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台電核能月刊
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吳樹實(台電核二廠環保化學組)

摘要

沸水式核子反應爐(BWR)應用飼水加氫技術以保護反應爐內不鏽鋼材料的作法,在國際上已行之多年。對於應用飼水加氫技術的負面影響,一般工業界的認知主要有二,一為運轉中的主蒸汽輻射強度升高,另一則為停機時乾井區域內再循環管路的輻射劑量增加。然而核二廠在各級主管的重視下,透過積極的水質改善,抑減飼水進入爐心的鏽垢,並抑低爐水中的鈷-60活度。另外藉由運轉期間飼水加氫系統有效的運轉維護管理,以及大修初期爐水淨化系統的加強運轉,成功抑低再循環管路輻射增建,避免了停機期間劑量大幅增加的問題。本報告即針對核二廠所採取的放射化學及運轉控制作法,做一完整的介紹。

壹、前言

台電核二廠的兩部機組,生產蒸汽所使用的核子反應爐屬於美商奇異公司(GE)所生 產的第六代沸水式(BWR-6)反應爐。在反應爐外圍的機件設備空間『乾井(Dry Well)』中, 爐水再循環管路表面的輻射劑量率,往往是電廠大修工作人員集體劑量的主要來源之 一,也是電廠水化學管理,對於工作人員輻射劑量抑減成效的一項重要指標。因此,『乾 井再循環管路表面的輻射劑量率及加馬核種活度量測分析』,一直是核二廠【環保化學 組放射化學課】大修例行的重要工作項目之一。

自民國95 年11 月起,核二廠兩部機組正式應用飼水加氫技術以保護反應爐,防制 IGSCC(沿晶間應力腐蝕龜裂)的發生及成長,並於98 年6 月29 日起將低量注氫0.5ppm 調升為中量注氫1.0 ppm。依據美國EPRI 專家及GE 公司化學人員的預測,一般沸水式 反應爐的水化學環境在未加氫時,屬於含氧量較高的氧化態,而飼水加氫後會使爐水含 氧量減少,而改變成還原態。由於水化學環境改變,爐心金屬材料及管路表面的氧化膜, 包括鏽垢等亦將因此而發生組成型態上的變化,進一步發生放射性腐蝕產物自爐心外釋 及沈積模式的改變。此一改變即為造成乾井再循環管路輻射劑量大幅上升的主因。因 此,核二廠(以下簡稱本廠) #2 號機於99 年3 月開始的EOC-20 停機大修,廠內各部門 面臨乾井輻射劑量管控的重大挑戰,絲毫不敢掉以輕心。在當時的蔡廠長富豐將輻射劑 量管控問題,訂為電廠99 年改善工作重點項目後,在【環保化學組】(以下簡稱環化組) 沈經理四杰的指導之下,【放射化學課】劉課長文聰率領全組同仁積極配合,加上核發 處核化組的人力支援,合力完成了#2 機EOC-20 大修的輻射劑量抑減控制方案,希望在 劑量可能大幅升高的預期心理下,可以獲得劑量抑減的成果。


圖1. #2 機低量注氫後再循環管輻射增建趨勢


圖2. #1 機低量注氫後再循環管輻射增建趨勢

貳、#2 機EOC-20 劑量抑減控制方案

本廠【環化組】歷年來持續不斷在化學水質管控技術上精進,包括配合核發處核化 組推動低鈷材料計畫、冷凝水除礦器穩定運轉、使用樹脂品質管控、爐水淨化系統有效 預敷及淨化管理、大修機組起動前管路徹底沖洗等。在98 年起為因應中量注氫後可能 造成的再循環管路輻射增建,更進一步比較兩部機低量注氫後,再循環管路輻射增建情 況及有關參數的差異,包括RWCU 停用時機、燃料池池水活度差異(見圖1 及圖2),期 能找出解決對策。

另於98 年底,筆者奉派參加WANO 東京中心舉辦技術支援任務(TSM)的機會, 有幸比較日本電廠有關燃料池水質及RWCU 運轉資訊。再參考核發處核化組歷年來轉 知美國EPRI 整理國際上BWR 水化學控制相關經驗及技術,最後擬訂了劑量抑減控制 方案。方案本身包括兩項重點:一、已知的有效控制操作技術,落實執行並紀錄。二、 可能有效的控制操作,在不影響大修工期的前提下,審慎執行,並充分收集建立有關的 化學及輻防基礎參數資訊,供未來改善參考。其相關細節詳述如後。

一、已知的有效控制操作技術落實執行:

