。筆者認同此一論點，因此要在本章稍後對這三項風險，給予一個夠清楚的說明，希望看完本章的人都能夠瞭解，也能從此消除恐懼。

   任何前述三項核能電廠的基本安全要求沒做好，非預期的運轉狀態或事故就可能發生。事實上，任何工業活動在產生效益的同時，都會伴隨著或多或少的風險產生。複雜的工業活動，如操作核能裝置，也通常會有相關的各類風險相隨，可能是要由現場工作人員、居住於該核能裝置附近的民眾、甚或整個社會來承擔這個風險；如果放射性物質釋放，特別是在事故情況下，環境也可能受到傷害，因此有必要控制所有合理可以預見的狀況下，對於工作人員、大眾、和環境所承受的風險。核能安全研究的目的就在於探討應如何採取必要的措施，以嚴格控制這些風險，力求盡量減少現場工作人員、大眾、和環境所受游離輻射的影響。

   上述三項核能電廠基本安全要求，旨在避免前述三項核能裝置的風險，本章將逐項討論。

一、反應度控制7-6

      前面第陸章第三節提到，1942年由費米主持建造、啟動、並測試成功的人類第一部核反應器（CP-1），其週全之反應器控制安全原理與實務一直被奉行至今，不同的只是目前的機械與儀器設計較精巧而已；該反應器設計了三套反應器控制棒之控制設施，另外還有一組由三個人組成的液體控制隊，可見早期的核子科學家們一開始摸索核反子應器之控制，就已深切瞭解反應度控制的重要性了。

   在前面第陸章第二節，我們提到臨界質量（Critical Mass）這一術語，所謂臨界質量較詳細的定義是：「自我維持核子連鎖反應所需之最小量的可分裂材料（包括： 鈾-233，鈾-235，及鈽-239等共有二十種之多）的質量7-7。決定臨界質量大小的關鍵因素，取決於該可分裂材料的核子性質（如造成核子分裂的截面，亦即中子撞擊該核子而被吸收並造成核子分裂的機率）、密度、形狀、濃縮度、純度、溫度、和它的周圍環境條件，如反射劑及可孕材料之配置狀況等因素。」在無特殊周圍環境條件下，鈾-235的臨界質量是52公斤，鈾-233是15公斤，鈽-239是10公斤，而鉲-251（Californium-251）最小，僅需5公斤。

   此外，有效的中子增殖因子（Effective Neutron Multiplication Factor），代號：「K」，是一個用以衡量臨界質量之數值，平均每次（或稱為代）核子分裂釋放的中子可用於繼續引起下一次（代）核子分裂的中子數目，而不是被吸收或洩漏（Leakage ），當二代之間的中子數目保持相等時，K eff =1，此時連鎖反應達到臨界（Critical），系統是處在完全平衡的狀態下，這時中子在每次分裂所產生的數目可維持不變，此時的可分裂材料之質量就稱為臨界質量，連鎖反應即可自我維持。當 Keff < 1，表示可分裂材料的質量是處在次臨界（Subcritical）的質量之狀態下，連鎖反應即無法自我維持，中子數目將隨著時間持續以倍數快速地減少，最後停止連鎖反應。當 Keff > 1，表示可分裂材料的質量是處在超臨界（Supercritical ）狀態之下，中子數目將隨著時間持續地以倍數增加，連鎖反應將視前述各個因素條件，可能會在一個較高的溫度或功率下再次達到平衡（Keff =1），否則即失去自我控制。

   每一次一個中子被吸收若引起分裂反應，平均約產生2.4個中子，絕大部份是屬於瞬發中子（Prompt Fission Neutron），它們在核分裂反應後10^-14 秒內產生。而在核分裂反應10^-14 秒後，透過分裂產物的核子衰變反應才產生的中子，即稱之為遲延中子（Delayed Neutron ），每次核分裂反應約只產生0.012個遲延中子。遲延中子所佔之百分比雖很低，但如無遲延中子，反應器將無法控制。如此一來，除核子武器外，核能就毫無其他用途了，遲延中子之重要性可見一般。舉例來說：如果 K eff  =1.001，即使只超臨界一絲絲--0.001，若無遲延中子，由於瞬發中子的平均壽命週期（Period）只有0.0001秒，一秒鐘後，反應器功率將增加為：e^{0.001∕0.0001}= e¹⁰倍，亦即 22026倍！在這種功率增加之速率之下，反應器是無法控制的。如果加入遲延中子之效應， 由於遲延中子的壽命週期有0.6秒，反應器功率將只增加為： e^0.001∕0.6= e^1∕60倍，亦即只增加 0.016 倍，反應器就容易控制了。

