核能電廠面對意外事件的幾項法寶

核能電廠面對意外事件的幾項法寶
國家地震工程研究中心專案研究助理賴姿妤、臺灣電力公司核能工程師洪國鈞

當核能電廠遇見地震

核能電廠發電主要利用核燃料分裂釋放出大量熱能，這些熱能將產生大量的水蒸汽，而這些高溫、高壓的水蒸汽推動蒸汽渦輪，透過電磁效應，使發電機產生電力，核能電廠因此而發電，如圖一所示。當地震來襲且強度超過一定等級時，反應爐會經由設計好的機制進行緊急停機應變，主要目標為抑制核燃料之連鎖反應並確保反應爐之冷卻。連鎖反應之抑制是藉由將控制棒（對中子具有強吸收力的材料，如碳化硼）插入反應爐中達成，此時，核燃料雖然停止連鎖反應，但燃料核分裂所產生的放射性同位素仍會繼續衰變並累積熱能，此時就需藉助各種移除熱能的安全系統來維持爐心的冷卻。

圖一核電廠發電原理(壓水式反應爐)【1】
(圖片來源：《維基百科》http://zh.wikipedia.org/wiki/File:NuclearPowerPlant.gif)

核電廠地震時有那些急停系統會運作?

核電廠建立時，電廠專家會將核電廠遭受地震時所可能發生的事故列於終期安全報告(Final Safety Analysis Report，FSAR)中，例如：電廠喪失來自廠外電力的狀況（稱為電廠全黑事件，Station Blackout (SBO)）、電廠發生管路漏水的狀況（稱為喪失冷卻水事件，Loss of Coolant Accident (LOCA)）…等等，並分析需要維持安全停機條件所需的系統或設備，這些維持安全停機、保護爐心不致損害的系統組成了「成功路徑」。以核一廠為例，強震發生後，電廠中之安全成功路徑需要在72小時內建立並維持穩定停機；其中，安全成功路徑主要由電廠內四大項安全系統組成，包含有反應度控制系統、反應器冷卻系統（壓力控制）、反應器冷卻系統（水位控制）與餘熱移除系統，其安全功能流程圖如圖二所示。

反應度控制系統為安全停機第一個要點，主要係抑制連鎖反應（連鎖反應的改變量稱為反應度，reactivity）。在正常狀況下，收到跳機訊號後反應爐會自動停機或可經由人工手動執行，將具強吸收中子能力、具停止連鎖反應的控制棒插入爐心當中，確認主要的熱源停止供應。

接下來透過反應器冷卻系統進行壓力與水位控制，一旦電廠喪失電源，使正常的壓力與水量控制的機能喪失，此時，反應器雖已經終止連鎖反應，但爐心中大量的放射性物質開始衰變，衰變能量開始累積在爐心當中並以熱能的方式累積能量，將造成反應爐冷卻系統的壓力開始升高，如果壓力達到安全限制值，此時釋壓裝置（安全釋壓閥，Safety. Relief Valve (SRV)）將會自動起動，將高壓力的蒸汽釋放到壓力抑制池（Suppression Pool，或稱濕井，位於爐穴的外圍，運轉期間內部有水，意外時，來自反應爐的蒸汽透過主蒸汽管路上的SRV將蒸汽排放到壓力抑制池的池水中淬冷）當中。控制冷卻系統的壓力，係避免反應器壓力槽因壓力過高失效（如焊道破裂或造成控制棒射出）。

當壓力能夠穩定控制之後，為確保反應爐內的水位能夠淹覆核子燃料，必須建立水位控制的能力。核子燃料如果無法淹覆在水中，因喪失具有良好傳熱的流體，也就是水，溫度將會急遽上升，當溫度超過攝氏一千度，水蒸汽將會與燃料護套的組成物質鋯合金發生鋯水反應，鋯水反應是放熱反應，使燃料溫度以更快的速度增加，當溫度超過攝氏兩千五百度，達到燃料丸陶瓷結構二氧化鈾的熔點，燃料丸開始熔損，便有可能喪失可以冷卻的幾何形狀。

水位控制的主要分為高壓與低壓注水系統，高壓部分為爐心隔離冷卻系統（Reactor Core Isolation Cooling，RCIC，為蒸汽驅動的高壓注水系統）與高壓爐心注水系統（High Pressure Coolant Injection，HPCI，為電力驅動的高壓注水系統），而低壓部分為爐心噴灑系統（Core Spray System，CS）及低壓注水系統（Low Pressure Coolant Injection，LPCI），此兩項均可將冷卻水輸入爐心進行熱交換以達成降溫動作。惟前者主要使用在爐壓尚未喪失且水量需求不大的情況（當爐壓尚未喪失時，蒸汽透過SRV洩入壓力抑制池冷卻，RCIC/HPCI將自壓力抑制池抽水再注入爐心當中，並藉此建立循環路徑）；後者使用在大規模破管，爐壓喪失，或已經手動開啟自動洩壓使爐壓喪失的情況，此時均需要大規模的注水以確保核燃料能夠被水淹覆。

最後為餘熱移除系統（Residual Heat Removal，RHR），此系統必須在循環路徑建立後發揮熱移除功能，目的是將爐心產生的衰變餘熱移除。當循環迴路建立之後，如果熱移除能力沒有建立，來自爐心的蒸汽將會持續的進入壓力抑制池當中，造成壓力抑制池的溫度上升，溫度上升的池水又再透過反應器冷卻系統（水位控制）注入爐心當中，如此下來，壓力抑制池終究會產生沸騰並喪失冷卻的能力，因此，在循環迴路建立之後，需要盡速建立熱移除能力才能確保爐心的衰變熱可以持續且有效的移除，而此時就需要透過餘熱移除系統執行熱移除的目的。通常，餘熱移除系統會將在壓力抑制池（池水因與爐心接觸，通常假設水中具有放射性物質，屬已汙染水）與爐心注水系統的管路間，透過熱交換器，將熱量交換到反應器廠房冷卻水系統（淡水，屬未汙染水源），再透過第二重熱交換器，將熱量交換到反應器廠房海水系統（海水，屬未汙染水源），最後將熱量交換到大海（如內陸電廠透過蒸發塔冷卻者，則是交換到大氣當中，也稱為最終熱沉）當中。

以上為電廠遭遇到地震時安全停機的步驟與相關系統與設備概略說明，若有興趣想要更了解電廠安全停機之系統與相關設備物，可參考各核電廠之FSAR報告書。

圖二、核一廠四大安全功能流程圖

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參考資料：
【1】維基中文百科：核電廠發電原理http://zh.wikipedia.org/wiki/File:NuclearPowerPlant.gif