楊昌鵬（放射試驗室放射化學組）

摘要：

日本東京電力公司在BWR-4的機組飼水中添加貴重金屬與注氫，顯示出貴重金屬添加（NMCA）47小時後的注氫量0.17ppm，其一次側反應爐材料的ECP降至-460 mV（SHE），有助於抑制一次側結構材料在高溫爐水下的粒間應力腐蝕龜裂（IGSCC）生長與擴延。

中部電力公司浜岡電廠3 號機（BWR-5）自第13燃料週期開始，加注耗乏鋅3ppb並進行注鋅前後比較，實測結果：（1）在一次側管路的輻射劑量率，自1.4mSv/h抑減至0.8mSv/h。（2）在乾井地區維修人員的曝露輻射劑量，自200人-毫西弗抑減至130人-毫西弗。

關西電力公司高浜電廠4號機（PWR），於第18燃料週期，在容積控制槽（VCT）開始加注耗乏鋅，其在一次側冷卻水中平均濃度是4.5 ppb。由運轉中一次側水質監測與大修時一次側管路輻射劑量率實測，結果顯示：（1）運轉中一次側水質Co-60與Co-58腐蝕活化核種離子濃度，都較上一燃料週期（第17燃料週期）要高約10倍。（2）大修時一次側管路輻射劑量率較上一燃料週期（第17燃料週期）平均降低約26％。（3）由運轉中一次側水質分析判斷：對燃料未有任何不良影響。

中國電力公司島根電廠1號機（BWR）在第27次大修時進行化學除污，並在化學除污後尚未注氫前（NWC），進行Hi-F鍍膜（Hitachi Ferrite Coating, Hi-F Coat），在其一次側金屬表面形成薄且精緻的純磁性膜（thin and fine pure magnetite film），抑制氧化鈷的積存，而抑減一次側再循環管路輻射劑量率，並在第28次大修時獲得證明：其輻射劑量率自1.4 mSv/h降至0.5 mSv/h。

浜岡核能電廠一、二號機，皆是BWR-4型，發電裝置容量分別是540 MWe、840 MWe，分別在1976年3月17日與1978年11月29日開始商業運轉，其機組型式與商轉開始時間，都與我們核一廠一、二號相近似。今年（2009年）1月30日該兩部機組同時停止商轉而準備除役，其運轉發電壽命只有30多年，據其運轉維護組副經理 Mr. Hiroshi Shinohara告知：該兩部機組提前除役的主要理由，是考量設備防震改善與應力腐蝕改善之成本。

關鍵詞：核能電廠水化學、輻射劑量、輻射增建、粒間應力腐蝕龜裂。

一、前言：

「亞洲核能電廠水化學與腐蝕研討會（Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia）」，前身是「中日核能電廠水化學研討會」，係在1992年由日本與台灣核能電廠水化學專家共同發起，規劃輪流籌辦且每兩年舉辦一次核能電廠水化學運轉經驗交流。1993年在台灣台北舉辦第一屆核能電廠水化學研討會，並於2001年在台灣龍潭舉辦第五屆核能電廠水化學研討會時，通過韓國加入會員。及至2005年，於韓國Ggeongju舉辦第七屆研討會，並正式改名為「亞洲核能電廠水化學與腐蝕研討會」，至今（2009年）已是第九屆，會員國有台灣、日本、韓國、印度等四國。規劃中，2011年第十屆研討會則將由韓國籌辦、2013年第十一屆研討會由台灣籌辦、2015年第十二屆研討會由印度籌辦。

本次第九屆研討會，由日本原子力學會（Atomic Energy Society of Japan，JAES）籌辦，於2009年10月28日至30日在日本名古屋市舉行，參加人員共173人。除台灣、日本、韓國、印度等會員國外，尚有中國、美國、瑞士、德國、瑞典等國專家學者一齊參與盛會。台灣方面共有11人出席，分別是本公司3人、清大3人、工研院3人、核研所2人。本屆發表論文共有63篇，其中32篇現場口頭發表、31篇以壁報方式展示。在會議第三天（10月30日），主辦單位安排與會人員參訪日本中部電力公司浜岡核能電廠，進行技術交流。本屆會議論文發表的主要內容有(1)水化學與腐蝕之間關係、(2)水化學與核燃料之間關係、(3)水化學策略與輻射增建之間關係等運轉經驗，都是目前本公司核能電廠最關切的水化學、防蝕、與劑量抑減等營運議題。

