本文的研究為根據基本熱流理論，建立沸水式核子反應器（Boiling Wa-
ter Reactor， BWR）反應爐（Reactor Pressure Vessel， RPV） 及圍
阻體（Containment）的數學模式，以模擬其壓力，溫度和水位等的暫態
反應。 反應爐之熱流數學模式乃將反應爐壓力容器分為蒸氣區及液態水
區兩部份，採均質模式（homogeneous model），在核心遮蔽時和暴露時
分別得到六個及九個一階常微分方程式，用以計算反應爐內重要參數，並
利用Moody及Henry-Fauske 臨界流模式，計算在發生事故時，自反應爐排
放至圍阻體乾井的蒸氣及水的洩漏流率，以做為圍阻體的輸入值。至於圍
阻體的熱流模式分析，則採用馬克三式（Mark Ⅲ）圍阻體幾何形狀，將
其分為乾井氣室 、乾井池、乾井環池、濕井氣室、抑壓池、頂部池等六
個主要區域。根據質量及能量守恆， 可得到十四個一階常微分方程式。
另外在急速暫態情形下， 以動量方程式來模擬乾井與濕井間的通洩現象
。將區域邊界所得之熱、質流率代入上述十四個常微分方程式，以
Runge- Kutta 數值法， 計算每一區域內質量和溫度的變化。以狀態方程
式求出其壓力值。本文模擬的事故包括（１）反應爐隔絕事件（reactor
isolation event）（２）主蒸氣管破口、再循環管路破口而發生洩漏之
失水事件（ loss- of - coolant accident， LOCA ）。目前模擬出的
結果， 在反應爐隔絕事件中和奇異公司SAFE程式所計算的結果比較，在
圍阻體的事故和台電核二廠之最終安全評估分析報告（Final Safety
Analysis Report， FSAR）作比較， 均甚為吻合（誤差在5﹪以內）。
因此目前本文所發展出的計算方法已能合理地模擬台電核能二廠在發生失
水事故時，一些重要參數的變化。
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