臺灣博碩士論文加值系統

早期核能發展，因電力需求與能源危機影響，核能發電備受推崇並大量興建。然而1979年美國三哩島事故(Three Mile Island)，1986年蘇聯車諾比爾電廠事故(Chernobyl)，以及 2011年日本福島事故(Fukushima)，對核能工業造成打擊，民眾對核電也逐漸失去信心；而核能業界與研究機構分別對核能相關議題進行深入的研究與實驗，開發了許多核能分析軟體並進行進深的分析，其能提升核能運轉之安全。
　　本論文使用美國能源部所屬聖地亞(Sandia)國家實驗室研發之MELCOR 1.8.5 (Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases)程式、MACCS 2 (MELCOR Accident Consequence. Code System) 程式及美國Fauske & Associates, Inc. (FAI)公司所研發之MAAP 5 (Modular Accident Analysis Program)程式進行龍門電廠事故之模擬。
　　分析之個案為冷卻水流失事故加入緊急操作程序，對消防水作設定，探討事故各階段之發展趨勢與外釋劑量間的關係，並比較兩程式的差異。本論文模擬結果中，MELCOR計算上較為詳細且嚴謹，如反應爐底部先是穿越管失效，後才因熱潛變失效，且在重置與下移現象發生後及反應爐失效後，部分熔渣仍殘留於反應爐內，也較為符合物理現象。
　　兩程式在消防水注入時間與發生之現象上，(1)MAAP於94秒前，MELCOR於100秒前注入，能維持爐心完整性(2) MAAP於4.25分鐘前，MELCOR於14.25分鐘前注入，可防止爐心熔融(3) MAAP於6.25小時前，MELCOR於5.56小時前注入，則能避免反應爐因熱潛變而失效。

In the 1970s, because of the increased demand for the electricity, the nuclear plants were popular and were built extensively. But after the Three Mile Island Accident in the United States in 1979, the Chernobyl Accident in Ukraine in 1986, and Fukushima Accident in Japan in 2011, nuclear power industries have been hard hit by these accidents, and people were beginning to lose faith for the safety of the nuclear power plants. Over the years since the TMI accident, to improve the safety of nuclear plants, the nuclear industry and the research institutions have carried out researches in the safety issues associated with the nuclear plants and have developed a number of nuclear safety analytical codes.
　　This study used the MAAP 5 (Modular Accident Analysis Program) code, developed by Fauske & Associates, Inc. (FAI), MACCS 2 (MELCOR Accident Consequence. Code System) code and MELCOR 1.8.5 (Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases) code, developed by Sandia National Laboratories, to analyze postulated accidents at the Lung-Men Nuclear Power Plant.
　　The cases being analyzed were loss of coolant accident (LOCA) with Emergency Operation Procedures (EOPs) and controlled AC-Independent Water　Addition (ACIWA) to explore each stage of phenomena and find the impact on the dose being released.
　　From the analysis of the results obtained from the case studies, it was found that modeling of the behavior of the core when the core becomes molten in MELOCR was more rigorous. The bottom of the reactor vessel was calculated to be failed by penetration through the in-core monitoring instrument tube or control rod drive guide tubes at first, followed by the failure by creep rupture. In addition, after relocation of the core materials to migrate to the lower part of the reactor vessel and after the reactor failure, part of the core materials were modeled by the MELCOR to be still remained in the core region, which is consistent with the physical phenomena.
　　Delayed injection of the fire water (at the volumetric flow rate of 950 gpm), (1) the core remained intact if time of delay for 94 sec and 100 sec, obtained from MAAP and MELCOR evaluations, respectively, (2) the core melted for delays of 14.25 min and 4.78 min, and (3) the reactor failed by creep rupture through for delays of 6.25 hr and 5.56 hr.