二、目的：

筆者有幸獲得長官指派，赴日本名古屋市參加「2009年亞洲核能電廠水化學與腐蝕研討會」，並參訪中部電力公司浜岡核能電廠（Hamaoka Nuclear Power Station），主要目的在與各國放射化學專家交流核能電廠化學、低放射性廢棄物分析及劑量抑減等實務經驗。一方面瞭解亞洲各核能電廠水化學運轉經驗，及其貴重金屬鍍膜防蝕最新技術，另一方面了解日本浜岡核能電廠運轉現況及其個案問題。除取得最新論文與技術資料外，並與專家當面討論問題、交流經驗，建立技術交流管道，方便日後各項業務推展、應用，以提升放射試驗室服務各核能電廠與核能後端營運處的作業能力與品質。因此，筆者參加會議心得，重點在水化學、防蝕、與輻射抑減等實務運轉經驗方面。

三、心得：

(一)日本核能機組最新現況：

日本原子能電力公司（Japan Atomic Power Company簡稱JAPC）資深顧問目黑芳紀博士（Dr. Yoshinori Meguro）在專題報告之前介紹日本核能機組現況：目前正在運轉中的機組有53部（去年紀錄是56部），總裝置容量47935 MWe；正在施工中的機組有3部，總裝置容量3668 MWe；正在準備施工中的機組有10部，總裝置容量13562 MWe；未來運轉機組共計66部，總裝置容量共計65165 MWe。日本核能機組最新現況如圖1所示。

目前日本決定除役的核能機組有3部，分別是日本原子能電力公司（JAPC）東海1號機組（Tokai No.1 Unit）石墨減速-二氧化碳氣冷式反應器（GCR），與日本中部電力公司浜岡核能電廠第一、二號機組沸水式反應器（BWR-4）。由於浜岡核能電廠第一、二號機組是沸水式反應器BWR-4，分別在1976年與1978年開始商業運轉，在反應器型式上與我們核一廠一、二號機組很類似，其商轉時間只有30餘年，據其運轉維護組副經理荻原博司先生（Mr. Hiroshi Shinohara）告知：該兩部機組提前除役，主要理由是其設備防震改善與應力腐蝕改善之成本考量。

核能機組除役之處理程序，日本做法原則上是(1)首先移除反應器區外圍的周邊設施，之後(2)將反應器區安全儲存約10年，待輻射劑量達可允許拆除時，再逐步移除，最終(3)將該廠址作為核能電廠用地。

(二)加氫水化學（HWC）之注氫量與電化學腐蝕電位（ECP）關係探討：

早期的研究發現，沸水式反應器（BWR）一次側結構材料的電化學腐蝕電位（Electrochemical Corrosion Potential，ECP）對一次側水系統結構材料（Structural Materials）在高溫爐水下的粒間應力腐蝕龜裂（Inter-granular Stress Corrosion Cracking，IGSCC）的生長與擴延有很強的影響。為了抑低沸水式一次側水系統之結構材料（Structural Materials），例如爐心側板（Core Shroud）、蒸汽乾燥器（Steam Dryer）與再循環管路（不鏽鋼或是鎳合金材料）等結構，在高溫爐水下的粒間應力腐蝕龜裂（Inter-granular Stress Corrosion Cracking，IGSCC）問題，GE公司發展出加氫水化學（Hydrogen Water Chemistry，HWC），以降低一次側結構材料的電化學腐蝕電位（Electrochemical Corrosion Potential，ECP），同時建議在中量注氫（M- HWC）的機組，其HWC系統可用率應大於95%；在低量注氫（L- HWC）且貴重金屬添加（Noble Metal Chemical Addition，NMCA）的機組，其HWC系統可用率應大於98%，以避免停止注氫時之裂縫側向（crack flanking）效應發生，而達到抑低IGSCC效果。

