除役Q&A
核能電廠除役後必須限期拆除:
台電公司各核能電廠之運轉或除役工作,均遵循政府能源政策之規劃及相關法令之規定。根據「核子反應器設施管制法施行細則」規定:核能電廠除役須於取得主管機關核發之許可後25年內完成。故目前係以核能電廠運轉執照期限為依據,著手進行除役的調查研究與作業規劃。
各核能電廠運轉執照期限及預訂除役時程如下:
除役經費之來源為核後端基金:
台電公司報奉行政院核定自76年度開始逐年按核能發電量提列後端基金,依據目前後端營運總費用估算結果,執行核一、二、三廠全部核後端業務(含核能電廠除役),其總費用以97年幣值計算,約需3,353億元,其中約675億元為現有營運中3座核能電廠未來除役拆廠費用(不含拆廠廢棄物最終處置及相關回饋金),以核能電廠除役工作項目所需之費用,分別與美國Zion電廠、OECD公布之平均除役費用資料進行比較,金額相仿,我國之估算應屬合理。
台電公司於94年起即開始進行除役前之先期調查研究及作業規劃,包含:
(1) 除役組織與人員規劃。
(2) 核一廠全廠區廠址現況及歷史資料初期蒐集與分析。
(3) 核一廠全廠區廠址現況特性調查初步規劃與驗證試作。
(4) 核一廠反應爐壓力容器及大型組件現況特性初期調查研究、運輸與處置方式(整件或分件)之評估。
繼續藉參與國際上研討會、組織、交流活動與蒐集期刊文獻,汲取國外核能電廠除役相關資訊。
104.11.25台電公司依規定將「核一廠除役計畫」提送原子能委員會放射性物料管理局進行審查,106.6.28審查通過。
核一廠2部機除役預估費用約新台幣182億元(97年幣值),與美國正在除役中核電廠的除役費用相當,亦與經濟合作暨發展組織之相關報告資料一致。
核二廠運轉執照期限:
(1) 台電公司將採取立即拆除之方式進行,並於取得主管機關核發之除役許可後25年內完成除役。除役規劃期程主要分成四個階段,包括:除役過渡階段8年、除役拆廠階段12年、廠址最終狀態偵測階段3年及廠址復原階段2年,合計共25年。
(2) 核二廠除役拆廠之規劃為:先從汽機廠房的系統設備開始進行拆解與拆除,再先後進行輔助廠房及反應器廠房、燃料廠房、廢料廠房與控制廠房等廠房設備拆解作業。
(3) 核二廠未來完成除役後,廠址之輻射劑量將符合非限制性使用之標準,除保留區(含放射性廢棄物貯存設施)外,其餘土地現階段係朝電力事業用途來做規劃,將俟適當時間配合未來政府政策、公司經營,以及考量地方發展等,進行更深入之規劃。
依據「核子反應器設施管制法」第23條規定,核電廠於預定永久停止運轉前3年提出除役計畫,經行政院原子能委員會審查同意核發除役許可後,於25年內完成作業。
在取得除役許可前,台電公司需依據「核子反應器設施除役許可申請審核辦法」,填具申請書,並檢附除役計畫及財務保證說明送原能會審查,書件齊備後,原能會應於1年內作成審查結論,且台電公司應於原能會作成審查結論前,檢送環保署認可之環境影響評估相關資料,故停機前之計畫審查作業約需3年。
除役完成後,依據「核子反應器設施管制法」第28條規定,核子反應器設施除役計畫執行完成後六個月內,台電公司應檢附除役後之廠址環境輻射偵測報告,報請原能會審查。另依「環境影響評估法」相關規定,核電廠除役亦應進行環境影響評估。
第一階段「過渡階段」:
主要是待核燃料的輻射與熱能消退5至10年後,再進行下一階段的拆除工作,如此可降低除役工作人員所受之輻射曝露及劑量,確保輻射安全。依據核一廠除役計畫,規劃過渡階段約為8年,其主要之作業為停機作業、除役系統與設備水電氣源切斷與隔離作業、停機後現場輻射特性調查作業、系統除污及洩水、拆除工程規劃、興建用過核子燃料乾貯設施及除役所需之新建設施等。
第二階段「拆廠階段」:
