110 高普考高考二級 核子工程 核能安全研究 考古題詳解

核心觀念

本題考我國用過核子燃料管理的「三階段策略」：依序為水池冷卻、乾式貯存、最終處置。回答時要交代各階段的實際作法，以及燃料為何必須依此順序管理。

用過核子燃料自反應爐取出後，仍有高放射性與衰變熱，不能立即搬運或直接進入最終處置。管理策略因此先利用水池冷卻移除大量熱量，再以乾式貯存作為中期緩衝，最後將其永久隔離於適當的地質環境。

以命題當年（民國 110 年）法規與政策為準。相關法源為《放射性物料管理法》第 29 條及其施行細則第 37 條；現行法規已修正，作答本題仍依命題年度所採制度說明。

解題方法與三階段作法

可依燃料的生命週期，按「先冷卻、再暫存、後永久隔離」順序作答。每一階段都要同時說明如何做及為何這樣做。

第一階段：水池冷卻（濕式貯存，短期）

**具體作法：**用過核子燃料自反應爐退出後，先放入核電廠內的用過核子燃料池，浸置於水中冷卻一段時間。

**採行原因：**燃料剛退出反應爐時，放射性及衰變熱都很高。燃料池的水可移除衰變熱，並提供輻射屏蔽；先在池內冷卻，才能降低後續搬運與貯存所面對的熱負荷及輻射風險。

第二階段：乾式貯存（中期）

**具體作法：**燃料在水池中經過多年冷卻後，移入廠內乾式貯存設施，使用密封貯存容器進行中期貯存；以自然對流方式持續散熱。台電規劃的貯存期間約為 40 年。

採行原因：

1. **延續冷卻並安全貯存：**燃料經水池冷卻後，衰變熱已降低，適合採用乾式方式中期貯存。
2. **釋出燃料池空間：**各核電廠的燃料池容量有限；將已充分冷卻的燃料移出，可騰出空間供後續燃料卸出與貯存。

核心觀念

本題考查核能安全的多重屏障與深度防禦，並要求列舉題目所述核四廠相較福島第一核電廠的七項防護措施。

多重屏障是指在放射性物質由燃料移向環境的路徑上，設置多道彼此獨立、功能不同的實體阻隔；深度防禦則是以多層預防、控制與事故緩解措施，降低事故發生機率及後果。兩者互相配合：多重屏障主要阻止放射性物質外釋，深度防禦則涵蓋從防止異常到事故應變的整體安全策略。

（一）多重屏障的設計概念與具體作法

放射性物質由反應爐燃料到外界，須逐層通過屏障。任一屏障失效時，其他屏障仍應能限制放射性物質的移動，避免單一故障演變成嚴重外釋。

1. 燃料基體：核分裂產物大多留在陶瓷燃料芯塊內，燃料材料本身是第一道阻隔。
2. 燃料包殼：以密封的鋯合金包覆燃料芯塊，防止裂變產物進入冷卻水。
3. 反應爐冷卻系統壓力邊界：由反應爐壓力槽、管路與相關設備構成，承受高溫高壓並限制放射性物質外洩。
4. 圍阻體：以鋼筋混凝土及鋼襯等構造包封反應爐與主要設備，在事故時限制放射性物質釋出並承受設計載重。
5. 廠房與場址防護：透過廠房配置、屏蔽、通風與過濾等設計，降低放射性物質散布與人員曝露。

具體設計上，各屏障須符合材料、製造、檢驗與維護要求；安全相關系統也採取多重性、獨立性與多樣性設計，並以定期測試及事故程序維持功能。多重屏障不是只依賴某一道結構，而是讓不同屏障共同限制放射性物質外釋。

解題方法

先按「放射性物質從燃料到環境」的路徑，依序說明各道屏障及其功能；再依題目指定的「核四相較福島第一核電廠多出的七項防護縱深」，逐項列出設施或措施及其事故防護目的。七項內容屬題目所引的核四與福島比較脈絡，作答時應完整列舉，避免與一般教科書所列的多重屏障混為一談。

（二）核四廠的七項防護縱深

核心觀念

本題考查兩件事：一是如何從冷卻水或排氣中的裂變產物，判斷燃料包殼是否破損；二是燃料破損後，如何依放射性活度、運轉技術規範及安全狀況決定是否停機。

燃料棒的包殼是防止裂變產物進入冷卻水的第一道屏障。包殼破損時，燃料內累積的裂變產物會進入反應器冷卻水或氣體處理系統，因而可監測其活度變化。常見指標包括放射性惰性氣體（如氙、氪）及放射性碘等裂變產物。

解題方法

回答時分成「運轉中發現異常」與「停機後定位破損燃料」兩階段。運轉中監測系統可察覺裂變產物活度上升，但通常只能判斷有燃料破損，未必能直接指出是哪一支燃料棒。需要定位時，再利用停機後的燃料檢測程序逐步查找。

判斷是否停機的關鍵，則不是「燃料是否破損」這個單一事實，而是破損程度及其後果是否仍在核准的運轉限值內。若已超出運轉技術規範限值，或安全狀況惡化，就必須依規定採取降載或停機措施。

（一）燃料棒破損的監測機制

1. 冷卻水裂變產物活度監測

定期取樣或以線上儀器分析主冷卻水中的放射性核種。燃料包殼完整時，裂變產物大多留在燃料內；包殼破損後，惰性氣體、碘等核種可能進入冷卻水，使其活度升高。

其中，碘同位素活度可用來觀察裂變產物由燃料逸入冷卻水的情形；分析不同核種的活度與變化趨勢，還可協助評估破損程度。

2. 氣體處理系統放射性監測

監測反應器排氣或廢氣處理系統中的放射性惰性氣體活度。燃料破損所釋出的氙、氪等氣體，可能在氣體系統中被偵測到。此法對放射性惰性氣體釋出具有指示作用，常與冷卻水分析互相佐證。