本次研討會日本東京電力公司Mr. Ken Koyabu發表「沸水式反應器爐內電化學腐蝕電位度量（In-reactor ECP Measurements in BWR Plants）」論文中論及：沸水式反應器在飼水中注氫與貴重金屬添加，對一次側結構材料的電化學腐蝕電位的降低是有效的。東京電力公司在西班牙BWR-3與美國BWR-4的沸水式反應器機組中作實驗，將電化學腐蝕電位計安裝在改良式局部中子通率偵測器（Modified Local Power Range Monitor，MLPRM）上，直接度量爐心底板下部空間（Lower Plenum Region）不同位置的電化學腐蝕電位，結果是(1)在BWR-3的機組飼水中注氫0.9 ppm，則其一次側結構材料的ECP降至 -230 mV（SHE）以下，如圖2所示。(2)在BWR-4的機組飼水中注氫1.1 ppm，則其一次側結構材料的ECP降至 -230 mV（SHE）以下，如圖3所示。(3)比較BWR-4的機組在下列兩種不同條下注氫對其一次側結構材料的ECP的影響：(a)飼水中未有貴重金屬添加(NMCA)下的注氫與(b)飼水中有貴重金屬添加（NMCA）47小時後的注氫，發現：有貴重金屬添加（NMCA）47小時後的注氫0.12ppm，則其一次側結構材料的ECP降至-400 mV（SHE）；當注氫0.17ppm，則其一次側結構材料的ECP降至-460 mV（SHE）；顯示出有貴重金屬添加(NMCA)47小時後的注氫量只要0.2 ppm，其一次側結構材料的ECP就降至 -500 mV（SHE），有助於抑制一次側系統結構材料在高溫爐水下的粒間應力腐蝕龜裂（IGSCC）生長與擴延。其間關係如圖4所示。

(三)浜岡核能電廠3號機（BWR-5）自第13燃料週期（1997年）開始注鋅成效：

浜岡電廠3號機是沸水式第五代的反應器（BWR-5），發電裝置容量是1100 MWe，於1987年開始商業運轉，其於1997年第13燃料週期在飼水中開始加注耗乏鋅，因為自然界的鋅有5個同位素，分別是(1)鋅-64，佔48.6％。(2)鋅-66，佔27.9％。(3)鋅-67，佔4.1％。(4)鋅-68，佔18.8％(5)鋅-70，佔0.6％。當鋅-64受中子活化後，會產生⁶⁴Zn ( n,γ) ⁶⁵Zn反應，轉變成鋅-65。 鋅-65核種，具有長半衰期（244.3天）、放射出高能加瑪射線（1.116MeV）的特性。因此一次側注鋅，使用的鋅是耗乏鋅，將鋅-64同位素的相對豐度（Relative Isotopic Abundance）減至小於1％，以抑制注鋅受中子活化後產生鋅-65的輻射源。

圖1　日本核能電廠最新現況圖

（摘自此次會議日本原子能電力公司Dr. Yoshinori Meguro 專題報告）

圖2　東京電力公司BWR-3機組之飼水注氫量與爐心底板下部空間ECP關係

（摘自此次會議日本東京電力公司Mr. Ken Koyabu報告）

圖3　東京電力公司BWR-4機組之飼水注氫量與爐心底板下部空間ECP關係

（摘自此次會議日本東京電力公司Mr. Ken Koyabu報告）

圖4　東京電力公司BWR-4機組在有無貴重金屬添加（NMCA）狀態下比較注氫量與爐心底板下部ECP（摘自此次會議日本東京電力公司Mr. Ken Koyabu報告）

