肆、美國EPU功率提昇的重要運轉經驗議題
(一) 美國電廠蒸汽乾燥器裂損的經驗
美國核管會在實施功率提昇的電廠監測運轉經驗，自2002年以來，在實施功率提昇的電廠觀察到「蒸汽乾燥器裂損」和主蒸汽與飼水管路之組件與支撐的「流體誘發振動」(Flow-Induced Vibration)損壞。(3), (4)
1. Quad Cities一、二號機
於2001年12月21日，美國核管會核准Quad Cities與Dresden反應器最大執照功率限值增加約17%；Quad Cities二號機經過在EPU情況(17.8%)運轉幾個月後，於2002年6月7日開始出現蒸汽流量、反應器壓力與水位的晃動，及主蒸汽管的「水份騰帶」(Moisture Carryover)。於2002年7月11日，Quad Cities二號機被停機，以調查這些晃動的肇因，持照者發現蒸汽乾燥器外圍，有一個厚度為1.3 cm的蓋板(Cover Plate)脫落，造成蓋板碎片出現在主蒸汽管路限流器及汽機關斷閥過濾器。蒸汽乾燥器(圖二為示意圖)位於沸水式反應器壓力槽上部區域，在蒸汽送至汽機前將水份由蒸汽中移除，蒸汽乾燥器並未承擔事故減緩角色或安全功能，但有必要維持其自身的結構完整性。根據反應器廠商奇異公司的判斷，蓋板最有可能是由於「高週疲勞」(High Cycle Fatigue)而損壞(EPU後主蒸汽管內蒸汽流速過高，於安全釋壓閥直立管產生聲波共振(Acoustic Resonance)，聲波回傳至蒸汽乾燥器，對蒸汽乾燥器施加反覆應力造成疲勞損壞。)，持照者以安裝較厚的蓋板修復蒸汽乾燥器，於2002年7月21日，Quad Cities二號機重新起動；於2003年5月底，持照者再度注意到增加的水份騰帶，但未發覺到其他反應器參數的任何改變。於2003年6月11日，Quad Cities二號機被停機以檢查蒸汽乾燥器，此檢查在乾燥器外罩(Dryer Hood)、內部支撐(Internal Braces)、繫桿(Tie Bars)發現額外的裂損與損壞。在修復完成後，Quad Cities二號機於2003年6月28日重新起動。(3)
2003年10月28日持照者在Quad Cities一號機注意到有一主蒸汽管路的流量增加，其他主蒸汽管路則減少約相同數量。2003年10月31日持照者開始在Quad Cities一號機監測穩定增加的水份騰帶，此增加與在Quad Cities二號機觀察到、由蒸汽乾燥器裂損所造成的情況類似。因此，Quad Cities一號機於2003年11月12日停機以檢查與修復蒸汽乾燥器；此機組從2003年11月3日起就因為反應器蒸汽出現比預期高的水份騰帶之徵候，開始在降低的功率下運轉。於11月13日，發現蒸汽乾燥器已損壞。損壞發生在乾燥器外罩蓋板，有一個總長度約129.5 cm的裂縫，蓋板的一部分，大小為15.2 cm x 30.4 cm，由蒸汽乾燥器脫落。
為了找出失落的蒸汽乾燥器碎片，持照者執行廣泛的檢查，持照者並沒有找回碎片，但是在再循環泵葉輪發現一些徵候，顯示碎片最有可能是在反應器壓力槽底部。持照者完成一號機的修復與修改，與2003年較早時在二號機完成的類似。同樣在此次大修過程，持照者發現一個主蒸汽管電動釋壓閥之導引洩管(Pilot Vent Line)從導引組件(Pilot Assembly)脫離，此閥之「電磁致動器」(Solenoid Actuator)發生重大損壞。四個電動釋壓閥為必要時自動降低反應器壓力的安全相關組件，主蒸汽管路在EPU運轉情況的流體誘發振動與此損壞有關。持照者檢查其他三個電動釋壓閥，但是沒有找到任何影響運轉能力的重大議題；持照者於重新起動機組以前更換損壞之電磁致動器，並將導引洩管重新焊接到導引組件。
圖二 蒸汽乾燥器示意圖
2. Dresden二、三號機
Dresden二號機經過在EPU情況(17%)運轉兩年後，持照者於2003年11月填換燃料大修在蒸汽乾燥器發現裂損，在Dresden 2前一運轉週期，持照者並未注意到反應器蒸汽有高於預期的水份騰帶之任何徵候，持照者於2003年秋季填換燃料大修完成Dresden二號機蒸汽乾燥器的修復與修改，與在Quad Cities一、二號機完成的類似。持照者同時亦於飼水噴嘴發現三個破口，這些破口係由一個在噴嘴內找出來的破損飼水取樣探針所造成；於重新起動反應器以前，持照者修復飼水噴嘴及更換取樣探針。於2003年12月，持照者亦於Dresden三號機蒸汽乾燥器外罩發現兩個10.2 cm的貫穿裂縫及兩個破損的飼水取樣探針；持照者於重新起動電廠以前，修復乾燥器及更換取樣探針。與Quad Cities不同的是，Dresden並無聲波共振。
3. Susquehanna一、二號機
Susquehanna一、二號機雖没有如Quad Cities之聲波共振，但有低頻擾流負荷(Low Frequency Acoustic Loads) ，第二汽櫃外罩至底板焊道於1986年即發現有FIV造成的裂痕，無法以MSL應變規與分析來證明可繼續使用既有蒸汽乾燥器，因此在EPU之前(一、二號機分別於2008、2009年)預先更換蒸汽乾燥器。Susquehanna一號機在107% CLTP運轉一個週期以內，在蒸汽乾燥器的Skirt Tie處即發現沿晶應力腐蝕龜裂(IGSCC)造成的裂痕。
(二)美國核管會與產業界的因應作法
美國核管會發布Information Notice 2002-26和Supplements 1與2，警告持照者Quad Cities一號機的蒸汽乾燥器與其他電廠組件之損壞，及Quad Cities二號機的蒸汽乾燥器裂損。美國核管會持續評估蒸汽乾燥器裂損的議題與其他電廠組件的損壞，同時考慮對其他電廠的通用意涵。有關以通用方式處理這些議題計畫，管制官員一直主動地與產業界合作。(3)
