公視有話好說：核四安全總體檢！林宗堯專訪！
發表於 : 週三 5月 01, 2013 9:54 am
【論『斷然處置措施』】
文／李敏（國立清華大學工程與系統科學系教授）
【論『斷然處置措施』】
文／李敏（國立清華大學工程與系統科學系教授）
討論『斷然處置措施』是否能夠百分百的防止核電廠放射性物質的外釋，或是可以有效降低爐心熔損事故發生機率前，必須先對核電的安全設計有基本的概念。
核電廠安全顧慮
核電廠的反應器內有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環境，隨著氣流擴散，其所釋出之輻射線會對生物體產生輻射效應，因此核電廠的安全設計的重點為防止放射性物質的外釋到外界環境。在設計上，各類型的核反應器均採用多層之屏障包覆放射性物質；事故中只要有一層屏障發揮功能，放射性物質及沒有機會外釋。多層屏障包括燃料本身、包覆燃料的燃料棒護套、密封的冷卻水系統、以及完全容納冷卻水系統的圍阻體。福島核電廠採用的沸水式反應器(與核一、核二、及核四類似)再將圍阻體置於反應器廠房內。燃料棒的護套採用鋯合金製造，鋯金屬的中子吸收截面較小，抗水侵蝕與腐蝕能力佳，但最大缺點為在高溫時會被水蒸汽氧化成二氧化鋯，同時產生大量的熱與氫氣。研究顯示，當燃料棒護套溫度超過2200F時，鋯水反應速率會以指數函數上升，故在進行核反應器安全分析時，會要求事故中燃料棒護套溫度不能超過此限值。核電廠運轉時有許多限制亦為確保燃料棒護套的完整性，亦即護套不能有任何的破損。
核電廠安全設計
核反應器安全有兩個議題，即當設備故障時，能否適時的終止核分裂連鎖反應，或防止其中子數量驟升，造成反應器瞬間產生大量的熱而解體；另一個議題為核分裂反應終止後，爐心內不穩定的放射性物質產生的衰變熱要能適當的移除，避免反應器內的燃料因累積過多的熱而熔毀，此時防止放射性物質外釋的多重屏障亦有可能喪失功能。反應器發生第一類型的事故，從事故發生到反應器解體，可能僅有數秒鐘的時間，若反應器有可能發生這類型所謂的反應度事故(Reactivity Accident)，是完全不可接受的。第二類型的事故，是熱移除的事故，而衰變熱產的速率於停機後1小時僅剩下停機前的1.4％，故通常從事故發生到爐心熔毀會有一段時間，故可以啟動各種緊急系統，只要能將衰變熱帶出，即不會導致爐心熔損，成為嚴重事故。
第一類型事故的防止，不能依靠工程設計，必須要從反應器本身的物理特性來確認沒有發生的可能性。前蘇聯車諾比爾電廠所使用的石墨水冷反應器的物理特性及無法滿足此要求。石墨水冷反應器有可能發生類似車諾比爾的災變，在70年代中期之教科書中，即有明確的說明，對核工專業人士來，是一項基本常識。
除石墨水冷反應器外，目前使用的核反應器最大的罩門為喪失熱移除能力的事故。為確保核反應器的安全，各類型反應器均備有多重、多樣之緊急安全系統移除事故中的衰變熱；為防止放射性物質於事故中外釋到外界環境，輕水式與重水式反應器還設計有圍阻體，於發生事故時將具有放射性物質的系統與外界環境隔離。緊急安全系統與圍阻體的設計、製造、安裝、維護、及運轉均須符合嚴格之法規要求，接受國家法規管制單位的監督。多層屏障、緊急安全系統、法規管制、緊急應變計畫構成了核能安全執行的『深度防禦(Defense in Depth)』哲學。在法規術語上，核電廠動力反應器的安全設計係針對『設計基準事故 (Design Basis Accidents)』，指核電廠發生此類型事故時，緊急安全系統可以將電廠帶至安全停機的狀態，而圍阻體也可以確保外界環境不會有放射性物質汙染的疑慮。電廠為因應設計基準事故而設計的系統，都必須滿足較嚴格的法規要求，例如系統的抗震能力、防火能力等。一般均相信，電廠不會發生比設計基準事故還要嚴重的事故，即爐心熔損的嚴重事故。由於緊急安全系統與圍阻體的存在，增加了核電廠的建造成本、電廠的複雜程度、以及運維的繁瑣。
核電廠風險-核電廠安全度評估