目錄
摘要…………………………………………………………………………I
Abstract……………………………………………………………………III
目錄………………………………………………………………………IV
圖目錄………………………………………………………………………VII
表目錄…………………………………………………………………………XI
第一章 緒論…………………………………………………………1
1.1 前言………………………………………………………………1
1.2 研究動機…………………………………………………………2
1.3 文獻回顧…………………………………………………………3
第二章 龍門電廠介紹………………………………………………………6
2.1 電廠簡介…………………………………………………………6
2.2 反應器廠房設備與系統介紹……………………………………7
2.3緊急操作程序書(EOPS)簡介……………………………………18
2.4輻射劑量(Dose)簡介……………………………………20
2.4.1 輻射來源………………………………………………20
2.4.2輻射之影響……………………………………………21
2.4.3輻射劑量單位與基準……………………………………23
2.4.4 相關規範…………………………………………………27


第三章 MAAP、MELOCR及MACCS 程式介紹……………………………28
3.1 MAAP程式介紹……………………………………………28
3.1.1 MAAP程式發展史………………………………………28
3.1.2 MAAP程式用途…………………………………………29
3.1.3 MAAP程式輸入與輸出…………………………………30
3.2 MELCOR程式介紹…………………………………………33
3.2.1 MELOCR程式發展史……………………………………33
3.2.2 MELCOR程式用途………………………………………34
3.2.3 MELCOR 輸入與輸出……………………………………35
3.3 MACCS程式介紹……………………………………………38
3.3.1 MACCS程式發展史………………………………………38
3.3.2 MACCS程式用途…………………………………………38
3.3.3 MACCS輸入與輸出………………………………………39
第四章　冷卻水流失事故加入緊急操作程序書模擬分析…………………42
4.1 前言……………………………………………………………42
4.2 LOCA-EOP個案設定………………………………………43
4.3模擬結果與分析………………………………………………44
4.3.1 LOCA-EOP個案一分析(以MAAP模擬)……………44
4.3.2 LOCA-EOP個案一分析(以MELCOR模擬)……………46
4.3.3 LOCA-EOP個案二分析(以MAAP模擬)………………56
4.3.4 LOCA-EOP個案二分析(以MELCOR模擬)…………57
4.3.5 LOCA-EOP個案三分析(以MAAP模擬)……………68
4.3.6 LOCA-EOP個案三分析(以MELCOR模擬)……………69
第五章結果與討論…………………………………………………………82
5.1 MAAP與MACCS程式間之差異.………………………………82
5.1.1 反應爐水位………………………………………………82
5.1.2 爐心熔融質量……………………………………………83
5.1.3 下乾井累積熔融質量變化………………………………83
5.1.4氫氣產生量之差異……………...…………………………84
5.2 個案與劑量之關係.……………………………………………...84
第六章結論與未來展望……………………………………………………91
6.1結論………………………………….……………………………91
6.2未來展望………………………………………..…………………92
參考文獻……………………………………………………………………93