1. 延後『餘熱移除系統(RHR)停機冷卻操作』 Shut Down Cooling(以下簡稱SDC) 使 用時機:在97 年5 月WANO 東京中心派赴本廠執行技術支援任務(TSM)時,建 議本廠延後SDC 至爐水溫度120℃以下才使用,可以抑減RHR 相關管路的輻射 劑量。由於反應爐在降載停機過程,高活度核種會發生回釋現象(Hideout Recovery)【參1】自爐心退回爐水中,造成爐水中的可溶鈷-60 等核種活度在短時間 內大幅上升。SDC 運轉後,反應爐內增加的強制水流,加速將爐心溶出的高活 度腐蝕產物帶到再循環系統及RHR 相關管路。若再循環管路於停機後降溫冷縮 的過程中,太早接觸高放射活度爐水,將增加腐蝕產物附著並沈積在管路內表面 的機率。依據相同理論,應可預期啟用SDC 之爐水溫度愈低愈佳。雖然本項操 作方式在97 年11 月及98 年3 月兩部機分別應用的經驗,並未獲得一致有效的 驗証。但經過差異比較後發現,尚有RWCU 停用時機及燃料池水活度的影響必 須考慮。

2. 提升RWCU 自爐底取水淨化比例:在停機初期,快速有效移除爐心釋出的高活 度腐蝕產物是當務之急。除了延後停用RWCU,有效快速移除爐心雜質的技巧 亦是值得考慮的一環。依據EPRI 文獻【參2】指出,有的BWR 機組自兩條再循環 管(RRS)及爐底取水至RWCU 淨化,有的機組則只有自一條再循環管及爐底取 水。本廠則屬於前者,其爐底部份的淨化流量比例相對較低。依據爐水水質特性 而言,再循環管路大部份的水係來自飼水,少部份來自爐心蒸汽被爐內汽水分離 器及乾燥器分離或再冷凝的水,被帶回爐心側板外與飼水混合。因此運轉期間進 入再循環管內的水,雜質較少且水質較佳。而爐底的水質,在燃料週期末,除會 累積較多不可溶的鏽垢雜質外,持續來自飼水而累積在爐心並活化的高活度腐蝕 產物,在擴散作用的影響下,亦會使爐底水中的雜質,多於再循環管路內者。此 外,在停機初期,當爐心蒸汽產生量減少,爐心向上水流減少,高活度核種漸漸 自燃料表面溶出並沈降,爐底水質更首當其衝而受影響。據此研判,在停機過程 再循環泵自高速切換為低速運轉,爐心流速大幅降低時,關閉一條再循環管路至 RWCU 淨化的水源,提升爐底淨化水源比例及水流速度,應可加速移除爐心釋 出的高活度腐蝕產物。

3. 自停機前加強燃料池水質淨化:由於在反應爐中被活化的腐蝕產物,除了隨爐水 或燃料池水被RWCU 或燃料池淨化系統移除之外,就是在用過燃料表面一起被 移至燃料池後再慢慢釋出。而燃料池水在反應爐開蓋後與爐水合為一體,因此燃 料池水的淨化能力,就會成為爐水及其相關設備長期性放射活度增減的一個相關 因子。亦即如果燃料池水能夠經過長期淨化而使放射活度降至極低,只要每個燃 料週期飼入爐心被活化的腐蝕產物量,少於被RWCU 移除量,則整個爐水系統 的輻射背景,將逐漸降低至一個較低的平衡值。反之,若燃料池淨化能力不足, 將使池水中的放射性活度,隨著用過燃料增加而逐年升高。爐水相關系統(包括 RRS、RHR、抑壓池、上下燃料池水及相關管路、RWCU 管路及取樣站等)亦 皆會間接受到污染,因而增加電廠輻射背景及員工集體劑量。因此,燃料池水的 活度控制,尤其在機組大修反應爐開蓋前,對抑低爐水及再循環管路輻射增建亦 相當重要。

二、可能有效的控制操作,但卻會影響大修工期者,審慎執行:

依據美國Exelon Nuclear【參3】之經驗建議,有些操作及控制手段可抑低停機劑量, 然而亦可能影響大修排程。為避免影響大修工作,本次大修僅依建議操作對本廠的適用 性,進行追蹤及紀錄,供日後訂定決策參考。

1. 追蹤RWCU 停用前爐水活度值:從RWCU 停用時機與兩部機輻射增建數據差異 比較所獲得的資訊,以及EPRI 文獻的建議,可得知RWCU 在停機初期移除高活 度爐心雜質的角色相當重要。雖然本廠在大修期間,會在燃料池內使用臨時過濾 器,以濾除不可溶雜質以維持爐水能見度。然而從輻射劑量的角度而言,爐水中 的輻射劑量主要來自於可溶的放射性核種,因此以離子交換樹脂為主要濾材的 RWCU 系統,在停機初期的角色實在無可取代。在美國已有電廠訂定停機爐水 活度限值,作為大修時RWCU 停用的條件。但為避免影響大修進度,本廠尚不 敢貿然引用。