本次研討會日本中部電力公司浜岡電廠的Mr. Masashi Kondou，發表「浜岡電廠抑減輻射暴露採取的水化學措施經驗（History of Measures Taken to Reduce Radiation Exposure at Hamaoka Nuclear Power Station）」論文：在飼水中加注耗乏鋅之主要目的，是使一次側管路內部表面形成ZnCr₂O₄ 氧化膜，而取代高放射性的CoCr₂O₄氧化膜，以抑低一次側管路的輻射劑量率。在飼水中未注鋅時，一次側水質中的腐蝕活化核種Co-58、Co-60、Mn-54在管路內部表面形成CoCr₂O₄等氧化膜，使一次側管路的輻射劑量率逐漸增建，而增加大修乾井地區（一次側管路附近）維修人員的輻射曝露與輻射劑量。因此浜岡電廠3號機，自第13燃料週期開始加注耗乏鋅3ppb，使原先一次側管路內部表面形成具有高放射性CoCr₂O₄等氧化膜中的Co-58、Co-60、Mn-54等腐蝕活化核種被釋出，而被鋅取代，轉變成ZnCr₂O₄ 氧化膜，如圖5示意圖所示。然而，釋出在飼水中的Co-58、Co-60、Mn-54等離子，經過陽離子交換樹脂過濾後即移除，將使一次側管路的輻射劑量率降低，因而抑減大修乾井地區（一次側管路附近）維修人員的輻射曝露與輻射劑量。

浜岡電廠進行3號機注鋅前後，在一次側管路的輻射劑量率與在乾井地區維修的人員曝露劑量之比較，實測結果：(1)一次側管路的輻射劑量率自1.4mSv/h（在第12燃料週期，未注鋅）抑減至0.8mSv/h（第15燃料週期，注鋅第3年），如圖6所示。(2)浜岡3號機三樓乾井地區，維修人員的曝露輻射劑量自200人-毫西弗（在第12燃料週期，化學除污後）抑減至130人-毫西弗（第15燃料週期，注鋅第3年），如圖7所示。 

圖5　注鋅後一次側管路內部表面形成ZnCr₂O₄氧化膜而取代原有CoCr₂O₄氧化膜

（摘自此次會議日本浜岡電廠Mr. Masashi Kondou報告）

圖6　注鋅後一次側管路的輻射劑量率從過去的增建趨勢改變成抑減

（摘自此次會議日本浜岡電廠Mr. Masashi Kondou報告）

圖7　注鋅後乾井地區（一次側管路附近）維修人員的曝露輻射劑量降低35％

（摘自此次會議日本浜岡電廠Mr. Masashi Kondou報告）

(四)高浜核能電廠4號機（PWR）自第18燃料週期開始注鋅成效：

日本關西電力公司高浜電廠4號機是壓水式的反應器（PWR），有三個蒸汽產生器（3-Loop），發電裝置容量是870 MWe，在1985年開始商業運轉，其設計與商轉時間，都和我們核三廠一號、二號機組近似。

本次研討會日本關西電力公司高浜電廠的Mr. Masakasu Matsuura 等人發表「高浜電廠4號機一次側注鋅以抑減輻射暴露源（Application of Zinc Injection to Reduce Radiation Sources at Takahama Unit 4）」論文：高浜電廠4號機，於第18燃料週期，在一次側水中開始加注耗乏鋅，加入容積控制槽（VCT），注鋅系統圖如圖8。高浜電廠4號機，自機組起動運轉後第47天開始加注耗乏鋅，直到機組停機大修，總計注鋅天數367天，注鋅總量1800克，扣除容積控制系統（CVCS）移除量536克，在停機大修時殘留在一次側系統內的耗乏鋅有1264克，其在一次側冷卻水中耗乏鋅平均濃度是4.5 ppb。