   當反應器功率增加一些些之後，反應器溫度也會增加一些些，因核燃料溫度升高，U-238吸收中子的共振帶加寬，會多消耗一些中子，因而抵消了一些反應器功率的增加，此稱都卜勒效應（Doppler Effect）7-8，都卜勒效應的應用範圍很廣，包括：聲納、光電、及廣義相對論之光重力理論等，理工背景的讀者應不陌生。此外，若反應器設計在欠緩和區（Under Moderated），當反應器功率增加，致使反應器溫度上升，因而緩和劑密度下降，致欠緩和之現象更甚，將會進一步抵消一些反應器功率的增加。除以上兩因素之外，尚有空泡係數（Void Coefficient）、分裂產物中子毒素等因素，會使反應器功率在增加一些些後自動加入少許負反應度，以抑制功率的繼續增加，互相抵銷最後再趨於另一個穩定的平衡狀態。 否則功率增加時，又加入正反應度，使功率增加更快，反應器將呈現不安定的情況，是十分危險的。加拿大肯都型核反應器及前蘇聯車諾堡RBMK型核反應器，由於使用天然鈾或極低濃縮度的鈾為核燃料，為求核燃料能較有效地利用，以避免頻繁地更換核燃料，因此，反應器設計在過緩和區（Over Moderated），這在美系法規體制上是嚴格禁止的。事實上，這也就是車諾堡災難發生的主因之一。

   所謂臨界事故（Criticality Accident）7-9，有時也稱之為偏移（Excursion）或稱功率偏移（Power Excursion），是在可分裂材料如濃縮鈾或鈽的核分裂反應突然發生意外增加的狀況，這時釋放出的中子輻射會突然增加，此一情況，對工作人員和環境都是非常危險的。雖然危險，但臨界事故並不會像原子彈一樣的發生爆炸，因為過多的核分裂反應所快速釋放的能量，會導致可分裂材料相互推擠而快速散開，幾秒鐘內即可使核分裂反應回復至次臨界狀態。依據洛斯阿拉莫斯國家實驗室（Los Alamos  National Laboratory ，LANL）的統計7-10，在核能發展的歷史中，至2011年4月，全世界總共發生了六十件臨界事故，絕大多數發生在核反應器外，且多係發生在可分裂材料的收集及處理之作業過程中，因作業疏失而造成，其中有一些曾導致最靠近現場的工作人員，因輻射曝露過量而死亡，但還沒有發生過造成爆炸的情況。

   核子臨界安全（Nuclear Criticality Safety）是一個核子工程師的專業領域，致力於預防自我維持核子連鎖反應發生意外狀況，同時，萬一發生核子臨界事故，也要設法減輕其後果。核子臨界安全的具體做法有三7-11：（1）、物理上，將核子設施設計成具備非能動性的（Passive，通常譯為被動性的，但是並不達意，故本文改以「非能動性的」稱之）安全特質。（2）、機械上，設置具主動性、高可靠度、高品質之設備或系統。（3）、行政上，著重在工作人員的甄選、訓練、週詳的工作指引、及完備的作業規程。在實際施作時，設計上除必須具備非主動性的安全特質外，亦應具有容錯（Fault-Tolerant）的能力；如果以上所述設計，在實務上無法達到完全滿意的程度，就必須在行政管理、工作指引、及作業規程等管理手段方面予以加強，並盡量減少在作業過程中有重大的變化之情事，以避免核子臨界事故發生之可能性。

    我國採用之沸水式反應器及壓水式反應器核能機組， 針對核子臨界安全，在系統上設計有一套精密的反應器保護系統（Reactor Protection System，RPS），由不同設計原理的多重系統所組合而成，可以在必要時立即終止核子反應。當反應器運轉時，核子反應持續不斷地產生熱量和輻射，RPS動作可立即切斷連鎖反應，同時切斷主要的熱源和輻射的繼續產生，再以其他系統繼續將衰變熱從核心移除。RPS另配置有兩個附屬系統：控制棒系統（Control Rod System）及安全注水系統或備用液體控制系統（Safety Injection System or Standby Liquid Control System），控制棒系統是由一組金屬控制棒組成，可以電力或液壓驅動力將控制棒迅速插入核心，以吸收中子並迅速中止核子反應，達成反應器急停的效果。安全注水系統或備用液體控制系統是以注入一種含有硼的液體，同樣可以達成反應器急停或迅速減低核子反應的效果。