2. 記錄隔離再循環管路前爐水活度:依據美國Exelon Nuclear 之經驗建議,若在爐 水活度偏高之情況下隔離再循環管路,將使高活度的放射性核種被侷限在管內, 成為管路內部表面的輻射增建及乾井劑量的來源。因此訂定適當的爐水加馬核種 活度限值,做為再循環管路隔離的條件,亦可有效抑低乾井劑量。但為避免影響 大修工期,當時僅針對再循環管路隔離前後之爐水加馬核種活度變化,進行取樣 分析及記錄,作為日後改善之參考。

3. 記錄上池灌水前爐水加馬核種活度:由於在反應爐爐水高放射性活度核種回釋現 象之高峰尚未消除前,上池灌水將使爐心高放射性活度核種擴散至整個燃料池, 並使移除放射性核種的淨化困難度增加。在爐水高放射性活度核種被RWCU 抑 減後,再使爐水與燃料池水混合,將可有效抑低工作人員接觸爐水所接受的劑 量。但為避免影響大修工期,當時亦僅對大修爐水及燃料池加馬核種活度進行記 錄及追蹤。

4. 收集建立與劑量管控有關的化學及輻防基礎參數資訊,供未來改善參考:對於其 他爐水化學、物理參數、淨化系統效率及輻射劑量量測等數據,在降載停機期間 的變化,以及相關機組停機操作及活動,本廠參考核發處核化組轉知EPRI 建議 的參數項目,於停機前即訂定一連串的取樣分析記錄計畫,並依計畫需要於大修 期間排班輪值,以建立完整基礎數據如附件。

參、#2 機EOC-20 劑量抑減控制方案成效及數據分析

一、機組降載操作時序及溫度壓力變化

本次#2 機EOC-20 自99 年3 月21 日20:00 開始降載,約5 小時左右在3/22 00:55 汽機解聯,再約4 小時於05:13 控制棒全入,再3 小時左右在07:52 反應爐壓力小於 1kg/cm2,再3 小時後於10:51 反應爐水溫度低於100℃進入冷停機。對應降載過程的反 應爐功率、溫度、壓力變化如圖3,詳細的停機操作時序如表1。


圖3. #2 機EOC-20 停機反應爐功率溫度壓力趨勢圖


表1. #2 機EOC-20 停機操作時序

二、爐水加馬核種活度變化

類似EPRI 提供的經驗,以及本廠兩部機曾經於#1 機 EOC-9/ #2 機 EOC-8 執行 緩停機,及其後正常停機爐水加馬核種分析結果;停機時爐水中主要放射性核種的變化 包括可溶與不可溶的鈷-60、錳-54、鈷-58 及不可溶鉻-51 等等。在降載停機大修過程中 其變化趨勢如圖4~圖6。其中鈷-60 為電廠大修工作主要的輻射劑量來源。而在停機操 作過程,除鉻-51 外,活度大幅升高主要皆為可溶性者。尤其自反應爐降溫至200℃後 會從爐心大量溶出可溶鈷,致使爐水鈷-60 活度自約1.0E-4uCi/mL升高約100 倍至1.0E-2 uCi/mL,本次高峰值出現在冷凝器破壞真空的時間點附近。其餘如鈷-58、錳-54 亦有相 同趨勢,唯錳-54 的高峰值出現時間較晚,約在上池爐穴除污前,反應爐補水至高水位 結束之時,之後即逐漸下降。下降的原因剛開始主要依靠RWCU 爐水淨化系統運轉移 除,而後在反應爐開蓋時因上池補水加上燃料池水的稀釋,使鈷-60 活度稀釋比例約為 5 倍,降至約1.6E-3 uCi/mL。在其後,由於RWCU 系統停用,混合後的爐水及燃料池 水雜質,在燃料池淨化系統有限的淨化能力下,使可溶性的鈷-60 幾乎維持不變,一直 到RWCU 恢復使用後才明顯的繼續降低。


