Abstract
冷卻水流失事故為核能電廠設計基準事故中最嚴重的一項，在台灣電力公司核能三廠的最終安全分析報告□針對大破口事故所做的分析指出，電廠在發生此事故時它的燃料最高尖峰護套溫度為2199.9℉，與法規要求的2200℉限值比較已無任何餘裕存在。且經過十多年的運轉之後，電廠的狀況已與當初分析使用的條件不儘相同，如緊急爐心冷卻水系統設計的流量變化、蒸汽產生器塞管等問題都需加以考慮，因此有必要以目前電廠實際的狀況進行申請執照之評估模式分析，以解決燃料最高尖峰護套溫度餘裕不足的問題。雖然美國楊基電力公司所發展的RELAP5/YA 熱水流程式並無法完全符合大破口失水事故評估模式分析，本文的目的在利用此程式設法依法規中所要求的假設及目前電廠的狀況進行評估模式分析。 RELAP5/YA 分析中無法符合評估模式要求的一項；沖放階段結束，緊急冷卻水旁通停止時需將爐心所剩的水量扣除後再繼續計算，在本文的靈敏度分析個案中也嘗試用延遲緊急爐心冷卻水注水時間或提高緊急爐心冷卻水注水溫度來模擬此一保守假設，這些結果都符合預期的目標。從本文中的分析結果可以明顯的看出在大破口事故基本個案及沖放係數頻譜分析□，最高護套溫度約在1200℉到1500℉之間，遠低於法規要求的2200℉限值。