1970年代初期，美國國會詢問當時原子能委員會的主席，核電廠是否絕對安全？於是原子能委員會委託麻省理工學院N.C. Rasmussen教授執行一個大型計劃，利用機率與統計的方法，量化美國具代表性核能電廠的風險，評估的對象包括壓水式與沸水式反應器電廠各一座。計畫結果為1975年發表數巨冊，代號為WASH-1400之『反應器安全研究報告(Reactor Safety Study)』。報告最重要的結論為：電廠緊急安全系統的有許許多多的零組件，有可能在同一時間有一個以上之零組件發生失效，在某些失效組合下，造成多重、多樣的安全系統喪失功能，造成比設計基準事故更嚴重的爐心熔損事故，但爐心熔損事故的發生，並不代表毀滅性的災難，故核電廠並非絕對安全，但其風險遠低於自然與人為災害，故在可接受的範圍內。『反應器安全研究報告』發表後並未獲得各界的認同，核工業界認為該報告危言聳聽，反核者認為是在粉飾太平。
1979年三月的美國三浬島核電廠事故的發生證明了WASH-1400報告結論的正確性，比設計基準事故更嚴重的爐心熔損事故真的發生了；但由於圍阻體發揮功能，事故的發生造成放射性物質微量的外釋，其外釋量甚至低於WASH-1400預估方法的預測值；事故並未造成民眾任何實質的傷害。自此『反應器安全研究報告』採用的安全度評估方法
(Probabilistic Safety Assessment, PSA) 獲得全球核能界廣泛的認同，投入大量的人力與物力進行相關之研究與技術發展。目前該項技術已被積極的用於核電廠的設計與日常運轉，提升核電廠安全。
三浬島事故的發生讓人們意識到必須對爐心熔損事故的因應有所規劃。80年代末期，根據十餘年對嚴重事故現象研究的成果，發展『嚴重事故處理導則』，作為運轉人員處理嚴重事故的指導原則。原能會要求台灣電力公司必須於緊急計畫演習中，演練『嚴重事故處理導則』的執行。
日本福島一廠事故流程
地震發生後，控制棒成功插入爐心，核分裂連鎖反應停止；海嘯將輸配電系統沖毀，造成廠外電源喪失 (也許強震時即已喪失)；緊急柴油發電機成功啟動供電，緊急安全系統開始運作；柴油發電機供電一小時後停止運轉，原因為海嘯造成柴油發電機燃料供應系統的故障，緊急安全系統因沒有交流電而無法運作；反應器可能發生小破口冷卻水流失事故，造成冷卻水自壓力槽的流失；此時仍可利用汽機帶動(不需交流電力即可運轉)的『爐心隔離冷卻系統』，維持爐心水位，並將熱導入圍阻體；約數小時後(每個機組不一樣)，直流電耗盡後，控制閥無法動作，『爐心隔離冷卻系統』喪失功能；在無法補水的狀況下，爐心水位降低，造成燃料當頂端開始不再被水覆蓋，此時稱為爐心裸露；爐心裸露後，燃料棒護套溫度大幅上升，鋯合金材質的護套迅速被水蒸汽氧化，產生大量氫氣，燃料棒內揮發性較高之分裂產物(碘、銫與惰性氣體)自破裂的燃料棒釋出，進入圍阻體；但圍阻體持續接受衰變熱，溫度與壓力持續上升，達到設定值時，運轉員依『嚴重事故處理導則』進行圍阻體排放措施，透過間歇式的排放洩壓，避免圍阻體因過壓而完全喪失功能，圍阻體排放造成氫氣與放射性質進入反應器廠房，氫氣與氧氣接觸，產生氫爆；反應器廠房設計時，故意將上層結構減弱，若發生廠房內部爆炸，會造成廠房的上部解體，但不會傷到圍阻體，這是為什麼網路照片顯示，建築物上半部於爆炸後消失，只剩下鋼筋，但下半部仍然完好；反應器廠房上部解體，經由圍阻體排汽釋入反應器廠房的少量輻射物質已進入外界環境。新聞影片中顯示反應器廠房在爆炸後有大量的白煙，應該是釋出之水蒸汽凝結後的水滴。
機組搶救最主要的措施是尋找水源，注入壓力槽，使爐心的燃料為水所覆蓋，降低燃料的溫度，設法將進入圍阻體的熱帶出。日本最後採取的措施為將海水灌入壓力槽(或圍阻體)，衰變熱造成海水的蒸發，達到移熱的目的，只要燃料維持在低溫，放射性物質也不會再自燃料釋出。
由於每個機組設備損壞的狀況不一樣，以及運轉人員採取措施的時間部一樣，故每個機組事故演變的過程與時序也不一樣，根據媒體的報導或網路的資料，福島一廠一號機的圍阻體功能正常，二號機與三號機圍阻體有可能損壞，但即使有損壞，應該也是洩漏，而非大型破口。一號機與三號機的反應器廠房嚴重損壞，二號機反應器廠房完好。
日本福島一廠事故的啟示
用核能工業界的術語，福島核能電廠所發生的事故稱為嚴重事故，它確實已超出電廠『設計基準事故』的範疇，但絕不是超出想像的事故；在規劃電廠安全措施時，在計算核電廠風險時，在執行電廠人員訓練時，這類型的事故都被討論過。