圖4. #2 機EOC-20 停機爐水鈷-60 活度趨勢圖


圖5. #2 機EOC-20 停機爐水錳-54 活度趨勢圖


圖6. #2 機EOC-20 停機爐水鈷-58 活度趨勢圖


圖7. #2 機EOC-20 停機爐水不可溶鉻-51 活度趨勢圖

三、燃料池淨化效率及核種活度變化

由於#2 機燃料池加馬核種活度變化趨勢,在當時最近4 個燃料週期的鈷-60 活度平 均值中,除了在燃料週期18 較#1 機低外,其餘均較#1 機為高(詳如表2)。因此,在本 次#2 機自停機前一個月開始,即在【運轉組】及【環化組】的合作下,增加池水取樣 分析的頻率並追蹤淨化效率的變化。包括本次大修過程的淨化效率及鈷-60 活度變化如 圖8。依據此次觀察之經驗顯示,#2 機燃料池淨化系統的淨化效率,尚有不小的改善空 間。為了改善既有系統的能力限制,本次大修期間有幾次不同預敷運轉作法的嘗試,希 望本次的數據及經驗,能提供有關部門未來提升系統淨化效率時參考。


表2.燃料池水加馬核種鈷-60 總活度


圖8. #2 機燃料池淨化效率及鈷-60 活度變化

四、爐水其他離子及雜質

在反應爐停機操作過程中,包括停用飼水加氫系統,以及爐水溫度壓力變化,冷凝 器真空的破壞等等,皆伴隨著水化學的環境改變,包括氧化性或還原性的變動。在此一 階段中,爐水中的離子濃度改變,亦可透露出爐水所接觸的材料表面,其化學或物理性 質的改變。本次大修所監測的有關化學參數,包括爐水溶氧、導電度、濁度、氯離子、 硫酸根、鉻酸根及其他金屬離子等等,其變化趨勢如圖9。在開始降載階段,一般會先 停用飼水加氫系統,於是爐水溶氧立即自注氫時的3ppb 左右上升至超過100 ppb 以上, 硫酸根濃度亦伴隨升高一倍達4.46 ppb,鉻酸根濃度更會迅速升高數十倍達8.16 ppb。 氯離子則自RWCU 停用前的0.58 ppb 升高至RWCU 停用後約4.77ppb。導電度則自停 機前的0.075 uS/cm 升高,至控制棒全入時的0.36 uS/cm,在冷凝器破壞真空後,再繼 續上升至最高約1 uS/cm 附近。


圖9. #2 機EOC-20 爐水水質參數變化趨勢

五、RWCU 淨化效率及使用率

爐水淨化系統的淨化效率係指爐水中雜質的移除能力,包括可溶性雜質及不可溶性 雜質。由於反應爐在停機過程中會自爐心釋出大量的雜質,因此在美國核能界的優良運 轉經驗建議:『停機前一週宜更新RWCU 樹脂以應付大量的雜質移除需求』。然而依據 本廠的運轉經驗,目前所使用的樹脂廠牌,其淨化可溶性雜質之設計容量,尚足可應付 停機初期所釋出的大量雜質,因而即使未在停機前重新預敷,淨化效率仍可維持90% 以上。經過本次大修實際的分析追蹤,確認效果亦符合預期。(如圖10)另依圖4 及圖8 中爐水鈷-60 變化趨勢來看,亦可証實RWCU 在大修期間抑低爐水放射活度的重要性。 自3 月25 日停用檢修後,爐水鈷-60 活度即幾乎不再降低。一直到4 月4 日及4 月7 日RWCU 過濾除礦器A/B 組檢修工作結束,陸續置入使用才使爐水活度恢復下降趨勢。 因此,倘若能將RWCU 停用檢修時間延後,應可使爐水管路設備所附著的放射活度更 加抑低。


圖10. #2 機EOC-20 RWCU 主要核種淨化效率

除了淨化效率外,另一項值得觀察的重點係RWCU 系統的使用率,依據本次大修 RWCU 系統的使用及停用紀錄,顯示F/D A 到機組併聯以前,總計有14 次以上的停用 及置入使用操作,而總計的停用時數為290 小時,亦即大修中RWCU 運轉使用時間, 佔機組大修期間解聯後(3 月22 日00:55)至大修結束併聯(4 月21 日22:55)的使用率為 59.87%。而F/D B 的使用停用次數共計10 次,總計的停用時數為371 小時,運轉時間 佔機組大修期間的使用率為49.94%。

六、再循環管路輻射劑量率變化

再循環管路的輻射劑量率量測(使用Eberline 公司生產的ESP-1 量測儀器),係直 接接觸並量測管路(包覆保溫材)表面的劑量率,以獲得管路劑量率的長期變化趨勢。另 配合管路加馬核種活度分析(使用Canberra 公司生產的GC1020 純鍺偵檢器及攜帶式多 頻道分析儀),放置於距管路約40 公分處,收集加馬核種能譜,依核種能量及能峰大小 定性及定量。由於在實務上,受限於每次現場搭架及放置設備的位置差異,量測距離誤 差不容易精確定位至0.1 公分以下。其核種分析定量的結果,僅適合用來判斷不同核種 在劑量率貢獻所佔比例,或判斷不同核種輻射增建相對比例。本項量測工作中所使用的 加馬核種分析儀器係於每次大修時向放射試驗室借用,整組包括屏蔽及純鍺偵檢器非常 笨重,搬運極為不便,因此一般大修時皆選擇在固定時間範圍(10~14 天內)量測一次。

