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)