在第18燃料週期注鋅過程中，高浜電廠監測運轉中，一次側水質與大修時一次側管路輻射劑量率，實測結果：(1)運轉中一次側水質Co-60與Co-58腐蝕活化核種離子濃度，都較上一燃料週期（第17燃料週期）要高約10倍，此與預期值接近（預期值來自已執行注鋅的PWR電厰經驗數據），如圖9所示。(2)大修時一次側管路輻射劑量率較上一燃料週期（第17燃料週期）降低：在熱端管路劑量率降低26.7％，在冷端管路劑量率降低55.4％，蒸汽產生器熱端人孔處劑量率降低21.2％，蒸汽產生器冷端人孔處劑量率降低26.2％，平均一次側管路輻射劑量率降低26％，如圖10所示。(3)由運轉中一次側水質分析結果判斷：對燃料未有任何不良影響。 

圖8　日本關西電力公司高浜電廠4號機注鋅系統圖

（摘自此次會議日本關西電力公司高浜電廠Mr. Masakasu Matsuura 報告）

圖9　注鋅後運轉中一次側水質Co-60與Co-58離子濃度增高約10倍

（摘自此次會議日本關西電力公司高浜電廠Mr. Masakasu Matsuura 報告）

圖10　注鋅後一次側管路的曝露輻射劑量也平均降低26％

（摘自此次會議日本關西電力公司高浜電廠Mr. Masakasu Matsuura 報告）

(五)島根核能電廠1號機（BWR）在第28燃料週期之初期鍍膜成效：

島根電廠1號機是沸水式反應器（BWR），發電裝置容量是460 MWe，於1974年開始商業運轉，迄今已運轉35年了。在其第20燃料週期時，開始在飼水中注氫，並在第22次大修時更換爐心側板（Core Shroud），進行化學除污，其一次側再循環管路（Primary Loop Re-circulating, PLR）輻射劑量率自0.5 mSv/h降至0.05 mSv/h。自第23次大修後，隨著注氫量的增加，一次側再循環管路輻射劑量率也逐年增加，在第27次大修時，一次側再循環管路輻射劑量率達1.4 mSv/h。

本次研討會日本中國電力公司島根電廠的Mr. Hiroyasu Kajitani，發表「島根核能電廠抑減輻射暴露的處理方法（Approach of the Shimane Nuclear Power Station to Reduce Radiation Exposure）」論文：島根電廠在第27次大修時進行化學除污，並在化學除污後尚未注氫前（NWC）的環境下，進行Hi-F鍍膜（Hitachi Ferrite Coating, Hi-F Coat）與正常水化學預氧化操作（NWC Pre-oxidation Operation），經過Hi-F鍍膜處理後，其一次側金屬表面形成薄且精緻的純磁性膜（thin and fine pure magnetite film），此為堅固的氧化膜，成為氧與鈷擴散的屏障，抑制氧化鈷的積存，因此抑減一次側再循環管路輻射劑量率。其Hi-F鍍膜成效，在第28次大修時，一次側再循環管路輻射劑量率降至0.5 mSv/h獲得證明。島根電廠1號機再循環管路輻射劑量率趨勢圖，如圖11。