由於本項量測工作的數據變動,受管內是否充滿水的屏蔽影響甚大。雖然加馬核種分析 儀器可以用不同校正環境(空管或飽水)修正分析誤差,但一般皆在管內充滿水時同時量 測。本次量測工作預訂執行時間,原本規劃在99 年4 月2 日下午17:30 開始,然而由 於再循環管A 廻路的檢修工作,一直到當日18:00 仍無法順利完成灌水。於是只好在再 循環管A 廻路空管的情況下,先行量測一次劑量率,並完成A 廻路空管下的加馬核種 活度計測,再於4 月3 日完成灌水後的管路表面劑量率量測,以與過去的變化趨勢進行 比較。以圖11 之結果來看,本次劑量率的改變,除A 廻路泵進口管路劑量率幾乎不變 外,其餘3 點的量測結果,皆顯示劑量率受到抑減,並未出現飼水加氫後一般常見的大 幅上升。


圖11. #2 機再循環管路輻射劑量率變化趨勢圖

由於一般皆認為,BWR 機組應用中量飼水加氫後,會使再循環管路的輻射劑量大 幅上升。類似本廠量測結果呈現反向降低的案例不多,分析本次下降的原因應可歸納為 以下數點:

(一)、RHR S/D Cooling 延後使用(爐水溫度約100.69℃):如同前述貳之一的內容,由 於SDC 運轉後會使集中在爐心的高放射性活度核種快速被帶出,尤其是在再循環 管表面金屬降溫冷縮的過程。本次使用RHR SDC 時的爐水溫度已降至100.69℃, 再循環管表面減少了接觸高放射性活度核種的機會,因此劑量率並未增加。

(二)、提高RWCU 淨化水源中爐底取水比例:本次停機過程,在再循環泵切換低速運轉 後,即關閉再循環管A 廻路至RWCU 的水源,並開啟爐底取水2 吋管下游之4 吋 旁通閥使RWCU 得以增加自爐底取水淨化的比例。於是爐心較高放射活度的腐蝕 產物,自爐底被移除量較以往增加。依據停機前針對爐底與再循環管路水樣取樣分 析的結果,顯示爐底的鈷-60 活度約為再循環管內的10 倍左右。而在停機冷卻系統 SDC 運轉後28 小時再取樣比較,再循環管中的鈷-60 活度約升高為爐底水樣的70% 左右。由於RWCU 系統自再循環管A/B 廻路取水管徑皆為4 吋,正常自爐底取水 管路為2 吋,旁通閥則是自2 吋擴管成4 吋,以實際分析爐水鈷-60 與再循環管中 鈷-60 活度值計算,可推算爐底取水比例在關閉再循環管A 廻路來源後,可自原比 例11%(面積比:4/36)提升為約30%。依此比例估計,在本次停機過程,爐心高活 度核種回釋的監控時段(SDC 啟動至其後的28 個小時左右),關閉RWCU 上游來 源的一條再?環管路以增加自爐底取水流量,單位時間所増加移除的鈷-60 活度比 例自86%漸漸降至約7.7%。雖然本項操作使A 廻路進口劑量率未能獲得抑減,值 得未來改善時參考。但是在B 廻路及爐底取水淨化流速的增加,相對的移除了較 多爐底及B 廻路管路內的鏽垢雜質並降低了輻射增建機率。尤其B 廻路進口劑量 率一向為四個量測點中最高者,亦對整體劑量具有舉足輕重之影響。

(三)、燃料池加強淨化:本次停機前,燃料池的池水加馬核種活度即在【運轉組】及【環 化組】的合作下,持續追蹤淨化的效果及掌握更新樹脂的時機。因此停機前池水加 馬核種活度較往年為低。爐水在上下池連通後,整體的加馬核種活度,亦受到抑低。 依據本次爐水與燃料池水混合前後的鈷-60 活度分析,爐水佔混合後水體的比例約 22.7%。(詳如表3)


表3.爐水與燃料池水混合比例計算

依此比例計算,燃料池水在與爐水混合前,如果未能有效降低鈷-60 活度,以整個 燃料週期的平均值約為7.22E-4 uCi/mL 來計算,則混合後的爐水鈷-60 活度將升高 為1.69 E-3 uCi/mL。亦即本次燃料池大修前鈷-60 活度抑減的結果,使混合後的爐 水鈷-60 活度降低約24.99%。

