台灣核能電廠管路之老化/劣化之管理對策

【摘要】：台灣核能電廠的運轉即將進入30年,管路系統無可避免的會有老化/劣化現象而破裂洩漏,因此必須有一套完整的管制程序,向管制單位提出安全評估與肇因分析。本文亦將對管路老化/劣化的狀況做一完整管制程序之說明。本文中所提及的管路系統包含安全相關的管路系統、與非安全相關的BOP碳鋼管路系統。前者安全相關管路是依據ASMESectionXI的ISI進行檢測,後者則為管制單位要求電廠建立的管路薄化檢測計畫進行檢測。安全相關管路在大修期間發現裂縫,必須依ASME規範執行修補或換管。在運轉過程中,安全相關管路發現破裂洩漏事件,則需依美國NRCGL-91-18的要求程序進行,其中若為安全三級低能量管路可採取GL-90-05規定執行非依規範修補,但到大修期則必須再執行規範修補或換管。過去台灣安全相關的管路老化/劣化事件,多為BWR再循環管路的焊道晶間應力腐蝕龜裂,金山電廠曾完成所有升管的更換,其它則採NUREG-0313Rev.2規定的覆焊方式。由於時間的因素,海水管路其原有的內襯破裂,使海水直接腐蝕管路內壁而穿孔,但多為第三級安全管路且為低能量管,故採用非依規範修補方式,大修時再採取依規範修補或換管。至於非安全相關BOP系統的碳鋼管路,發現因沖/腐蝕造成的薄化現象,且運轉壽命不足一個燃料循環者,雖無ASME規範要求,但台灣電力公司與管制單位已建立一套很完整的沖腐蝕評估與管制程序。上述各類管路老化/劣化的管制皆已建立完整的程序,使得台灣核能電廠在管路的老化/劣化已具備完整、有效的管理策略。美國管制單位及核能工業界,近年來大力推展風險告知營運中管路檢測技術(Risk-InformedIn-ServiceInspection,簡稱RI-ISI)之應用,以取代ASME規範第十一冊的營運中檢測規定。實施後之效益為減低維護成本65-85%,降低人員輻射劑量達90%。此外,由核能安全的觀點來看,此技術的達成可協助界定檢測件之風險,將更增進現階段國內核能電廠檢測方案之完整性。本文亦將此技術應用於台灣沸水式核能電廠之再循環水系統(屬安全一級管路)焊道IGSCC龜裂問題,所建立的風險評估知識與技能,可做為台灣未來執行RI-ISI方案的參考。 【作者单位】：龍華科技大學工程學院
【分类号】：TM623
【正文快照】： 1.前言台灣核能電廠管路系統分成安全相關(Safety-related)與非安全相關(Nonsafety-related)兩種,前者維護與檢測必須依照美國機械工程師學會發行的ASME規範第XI冊的要求辦理,以維持結構完整性,後者則依照ASME規範B31.1的要求辦理。在執行安全相關管路的營運間檢測(In-Service

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