二、反應器餘熱移除

   鈾－235核分裂所產生的能量，平均一次核分裂反應所釋放的能量約為200  ＭeV （相對於化石燃料，每個碳原子的燃燒產生之熱量僅4 eV [1]），主要能量來自核子分裂產物的動能，其次是來自分裂產物衰變的遲延能量之釋出。衰變熱是因放射性衰變導致熱的釋放，這是當輻射與物質相互作用，阿爾發（α ）、貝他（β）、 或伽馬射線（γ）等輻射的能量轉換成原子的熱動能。事實上，自然界隨時都在發生衰變，它是地球內部的一個重要的熱量來源（約佔80％）7-12，放射性同位素鈾（鈾-235，鈾-238）、釷（釷-232）、和鉀（鉀-40）是地球衰變熱的主要貢獻者，而這些放射性同位素之半衰期長達2.2---1240億年，因此地球內部的熱量相對上是非常穩定的。依英國劍橋大學2002年一項研究報告指出7-13，地球在30億年前內部的熱量約是目前的一倍，因此預估往後的幾萬年内，尚不會有可感的變化。

   在一次典型的核分裂反應下，有187ＭeV 的能量在瞬間釋放出來的，包括分裂產物之動能：165ＭeV、分裂中子之動能：5ＭeV、瞬發γ射線之輻射能： 7 ＭeV、及中子被補穫時放出γ射線之輻射能：10ＭeV（此部份非屬分裂能量 ）等四種形式釋放出來。另外有23ＭeV 的能量是在經過一段時間後，才陸續釋放出來的，包括分裂產物β衰變中β 粒子的動能有：7ＭeV、及伴隨放射γ射線的輻射能有：6ＭeV ，另外，約有 10ＭeV 的能量在分裂產物β衰變中以微中子（ Neutrinos）輻射能的形式釋放出來；微中子與物質相互作用非常微弱，這 10ＭeV 的能量不會留置在反應器的核心之中，並未計入核分裂能量之中。因此，在每一次典型的核分裂反應後，約有13ＭeV 的遲延能量，被留存在反應器的核心，這個結果使得反應器在停機後，仍約有總核子分裂能量的6.5％會陸續釋放出來。以上所述，茲列表如下：

一次核分裂產生之瞬間能量

分裂產物動能  165 MeV

分裂中子動能  5 MeV

中子補穫時γ輻射能    10 MeV (非分裂能量)

瞬發 g 輻射能  7 MeV

合計（平均值）   = 187 MeV

 

   一次核分裂產生之遲延能量

衰變中 b 動能  7 MeV

衰變中 g 輻射能   6 MeV

微中子輻射能    （10） MeV（與物質無作用，故不計入）

合計（平均值） 13 MeV

總計（平均值）   = 200  MeV

   前面提到， 在一次典型的核分裂反應下， 約有 10ＭeV 的能量，在核子分裂產物之β衰變中，以微中子輻射能的形式釋放出來，而且因為微中子與物質相互作用非常微弱，這 10ＭeV 的能量不會留置在反應器的核心之中，因此並未計入核分裂釋放之能量中。微中子是一種非常奇特的基本粒子（Elementary Particle）7-14，二十世紀中期有許多諾貝爾物理獎與研究它的各種性質有關。它不帶電荷，它有質量但僅略勝於無，甚至於不到電子的千萬分之一，它行進速度接近光速（註：也有可能超過光速，若能證實此點，將不只是諾貝爾獎而已，可能因而打破愛因斯坦的質能守恆定律），且幾乎不與任何物質發生作用，因此很難偵測。它的名字Neutrino也很達意，是費米於1934年替它取的名字，義大利文之意義為「little neutral one，一個中性的小傢伙」。微中子多在恆星、核分裂反應、或核融合反應中伴隨產生，數量衆多，總能量驚人，每秒從太陽發射到地球正面的數量是每平方公分650億個，但從地球背面射出的數量也是一樣，換句話說，它與地球不起任何絲毫的作用。它維持中性不偏不倚，科學家尚無法用任何方式羈絆它，它遨遊天地之間，自由自在無拘無束，視山川、土地、草木、人畜如無物，一切有形之物對它而言皆是空。但它確實存在並非全無，因此將來科學家總能找出辦法控制它，若人類能留住它，能源問題就可全部一次解決了，再也不會有溫室氣體問題，也再不會有輻射污染問題了。