主要是開始移出核燃料並拆除廠內相關設備與建物,依照國際經驗,一般費時約10至15年。依據核一廠除役計畫,規劃拆廠階段約為12年,其主要之作業為將用過核子燃料移至乾式貯存設施、汽機廠房大型組件拆除、反應器壓力槽及其內部組件拆除、反應器冷卻系統管路拆除、用過核子燃料池拆除、一次圍阻體拆除、其他輻射污染系統及設備的拆除、反應器廠房除污等。
第三階段為「最終偵測階段」:
主要為待機組拆除後,進行廠址環境的最終輻射偵測,確認土壤是否需要進行整治復原。依據核一廠除役計畫,台電公司規劃最終偵測階段約為3年,且除役後之廠址輻射劑量將以符合非限制性使用標準為目標進行除役。依據「核子反應器設施管制法」及其施行細則之規定,非限制性使用者對一般人造成之年有效等效劑量不得超過0.25 毫西弗(mSv)之限值。相較於台灣每年天然背景輻射劑量約1.6毫西弗(mSv)而言,非限制性使用的輻射劑量目標值可確保除役後廠址的輻射安全。在此階段,除進行廠址最終狀態偵測外,亦有其他作業目標如聯合結構廠房、汽機廠房、廢氣廠房、修配大樓、新修配大樓等建物拆除。
最後階段為「復原階段」:
台電公司規劃約需2年,其主要作業目標為進行土地復原與景觀工作,即執行覆土作業,以達地面之平整及景觀美化之效。
核一廠除役後之廠房及土地再利用可分為保留區及拆除範圍兩部分。除保留區外,模擬操作中心區域則規劃改建成小型紀念公園,其餘區域則屬拆除範圍,未來將朝電力事業用途進行規劃。
保留區內主要的設施包括:
(1) 345 kV開關場、69 kV開關場、茂林二次變電所。
(2) 一號與二號低放射性廢棄物貯存庫、第一期用過核子燃料乾式貯存設施,未來規劃新增設施計有低放射性廢棄物貯存庫、第二期用過核子燃料乾式貯存設施、用過核子燃料再取出設施等。
依據「核子反應器設施管制法」,核能電廠應於預定永久停止運轉前3年,提出除役計畫,經原能會審核發給除役許可後,於25年內完成除役作業。核一廠一號機之運轉期限為107年底,因此台電公司應於104年底前提出除役計畫。
依環境影響評估相關法令之規定,核能電廠除役亦應進行環境影響評估。由於除役作業涉及核廢料處理、貯存等設施之興建規劃,台電公司應於環評時併案考量,儘早規劃。
我國目前有三座運轉中之核能電廠,分別為核一、核二及核三廠,每廠各有二部機組,其設備裝置容量及停止運轉年限(依核能電廠正常之運轉壽命四十年估算)如下表:
核電廠運轉執照有效期限表
依核子反應器設施除役許可申請審核辦法之規定,除役計畫應載明下列事項:
1.設施概述、運轉歷史、曾發生之重大事件及其影響。
2.設施系統、設備、組件與材料之放射性活度調查方法及初步評估結果。
3.除役目標、時程、使用之設備、方法及安全作業程序。
4.除役期間仍須運轉之系統、設備、組件及其運轉方式。
5.除役期間預期之意外事件之安全分析。
6.除污方式及除役期間放射性廢氣、廢液處理。
7.除役放射性廢棄物之類別、特性、數量、減量措施與其處理、運送、貯存及最終處置規劃。
8.輻射劑量評估及輻射防護措施。
9.環境輻射監測。
10組織及人員訓練。
11.核子保防物料及其相關設備之管理。
12.廠房及土地再利用規劃。
13.品質保證方案。
14.保安措施。
15.意外事件應變方案。
16.其他經主管機關公告之事項。
台電公司應依上述要項撰提除役計畫送原能會審核。
核能電廠除役期間之管制將準用運轉期間之規定,原能會得隨時派員檢查,並要求經營者檢送有關資料,經營者不得規避、妨礙或拒絕。
對於不合規定或有危害公眾健康與安全或環境生態之虞者,原能會應令其限期改善或採行其他必要措施;其情節重大、未於期限內改善或採行必要措施者,得命其停止現場作業或處以行政刑罰。
除役是核能電廠生命最後的一個步驟,主要目的是要讓廠址永久安全及恢復廠址土地資源之再利用。
核能電廠於永久停止運轉後,首先須將用過核子燃料先行移至用過核子燃料池或乾式貯存設施內貯存,再進行核能電廠之放射性存量評估,確認污染的地方、方式及活度後,執行污染去除,接著進行設施及建物拆除,最後將廠址復原後釋出,整體流程如下圖:
廠址內放射性物質特性鑑定是除役計畫重要準備工作,尤其是放射性累積存量評估,放射性累積存量數據及輻射分布圖是除役方式決定、解體順序確定、解體時輻射曝露劑量預估、解體廢棄物處理處置方法決定、除役費用掌握等之主要基本數據。
精確之污染評估可有效的規劃需清除區域,減少處置費用。不正確特性鑑定會導致污染量高估,而花費昂貴費用於不必要處理之物質,反之,亦可能低估污染導致殘留放射性。
根據台電公司核能後端營運總費用估算及每度核能發電分攤率計算報告,核一廠每部機組之除役費用為新台幣79億1500萬元,核二廠每部機組之除役費用為新台幣105億2300萬元,核三廠每部機組之除役費用為新台幣108億9600萬元,6部機組總計新台幣586億6800萬元。
另因應工程的不確定性,加計提列準備金15%後,核一廠二部機組之除役費用為新台幣182億元,核二廠二部機組之除役費用為新台幣242億元、核三廠二部機組之除役費用為新台幣251億元,6部機組總計新台幣675億(97年幣值,不含拆廠廢棄物最終處置及相關回饋金)。
經濟部於106年1月26日經授營字第10620352040號函同意,變更現行核能後端營運費用提撥方式,由現行依每度核電分攤率,改採於2025年前每年平均分攤固定金額提撥,為確保所提列的後端營運費用足以支應相關工作,每五年或在技術發展、法規及核能發電規模等因素有重大變動時,將重新估計算後端營運總費用,提供適時的檢視評估及調整所需經費,以充實核能發電後端營運基金之財務基礎,足可確保本計畫執行期間所需之各項費用財務無慮。至109年2月底止,核能後端營運基金已累積約3,480.64億元,核能電廠除役所需費用,已依規定提列,不會有經費上的問題。
核能電廠除役後之廠址,其輻射劑量應符合下列標準:
1.限制性使用者,其對一般人造成之年有效等效劑量不得超過一毫西弗。
2.非限制性使用者,其對一般人造成之年有效等效劑量不得超過0.25毫西弗。我國標準與美國相同。
依據國際原子能總署(IAEA)統計資料,截至2018年12月止,全球有172部核能機組永久停止運轉,分布於20個國家,其中美國35部;英國30部;德國29部;日本21部;法國12部;加拿大6部;俄羅斯7部;瑞典5部;義大利、保加利亞與烏克蘭等國各4部;斯洛伐克與西班牙等國各3部;立陶宛2部;亞美尼亞、比利時、哈薩克、荷蘭與瑞士等國各1部。
永久停止運轉原因中,意外或嚴重事故占12部、政治決定占37部、其餘為已達原設定目標或繼續運轉不符經濟效益。另依據全球核能協會(WNA)統計資料,截至2016年底,全球有17部商用核能機組完成除役,其中美國13部、德國3部及日本1部。
World Nuclear Association:Decommissioning Nuclear Facilities(Updated March 2020)
- 國內「游離輻射防護法」之「輻射源豁免管制標準」對應至IAEA “Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, General Safety Requirements Part 3.”,係為該標準之表1,僅適用於1公噸以下之小量輻射源,而除役廢棄物之重量經評估多為1公噸以上,而須適用更嚴格之核種活度濃度限值,故規劃上不採用國內「游離輻射防護法」之「輻射源豁免管制標準」。
- 國內「放射性物料管理法」之「一定活度或比活度以下放射性廢棄物管理辦法」,雖同時涵蓋1公噸以下與1公噸以上廢棄物之核種活度濃度限值,但僅適用於裝桶列帳之放射性廢棄物,並不適用於拆除下來尚未裝桶列帳之廢棄物,故規劃上亦不採用國內「放射性物料管理法」之「一定活度或比活度以下放射性廢棄物管理辦法」。