(四)、飼水加氫的運轉停用控制及優良的爐水鈷-60 活度控制配合:在一般的認知,HWC 系統頻繁的停用及再運轉注氫會造成金屬氧化膜型態的反復改變,使再循環管路的 輻射劑量率增加。然而,由於本廠運轉中的爐水鈷-60 濃度控制得宜(如圖12),注 氫停用及使用的改變次數亦有良好的管控,致使再循環管路的輻射劑量增建並未上 升。


圖12. #2 機爐水鈷-60 活度變化趨勢圖

七、再循環管路加馬核種分析結果的應用

由於再循環管路輻射劑量率,來自於管路表面的各種被活化的腐蝕產物。伴隨著管 路表面直接量測劑量率的降低,則其表面加馬核種活度亦必然會有相同的變化趨勢。雖 然如前所述,受限於量測距離誤差影響,在乾井高輻射區域內量測分析再循環管表面加 馬核種活度,其變化趨勢與劑量率變化不必然吻合。然而個別核種活度所佔總活度的比 例變化高低,卻具有參考價值。依圖13/14 的本廠兩部機歷次分析數據,可看出本廠在 飼水加氫後的管路核種比例有類似化學除污(#1 機EOC-8/及EOC-15,#2 機EOC-7)後的改變。源自於鐵-54 活化而成的錳-54,其個別核種活度所佔整體活度比例,在加氫及 抑減劑量的操作下明顯降低。


圖13. #1機再循環管路表面核種活度比例變化


圖14. #2機再循環管路表面核種活度比例變化

肆、標準化及#1 機應用結果與未來改善方向

依據#2 機EOC-20 大修所蒐集的數據及操作經驗,相關的有效措施,在當時蔡廠長 富豐的指示下,要求予以標準化,供日後據以執行,並在99 年10 月#1 機EOC-21 大修 時再度驗証。至於可確認但未能執行的其他有效措施則希望能逐步改善:

一、標準化作業部份:

(一)、停機時在再循環泵低速運轉後增加爐底取水淨化比例:
由於SDC 停機冷卻之設計取水來源係自再循環管路B 廻路進口端(如圖14),因此 選擇隔離A 廻路至RWCU 系統的水源,係增加爐底淨化流量的較佳模式。但依據#2 機 EOC-20 之經驗,為使A 廻路亦能有加大流速淨化的機會,在每次再循環泵低速運轉後, 先經10~20 分鐘的時間加強移除A 廻路進口端管路內的雜質後,再切換加強淨化B 廻 路及爐底的爐水,應可增加移除所有再循環管及爐底較高放射活度的腐蝕產物。本項作 業方式經討論確認後即於大修結束不久,請值班部門提程序書修改加入停機之例行操作 步驟,並於99 年6 月28 日經廠長核定。

(二)、延後RHR SDC 至爐溫120℃以下才使用,愈低愈佳:
RHR SDC 自爐心帶出的高活度腐蝕產物,會使再循環管路增加輻射增建的風險。 目前雖然本廠程序書係以120℃做為決定溫度,惟未來在不影響停機操作進度的情況 下,應可愈低愈好。


圖 14.停機初期RHR SDC 運轉及爐水淨化流程

(三)、燃料池加馬核種活度於大修前一個月起加強管控抑低:
除了在平常運轉期間,儘量降低燃料池水活度有助於劑量抑減之外,由於爐水在反 應爐開蓋後與燃料池水合而為一。因此,停機前的池水活度控制及淨化系統效能監控, 更能確保燃料池水與爐水混合前,提供有效的淨化操作,以備妥較低活度的池水,來抑 減混合後的爐水核種活度,進一步抑低爐水相關設備及管路表面附著的輻射劑量。

二、#1 機EOC-21 應用結果:

本廠#1 機自98 年6 月29 日第21 個燃料週期中提升注氫量為1.0ppm。如同#2 機的 劑量抑減經驗是否能再度獲得成效,在99 年10 月EOC-21 的大修前就受到多方的關注。 由於縮短大修工期是公司及電廠一貫的努力目標,為配合本次大修RWCU 系統換管工作,原本大修計畫排程預訂第一天停用RWCU 系統,後經環化組提醒及討論後乃延至 第四天。基於#1 機運轉期間水質的長期控制,飼水加氫系統的穩定運轉,加上已標準 化的停機操作,RWCU 加強運轉及燃料池大修前的加強淨化。#1 機EOC-21 的管路劑 量率於99 年10 月19 日完成量測的結果,再次確認中量注氫後,再循環管輻射劑量獲 得抑減,尤其是包括A 廻路進口端亦獲得有效抑低,讓大修期間乾井工作劑量的抑減, 可說是去了心腹大患。(如圖15)