在EPU的情況下，蒸汽流速大為增加。電廠的運轉經驗顯示主蒸汽管路在較高的蒸汽流速下，當蒸汽流經分支管路時，可在蒸汽管路內產生「聲波共振」，聲波共振可產生以足夠力量衝擊沸水式電廠的蒸汽乾燥器的壓力波，導致該蒸汽乾燥器所受到應力超過材料疲勞限值。聲波共振也可能導致過度的振動，損壞蒸汽管路的組件如釋壓閥和管路。(4)因此，美國核管會針對電廠結構、系統及組件的「不利的流體效應」(Adverse Flow Effects)，已對電廠績效和功率提昇執照修訂申請案，進行更詳細的審查及視察。然而，聲波共振會導致「不利的流體效應」之認識對核能產業是相對較新的。以下討論總結「不利的流體效應」相關的較重要之電廠運轉經驗：
回應原本的Quad Cities一、二號機蒸汽乾燥器在EPU 運轉過程中的損壞，持照者在 2005 年 5 月安裝新的改良式蒸汽乾燥器。Quad Cities二號機蒸汽乾燥器設計包括再起動至EPU情況的過程中，用來監測蒸汽乾燥器負荷之壓力感測器、應變規及加速規。這兩個機組的主蒸汽管路也有安裝儀器以監測功率提昇到EPU情況的負荷。在 2005 年年中回復到EPU情況運轉後，持照者發現Quad Cities一、二號機主蒸汽管路中的幾個電動釋壓閥之致動器有重大的不預期劣化。為了降低主蒸汽管路聲波產生的壓力波動與振動，持照者在電動釋壓閥和主蒸汽安全閥的入口管路安裝「聲波分支管」(Acoustic Side Branches)。
Dresden二、三號機原本的蒸汽乾燥器與Quad Cities原本的蒸汽乾燥器類似，因而後續被修改以增強結構能力。持照者最初在EPU情況運轉Dresden機組好幾年，並沒有重大損壞。 不過在 2005年和 2006 年發現Dresden機組蒸汽乾燥器損壞後，持照者在 2006 年 11 月更換Dresden三號機的蒸汽乾燥器，在 2007 年 10 月更換Dresden三號機的蒸汽乾燥器。
核管會應用由運轉經驗取得之回饋和「潛在不利的流體效應」之分析於審查已運轉核能電廠的功率提昇申請和新核能電廠的設計認證申請。做為此工作的一部分，核管會已更新 NUREG-0800 (SRP)相關章節(Sec. 3.9.2"Dynamic Testing and Analysis of Systems, Structures, and Components"及Sec. 3.9.5"ASME Code Class 1, 2, and 3 Components, and Component Supports, and Core Support Structures")及發布Regulatory Guide 1.20, Rev. 3,(13) (2007 年 3 月)，以進一步指導核管會審查者和核能產業界在考慮新核能電廠和已運轉電廠的功率提昇時，評估「潛在不利的流體效應」。(4)
另外，核管會在 2007 年 7 月 18 日針對核能電廠的「潛在不利的流體效應」，發函給沸水式核能電廠業主組織。(14) 核管會認為額外的「通用溝通」將有助於核能產業界在功率提昇和新反應器申請時適當地評估「潛在不利的流體效應」，因此，核管會管制官員正在考慮準備「管制議題摘要」(Regulatory Issue Summary)，以討論功率提昇和新反應器申請應該如何評估「潛在不利的流體效應」。(14)
除了評估與監測蒸汽乾燥器，核管會建議如下：
? 評估其他的電廠組件(包括壓力波動和振動對反應器冷卻水、 蒸汽、飼水和凝結水系統的組件(如安全釋壓閥、電動釋壓閥和採樣探針)的「潛在不利的流體效應」。
? 功率提昇的升載資料(包括發展升載的程序書，涵蓋限制曲線與頻率資料收集、巡視、及資料評估和與管制官員互動的停留點)。
? 監測「潛在不利的流體效應」(包括發展在組件故障之前識別聲波共振或嚴重的水動力負載之主動的方法)。
因應此議題，美國電力研究院(EPRI)在2008年初出版之BWRVIP-182 (功率提昇下蒸汽乾燥器完整性評估導引)中建議大於2%功率提昇的計畫均應考慮進行蒸汽乾燥器聲波共振監測，BWRVIP-182已於2010年5月獲核管會核准。產業界最近陳送兩份有關「評估方法」之專題報告給核管會審查：BWRVIP-194, “Methodologies for Demonstrating Steam Dryer Integrity for Power Uprate”，及GEH NEDC-33436, “GEH Boiling Water Reactor Steam Dryer-Plant Based Load Evaluation for BWR/2, BWR/3, BWR/4, BWR/6, and ABWR” (GEH之「評估導引」ESBWR蒸汽乾燥器 Pressure loading definition PBLE（Plant Based Load Evaluation）方法NEDC-33408P及其Supplement 1(Justify applicability of the PBLE load definition methodology to BWR2-6 and ABWR)已獲核管會核准。)
參考資料
1. 美國核管會「功率提昇」 (Power Uprates) 公眾網頁(http://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/poweruprates.html)。
2. Review Standard (RS)-001, “Review Standard for Extended Power Uprates”, U.S. Nuclear Regulatory Commission, December 24, 2003.