   言歸正傳。當核子反應器停機之後，核子分裂反應之速率即迅速降低，產生熱能的主要來源將變成是分裂產物的貝他衰變能，因此，如前述如果反應器之前曾有長期穩定的功率輸出，反應器停機後，其衰變熱將約為反應器全功率的6.5％，反應器停機之後 1小時，衰變熱將迅即降至約為原功率的1.5％7-15。經過一天之後，衰變熱下降到0.6％，而一個星期後，將只有約0.4％，隨著時間的推移，衰變熱的產生率將從快速下降，變成緩慢下降，一年後成為0.2％，十年後卻仍有0.02％，衰變熱的曲線將取決於各種分裂產物在爐心中的配比及其各自的半衰期，美國核能學會（American Nuclear Society，ANS）訂有衰變熱的計算標準ANS- 5.1，已於1971年首次發行供業界使用，經多次修訂，現行版本是ANS- 5.1- 20057-16。圖9顯示兩種不同的關係式，分別計算衰變熱自反應器急停之後，隨著時間的推移，自反應器全功率的6.5％，10天後迅速降至約0.3％，之後緩慢繼續下降。

   圖9、反應器急停之後，衰變熱與時間的關係7-17

   移除衰變熱是核子反應器安全的一個重大課題，尤其是在緊接著正常停機之後，或喪失冷卻水事故（Loss-of-Coolant Accident，LOCA）之時，衰變熱正處於高峰。若未能及時移除衰變熱，可能會導致反應器爐心溫度迅速上升到危險的程度，進而引起核能事故，事實上這就是三哩島和福島事故發生的主因之一。通常衰變熱的移除是經由幾個多重的（Redundant）、多樣的（Diverse）系統，讓冷卻劑流經熱交換器一次側，再從中取出熱量後移除。來自緊要海水系統（Essential Service Water System，ESWS ）的水通過熱交換器二次側，使熱量可以從反應器中移出，最後消散至終極熱沉（Ultimate Heat Sink），它往往是大海、大河、或大湖。如果該核能電廠廠址附近沒有合適的冷卻用水源，熱量就必須經由循環水至冷卻塔（Cooling Tower）消散到大氣之中7-18。

   前面提到喪失冷卻水事故（LOCA），是法規為了驗證核能電廠緊急爐心冷系統（ECCS）的設計是否適當、圍阻體功能是否足夠、以及核能電廠發生事故對廠外輻射劑量的影響，而創造出來的一個純粹假想的事故[2]，以做為核能電廠主要的設計基準，故又稱設計基準事故（Design Basis Accident）。基於不同的驗證需要，在法規中有不同的分析考量之規定，以本節所討論有關反應器衰變熱之移除，在美國聯邦法規（Appendix K   to Part 50）之規定[3]，分析時，要考量事故發生之前，核能電廠的運轉已處於最不利狀況下，並做為事故分析的輸入參數與初始條件，以龍門電廠而言，不利狀況之概要如下[4]：

（A）、反應器在超高功率102.4%下運轉。

（B）、反應器已處在超低水位（Level 1）的情況下。

（C）、反應器核燃料已處在運轉上可允許的最差尖峰因素之下。

（D）、廠外電源已喪失。

（E）、有一台最重要的廠內緊急柴油發電機無法運轉。

   分析後，必須檢驗是否符合下列五項法規所訂之可接受條件（Acceptance  Criteria    for ECCS Performance）[5]：

（A）、燃料護套最高溫度不超過 1204 ° C（2200 ° F）。

（B）、燃料護套最高氧化深度不超過 17%。

（C）、燃料護套氧化產生之氫氣，不超過假想的全數氧化所產生氫氣之1%。

（D）、反應器的幾何型態仍維持在可冷卻情況下。

（E）、具備長期冷卻能力：水位可以恢復到高於爐心頂部、爐心溫度維持在可接受的低值、且衰變熱可持續有效地予以移除。

   目前龍門電廠採用進步型沸水式反應器（ABWR）[6]，已從以往的反應器設計、運轉之經驗，做了許多有意義的經驗回饋，其中之一，是取消了反應器外部再循環管路，進化成為內部泵的概念，反應器爐心核燃料頂部高度以下，沒有大型管路之穿越糟體之管嘴。因此，依據以上所述之分析結果顯示，龍門電廠喪失冷卻水事故，不但符合法規所訂之可接受條件，而且均遠低於可接受條件之限值，喪失冷卻水事故在龍門電廠已非屬重大事故[7]。