在全廠員工及協力廠商的努力下,包括本組大修工作中配合執行PRM 效率試驗、 冷凝器樹脂傳送清洗操作、緊急通風系統之效率測試、PASS 系統取樣功能測試、備用 硼液注入系統之測試分析。另於後期管路沖洗時,冷凝器樹脂床適當調配、24 小時排 班輪值配合汽機油洗樣品分析、起動前水質取樣分析等等工作,皆因進度提前而全力配 合,共同創造了本次#1 機大修工期縮短的歷史紀錄。此外,本廠#1 機在飼水加氫後的 大修停機劑量抑減成效,加上本廠保健物理組的積極控管努力,輻防績效勢必跌破國外 專家眼鏡。


圖15. #1 機中量注氫後再循環管輻射增建趨勢

三、未來改善方向

(一)、RWCU 停用、再循環管路隔離及上池灌水操作時機:
依據美國核能電廠的優良經驗,訂定適當的RWCU 停用條件、再循環管路隔離時 機、及上池灌水的爐水加馬核種活度限值 (如表4) ,可以顯示電廠對於抑低輻射劑量 管理績效的企圖心。依據本廠#2 機EOC-20 的分析追蹤,上池灌水及再循環泵A 台隔離洩水檢修前的爐水總鈷-60 活度為5.0E-3 uCi/mL,仍約為表列限值的5 倍,RWCU 停 用前的爐水總鈷-60 活度為1.6E-3 uCi/mL,大約為表列限值的2 倍以上。未來,如何在 不影響大修工期,又要有效進一步抑低大修集體劑量,如何拿揑大修排程,是本廠未來 一大挑戰。


表4. 美國Exelon Nuclear 停機操作爐水放射活度限值【參3】

(二)、RWCU 系統大修期間使用率及穩定性提升:
RWCU 系統係本廠爐水中活化腐蝕產物最重要的移除工具,尤其是可溶性者,包 括運轉及大修期間皆然。因此在大修期間,除了落實完成系統本身的檢修工作並確保運 轉品質外,更應儘量避免與大修工期中其他的相關系統檢修測試工作衝突,以提升運轉 使用率。

(三)、燃料池淨化系統淨化能力提升:
雖然本廠燃料池的淨化系統,泵浦設計流量1360 gpm,是RWCU 系統250 gpm 的 五倍以上,然而,長期以來,由於其可溶性雜質移除能力並未受重視。如果未來本廠的燃料池淨化系統,可以將可溶性雜質的淨化能力,提升至相當於RWCU 系統能力時, 整體爐水加馬核種活度,即使在大修期間,亦可迅速抑低。在良性的循環下,大修工作 集體劑量的長期抑減及改善,亦將可逐步進入另一個境界。

伍、結論及感想

依據本廠#2 機及#1 機再循環管路輻射劑量率抑減經驗,我們可以獲得以下結論:

一、若要抑減乾井再循環管路的劑量,必須穩定且有效的抑減控制來自上游飼水的腐蝕 產物,以減少飼入爐心的量。冷凝水除礦器及飼水加氫系統,穩定的管控及有效率 的運轉,以維持最佳的爐心水化學水質,是必要的基礎。

二、已進入爐心的腐蝕產物被活化後,會在整個燃料週期中累積在爐心,並於停機時迅 速回到爐水中。在停機過程,應把握時機儘速移除。

三、在爐心仍未被移除的高活度核種,在停機操作過程會被SDC 運轉後帶入爐水及再 循環管內,造成管路劑量的增建。在操作情況允許下,應儘可能延後運轉SDC。

四、再循環管路隔離停用時機,應儘量避開爐水活度在高峰時期,否則,侷限在管內的 高活度腐蝕核種,將成為管路輻射增建及大修工作劑量來源。

五、RWCU 系統在移除爐心高放射性活度核種以及抑低輻射劑量的目的上,扮演極為 關鍵性的角色。如果停機後太早停用,將使所有其他抑減劑量的努力成效,包括延 後SDC 啟用操作,或抑低燃料池的核種活度等,大打折扣。因為爐心釋出的高放 射性活度核種滯留在爐水中,最後勢必擴散並附著在接觸的設備及管路表面。同樣 的道理,在整個大修過程中,RWCU 過濾除礦器的運轉穩定性以及使用率的提升, 對於電廠整體輻射劑量的抑減,亦會有顯著的幫助。

六、從用過燃料表面釋出的可溶性活化腐蝕產物,要靠燃料池淨化系統長期運轉來移 除。燃料池水活度變化的長期趨勢,會對電廠整體劑量有同步的影響,是不容忽視 的一環。

本次的抑減操作經驗,承蒙核發處核化組朱組長方提供多年來透過與美國EPRI 合 作所獲得的最新資訊。經由本廠環化組沈經理四杰指導環化組全體同仁合作消化及知識 分享後,強化了本組放化團隊的水化學基礎知識,方得以提出符合本廠機組特性的有效 改善建議,在此特別提出感謝!