圖目錄
圖2.1.1 反應爐壓力槽內部構造圖………….………………………………14
圖2.1.2 反應爐內水循環圖……………….…………………………………15
圖2.1.3 圍阻體內區間分佈圖…………….…………………………………16
圖2.1.4緊急爐心冷卻水系統………..………………………………………17
圖3.1.1 MAAP 5執行介面…………………….………………………………31
圖3.1.2 MAAP 5圍阻體內區間和流徑………………………………………32
圖3.2.1 MELCOR執行介面…………………………………………………36
圖3.2.2 MELCOR爐心格點……………………………..……………………36
圖3.2.3 MELCOR圍阻體內區間與流徑……………………………………37
圖3.2.4 MELCOR反應爐內區間與流徑……………………………………37
圖3.3.1 MACCS執行介面………………………..…………………………41
圖3.3.2 MACCS十六方位劑量機率……………..…………………………41
圖4.1.1 主系統壓力……………………………….…………………………48
圖4.1.2 反應爐功率………………………………….………………………49
圖4.1.3 反應爐水位……………………………….…………………………49
圖4.1.4 消防水流量……………………………….…………………………50
圖4.1.5 氫氣產生量…………….……………………………………………50
圖4.1.6 燃料棒護套溫度…………….………………………………………51
圖4.1.7 上乾井壓力…………………………………………………………51
圖4.1.8 上乾井氣體溫度……………………………………………………52
圖4.1.9 下乾井壓力…………………………………………………………52
圖4.1.10 下乾井氣體溫度…………………………………………………53
圖4.1.11 抑壓池壓力……………………………………………………53
圖4.1.12 抑壓池水溫……………………………………………………54
圖4.1.13 爐心熔融質量……………………………………………………54
圖4.1.14 下乾井熔融質量…………………………………………………55
圖4.1.15 低密度人口區劑量變化…………………………………………55
圖4.2.1 主系統壓力………………………………………………………59
圖4.2.2 反應爐功率…………………………………………………………60
圖4.2.3 反應爐水位…………………………………………………………60
圖4.2.4 消防水流量…………………………………………………………61
圖4.2.5 氫氣產生量…………………………………………………………61
圖4.2.6 燃料棒護套溫度……………………………………………………62
圖4.2.7 燃料棒護套溫度(1200秒內)………………………………………62
圖4.2.8 上乾井壓力…………………………………………………………63
圖4.2.9 上乾井氣體溫度……………………………………………………63
圖4.2.10 下乾井壓力…………………………………………………………64
圖4.2.11 下乾井氣體溫度……………………………………………………64
圖4.2.12 抑壓池壓力……………………….…………………………………65
圖4.2.13 抑壓池水溫…………………………………………………………65
圖4.2.14 爐心熔融物質量……………………………………………………66
圖4.2.15 下乾井熔融物質量…………………………………………………66
圖4.2.16低密度人口區劑量變化……………………………………………67
圖4.3.1 主系統壓力…………………………………………………………72
圖4.3.2 反應爐功率…………………………………………………………73
圖4.3.3 反應爐水位…………………………………………………………73
圖4.3.4 消防水流量…………………………………………………………74
圖4.3.5 氫氣產生量…………………………………………………………74
圖4.3.6 氫氣產生量(前50000秒)…………………………………………75
圖4.3.7 燃料棒護套溫度……………………………………………………75
圖4.3.8 燃料棒護套溫度(前2200秒)………………………………………76
圖4.3.9 上乾井壓力…………………………………………………………76
圖4.3.10 上乾井氣體溫度…………………………………………………77
圖4.3.11 下乾井壓力…………………………………………………………77
圖4.3.12 下乾井氣體溫度……………………………………………………78
圖4.3.13 抑壓池壓力……………………………….……………………78
圖4.1.14 抑壓池水溫…………………………………………………………79
圖4.3.15 爐心熔融質量…………………………………….…………………79
圖4.3.16 下乾井熔融質量……………………………………………………80
圖4.3.17 低人口密度區劑量變化……………………………………………80
圖4.3.18 CsI、CsOH外釋率…………………………………………………81
圖5.1.1 反應爐水位(個案一) ……………………………………………86
圖5.1.2 爐心熔融物質量(個案二) ………………………………………86
圖5.1.3 爐心熔融質量(個案三) …………………………………………87
圖5.1.4 下乾井熔融質量(個案三) ………………………………………87
圖5.1.5氫氣產生量與反應爐水蒸汽質量(MELCOR個案三)…………88

表目錄
表2.1龍門電廠簡介………………………………..…………………13
表3.1 EPZ檢討劃定後行政區及人口差異比較………………………40
表3.2 EPZ內外應變整備規劃……………………………………………40
表 4.1 個案一事故序列表……………………………….…………………47
表4.2 電廠500公尺內劑量機率…….………………………………48
表4.3 個案二事故序列表……………………………………………………58
表4.4 電廠500公尺內劑量機率…………….……………………………59
表4.5 個案三事故序列表……………………..……………………………71
表4.6 電廠500公尺內劑量機率…………………………………………72
表5.1 LOCA-EOP事故序列總表…………………………………………89
表5.2MAAP廠外輻射劑量比較…………………………………………89
表5.3MACCS環境劑量機率比較…………………………………………90