- 綜合上述考量,且因IAEA “Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, General Safety Requirements Part 3.”之表2所訂核種活度濃度,係適用於大量固體物質之豁免或解除管制,適合本方案之除役廢棄物,故直接引用該項國際標準,並推導訂定本方案之廢棄物離廠標準。
- 「核一廠汽機廠房主發電機相關設備離廠偵檢作業方案」引用國際原子能總署(IAEA)發行之”Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, General Safety Requirements Part 3.”之表2所訂大量固體物質之人工放射性核種活度濃度限值核種活度濃度,並依各量測方法推導對應之離廠標準,其劑量基準符合國際上對於豁免/解除管制之要求,即對民眾與環境造成輻射影響低於每年個人輻射劑量10微西弗;依據該項IAEA文件,當量測結果低於該標準時,表示廢棄物之放射性含量或濃度已低於法規須關切的基準,即可判定不屬於原子能相關法令規定之放射性廢棄物。
- 核能電廠除役拆除作業產生之廢棄物並不一定具有放射性或受放射性物質污染,廢棄物經實施適當輻射量測,符合本公司引用前述IAEA文件標準所推導訂定之離廠標準者,即屬於環境法規(廢棄物清理法)之「一般事業廢棄物」,得離廠回收再利用、再使用、掩埋或焚化。
- 為妥善規劃拆除程序、廢棄物分流管理及後續之離廠量測,本方案參考美國多部會物質與設備輻射量測與評估手冊(Multi-Agency Radiation Survey and Assessment of Materials and Equipment Manual, MARSAME)之建議,於物質與設備在拆除前,實施「初始評估」程序,預先對物質與設備之輻射狀況進行研判,並作為後續拆除、分流、量測規劃之準據。
- 初始評估的目的是將欲拆除的物質與設備依其輻射狀況,區分為「受輻射影響」與「非受輻射影響」兩類,俾妥善規劃拆除後廢棄物之分流管理與量測作業,並降低發生交叉污染的機率。
- 初始評估應檢視現有資訊,包含:
- 目視檢查:利用實地檢查建物、結構物、設備或管路之物理性質,例如:尺寸、形狀、類別、外觀、狀態,以評估受輻射影響之可能性及位置。
- 歷史紀錄檢視:檢視建物、結構物、設備或管路相關紀錄(例如:過往運轉維護紀錄、過往偵檢紀錄、除役計畫或輻射特性調查結果),評估受輻射影響之可能性、程度及分布/位置。
- 流程知識評估:檢視建物、結構物、設備或管路之設計、用途或使用紀錄,是否與放射性物質直接接觸或被活化的可能性,評估受輻射影響之可能性、受輻射影響程度及分布/位置。
- 前哨量測:當上述資料無法有效判定受輻射影響與否時,可透過實施前哨量測,評估建物、結構物、物質或管路是否有受輻射影響之可能性。前哨量測結果不得為判定未受輻射影響之唯一證據。
1. 參照美國多部會物質與設備輻射量測與評估手冊(Multi-Agency Radiation Survey and Assessment of Materials and Equipment Manual, MARSAME),「受輻射影響」與「非受輻射影響」之定義如下:
(1) 未受輻射影響:係指物質與設備無合理潛在含有放射性核種濃度或放射性高於背景值者;
(2) 受輻射影響:不被分類為未受輻射影響之物質與設備。
2. 依照上面定義,「非受輻射影響」是代表廢棄物「無受放射性污染之合理可能性」,而「受輻射影響」是代表廢棄物「無法排除受到放射性污染之可能性」,此分類係與後續量測方法選定與檢測比例有關,至於是否可以離廠則係依據離廠前之輻射量測結果是否符合本方案之離廠標準,而不是初始評估判定為「受輻射影響」之廢棄物就不能離廠。