於本廠貳號機大修前,蒙本廠當時的蔡廠長富豐及徐副總經理懷瓊支持,筆者於 98 年底赴日參加WANO 東京中心所舉辦與輻射劑量抑減有關的TSM,使本計畫內容有 關燃料池水質管控資訊獲得驗証,亦在此特別提出致謝。

在#2 機EOC-20 的抑減計畫工作期間,為配合計畫需要的機組操作及取得相關化學 水質及運轉輻射劑量參數,包括總公司支援人員、本廠環化組放射化學課、水處理課、 運轉組值班部門及保健物理組等相關同仁皆增加了不少額外的工作。另包括放射試驗室 長期協助分析及儀器之校正維護,在此特別感謝相關工作人員的辛苦付出,無法在文中 一一致謝。惟其中放射化學課劉課長文聰在豐富的人脈支持下,從容指揮調度,使得各項工作順利完成,實為劑量抑減成功之重要關鍵之一。

陸、參考資料及關鍵字說明

一、參考資料:

1. EPRI BWRVIP-176 BWR Shutdown Chemistry Experience Report and Application Guidelines,EPRI,2007.

2. BWRVIP-225 BWR Shutdown & Startup Chemistry Experience and Application Sourcebook, EPRI,2009

3. BWR Shutdown Chemistry CY-AB-120-130 Rev 008, Exelon Nuclear

二、關鍵字說明:

1. BHDL:Bottom Head Drain Line;反應爐底洩水管。
2. BWR:Boiling Water Reactor 沸水式反應爐。
3. Cavity:爐穴;意指位於反應爐上方的燃料池區域。
4. EOC:End of Cycle ; 燃料週期結束。
5. EPRI Electric Power Research Institute 美國電力研究協會。
6. GE General Electric 美商奇異公司(或稱美商通用電氣公司),現已與Hitachi 合併為GEH。
7. gpm:Gallon per Minute;流量單位。
8. Hideout Recovery:亦稱Hideout Return;表示運轉期間進入爐心的高活度可溶性 腐蝕產物,在停機時回釋進入爐水的現象。
9. HWC:Hydrogen Water Chemistry;氫水化學;應用飼水加氫技術以保護反應爐 的水化學策略。
10. IGSCC:Intergranular Stress Corrosion Cracking,沿晶間應力腐蝕龜裂。
11. LOCA:Loss Of Coolant Accident;喪失冷卻水事故。
12. Long Cycle :指機組起動前的包含飼水管路沖洗階段,相對於Short Cycle 則指 管路沖洗部份在飼水管路之前。
13. Mode SW:反應爐的模式開關(Switch);分別有四個不同位置配合機組狀態而置 放:即燃料填換(Refueling)、停機(Shutdown)、起動或熱待機(Startup/Hot Standby)、功率運轉(Run)。
14. MSIV:Main Steam Isolation Valve;主蒸汽隔離閥。
15. PASS:Post Accident Sampling System 事故後取樣系統。
16. ppb:濃度單位;10 億分之一。
17. ppm:濃度單位;百萬分之一。
18. RHR:Residual Heat Removal 餘熱移除系統。
19. RRS:Reactor Recirculation System;反應爐再循環系統。
20. RWCU:Reactor Water Clean Up 爐水淨化系統。
21. SBLC:Stand By Liquid Control 備用硼液控制系統。
22. SJAE:Steam Jet Air Ejector;蒸汽抽氣系統。
23. TSM:Technical Support Mission;技術支援任務。
24. WANO:World Association of Nuclear Operators 世界核能電廠運轉協會。

柒、附件

#2 機EOC-20 停機操作及爐水取樣監測工作建議

一、運轉組(檢控組/流廢課):

二、保健物理組

備註:本表僅係建議性質,實際作業由保健物理組決定。

三、環化組:

(一)、功率運轉至爐水溫度﹤65℃ (99.03.21~99.03.22)

(二)、Mode 4 至Cavity Floodup (99.03.23~99.03.24)

(三)、Cavity Floodup 至Cavity Drain (99.03.24~99.04.15)

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