圖11　一次側再循環管路輻射劑量率變化趨勢圖

（摘自此次會議日本中國電力公司島根電廠Mr. Hiroyasu Kajitani 報告）

四、感想與建議：

1. 日本浜岡核能電廠第一、二號機組，皆是沸水式反應器BWR-4型，發電裝置容量分別是540 MWe、840 MWe，且分別在1976年3月17日與1978年11月29日開始商業運轉，其機組的型式與商轉開始的時間，都與我們核一廠一、二號相近似。今年（2009年）1月30日，浜岡核能電廠第一、二號機組同時停止商業運轉準備除役，其運轉發電壽命只有30多年，據其運轉維護組副經理 Mr. Hiroshi Shinohara告知：該兩部機組提前除役的理由，主要是考量設備防震改善與應力腐蝕改善之成本。筆者進一步由日本中部電力公司網頁公告得知：在今年（2009年）11月18日，中部電力公司接獲經貿產業部（Minister of Economy, Trade and Industry）核准浜岡電廠第一、二號機組除役計畫，讓筆者感觸良多：電廠設備與材質大同小異，但營運時間的長短與人為的設計規劃、維護保養、水質策略、安全文化等息息相關，因此建議：透過WANO連絡人，進一步收集浜岡核能電廠一、二號機停止商轉準備除役之具體資訊，製作說明：核能一廠一、二號營運不同於浜岡核能電廠一、二號機，我們不但現在可以安全、穩定的運轉，而且還能夠延役20年安全運轉。將我們具體的專案評估改善（例如廠房結構設備耐震評估與補強、設備老化評估與改善等）、多重的民眾安全保護措施（例如電廠設備即時監測及其連鎖安全系統、廠區環境即時監測及其預警系統等）、與落實的核安文化等營運作為，有系統地向民眾說清楚、講明白，提早因應民眾可能產生的疑慮。一方面要讓民眾瞭解我們深刻的體認：「沒有安全就無法發電，無法發電就沒有績效，沒有績效就無法生存」，另一方面要讓民眾知道我們對核能機組安全的堅持與捍衛作為，以具體事實使民眾對我們核能機組安全運轉有信心，進而放心與安心，並避免外界或媒體不當的聯想與報導。如前些時日，媒體頭版標題：『恐怖！核一核二廠緊鄰活動斷層』、『恆春斷層復活核三就在旁』，並聯想論述：核一、核二廠緊鄰「山腳斷層」，核三廠在「恆春斷層」旁邊，一旦這些斷層活動，可能引發芮氏規模7的強震而涉及核電廠安全；且引用特定學者的批評：沒出事只是運氣好---等等，易使民眾對核能電廠運轉安全，產生不必要的疑慮、擔心與害怕，卻忽略了我們具體的廠房結構設備耐震評估與補強作業，及對核能機組安全的堅持與捍衛作為，如此不對等、不公平的報導，嚴重影響公司的企業形象與核能發電的正常發展。
    
2. 本次研討會，日本東京電力公司Mr. Ken Koyabu論及：沸水式反應器在飼水中注氫與貴重金屬添加，對一次側結構材料的電化學腐蝕電位的降低是有效的。目前，核一廠、核二廠的機組都在飼水中注氫（HWC），以降低一次側結構材料的電化腐蝕電位（ECP），而抑制一次側系統結構材料在高溫爐水下的粒間應力腐蝕龜裂（IGSCC）的生長與擴延。其注氫量約1.1—1.2 ppm，屬於中量注氫（M- HWC）的機組。因此建議：核一、核二廠一方面考量提高其HWC系統可用率，最好大於95%，尤其是機組起動階段組件承受拉應力最大的時段，應考量注氫的可行性；另一方面也可考量貴重金屬添加（NMCA）的可能性，以減少注氫量，而有效降低一次側結構材料的電化腐蝕電位至 -500 mV（SHE），並抑制一次側系統設備，如蒸汽乾燥器（Steam Dryer）、爐心側板（Core Shroud）、與再循環管路（不鏽鋼或是鎳合金材料）等結構，在高溫爐水下的粒間應力腐蝕龜裂。
    
3. 日本中部電力公司浜岡電廠Mr. Masashi Kondou論及：在飼水中加注耗乏鋅，主要目的是使一次側管路內部表面形成ZnCr₂O₄ 氧化膜而取代高放射性的CoCr₂O₄氧化膜，以抑低一次側管路的輻射劑量率。因此浜岡電廠3號機（BWR）自第13燃料週期開始，加注耗乏鋅3ppb並進行注鋅前後比較，實測結果：(1)在一次側管路的輻射劑量率自1.4mSv/h（在第12燃料週期，未注鋅）抑減至0.8mSv/h（第15燃料週期，注鋅第3年）。(2)在乾井地區維修人員的曝露輻射劑量自200人-毫西弗（在第12燃料週期，化學除污後）抑減至130人-毫西弗（第15燃料週期，注鋅第3年）。因此建議：核一、核二廠可參考此實務經驗，有效規劃抑制一次側設備粒間應力腐蝕龜裂（IGSCC）與抑減人員輻射劑量相關措施，以達到輻射防護法對人員輻射劑量的合理抑低（ALARA）要求。
    
