李崙暉

核能研究所

摘  要

核設施除役工程涵蓋層面及技術非常廣泛，且每座核設施特性不同，所需面對的社會環境也不同，因此必須針對每座核設施發展適合的除役規劃，本文介紹台灣研究用反應器除役中對於爐體除役的規劃研究，國內尚無同類型反應器爐體除役經驗，因此從初期的除役規劃、技術建立到最後拆除作業均必須謹慎而嚴密，以確保未來能安全並如期於法規期限內完成爐體拆除。

關鍵詞：核設施除役、台灣研究用反應器、除役規劃

壹、前 言

核設施從開始到結束整個生命週期，可概略分成設計、建造、試俥、運轉、停止運轉和除役等幾個階段，生命週期有長有短，有的可長達數十年或更久，完全視核設施的功能、設備的使用壽命和社會的需求等因素而定，但不論如何，核設施最終還是要進入除役的階段。

依據國際原子能總署(International Atomic Energy Agency，簡稱IAEA)統計資料^[1]，截至2008年底全世界563部核電機組中，已有120部核電機組永久停止運轉，5部核電機組長期停止運轉，停止運轉機組歸納原因有繼續運轉不符經濟效益、意外事故造成修復不符經濟效益、民眾投票反對、安全理由及政治決定等，亦或因能源結構、環保策略調整等因素，在永久停止運轉機組部分，已完成或正在進行除役的機組有80部。

除役的目的是將核設施從使用狀態停止並將其移除，恢復到所殘留放射性物質對人員健康或環境沒有任何不合理危險的情況，因此除役模式的選擇是非常重要，依照核設施之特性和需求的不同，所選擇的除役模式也可能不同，大致可分成立即拆除(Immediate Dismantling)、延緩拆除(Deferred Dismantling)和原址處置(On-site Disposal)等三種^[2]，這和美國核能管制委員會(Nuclear Regulatory Commission，簡稱NRC)所提到的除役模式有立即除污(DECON)、安全貯存(SAFSTOR)和長期封存(ENTOMB)等三種模式的分類是非常相似^[3]，每一種除役模式都有其優點和缺點，可以單獨選用其中一種模式，亦可以搭配不同的組合模式以達到除役的目的。

核設施不論選用何種除役模式，安全和環境一直都是大眾及社會所最關心的焦點，當然除此之外法規、人力、技術和費用等也是考量的因素，整個除役時程可由數月、數年、數十年或更久，例如美國UTR-10研究用反應器其熱功率為10KW，除役期程由1998年至2001年共計約4年時間，已完成除役^[4]；比利時BR3壓水式反應器其熱功率為40.9MW，除役期程預計由1991年至2020年合計約30年時間；德國MZFR重水式多功能反應器其熱功率為200MW，除役期程預計由1987年至2010年合計約23年時間^[5]。

核設施除役工作期程較長且涵蓋層面非常廣泛，因此在除役工作執行之前的除役初期規劃就非常重要，甚至會影響最後的除役成果，除役規劃並不是在核設施進入除役階段才開始，許多核設施是在建廠階段就已經開始考慮除役之問題，運轉期間並依據現況之改變適時討論修正，期望能提出最適合之除役規劃，在各種影響除役參數間求取最佳化之選擇。

台灣研究用反應器(Taiwan Research Reactor，簡稱TRR)於民國58年9月16日由原子能委員會與加拿大核能公司簽約興建，座落於核能研究所所區內，雙方歷經三年半的共同努力，於民國62年1月3日到達臨界運轉。TRR為一研究用反應器，以重水為緩和劑，石墨為反射體，輕水為冷卻劑，燃料採用天然鈾，整體輸出熱功率為40MW，主要功用為支援國內原子能應用科技之發展，包括中子物理研究、同位素生產及燃料和材料測試等。TRR歷經15年之運轉，於民國77年因運轉成本效益、運轉安全及國內對中子源之需求增加，TRR因不符需求而停止運轉，計劃改建為進步型且多功能之研究用反應器，並於民國87年開始執行部分不適用系統拆除及爐體遷移工程，然民國91年行政院核定停止新反應器之興建，至此TRR整個發展方向確定，開始往設施除役之目標規劃進行。

貳、TRR爐體現況

TRR基於除役之需求提出除役計畫書並於民國93年經行政院原子能委員會審查同意發給除役許可，從此TRR開始進入除役的階段，整個除役期程依據核子反應器設施管制法施行細則第十六條規定：「核子反應器設施之除役，應依本法第二十一條第一項規定，於取得主管機關核發之除役許可後二十五年內完成，…」^[6]，因此TRR除役應於民國117年前完成，整體除役模式是採DECON與SAFSTOR兩種模式混合使用互相搭配，共分兩期執行除役工程，第一期為TRR燃料池清理、留用系統改善及爐體等設施之安全監視，第二期為TRR燃料乾貯場清除及爐體等拆除^[7]。

