臺灣博碩士論文加值系統

本研究針對核二廠用過核燃料乾式貯存設施進行核臨界安全驗證分析，以確認貯存系統維持在次核臨界狀態，防止含有可分裂材料貯存系統達到核臨界而得以持續性進行核分裂鏈鎖反應。
本研究採用蒙地卡羅粒子遷移計算程式，作為核臨界安全分析和燃耗信用分析之計算程式。主要項目及內容包括：事故情況下傳送護箱的核臨界分析、事故情況下混凝土護箱的核臨界分析、實驗驗證評估、考慮燃料的燃耗效應乾貯系統的核臨界分析，中子吸收板的吸收中子效應。
臨界安全分析使用蒙地卡羅遷移計算程式搭配ENDF-6和ENDF-7中子截面庫進行分析。本研究在貯存護箱核臨界分析部份，程式經過靈敏度分析後，使用ENDF-7截面庫會比使用ENDF-6截面庫的Keff計算結果高出4-5mk。最後經過幾何修正的傳送護箱及混凝土護箱兩者在最嚴重事故下核臨界分析之Keff值比NAC計算值約高2-3 mk。
針對核臨界實驗部份，本研究參考PNL及B&;W提供之標準核臨界實驗進行驗證計算，挑選最適合核二廠之核臨界實驗，取得模擬程式計算偏差值。本研究之核臨界實驗模擬值相對NAC計算值提高約4mk，而本研究以最嚴重情況核臨界實驗計算之USL值相對於NAC計算之USL值提高2 mk。使得本研究計算之Keff+2σ值與本研究之USL餘裕約15-16mk，與NAC公司計算之餘裕相當。
考慮燃料的燃耗效應，在燃料燃耗計算時爐心水空泡比為40%，燃料燃耗為30和40 GWD/MTU，傳送護箱和混凝土護箱在最嚴重事故下Keff值下降使USL安全餘裕增加至200~240mk。假設核二乾貯系統中沒有中子吸收板，考慮燃料燃耗，傳送護箱和混凝土護箱在最嚴重事故下Keff值上升約190 ~200mk，略低於安全臨界限值，可以滿足法規要求。
本研究結果顯示，核二乾式貯存系統於最嚴重事故情形下能夠維持在次核臨界狀態，滿足法規要求。

摘要 i
致謝 ii
目錄 iii
表目錄 vi
圖目錄 viii
第一章 前言 1
第二章 分析模式 2
2.1 核二廠用過核燃料乾式貯存設施 2
2.2 計算程式 3
2.3 計算資料來源 6
2.4 分析準則與項目 10
2.5 材料密度與組成 10
2.6 爐心水密度 14
第三章 計算方法與結果 15
3.1 NAC計算報告書分析模式驗證計算 15
3.2 計算程式靈敏度分析 17
3.3 傳送護箱之核臨界驗證分析 21
3.4 混凝土護箱之核臨界驗證分析 30
3.5 實驗驗證評估 33
3.6 事故情況下核二乾貯護箱核臨界分析結果 41
3.7 燃耗對乾式貯存核臨界分析的影響 42
3.8 中子吸收板對核二乾式貯存系統核臨界值的影響 53
第四章 結論 57
參考文獻 59
附錄A燃耗計算輸入檔解說 A-1
A-1燃耗計算程式如何進行計算 A-1
A-2選擇擬要觀察的核種 A-1
附錄B 中子吸收板內B-10核種的減少比例 B-1

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