Abstract
核電廠採用的抗腐蝕不□鋼，理論上應至少具有四十年的使用年限，不會因發生腐蝕而影響運轉安全。但1974年起，沸水式反應器（Boiling Water Reactor, BWR）壓力槽內部組件發生應力腐蝕龜裂（Stress Corrosion Cracking, SCC）的劣化問題日益嚴重，最常發生的劣化案例為不□鋼組件的沿晶應力腐蝕龜裂（Intergranular Stress Corrosion Cracking, IGSCC），及輻射促進應力腐蝕龜裂（Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC）。為了解決服役中電廠壓力槽內部不易更換組件的腐蝕現象，多年以來，全世界已有超過四十座以上的BWR電廠採用了加氫水化學 (Hydrogen Water Chemistry, HWC) 技術，此一技術乃在飼水中加注氫氣，以抑制爐水溶氧量，降低組件材料的電化學腐蝕電位（Electrochemical Corrosion Potential, ECP），達到防蝕的目的。對於主冷卻水迴路的部分組件HWC確實能達到保護的效果，但HWC會因爐內管線表面氧化物在重組而導致大幅增加管路輻射劑量，因而有增加維護人員輻射劑量的副作用；因此又有催化性被覆（Catalytic Coatings）技術（或稱貴重金屬覆膜技術）的開發，利用貴重金屬可催化氫氣的氧化反應特性，促進HWC的效益，使得在低注氫量下即可達到保護效果，此種技術已經在全世界有超過三十座的核能電廠機組使用中。另外還有一種抑制性被覆（Inhibitive Protective Coatings,IPC）技術的研究。抑制性被覆技術原理與催化性被覆不同之處在其於組件表面形成一阻絕被覆以降低水中氧與過氧化氫的還原反應為目的，進而降低不□鋼組件的腐蝕現象。本論文是透過最新獲得的高溫環境模擬電位極化掃描實驗，取得最新的貴重金屬被覆高溫電化學實驗數據以及本實驗室中有關抑制性被覆的電化學實驗數據，再將數據用以校正ＤＥＭＡＣＥ電腦模擬程式，再進而對台灣電力公司的核一廠與核二廠做模擬預測；由模擬預測結果顯示貴重金屬被覆的確能夠以較低的注氫量達到使腐蝕電位降低的目標。同時程式模擬結果也顯示貴重金屬被覆在過低的注氫量時，因為貴重金屬同時催化爐水中少量的溶氧，而使的ECP反而上升的現象，符合理論預期，顯示模擬程式的精確度。在抑制性被覆方面，模擬結果也顯示，抑制性被覆在未注氫狀態，即因隔絕功用，降低各氧化還原劑的反應速率，而達到降低電化學腐蝕電位與裂縫成長速率的目的。比較貴重金屬被覆，抑制性被覆有不必注氫即可達到保護效果的優點。