4. 日本關西電力公司高浜電廠的Mr. Masakasu Matsuura 等人論及：高浜電廠4號機（PWR），於第18燃料週期，在一次側水中開始加注耗乏鋅4.5 ppb，實測結果：(1)運轉中一次側水質Co-60與Co-58腐蝕活化核種離子濃度，都較上一燃料週期（第17燃料週期）要高約10倍。(2)大修時一次側管路輻射劑量率較上一燃料週期（第17燃料週期）平均降低26％。(3)由運轉中一次側水質分析結果判斷：對燃料未有任何不良影響。此實務經驗，可提供核三廠參考。由於核三廠兩部機組目前運轉績效表現亮麗，不但打破核三紀錄，也打破公司核能6部機組歷年來的紀錄（一號機第18燃料週期，自96年11月27日併聯發電，就持續運轉至98年4月23日解聯大修，連續運轉累計有512.37天；二號機也是第18燃料週期，自97年5月19日併聯發電，就持續運轉至98年11月12日解聯大修，連續運轉累計有541.77天。），此時除了持續注意水質控制外，也應持續收集相關資訊，提前因應一次側結構材料在高溫、高壓爐水下潛在的粒間應力腐蝕龜裂之生長與擴延問題。
    
5. 日本中國電力公司島根電廠Mr. Hiroyasu Kajitani論及：島根電廠1號機（BWR）在第27次大修時進行化學除污，並在化學除污後尚未注氫前（NWC），進行Hi-F鍍膜（Hitachi Ferrite Coating, Hi-F Coat），其一次側金屬表面形成薄且精緻的純磁性膜（thin and fine pure magnetite film），抑制氧化鈷的積存，而抑減一次側再循環管路輻射劑量率，並在第28次大修時獲得證明：其輻射劑量率降至0.5 mSv/h。此實務經驗，可提供核一、核二廠參考，做為劑量合理抑低（ALARA）措施之考量。
    
6. 日本浜岡核能電廠訓練中心2樓，有一「失敗事件回顧與學習」特區，展示浜岡核能電廠各機組過去發生的各種意外事故資料及模型解說，做為經驗回饋之訓練與借鏡，不僅探討設備本身的缺失，而且深入事故發生的相關組織、管理、與文化層面的問題，以積極態度面對過去痛苦的經驗，除了讓見學者感受到事故教訓，更讓見學者思考改善，精益求精、正向學習，其對經驗回饋資訊的用心態度，值得我們學習，可供我們各核能電廠訓練中心與林口核能訓練中心參考。

五、感謝：

筆者感謝放射試驗室與核能發電處長官們給予機會，參加「2009年亞洲核能電廠水化學與腐蝕研討會」，才有機緣向與會的核能電廠水化學先進們當面請教，使得本文得以完成。飲水思源，筆者要特別感謝龍門電廠長官引領筆者進入放射化學領域業務。

六、參考文獻：

1. Yoshinori Meguro et al., “Water Chemistry Evaluation during 30 years of Operation Experience at Tokai-Daini NPP（BWR）”, Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia, Nagoya, Japan, 2009.

2. Masashi Kondou et al., “History of Measures Taken to Reduce Radiation Exposure at Hamaoka Nuclear Power Station”, Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia, Nagoya, Japan, 2009.

3. Ken Koyabu et al., “In-reactor ECP Measurements in BWR Plants”, Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia, Nagoya, Japan, 2009.

4. Masakasu Matsuura et al., “Application of Zinc Injection to Reduce Radiation Sources at Takahama Unit 4”, Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia, Nagoya, Japan, 2009.

5. Hiroyasu Kajitani, “Approach of the Shimane Nuclear Power Station to Reduce Radiation Exposure”, Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia, Nagoya, Japan, 2009.

6. Tsuyoshi Ito et al., “A New Approach for Reducing Recontamination after Chemical Decontamination : Consideration of Ferrite Plating Mechanism on Stainless Steel in Aqueous Solution at 90℃”, Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia, Nagoya, Japan, 2009.