本文TRR爐體之除役採DECON與SAFSTOR兩種模式搭配使用，主要是衡量技術經驗及高輻射劑量率之衰減，因此先對爐體進行表面清潔除污，並將爐體內部重水排出清洗管線，為執行爐體整體遷移做暫時貯存，並切割相關管線設施將爐體完整密封，於民國91年完成爐體遷移做安全貯存，依據核子反應器設施管制法第廿一條規定：「核子反應器設施之除役，應採取拆除之方式，…」^[8]，因此TRR爐體仍需於法規期限內以拆除之方式完成除役。

圖1為TRR爐體之貯存現況，座落於底座鋼架上，廠房內設置安全監控系統維持爐體於安全貯存狀態，爐體周遭設置鋼架並有安全樓梯可通至爐頂，便於人員於安全貯存期間至爐頂進行各項檢視及監測。  

圖1  TRR爐體之貯存現況 

圖2為TRR爐體剖面圖及組件說明，爐體含生物屏蔽總重約2646噸，底部外徑約13公尺，高約11公尺，重要爐內組件由上往下依序為4層可移動上生物屏蔽、2層上熱屏蔽、反應槽、3層下熱屏蔽和下主承板，反應槽之材質為鋯合金(Zircaloy)，外圍有兩層石墨反射體，主要目的為減少中子之漏失，石墨外圍有兩層旁熱屏蔽，再外圍則是生物屏蔽，爐體內有垂直實驗管、水平實驗管和熱中子室等可進行各項實驗，爐體遷移前爐內用過燃料已移除，且爐體遷移時執行爐體密封和生物屏蔽表面初步除污，因此安全貯存廠房內的輻射劑量率除爐體外皆維持在低輻射低污染之範圍^[9]。  

圖2  TRR爐體剖面圖及組件說明

參、除役初期規劃考量因素

除役初期規劃的完備與否對執行除役計畫的最後成敗影響很大，因此在規劃初期有許多重要因素需要列入考量，且依據核設施的特性及除役需求的不同，每個因素需求及所佔的權重也相對的不同，以下分別就每個因素做說明^[4]：

－   法規要求—我國核設施除役的主管單位為行政院原子能委員會，反應器除役必須在合乎法規的要求下執行及完成，所需遵循的法規非常多，大致可分成除役、輻射安全防護、拆除及廢棄物處理和勞工安全等幾個方面，主要法規是依據核子反應器設施管制法及其施行細則，再配合其他相關法規，共同規範反應器之除役。

－   財務要求—反應器除役期程長且不論採取何種除役模式所需的經費皆非常龐大，因此財務必須列入重要影響因素之一，避免因為財務問題而使得除役中斷或無法順利完成；在美國屬於NRC監管的商用核設施是以要求提撥信託基金的方式準備除役經費，屬於美國能源部(Department of Energy，簡稱DOE)監管的核設施則是政府編列預算的方式執行除役；核研所的核設施除役與DOE相似，是採逐年編列中央預算方式執行研究及除役，至於屬於台電公司的商用核設施除役，則是以成立核能發電後端營運基金的方式運作，基金的來源是逐年由台電公司每度核能發電攤提及基金本身孳息，如此可確保將來核設施除役所需的經費無虞。

－   解除管制原則—依據國外除役經驗，核設施除役所產生之廢棄物中，需處置之廢棄物數量相對於廢棄物總數量所佔之比例很小，例如比利時放射性廢棄物及分裂產物專責機構(ONDRAF/NIRAS)估計，核設施經解除管制後，廢棄物需處置者僅約3.5%，德國之除役經驗僅剩下約3.2%之廢棄物需進行處置^[10]；因此核設施除役之解除管制法規熟悉、先期規劃及原則訂定就非常重要，現今解除管制的方法有外釋及放行兩種標準及作業程序，核設施除役規劃從源頭就導入解除管制的觀念，除役過程中確實執行，最後不僅可達到減廢的目的，更可大幅降低廢棄物處置的費用及減少對環境生態之影響。

－    執照終止—除役計畫提送管制單位審查時，對於除役完成核設施廠址或設備之剩餘輻射程度應提出承諾，不同的剩餘輻射程度及範圍，將影響除役之規模、經費及困難度，最後管制單位也將依此承諾做為同意執照終止之依據。

－    除役技術評估—核設施特性及除役需求不同，且核設施停止運轉後於不同的時間進行除役，其所需的除役技術也就不同，規劃時期應就不同的除役技術進行評估及驗證，針對除役設施選用成熟且安全技術以降低風險，避免因錯誤的選擇造成經費超支和時程延誤等嚴重問題。

