Abstract
本論文之目的，主要在引進MAAP（Modular Accident Analysis Program ）程式，做模式的介紹及實際的應用。MAAP程式是美國原子工業公會（Atomic Industrial Forum ）下IDCOR （IndustryDegraded Core Rulemaking Program）計畫的產物，可應用於輕水式電廠在嚴重事故下的現象描述，操作員動作模擬，分裂產物傳遞釋出的分析。本文應用MAAP２•０程式分析國聖廠暫態未急停及少破口事故。並針對暫態事故做功率模式及如何延遲圍阻體失效時雖的考慮；針對小破口事故做圍阻體失效模式的靈敏度分析，並考慮MAAP３•０與MAAP２•０分析結果的異同。分析結果顯示，對暫態未急停事故使用 Chexal ＝Layman經驗公式（不含中子模式，使用壓力、水位評估功率）可得較佳模擬。在事故時開啟抑壓池冷卻系統、圍袓體噴灑系統、關閉自動洩壓系統，改善爐心隔離冷卻系統的注水邏輯可以延遲圍阻失效的時間。對小破口事故而言，氫氣產生量的計算及燃燒條件的設定會影響圍阻體的失效方式是水蒸汽過壓或是燃燒壓力擠破。使用MAAP３•０模式分析的結果與MAAP２•０有類似的事故程序，但在時間上會有差異。希望藉本文的仲紹與分析，使國人得知近年來國外在核能安全方面所做的努力與成果。