康哲誠
台電公司核能安全處
一、緣起
日本福島核子事故發生後，台電公司核能從業人員即以謙卑誠懇的態度，積極展開核能安全總體檢，檢視台電公司安全總體檢結果，確認台電公司有能力應付複合式天然災害，面對設計基準事故，甚至超過設計基準事故之挑戰，我們相信已做好防災與救災的整備，可保障民眾生命財產安全。
日本福島核電廠肇因於天然災害超出設計基準，造成嚴重核子事故。台電公司各核電廠依據現行耐震與防海嘯的設計基準，遵循原有的緊急操作程序書與嚴重核子事故處理指引，可處理設計基準地震與海嘯的衝擊，確保機組安全停機。惟發生超出設計基準的複合式災變時，現行程序書無法完全涵蓋，因此，必須配合廠內、外資源與深度防禦的精進改善，擬定「機組斷然處置程序指引」；當電廠遭遇地震、海嘯等超出設計基準事故之複合式災變，喪失緊急海水(ECW)及所有廠外(內)交流電源情況下，作為決策與操作的依據，採取機組斷然處置，保障民眾健康與安全。
二、斷然處置之定位
複合式災害的影響是「面」的衝擊，非僅侷限於圍阻體完整性的威脅。時限上，複合式災害處理上有時間的急迫性，EOP（緊急操作程序）或SAMP（嚴重核子事故處理程序）迴圈式的參數判斷與處理流程，不及應付事故惡化程度，因此台電公司因應日本福島核子事故，擬訂「機組斷然處置程序指引」，以電廠狀況(Site-specific Basis)作為啟動時機與行動依據。當複合式災害發生時，各種防禦設備或水源設施可能同時喪失，因此，台電公司以多重、多樣及獨立性的深度防禦策略，充分將廠內外可資利用的資源與方法列入強化措施中，規劃機動性的電源、水源與氣源，強調機動性與縮短處理時限，以因應複合式災害的各種可能。
三、斷然處置之目的
台電公司擬訂了「機組斷然處置程序指引」，以確保當電廠遭遇地震、海嘯等超出設計基準事故之複合式災害，並喪失緊急海水(ECW)及所有廠外(內)交流電源情況下，提供核能電廠第一線人員迅速反應的指導策略，採取機組斷然處置以達到反應爐與用過燃料池燃料可受水淹蓋，避免放射性物質外釋及大規模的民眾疏散，保障民眾健康與安全。
電廠遭遇超出設計基準的複合式天災時，譬如像此次日本311福島核電廠事故，機組狀況參數已不可靠，須在最短時間內採取決斷行動，運用一切手段，將有限資源投入建立冷卻水源(廠內生水、廠外溪水或海水)，並執行反應爐緊急洩壓，必要時進行圍阻體排氣作業(避免氫爆)，並將生水、溪水或海水注入反應爐/蒸汽產生器內。
四、斷然處置之起動時機
當下列三項條件其中之任一項條件成立時，即由當值值班經理/值班主任依據機組斷然處置程序指引（各廠程序書編號1451）進行執行緊急應變處理行動之操作：
條件一： 喪失反應爐補水能力無法維持反應爐中核燃料覆蓋水位。
條件二： 機組喪失廠內外交流電源。
條件三： 機組強震急停，且同時中央氣象局發布海嘯警報。
五、斷然處置之行動策略
「機組斷然處置程序指引」內建置三階段行動策略，詳如表一：
第一階段：減緩與控制事態(1小時內)
第二階段：電源復原(8小時內)
第三階段：建立長期冷卻(36小時內)
表一：機組斷然處置3階段行動規劃-BWR範例
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階 段
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策 略
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時限與目標
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Phase 1
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策略 CS.1-01 生水(消防水)注水入反應爐
策略 CS.1-02 廠區全黑反應爐降壓
策略 CS.1-03 廠區全黑圍阻體排氣
策略 CS.1-04 消防水車引接注水
策略 CS.1-05 RCIC手動運轉操作
策略 CS.1-06 第5部柴油發電機供電二部機
策略 CS.1-07 氣渦輪機全黑柴油發電機供電二部機
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1小時內
控制與減緩事態
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Phase 2
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策略 CS.2-01 移動式空壓機/氮氣瓶供給SRV/ADS氣源
策略 CS.2-02 480V機動性柴油發電機引接
策略 CS.2-03 4.16kV電源車引接
策略 CS.2-04 延長直流電源供電時間
策略 CS.2-05 用過燃料池補/灑水
策略 CS.2-06 沉水泵排水操作
策略 CS.2-07 機動性水源對CST注水
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8小時內
電源復原
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Phase 3
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策略 CS.3-01 緊急進水口垃圾清運
策略 CS.3-02 ESW馬達更換
策略 CS.3-03 替代長期冷卻
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36小時內
建立長期冷卻
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六、斷然處置之決策機制
進入斷然處置程序，依電廠之決策機制，展開廠內、外資源動員與處理程序後，決定將生水或海水注入爐心或用過燃料池的時點，為斷然處置之決策點，即由電廠廠長向緊急計畫執行委員會主任委員(主管核能發電副總經理)報告，經同意後，電廠據以執行。若通訊中斷，則授權廠長決行，而無法通報廠長時，則授權當值值班經理決行。
