利用MAAP4.0.4程式評估龍門電廠嚴重事故下圍阻體物理現象及抑緩措施功能

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研究生：	陳建智 Chien-Chih Chen
論文名稱：	利用MAAP4.0.4程式評估龍門電廠嚴重事故下圍阻體物理現象及抑緩措施功能
指導教授：	李敏博士 Dr. Min Lee
口試委員:
學位類別：	碩士 Master
系所名稱：	原子科學院 - 工程與系統科學系 Department of Engineering and System Science
論文出版年：	2001
畢業學年度：	89
語文別：	中文
中文關鍵詞：	MAAP 、龍門電廠、嚴重事故、圍阻體
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在原子能的眾多和平用途之中，核能發電可說是與我們的生活有著最密切關係、卻也最具爭議性的一種利用方式。長期以來，核能發電之安全性始終是反核及擁核人士爭論之焦點。儘管採行西方設計的商用核能反應器不可能發生類似蘇聯車諾比災變的意外事故，然而類似三哩島事故的爐心熔毀情況，仍然有發生的機會。因此，針對此等嚴重事故發生時，爐心及圍阻體內所發生的現象進行瞭解，有其絕對的必要性。
由於核能電廠本身之系統十分龐雜，嚴重事故發生時之各種物理、化學現象亦不單純，因此若欲對嚴重事故下電廠反應進行深入之分析、瞭解，勢必需要藉助適當之電腦模擬程式。本論文之目的，即希望利用於西方核能工業界已有多年使用實績之MAAP程式，對龍門電廠所選用之進步型沸水式反應器進行模擬，以瞭解該等設計在嚴重事故下之反應，以及相關抑緩措施是否確能發揮預期之功效。

同時由於進步型沸水式反應器製造廠商奇異公司於龍門電廠之初期安全分析報告中所使用之模擬程式為經改寫之MAAP 3.0B-ABWR版本，該版本與目前MAAP最新之4.0.4版之間差異，是否會對模擬結果產生重大影響，亦是本論文之研究重點。同時本論文之研究成果，亦可提升對於進步型沸水式反應器嚴重事故現象之瞭解，以作為未來台電公司審查龍門電廠終期安全分析報告中相關章節時之參考。

論文摘要 …………………………………………………………… Ⅰ
目錄 ………………………………………………………………… Ⅱ

表目錄 ……………………………………………………………… Ⅳ

圖目錄 ……………………………………………………………… Ⅴ

第一章 緒論 …………………………………………………… 1-1

1 研究動機 …………………………………………………        1-1

2 核電廠嚴重事故現象介紹 ………………………………        1-2

2.1 冷卻水系統的反應 …………………………………        1-3

2.2 圍阻體的反應 ………………………………………        1-5

2.3 分裂產物的外釋 ……………………………………        1-6

3 龍門電廠簡介 ……………………………………………        1-6

4 MAAP程式介紹 ……………………………………………        1-8

4.1 概述 …………………………………………………        1-8

4.2 MAAP程式輸入與輸出 ………………………………        1-10

5 輸入檔案準備 ……………………………………………        1-13

第二章 穩態(Steady State)運轉模擬 ……………………… 2-1

1 前言 ………………………………………………………        2-1

2 輸入檔案設定 ……………………………………………        2-1

3 模擬結果 …………………………………………………        2-2

4 結果分析 …………………………………………………        2-3

第三章 SBRC事故序列模擬 …………………………………… 3-1

1 前言 ………………………………………………………        3-1

2 輸入檔案設定 ……………………………………………        3-1

3 模擬結果 …………………………………………………        3-2

4 結果分析 …………………………………………………        3-4

第四章 LBLC事故序列模擬 …………………………………… 4-1

1 前言 ………………………………………………………        4-1

2 輸入檔案設定 ……………………………………………        4-2

3 模擬結果 …………………………………………………        4-2

4 結果分析 …………………………………………………        4-4

第五章 LCHP事故序列模擬 …………………………………… 5-1

1 前言 ………………………………………………………        5-1

2 輸入檔案設定 ……………………………………………        5-2

3 模擬結果 …………………………………………………        5-3

4 結果分析 …………………………………………………        5-4

第六章 LCLP事故序列模擬 …………………………………… 6-1

1 前言 ………………………………………………………        6-1

2 輸入檔案設定 ……………………………………………        6-2

3 模擬結果 …………………………………………………        6-2

4 結果分析 …………………………………………………        6-3

第七章 結論與未來展望 ……………………………………… 7-1

1 與初期安全分析報告間之重大差異 ……………………        7-1

2 放射性分裂產物分佈情形 ………………………………        7-4

3 被動淹覆器與圍阻體過壓保護系統對事故序列之影響         7-9

4 反應器壓力槽失效模式 …………………………………        7-12

5 自動洩壓系統對高壓事故序列之影響 …………………        7-15

6 各事故序列中之氫氣產生量 ……………………………        7-16

7 未來工作建議 ……………………………………………        7-17

第八章 參考文獻 ……………………………………………… 8-1

1.Fauske & Associates, Inc., Data of 1999 MAAP4 Training Course in Taiwan
2.國立清華大學工程與系統科學系李敏，核二廠MAAP4輸入模式參數計算書
3.國立清華大學工程與系統科學系李敏，核三廠MAAP4輸入模式參數計算書
4.Fauske & Associates, Inc., MAAP4 Computer Code Manual, May 1994
5.General Electric Co., ABWR Parameter File for MAAP 3.0B-ABWR
6.General Electric Co., PSAR of TAIPOWER Lungmen Nuclear Power Station Unit 1ž
7.國立清華大學工程與系統科學系李敏等，核電廠安全度評估方法之理論與應用，中華民國85年6月
8.美國奇異公司核能部范治九，進步型沸水式反應器核電廠簡介，1996年7月
9.國立清華大學核子工程研究所陳新儒，國聖電廠暫態未急停及小破口事故MAAP程式之分析，1987
10.國立清華大學核子工程研究所辛潤，利用MAAP 3.0程式以大破口事故分析氫氣產生及燃燒現象，1989
11.國立清華大學核子工程研究所吳景輝，核三廠飼水全失暫態沖洩操作之MAAP 3.0B 程式分析，1991
12.國立清華大學工程與系統科學系歐陽敏盛，核能發電工程學，1997

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