3. 冷卻水與排氣的線上輻射監測

廠內可設置輻射監測儀，連續追蹤冷卻水、取樣管線或排氣管線的輻射訊號。線上監測有助於及早發現活度變化；核種種類及濃度等詳細資訊，則可再透過取樣與實驗室分析確認。

4. 停機後的燃料定位檢測

運轉中監測通常只能確認裂變產物釋出異常，未必能精確定位個別破損燃料棒。

核心觀念

本題分成兩部分：第一部分考核反應爐內氚的生成機制；第二部分考核政府面對跨境海洋輻射議題時，如何建立監測、評估與資訊公開機制。

氚（$^3\mathrm{H}$）是氫的放射性同位素，主要以氚水（HTO）形式存在於水中。它會發射低能量 β 射線，半衰期約 12.3 年。福島事故後，氚會隨冷卻水與地下水進入廢水；ALPS 無法有效分離氚水與一般水分子，因此需要透過稀釋、監測及分批排放等方式管理。

解題方法

第一小題可從「核分裂產物」與「中子照射周遭物質」兩個方向整理氚的來源，並列出各自的核反應。第二小題則以風險管制流程作答：掌握排放源資料、建立排放前背景值、持續監測環境與食品、評估擴散與劑量，並公開監測結果。

(一) 氚的三種主要生成途徑

1. 核燃料的三元核分裂

鈾或鈽原子核發生核分裂時，主要產生兩個裂變碎片及數個中子；少部分核分裂會伴隨產生第三個輕粒子，其中可包含氚核（$^3\mathrm{H}$）。此過程稱為三元核分裂（ternary fission）。

可概念性表示為：

$^{235}\mathrm{U}+n \rightarrow \text{裂變碎片}+2n+{}^3\mathrm{H}$

實際裂變碎片與粒子數會因反應途徑而異。生成的氚可滯留於燃料或進入冷卻水。

2. 硼核種的中子反應

反應爐中可能含有硼，例如控制材料或含硼水中的硼核種。硼-10吸收中子後，可經反應生成氚：

$^{10}\mathrm{B}+n \rightarrow {}^3\mathrm{H}+{}^4\mathrm{He}$

生成的氚進入冷卻水後，會以氚水等形式存在於廢水中。

3. 氘的中子活化

水中含有少量氘（$^2\mathrm{H}$）。氘核捕獲中子後，可生成氚並放出伽馬光子：

$^{2}\mathrm{H}+n \rightarrow {}^3\mathrm{H}+\gamma$

反應爐運轉時，中子照射冷卻水中的氘，便會持續產生少量氚。

(二) 我國可採取的作為

以命題當年（民國 110 年）法規與機關架構為準。 當時輻射安全管制機關為行政院原子能委員會；現行機關名稱已改為核能安全委員會。

1. 建立排放前背景值

核心觀念

本題考查輕水式反應器的一次側水化學控制，重點是區分沸水式反應器（BWR）與壓水式反應器（PWR）的水質處理方式，並說明 PWR 如何在高導電度環境中抑制腐蝕。

導電度是水傳導電流能力的量度，主要受水中溶解離子濃度影響。水中離子愈多，導電度通常愈高。兩種反應器的主冷卻水都是水，但一次側化學添加物不同，因此導電度有明顯差異。

解題方法

先比較 BWR 與 PWR 的主冷卻水化學控制，再依序說明 PWR 常用的腐蝕控制策略：控制水化學、降低腐蝕性雜質、管理材料與表面狀態，以及監測腐蝕產物。

（一）兩種反應器主冷卻水導電度差異的原因

沸水式反應器（BWR）

BWR 的爐心冷卻水在反應器內沸騰，蒸汽直接進入汽輪機。其正常運轉時，爐水通常採高純度水質控制，避免溶解鹽類與雜質在爐心濃縮或沉積，並降低對燃料與結構材料的腐蝕。因此，BWR 主冷卻水的離子含量低，導電度也低。

壓水式反應器（PWR）

PWR 的一次側水在高壓下維持液態，熱量經蒸汽產生器傳至二次側。為控制水的酸鹼性與材料腐蝕，PWR 一次側會添加硼酸作為可溶性中子吸收劑，並以氫氧化鋰（一般為 $^7$LiOH）調整 pH。硼酸與鋰化合物解離後形成離子，增加水中離子濃度，因此一次側水的導電度高於 BWR。

差異總結

兩者差異的核心不是冷卻劑不同，而是水化學用途與添加物不同：BWR 正常運轉時以高純度、低離子水為主；PWR 一次側則須使用硼酸控制反應度，並以鋰控制 pH，故導電度較高。

（二）PWR 一次側常用的腐蝕防制方法

PWR 一次側採用的腐蝕防制，是在維持反應度控制與適當水化學的同時，降低材料腐蝕及腐蝕產物遷移。

1. 控制 pH 與鋰濃度 以氫氧化鋰調節一次側水的 pH，使其處於有利於降低材料腐蝕及控制腐蝕產物溶解度的範圍。鋰濃度須配合硼酸濃度及運轉階段控制，避免過高或過低造成材料腐蝕與燃料表面沉積問題。