1. 依美國多部會物質與設備輻射量測與評估手冊(Multi-Agency Radiation Survey and Assessment of Materials and Equipment Manual, MARSAME),「受輻射影響」之物質與設備應再依受輻射影響程度由高至低分級為Class 1、Class 2及Class 3,並依此分級投入對應不同之偵檢資源,以達成有效率且具信心之量測。例如美國Zion核能電廠,依不同分級訂有其不同量測比例:Class 3量測比例為10%,Class 2量測比例為至少25%,Class 1量測比例為100%。
2. 受輻射影響廢棄物依初始評估之分級方式如下:
(1) Class 1:經評估放射性核種濃度或污染程度可能高於本方案離廠標準。
(2) Class 2:經評估放射性核種濃度或污染程度可能符合本方案離廠標準。
(3) Class 3:經評估放射性核種濃度或污染程度極輕微或不高於背景值,但無充分證據顯示未受輻射影響者。
3. 經評估,本方案偵檢標的物經簡單除污,去除潛在低微污染後,輻射狀況應可符合背景值,因此依據MARSAME之分級原則,判定為3級。
1. 對於小型廢棄物,或經切割後可置入箱型活度偵檢器者,可將廢棄物置入箱型活度偵檢器量測一定時間,並依相關量測參數(偵檢器效率、量測時間、背景等)及廢棄物本身質量計算總加馬放射性比活度(不分核種),以判定是否符合離廠標準。
2. 當量測結果受廢棄物所含天然背景輻射干擾,無法有效辨別是否符合離廠標準時,可透過具加馬能譜分析能力之儀器,分析廢棄物所含核種,俾排除天然背景輻射之影響,以評估廢棄物是否符合離廠標準。
1. 依統計取樣方法進行量測布點,布點位置應盡可能散布於廢棄物各表面,以增加發現潛在表面污染之機會。
2. 量測時以手持式儀器貼近量測點,靜置量測一定時間,並依相關量測參數(偵檢器效率、量測時間、背景等)及偵檢器面積計算廢棄物表面污染程度。各量測點之表面污染量測結果,均應符合離廠標準,始得判定廢棄物可離廠。
3. 當量測結果受廢棄物所含天然背景輻射干擾,無法有效辨別是否符合離廠標準時,可透過具加馬能譜分析能力之儀器,分析廢棄物所含核種,俾排除天然背景輻射之影響,以評估廢棄物是否符合離廠標準。
1. 本方案適用之廢棄物雖位於輻射管制區內,但未與放射性廢氣、廢水長時間接觸,惟可能因污染微粒沈降或沾附,而有輕微表面污染,此類廢棄物易於除污,透過擦拭清理的方式,即可恢復清潔,故亦適合以擦拭取樣方式,鑑別廢棄物表面是否有放射性污染。
2. 如同手持式表面污染量測,表面拭跡偵測係採統計取樣方法進行擦拭取樣布點,每依點擦拭面積至少100cm2,布點位置應盡可能散布於廢棄物各表面,以增加發現潛在表面污染之機會。
3. 以低背景計測系統量測擦拭樣品,依相關量測參數(偵檢器效率、量測時間、背景等)計算廢棄物表面非固著性污染程度。各量測點之表面污染量測結果,均應符合離廠標準,始得判定廢棄物可離廠。
1. 雖然理論上所有的廢棄物均可採原位加馬能譜分析量測,惟實務上受限於廢棄物的尺寸、特性與量測時間的考量,所有的廢棄物均採用加馬能譜分析並非最佳化的量測策略,尤其加馬能譜分析方法通常需要相當長時間的度量,如此可能影響拆除作業與量測作業之效率。
2. 考量本案適用之廢棄物經評估僅可能有輕微潛在表面污染,此類廢棄物透過箱型偵檢器量測、手持式儀器量測及污染拭跡偵測等方式,即可快速量測輻射污染狀況,並以IAEA國際標準中單一核種活度濃度限值最嚴格者(Co-60)為基準,推導出更保守之總比活度或總表面污染限值作為本方案之離廠標準,實務上已可兼顧量測效率與判定之保守性。
3. 綜合上述考量,本方案依廢棄物之物理、輻射特性,選用最適當的量測方法,而加馬能譜分析量測則規劃用於離廠輔助判定,即當廢棄物本身含有天然背景輻射,導致總比活度或總表面污染量測受到干擾時,則實施加馬能譜分析,排除天然背景輻射之影響,以評估廢棄物是否符合離廠標準。