   ESWS循環泵故障是一種危及安全的重要因素，1999年12月27日晚間，法國西南地區布拉伊（Blayais）核能電廠曾遭受洪水的侵入7-19，起因於北海冬季暴風與高海潮的結合，海水衝倒了電廠的海堤，造成廠區嚴重淹水，並使廠外電源喪失及多組安全相關的系統無法運作，所幸緊急柴油發電機及時起動並供電。該事件依國際核能事件分級   （ International Nuclear Event Scale）屬第2級，在事件後的幾天，從被洪水淹沒的建築物之內總共抽出約九萬立方米的海水。這一事件顯示，洪水可能同時破壞多個安全相關的系統，也說明過去核能電廠的洪水風險評估，有不夠保守和考慮不週全之處。

   2000年1月17日，法國核能防護和安全研究所（Institute for Nuclear Protection  and  Safety，INPS）迅即發表一份評估報告7-20，建議各核能電廠仔細檢視各廠址高程及建廠高程計算時所使用的數據。並規定必須符合以下兩項標準之一：（1）、若建築物內含重要的安全設備，則必須建在表面高程至少在廠址最高可能洪水水位之上，並應另加上充分的安全係數。（2）、任何這類建築物若低於這個高程，就應具備水封設計，以防止洪水的侵入。報告中另指出，依初步分析結果發現，全法國除了布拉伊核能電廠外，另有希農（Chinon）等五座核能電廠之建廠高程未達新的安全高度標準，因此他們的安全措施應重新逐項予以檢視。此外，有諾讓 （Nogent）等八座核能電廠之建廠高程符合第一項標準，但仍需重新檢視能否符合第二項標準。再者，費斯漢（Fessenheim）和特立卡斯坦（Tricastin）等兩座核能電廠之建廠高程低於廠址鄰近運河之水位，因此也應列入評估。接下來的七年內，全法國總共投入本項改善工程之總經費超過1.1億歐元。

   布拉伊核能電廠事件之後，法國核能電廠基本安全規則（Basic Safety Rule，RFS ）第I.2.e節有關洪水風險評估方法也做了重大的修改，從原評估方法所要求的五個評估因素：（1）河水氾濫、（2）水庫潰壩、（3）潮汐、（4）風暴潮、及（5）海嘯，另外再增加八個評估因素，並規定必須同時列入評估，依序如下：（6）海面上強風引起的風浪、（7）河流或渠道上強風引起的風浪、（8）由於閥或泵操作所引起的水位上升（Swelling）、（9）貯水結構物（如龍門電廠生水池，但水壩除外）的損壞、（10）引水渠道或其相關設備故障、（11）廠址區域內發生之強陣雨、（12）廠址區域內有規律的連續降雨、及（13）地下水位上升。此外，以上各因素若有切合實際之組合事件也應一併加以考慮。布拉伊核能電廠採取的補強措施包括：（1）、將海堤提高3.25米使達8.00米，（2）、建築物對外之孔道口均加強水密設計，以防止水的侵入。

   法國因應布拉伊核能電廠事件之作為顯然相當具體而廣泛。可惜，全世界除徳國7-21有些因應外，美國核能管制委員會（NRC）亦曾於2010年三月邀請法國電力公司（   EDF ）前往做了說明（註：此資料整理得非常好，值得一閱，可於NRC網站查閱[8]。）其他國家則都未予重視，否則福島事故即使仍然發生，也不至於這麼嚴重。對此，世界核能發電協會（World Association of Nuclear Operators，WANO）責任不輕，運轉經驗的回饋是該協會的主要任務，顯然該工作未落實。國際原子能總署（ IAEA）也難脫其責，   IAEA主持各國核能安全公約， 顯然在該公約下，IAEA 審查各國核能安全作業，以及各國間之互審工作亦未能落實。