『嚴重事故處理導則』的執行邏輯為，先全力搶救爐心，避免爐心熔毀；爐心熔毀無法避免時，設法搶救圍阻體；圍阻體喪失功能時，儘量降低放射性物質外釋的量。福島事故的經驗顯示，搶救爐心已消耗掉所有的資源，當爐心救不了的時候，圍阻體的完整性也不保了。放射性物質外釋對社會帶來極大的衝擊，心理的影響將遠遠超過生理實質的影響。事故發生後，運轉人員要當機立斷，可以犧牲電廠的經濟價值，不能讓放射性物質有外釋的風險。
福島經驗告訴我們，電廠運轉人員在當電廠廠址發生超過設計基準事故時，仍然要有因應的準備。系統已經夠複雜了，我們不能再增加大型的安全系統，需要的可能是小型的可移動式電源，維持最重要設備的持續運轉、確保直流電電池可以充電、儀控系統所需要的壓縮空氣也可以獲得補充；如果電廠真的在一定的時間內無法復原交流電，在燃料棒護套溫度上升到1500 F前，就直接洩壓，利用可用的水源注入爐心，將衰變熱帶出；而這些水源必須有更多的選擇與安排，同時要規劃與設置可能的注水途徑。1500 F是燃料棒護套破損(不是熔毀)的溫度，只要燃料棒護套沒有破損，就不會有放射性物質外釋，也就無所謂的疏散行動了。
為了提升熱效率，核電廠的冷卻水系統於高壓力下運轉。急停後，系統仍然維持在高壓力，提供蒸汽驅動安全系統所需的蒸汽，如果運轉人員無法確認低壓系統可用，是不會輕易透過洩壓程序降低系統壓力的。如果沒有足夠的交流電帶動，替代水源的壓力均不足以注入爐心，因此是否洩壓成為運轉人員必須做的決定。洩壓注水說起來容易，但由於注入的水是不合乎規格的水，一旦注入後，電廠會報廢；如果爐心沒有立即熔毀的威脅，運轉人員可以選擇再觀察一段時間，也許電源可以恢復，可以使用正規的系統來冷卻爐心。但洩壓注水是在與時間賽跑，時間會消耗掉洩壓所需的資源，日本福島事故發生時，運轉人員並沒有這方面的認知，措失了機會。在電廠沒有電源的狀態下，洩壓注水的執行與否對電廠運轉人員會有很大的壓力，所以必須有程序書做明確的規定與授權。
斷然處置措施
福島事故後，台電公司提出斷然處置措施的構想，在廠址附近發生強震，或電廠發生喪失所有交流電事故，或有可能有海嘯襲即時啟動。請注意，斷然處置措施包括許多項目，並非僅是「洩壓注水」！斷然處置措施包括架設臨時電源、準備更多的非常態水源、為一旦需要執行洩壓注水預作準備等；洩壓注水只是最後一個動作。架設的臨時電源也許已經足以有效的維持爐心冷卻，洩壓注水就更本不需要了。為了執行斷然處置措施，台電各電廠已經配合採購與建置所需要的硬體設備，完成執行程序書，同時亦於緊急應變計畫演習中演練過。當然也有請專長為核電廠事故分析的團隊，利用各種不同的系統熱水流分析程式分析「洩壓注水」的時機，以及是否能夠有效的防止燃料棒護套溫度超過1500 F。
即然是具有研究性質的分析，就有可能有人提出不同的看法。彭明輝教授所提的資料，應該是今年二月，核能學會在清華大學舉辦之斷然措施研討會，廖俐毅博士的簡報資料，研討會的目的就是在「公審」斷然措施是否有效，同時看看有沒有盲點。參加的人員來自台電各核能單位、清華大學、原能會、核能研究所等。討論會的結論是檢討改進斷然處置措施的依據。
廖博士是麻省理工學院核工博士，專長為動力反應器熱水流分析，熟悉台灣三座核能電廠的系統，在電廠事故分析領域有多年的經驗，廖博士是主辦單位邀請來批判「洩壓注水」有效性的。他的見解一定會被尊重與適當的回應，透過廖博士的質疑與後續的分析及改進，可以確保斷然處置措施的可執行性。
沒有人會比核工專業的人或電廠工作的人更關心核能安全，大家自然會充分討論如何避免類似福島核能一廠的事故在台灣發生，不可能自欺欺人的蒙騙社會大眾。核工專業人士在討論議題時，並非如外界所錯認的一言堂。
結語
「斷然處置措施」可以視為核電廠「深度防禦」安全概念的延伸，重點在於增加可移動的電源，以及準備更多的水源以因應比「設計基準事故」更嚴重的事故。斷然處置措施包括許多措施，並非僅是「洩壓注水」！這些準備一定可以降低此類型事故發生後，惡化至大量放上性物質外釋的事故。「洩壓注水」的有效性可以透過更多的分析確認。
從風險的角度來看，我們不能說有了斷然處置措施，就一定不會發生大量放射性物質外釋的事故，但說斷然處置措施可以降低此類型事故發生的機率，應該是無庸置疑的。
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文／李敏（國立清華大學工程與系統科學系教授）
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