這些處置作為乃是在不得已情形下，注入較不純淨水至反應爐內，可能造成反應爐無法再使用，但台電公司寧可放棄電廠，也要達成防止核燃料熔毀的最終目的，進而保障民眾健康與安全，這已是台電公司使命必達的一項任務。斷然處置程序之流程，詳如圖一。
圖一：斷然處置程序之流程圖
七、斷然處置程序與最低流量分析
整個斷然處置程序，為了加強運傳人員之記憶，而以DIVING為記憶口訣，其中之D為De-pressurize其意義為緊急洩壓，I為Inject其意義為注水，V為Vent其意義為圍阻體排氣，而ING表示同時進行。為加強記憶，說明時則以潛水艇遇緊急攻擊時，常以「DIVING」為緊急潛水避難之口號，此即與斷然處置之緊急狀況之處置類同。
機組斷然處置程序是否能將爐心之核燃料完全淹蓋，除了運轉值班人員定期辦理演練外，尚須證明電廠於沒有電力下之消防水注水流量足夠將爐心完全淹蓋，其有效性亦請清華大學利用電腦軟體RELAP5-3D程式加以驗證。
緊急注水之成功準則為爐心燃料之溫度不可超過燃料護套之鋯與水開始反應的溫度（1500℉），當燃料溫度達1500℉時就會大量產生氫氣，即有可能產生氫爆，對圍阻體之完整性會產生威脅。故以RELAP5-3D程式分析計算不會讓燃料溫度超過1500℉之注水量，當機組所能提供之注水量超過淹蓋爐心所需之注水量時，則爐心仍可維持核燃料被水淹蓋之安全狀態。
RELAP5-3D模擬分析個案，以核一廠為例，先假設T=0 min時喪失外電造成反應爐急停，而緊急爐心冷卻系統自動啟動，機組仍維持於安全狀態，於T=10 min時機組發生全黑事故（註：機組發生全黑事故的機率極低），機組僅剩反應爐隔離冷卻系統 (RCIC)維持可用，至T=60 min（1 hr）時RCIC因故跳脫，致使機組開始執行DIVING，先執行自動洩壓系統（ADS）洩壓及圍阻體排氣，並開始注入生水，而以RELAP5-3D程式計算DIVING過程，不同之生水注水量（水量靈敏度分析）是否會超過爐心溫度1500℉；另以RCIC因故跳脫的時間分別達4 hr及8 hr作靈敏度分析，得出圖二：核一廠斷然處置程序注水量分析圖。
圖二：核一廠斷然處置程序注水量分析圖
由圖上可知，當RCIC於1小時後停止注水，此時注水量須達400 GPM，才可使爐心維持被水淹蓋，不會超過爐心鋯水反應開始產生氫氣的溫度（1500℉）。但如當RCIC於4、8小時後才停止注水，則此時注水量僅需350、300 GPM，就可使爐心維持被水淹蓋之狀態。（詳如表二所示）
表二：核一廠斷然處置程序分析注水量表
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生水流量
(gpm) / 1 atm
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PCT (℉)
當RCIC於X小時後停止注水
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1HR
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4HR
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8HR
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400
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1404.01
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756.909
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〤
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350
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1550.35
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1250.52
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587.33
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300
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〤
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1566.75
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1323.1
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250
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〤
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〤
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1520.4
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核二廠以RELAP5-3D模擬分析個案，分析方式、過程及靈敏度分析皆與核一廠相同，得出圖三：核二廠斷然處置程序注水量分析圖。
圖三：核二廠斷然處置程序注水量分析圖
由圖上可知，當RCIC於1小時後停止注水，此時注水量須達650 GPM，才可使爐心維持被水淹蓋，不會超過爐心鋯水反應開始產生氫氣的溫度（1500℉）。但如當RCIC於4、8小時後才停止注水，則此時注水量僅需550、500 GPM，就可使爐心維持被水淹蓋之狀態。（詳如表三所示）
表三：核二廠斷然處置程序分析注水量表
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生水流量
(gpm)/ 8kg/cm2
