本研究是針對台灣電力公司核四廠 – 進步沸水式核能電廠，以RELAP5/MOD3 熱水流分析程式作部分核四廠終期安全分析報告（Final Safety Analysis Report, FSAR）暫態事故分析。
台灣電力公司核四廠，採用兩部美國奇異公司所發展之135萬千瓦之進步型沸水式反應器，本研究建立核四廠RELAP5/MOD3輸入數據，包含了反應爐壓力槽系統（RPV）與電廠平衡系統（BOP）；詳細模擬汽機、熱交換器、再加熱器與水泵等機制，但並未建立中子計算所需之參數。建立之核四廠RELAP5/MOD3輸入數據已可完成穩態計算。
模擬之暫態系參考包含：爐內水泵跳脫，主蒸汽隔離閥關閉。模擬結果與核四廠FSAR報告比對，顯示因為輸入數據中尚未建立控制系統，因此暫態模擬的結果並不如預期。

In this study, a reactor system thermohydraulic system analysis code, RELAP5/MOD3 is used to analyzed selected transients in the Final safety analysis report (FSAR) of Lungmen Nuclear Power Stations (NPS).The plant employs two general electric designed Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) with rated power of 1350MWe.
The Lungmen input deck of RELAP5/MOD3, models reactor pressure vessel (RPV) and banlance of plant (BOP), which includes major components such as turbines, heat ecxhangers , reheaters, and pumps. The input deck has been successfully initialize to a steady state condition.
The internal pump trip and main steam line isolation valves closures transients in FSAR of Lungmen NPS are simulated. The results are compared with the data in FSAR. The comparsion of the simulated results with the results shown in FSAR are not satisfactory due to lack of modeling of the control system in the input deck.

【1】郭上齡等，“核能四廠-進步型沸水式核能電廠全功率棄載暫態”， 大葉大學，1998

【2】徐郁芬等，“核能四廠失水事故之分析研究”，中原大學機械工程學系，1999

【3】陳義雄等，“進步型沸水式反應爐冷卻水流失事故熱流現象之研究”，中原大學機械工程學系，2001

【4】劉璧銘等，“核四廠圍阻體系統大破口失水事故下之熱流分析”， 國立清華大學工程與系統科學系，2001

【5】吳坤隆等，“進步型沸水式反應爐負載棄載及汽機跳脫事件之分析研究”，中原大學機械工程學系，2002

【6】蔡欣昌等，“核能四廠電廠全黑事故及失水事故之分析研究”，中原大學機械工程學系，2004

【7】陳俊翔等，“進步型沸水式反應爐嚴重事故之研究”，中原大學機械工程學系，2006

【8】郭姿梅等，“步型沸水式反應器預期暫態未急停緩抑設施性能分析”，中原大學機械工程學系，2006

【9】”RELAP5/MOD3.3 Code Manual” , Vol.1~Vol.8, NUREG/CR-5535, March 2006

【10】台灣電力公司，“核能四廠”，核能發電訓練教材，2003

【11】自核能研究所核能工程組核四廠計畫資料取得

【12】白寶實等，“核四廠RELAP5 分析模式建立與事故校驗數據提供”，國立清華大學工程與系統科學系，行政院原子能委原會計劃研究報告，2005

【13】”Final Safety Analysis Report Lungmen Nuclear Power Station Units 1&2”, Taiwan Power Company