－    輻射暴露—核設施除役規劃時應考慮對工作人員及民眾之輻射暴露，採用適當的輻射防護措施及管制程序，達到合理抑低(ALARA)的目的以降低輻射暴露。

－    除役管理團隊—除役應規劃設立除役管理團隊，擔任監督和管理的角色，透過管理團隊推動除役工作的進行。

－    品保要求—除役所需之品保可架構於核設施品保制度下，做適度之修訂以符合除役需求，或是另訂除役品保計畫，不論採用何種方式建立品保，其目的均為經由所建立的策略和程序將除役工作之管理、規劃、執行、管控和結束等階段內的所有工作都能確保安全並確實執行。

－    保安計畫—核設施皆訂有保安計畫，除役期間因任務及目的之改變，可適度調整保安計畫，以確保除役期間之安全，尤其是用過核子燃料和核物料因受IAEA所監管，其相關保安計畫應更加嚴密及周詳。

－    民眾參與考量—核設施準備除役時，社會大眾付出的關心和疑慮是和建廠階段一樣，雖然法規並無明確要求，如能考量核設施特性，在除役規劃中適時納入民眾的參與，經由資訊的公開和共識的達成，有時會降低除役之阻礙及提升目標達成之可能性；在美國商用反應器的做法是於執照終止前二年即提送執照終止計畫(License Termination Plan，簡稱LTP)，NRC於收到LTP後便發佈公告，接受民眾意見提問，並舉辦公聽會。

－    設施過渡規劃—核設施不論決定採取何種除役模式，由停止運轉到除役之任務的轉換，期間可能由數月到數年或更久，為因應過渡時期需求，此時需建立設施過渡規劃，將設施及人員做適當之調配，內容可包含設施除役申請、建立轉換機制、執行廠址設施特性調查、核設施安全和安定規劃、整合安全管理、確認核設施在符合要求的安定狀態和核設施轉換成清理規劃等。

w     文件保存—核設施除役缺乏資料和記錄會造成時程延誤、資源浪費和經費的增加，最嚴重可能造成無法除役的後果，因此對於設計、建造、試俥和運轉等歷史文件的保存就非常重要，這些同時也是除役規劃和執行的參考依據，所以對核設施而言，不論在任何階段，文件的保存是必需且必要。

肆、TRR爐體除役規劃

TRR爐體除役為TRR整體除役的一部份，在TRR除役計畫書中已將大部分除役初期規劃因素納入考量，規劃出TRR整體除役的架構，內容包含計畫組織與任務編組、設施拆除工作之描述、除役廢棄物管理計畫、除污計畫、輻射防護措施及輻射劑量評估、環境輻射監測計畫、假想事故說明及安全分析、保安與工業安全、意外事件應變計畫、人員訓練方案、品質保證計畫、財務計畫和廠房再利用規劃等項目。

以下就近期TRR爐體除役規劃方向及研究成果做說明：

一、TRR資料彙整與電子化

TRR從民國58年開始至今已逾40年，其間經歷設計、建造、試俥、運轉、停止運轉和目前的除役等幾個重要階段，累計資料約有工程圖4000張和文件1000份，且數量將隨著除役工作執行陸續增加，其中歷史資料大部分都是採紙本方式，經過長時間保存使用和多次的搬遷，許多紙本逐漸破損模糊不清，可能造成資料流失的問題；有鑑於此，根據國外的一些經驗^[2]，並配合TRR的實際情況將資料分類彙整並電子化，同時建立資料檢索系統如圖3所示，除了提供除役階段工作使用之外，同時也達到完整保存和經驗傳承的目的。

圖3  TRR資料檢索系統示意圖

二、爐體數位模型建置與模擬技術發展

除役為一長期之工作，隨著有經驗運轉及維護人員陸續離退，加上TRR爐體為一封閉式組件，執行除役工作人員只能透過原始工程圖做為瞭解爐體內部結構與組件管道，尤其TRR爐體約有900張工程圖，要能全部瞭解並融會貫通是不容易，所以數位模型之建置是有其必要性，圖4為爐體數位模型，圖5為爐體內部反應槽數位模型^[11]，以視覺效果取代傳統工程圖做為除役規劃評估及技術發展的輔助工具，同時配合未來數位模擬技術的發展以協助後續拆除工法建立與模擬驗證；在韓國KRR-1&2反應器除役過程中，建立一套數位模型系統(Digital Mock-Up System，簡稱DMU)用以發展及評估最佳拆除工法^[12,13]，日本普賢核能電廠亦發展除役工程支援系統(Decommissioning Engineering Support System，簡稱DEXUS)結合3D電腦輔助設計(3D-CAD)和虛擬實境(VR)技術，並導入資料庫及管理架構，用於廢棄物調查評估、放射性調查視覺化、拆除規劃模擬、評估輻射環境工作量和拆除規劃最佳化等^[14]。