   除了前述緊急海水系統外，因應核能電廠衰變熱移除這個重大的安全課題，尚有兩組重要的安全系統─緊急爐心冷卻系統（Emergency Core Cooling System，ECCS）和緊急電力系統，茲分述如下：

緊急爐心冷系統

   緊急爐心冷系統由一系列的安全系統組合而成，其設計目的在於發生事故的情況之下，可以將核子反應器安全地停機。在正常的運轉情況下，熱量的移除係以蒸汽的方式，從核子反應器（或一次系統）經過了汽渦輪機之後，再經由冷凝器將蒸汽凝結成水；在沸水式反應器之系統設計，凝結水送回反應器；在壓水式反應器，凝結水則送回熱交換器（或稱蒸汽產生器）。依此設計，在正常的運轉情況下，反應器核心都可保持在一個恆定的溫度下。在發生事故時，不能使用冷凝器，所以需要有替代的冷卻方法，以防止核子燃料冷卻不足而受到損傷。這些安全系統的設計可以應對各種不同的意外情況，另外還具備多重性（Redundancy）的設計，因此即使有一個或多個子系統發生故障，仍可以將核子反應器安全地停機。在大多數核能電廠，緊急爐心冷系統（ECCS）是由以下系統組成。

高壓注水系統（High Pressure Coolant Injection System ， HPCI ）

    本系統由一台泵或多台泵組成，具有足夠的壓力可以將冷卻劑注入到反應器壓力容器內，其設計是在偵測到反應器壓力容器的冷卻劑水位下降到低於某一設定值時，自動啟動以注入冷卻劑。本系統通常是反應器安全的第一道防線，因為在反應器壓力容器之壓力仍然是十分高時，即可使用它以冷卻爐心同時補充冷卻劑。

洩壓系統 （Depressurization System）

   本系統由一系列的釋壓閥組成，在壓力抑制型圍阻體的設計下（核一、二廠及龍門電廠即屬此型），釋壓閥開啟後將蒸汽洩放到大型抑壓池（或稱濕井）的水表面之下數尺，並以特殊設計之噴嘴讓蒸汽均勻地噴出，以充分凝結導入之蒸汽。在其他類型圍阻體的設計，如大型乾式（Large-Dry，核三廠即是此型）圍阻體、冰冷凝式（Ice-   Condenser）圍阻體、以及次大氣壓式（Sub-Atmospheric）圍阻體，釋壓閥開啟後將蒸汽直接釋放到一次圍阻體內。這些閥門的動作可將反應器快速洩壓，使得較低設計壓力，但容量遠大於高壓系統的低壓注水系統，可以發揮其功能。有些降壓系統具智慧型之自動偵測及延遲功能；有些則是以手動，由運轉人員視需要才啟動。

低壓注水系統 （Low Pressure Coolant Injection System ，LPCI）

   本系統由一台或多台泵及相關的設備組成，當反應器已被減壓後，即可操作本系統，將更多的冷卻劑注入反應器壓力槽內，以快速冷卻爐心。 LPCI通常不是一個單獨成立的系統，在某些核能電廠，LPCI只是餘熱排除系統（Residual Heat Removal  System，RHR）的一個運作模式。

爐心噴水系統（Core Spray System，CS）

   本系統採用特殊噴灑嘴，進入反應器壓力槽內的水可以直接噴灑到燃料棒，以快速抑制蒸汽之產生。在反應器設計上，高壓和低壓噴灑模式都可以採用此特殊設計之噴灑嘴。

圍阻體噴灑系統（Containment Spray System，CSS）

   本系統由一系列的泵和特殊噴灑嘴組成，將冷卻劑噴灑到一次圍阻體結構內部之空間。其設計目的是以冷卻劑噴灑一次圍阻體結構內部，將蒸汽凝結成水，以強迫減壓的方式，防止圍阻體過壓。

隔離冷卻系統（Isolation Cooling System，RCIC）

   本系統通常是在反應器廠房與控制廠房和汽機廠房隔離的情況下，以專用之蒸汽驅動汽輪機帶動注水泵，用來提供足夠的水以安全地冷卻反應器，它不需要大量的電力來運轉，因只使用少許電池電力，因而也不需用到柴油發電機，因此它是一個對抗廠區全黑（Station Blackout）第一線的重要防衛系統。

