Abstract
大破口失水事故為商用核能電廠設計基準事故中最嚴重的一項意外,一般分析最常利用的方法為符合法規規定的保守評估,本文所稱的最適化分析為將法規中不合理的假設去除,並將所使用的參數改成電廠實際運轉時的值,包括反應器的功率,管路的流量,衰變熱的大小....等.本論文的內容是以RELAP5/YA這個熱流程式來模擬核三廠發生大破口失水事故的情形,在核三廠的最終安全報告中可以看出電廠的安全限制為LOCA限制,因為由西屋公司由其專屬的熱流分析程式的分析結果,在大破口事故後,最高尖鋒護套溫度為2199.9F,距限值只有0.1F,在經歷了十數年的運轉之後,電廠的狀況已與當初的條件不儘相同,因此再分析是必須且必要的.從本文的分析結果□我們可以發現,在大破口失水事故中,破口的面積愈大,護套溫度越高,破口越接近爐心,護套溫度也越高,分析出來的最高溫則比法規限制的2200F低了約 600F,這些結果都很符合預想的目標.在分析的個案□,只針對反應器進水口取了兩個位置,並改變相同位置但不同的面積,總共五個個案,這樣的結果已經給我們一些參考的價值,當然還是有很多後續研究必須進行尤其是符合法規部份的分析更是非常迫切的.