3. NUREG-1650, Rev. 1, “The United States of America Third National Report for the Convention on Nuclear Safety”, U.S. Nuclear Regulatory Commission, September 2004.
4. NUREG-1650, Rev. 2, “The United States of America Third National Report for the Convention on Nuclear Safety”, U.S. Nuclear Regulatory Commission, September 2007.
5. U.S. Nuclear Regulatory Commission, “Safety Evaluation by the Office of Nuclear Reactor Regulation Related to Amendment No. 222 to Facility Operating License No. DPR-71 and Amendment No. 247 to Facility Operating License No. DPR-62 Carolina Power & Light Company Brunswick Steam Electric Plant, Units 1 and 2 Docket Nos. 50-325 and 50-324”, September 23, 2003.
6. GE Licensing Topical Report NEDC-32424P-A, “Licensing Topical Report, Generic Guidelines for General Electric Boiling Water Reactor Extended Power Uprate (ELTR1),” February 1999.
7. U.S. Nuclear Regulatory Commission, NEDC-32523P, “Generic Evaluations of General Electric Boiling Water Reactor Extended Power Uprate (ELTR2),” February 2000.
8. U.S. Nuclear Regulatory Commission, “Safety Evaluation by the Office of Nuclear Reactor Regulation Related to Amendment No. 229 to Facility Operating License No. DPR-28 Entergy Nuclear Vermont Yankee, Llc and Entergy Nuclear Operations, Inc., Vermont Yankee Nuclear Power Station Docket No. 50-271,” March 2, 2006.
9. GE Licensing Topical Report NEDC-33004P-A, “Constant Pressure Power Uprate,” Revision 4, dated July 31, 2003.
10. Letter from William H. Ruland (NRC) to James F. Klapproth (GE), dated March 31, 2003, “Review of GE Nuclear Energy Licensing Topical Report, NEDC-33004P, Revision 3, “Constant Pressure Power Uprate,” (TAC No. MB2510).
11. Entergy letter (BVY 03-80) to NRC dated September 10, 2003, “Vermont Yankee Nuclear Power Station, Technical Specification Proposed Change No. 263, Extended Power Uprate.”
12. Letter from Richard B. Ennis (NRC) to Michael Kansler (Entergy Nuclear Operations, Inc.), dated March 2, 2006, “Vermont Yankee Nuclear Power Station – Issuance of Amendment Re: Extended Power Uprate (TAC No. MC0761)”.
13. Regulatory Guide 1.20, Rev.3, “Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals during Preoperational and Initial Startup Testing,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, March 2007.
14. Letter from John A. Grobe (NRC) to NRC to Randy C. Bunt (BWR Owner’s Group), dated July 18, 2007, “Potential Adverse Flow Effects in Nuclear Power Plants”.