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PCT (℉)
當RCIC於X小時後停止注水
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1HR
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4HR
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8HR
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650
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1466.90
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756.909
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〤
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600
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1803.02
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920.387
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761.928
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550
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〤
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1356.97
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〤
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500
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〤
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1760.15
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1322.93
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450
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〤
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1642.97
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核三廠以RELAP5-3D進行模擬分析，先假設T=0 min時喪失外電造成反應爐急停，緊急爐心冷卻系統自動啟動，機組仍維持於安全狀態。比照核一、二廠方式，於T=10 min時電廠發生全黑事故，機組僅剩汽機帶動輔助飼水泵維持可用，針對二次側SG進行補水執行間接冷卻。此時爐心可維持於自然循環之4.36 %流量，並且先執行控制降壓維持反應爐於低壓力(12 kg/cm2)高水位狀態，由此狀態執行SG PORV緊急洩壓後，假設當蒸汽產生器（SG）壓力降至60 psia時開始注入500 gpm生水或海水，因此爐心燃料完全被冷卻水覆蓋，詳如圖四所示。
圖四: 爐心維持自然循環之4.36 %流量時變圖
另針對核三廠特有之設備-反應爐冷卻水泵之軸封，假設事件發生後8小時因喪失軸封冷卻水而出現Seal LOCA現象進行模擬分析。
假設事件發生後，一次側會有63 gpm之冷卻水流失量，而二次側以500 gpm生水注水量持續注水。經過分析，反應爐水位將在事件發生後16小時降到燃料頂部（TAF），且燃料尖峰護套溫度（PCT）開始升高，並在事件發生後18小時急速上升，詳如圖五、六、七所示。
圖五: 發生Seal LOCA現象之爐心流量時變圖
由圖五可知，事件8小時後發生Seal LOCA現象，再經過約7小時，爐心幾乎停止了自然循環。
圖六: 發生Seal LOCA現象之爐心水位時變圖
由圖六可知，事件8小時後發生Seal LOCA現象，再經過約5小時，爐心水位開始下降，再經過約3小時，爐心水位開始下降至燃料頂部（TAF）。
圖七: 發生Seal LOCA現象之爐心燃料尖峰護套溫度時變圖
由圖七可知，事件8小時後發生Seal LOCA現象，再經過約9小時，燃料尖峰護套溫度開始上升，再經過約1小時即急速上升。
八、結語
整個斷然處置程序，核一、二廠在考量合理背壓及管路流體損失下，生水注水流量可符合前述流量需求，符合斷然處置成功準則要求標準。
核三廠經評估，生水以重力供給至輔助飼水泵進口，再以汽機帶動輔助飼水泵或柴油引擎帶動後備輔助飼水泵注入S/G；或以柴油引擎消防泵經消防栓，或由消防車注水，可符合前述流量需求，符合斷然處置成功準則要求標準。且核三廠正進行反應爐冷卻水泵軸封改成不會洩漏或洩漏大幅減少之改善評估分析作業，並將儘速完成改善。
各電廠預計每年演練2次，分為值班部門於現場模擬在指定時間內完成斷然處置第一階段各策略列置；及維護部門於現場模擬在指定時間內完成斷然處置第二階段及第三階段各策略列置及作業。
日本福島電廠311核子事故後，台電公司以最謙卑審慎的態度進行核能安全總體檢，訂出近、中程改善計劃逐步完成，與世界核能先進國家同步改進缺失，有效確保核能安全，讓民眾安心。經過安全總體檢後，面對未來複合式天災，將更有信心做好防災、救災的整備，保障民眾的健康與安全。台電公司並已做好準備，當發生超出設計基準事故時，在最短時間內，可及時啟動『斷然處置措施』，使命必達完成避免輻射外洩及大規模民眾疏散。