圖4  爐體數位模型

圖5  爐體內部反應槽數位模型

三、廢棄物調查

除役廢棄物調查包含廢棄物特性規格和活度污染等兩部分，是除役工作開始前的準備工作，經由廢棄物調查可瞭解廢棄物的現況並做評估，再配合整理和分類所獲致的調查結果，對拆除時機的評估及後續的拆除工法、廢棄物管理和除役費用估算等有非常大的幫助，廢棄物調查在除役過程中扮演舉足輕重的角色，調查結果的正確與否則攸關除役的時程、經費與成敗。

TRR爐體大致可區分為爐內組件和生物屏蔽兩大部分，爐內組件材質主要是金屬和石墨兩種，生物屏蔽則是以鋼筋混凝土為主，特性數量調查資料整理如表1爐體特性規格調查表所示^[15]。

表1  爐體特性規格調查表

TRR爐體為一高活度大型核能組件，高活度主要為運轉時期經過熱中子照射而活化，為瞭解爐體放射性核種活度存量，做過多次輻射度量及取樣分析，以民國85年爐內各位置輻射劑量率配合理論計算推估得到爐體於民國86年總活度約為1.7x10⁵Ci，且主要放射性核種於鋼材為⁵⁵Fe與⁶⁰Co、石墨為¹⁴C及混凝土為³⁹Ar與⁴⁰K，石墨與混凝土活化所造成劑量率極低，爐體γ射線輻射劑量率主要是由鋼材⁶⁰Co核種所造成，⁶⁰Co總活度約為4.9x10⁴Ci^[16]；圖6及圖7分別為爐體⁶⁰Co總活度預估衰減圖及爐體中央實驗管內最高輻射劑量率(上熱屏蔽下層與反應槽交界處)預估衰減圖。

圖6  爐體⁶⁰Co總活度預估衰減圖

圖7  爐體中央實驗管內最高輻射劑量率預估衰減圖

四、拆除策略

為使後續的技術研發、設施建立、拆除作業和廢棄物管理等有所依據，規劃拆除策略如下所述：

－ 依據法規期限與活度劑量等因素評估，爐體開始拆除較佳時機為民國109至111年間。

－ 拆除程序工法以降低交互污染可能性、確保拆除作業安全、減少二次廢棄物產生及輻射劑量合理抑低為原則。

－ 爐內採乾式移除或切割，組件可整體移出就整體移出，需切割組件採大塊切割；爐外設濕式及乾式切割檢整站，分別就不同輻射劑量率組件進行細部切割檢整。

－ 發展遙控吊運與切割之技術及設備，優先選用商用成熟產品為主，研發特殊機具為輔，以減少研發時程並提高設備可靠度與安全性。

－ 拆除廢棄物依類別及活度劑量做管理規劃，概估如表2爐體拆除廢棄物規劃表所示，其中以提籃包裝為暫時存放於延遲槽，待活度劑量衰減後再取出重新檢整包裝入貯存庫，石墨採逐塊移出不進行切割，發展包裝方法容器及存放方式；統計總拆除廢棄物中約有近60%重量百分比之廢棄物是可以透過解除管制程序進行處理。

表2  爐體拆除廢棄物規劃表

－   爐體安全貯存廠房因應拆除作業空間不足需擴建，相關公用設施配合需求一併改善，基於輻防管制及污染防範，廠房設置輻防管制站並建置獨立通風空調系統。

－   工作執行注重經驗傳承與資料保存，避免因人員異動影響工作時程與結果。

－   建立數位工程模擬技術，輔助拆除工法及機具設備之發展、模擬和驗證。

－   參與國際除役組織，吸取國外除役技術與經驗或建立合作機會，已加入經濟合作暨開發組織核能署核設施除役技術合作計畫(OECD/NEA CPD)。

伍、結  論

TRR除役依照除役計畫書正在進行中，其中爐體除役為重要工作之一，國內尚無同類型反應器爐體除役經驗，因此從初期的除役規劃、技術建立到最後拆除作業均必須謹慎而嚴密，以確保未來能安全並如期於法規期限內完成爐體拆除。

TRR爐體除役規劃研究係爐體拆除前置作業，後續將依據規劃研究所獲得的成果執行工作，國外許多核子反應器設施已完成或正在除役，這些均可做為發展TRR爐體拆除技術之參考，期望能結合國內及國外之技術經驗，發展出最適用於TRR爐體的拆除方案。

陸、參考文獻

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