緊急電力系統（Emergency Electrical Systems）

   在正常情況下，核能電廠係使用廠外電源。然而，在發生事故時，電廠可能會隨同失去廠外電源，因此需要保持並擁有廠內自備之電源，以提供緊要安全系統之需。緊急電力系統通常包括柴油發電機組和電池組等。

柴油發電機組（Diesel Generators）

   柴油發電機用於電廠發生緊急情況下，提供安全系統運作所需之電力。它們的設計通常是一部柴油發電機，就可以在緊急情況下，提供反應器安全冷卻所有需要的電力，但為符合多重安全設計原則，並為提高安全性及可靠度，各核能電廠都備有多台柴油發電機設施，以備不時之需。

馬達發電機飛輪組（Motor Generator Flywheels）

   電力中斷可能突然發生，並可能損傷甚或破壞某些設備。馬達發電機飛輪組可以提供不間斷電源一個短暫的時間，以防止設備受損並危及核能安全。馬達發電機飛輪組設計上通常可以提供電力，直到系統供電可以切換到廠內電池或柴油發電機。

電池組（Batteries）

   電池往往是備用電力系統多重安全設計的最後一道，它可提供足夠的電力以用來安全停機。電池組所提供的直流電源也可轉換為交流電源，以運轉某些交流設備供應急之用。

   核能電廠衰變熱的產生造成不少困擾，但它是一種自然現象，無法規避只能坦然面對。事實上，衰變熱有兩個非常特別的性質，也是過去自然界所不曾存在的，人們應多多研究如何利用它7-22：（1）、分裂產物的衰變熱剛開始時衰減很快，但30天後至第10年之間，則僅衰減約至十分之一，也就是說，它可以長期穩定地供熱，期間都不需要加油添柴。（2）、它是目前人類所見最強的輻射源，即使放置10年，用過核燃料表面的輻射強度仍可高達每小時一萬侖目（100西弗），而通常只要五百侖目（5西弗）即可能致命。

   以下先舉兩個應用核分裂產物衰變熱的例子，希望可得舉一反三之效果，第一個例子是放射性同位素熱電發電機（Radioisotope Thermoelectric Generator，RTG）7-23，它是一個典型的核反應器技術之推廣，利用核子分裂產物的衰變熱經由簡單的發電裝置以產生電力。RTG 是利用熱電偶（Thermocouple）的塞貝克效應（Seebeck Effect）將衰變熱轉換成電能，最適合用於長期需要幾百瓦或更少的穩定電力之場合，尤其是在維護困難、無法使用太陽能電池，且燃料補給不易到達的地方。RTG的使用，除需要特別注意放射性同位素的安全圍堵及管制外，熱功效能不佳也是其缺點，通常只在3–7%而已，很難超過10%。

   1961年RTG首度推出是應用在美國海軍太空船4A號上，而第一個在地面上使用的RTG，於 1966年由美國海軍裝設在阿拉斯加附近無人居住的岩石島上，而且使用到   1995年，壽命終了才拆除。前蘇聯共約使用了1000只RTG，但管制不佳，發生了不少的事故，曾有伐木工人以RTG取暖，因睡得太靠近而受到嚴重的輻射灼傷，也多有外殼材料被偷其餘部件則隨意丟棄之情事發生，現在俄羅斯受到IAEA的嚴重關切，已開始謹慎處理這些曾被棄置的RTG7-24。

   此外，非常小的RTG 也可應用於人體，譬如植入式之心律調整器，因為它可以很長時間不需要更換電池，目前約有90只RTG使用在特殊病患身上。

   分裂產物衰變應用的另一個例子是「可攜式瞬發分裂中子探測儀」7-25，該儀器以中子源照射可能的鈾礦，若礦床確實有鈾礦存在，將造成鈾分裂進而產生瞬發中子和遲延中子，該儀器即可將中子探測結果記錄下來，再進一步分析後予以確認，這是目前唯一最可靠的鈾礦床探測方法。比過去採用伽馬射線探測法可靠得多，伽馬射線探測法係探測分裂產物衰變後所放射的伽馬射線，而非鈾礦本身，因此常誤判鈾礦的沖積物為鈾礦，因而常常使得投資人血本無歸。

（待續）

六、參考資料

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