參考文獻

1.“MELCOR Computer Code Manuals,” Sandia National Laboratories, May 2000
2.“Modular Accident Analysis Program, MAAP5 User’s Manual,” Fsuske & Associates, Inc., November 2008.
3.R. O. Wooton, P. Cybulskis, and S. F. Quayle, “MARCH-2 (Meltdown Accident Response Characteristics) Code Description and User’s Manual,” Battelle Columbus Laboratories, August 1984.
4.“RETRAN-02-A Program for Transient Thermal-Hydraulic Analysis of Complex Flow Systems,” EPRI Document No. P1850-CCMa, November 1984.
5.“RELAP5YA-A Computer Program for Light-Water Reactor System Thermal-Hydraulic Analysis User’s Manual,” Yankee Atomic Electric Company, October 1982.
6.“Code Manual for MACCS2:Volume 1, User’s Guide”, Sandia National Laboratories, March 1997
7.K. Vierow, Y. Liao, J. Johnson, M. Kenton, R. Gauntt “Severe accident analysis of a PWR station blackout with the MELCOR, MAAP4 and SCDAP/RELAP5 codes,‟ Nuclear Engineering and Design 234 (2004) 129-145.
8.T.C. Wang, S.J. Wang, and J.T. Teng, “Simulation of a PWR vessel level indicating system during station blackout with MELCOR1.8.5,” Nuclear Technology, Vol. 156, November 2006, 133-139.
9.J. J. Carbajo, “MELCOR sensitivity studies for a low –pressure, short-term station blackout at the Peach Bottom plant,” Nuclear Engineering and Design 152 (1994) 287-317.
10.王德全，「核嚴重事故分析程式研究及其應用」，中原大學機械工程研究所博士論文，2007年7月。
11.黃雅娟，「核一廠與核四廠之預期暫態未急停事故分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2005年6月。
12.陳俊翔，「進步型沸水式反應爐嚴重事故之分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2007年6月。
13.蔡欣昌，「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，2005年7月。
14.李志毅，「核四廠電廠全黑狀況下嚴重事故導則之分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2008年7月。
15.林昱鑫，「龍門核能電廠之嚴重事故分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2009年7月。
16.黃子恩，「龍門核能電廠全黑事故及大破口冷卻水流失事故分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2010年7月。
17.吳仕欽，「龍門核能電廠預期暫態未急停事故分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2010年7月。
18.朱信瑋，「龍門核能電廠全黑事故之輻射劑量分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2011年7月。
19.袁聖怡，「龍門核能電廠大破口冷卻水流失事故之輻射劑量分析」，中原大學機械工程研究所碩士論文，2011年7月。
20.張如龍，「利用MAAP5進行龍門電廠嚴重事故之研究」，清華大學核子工程與科學研究所碩士論文，2011年7月。
21.彭一峰，「進步型沸水式核能電廠嚴重事故分析」，中原大學機械工程研究所，2012年7月。
22.「核四訓練教材」，台灣電力公司，2006年12月。
23.楊昭義、尹學禮，「核子工程概論」，水牛圖書出版事業有限公司、財團法人核能科技協進會，2009年10月。
24.翁寶山，「核能辭典」，台灣商務印書館股份有限公司，2008年10月
25.「我國核電廠緊急應變計畫區範圍檢討修正現況」，行政院原子能委員會，2011年7月。
26.「Emergency Operation Procedures, EOPs」，龍門電廠緊急操作程序書，2002年12月。
27.「游離輻射防護安全標準」，行政院原子能委員會，2005年12月。
28.「核子反應器設施管制法」，行政院原子能委員會，2003年1月。