Abstract
新型壓水式核電廠確實較傳統壓水式核電廠為優, 其主要設計目標在提高運轉功能,增進核電安全, 降低發電成本, 爭取民眾認同。但其現正處於發展階段, 因此為配合短期內( 十年內 )之供電需求, 本論文乃對改良型壓水式核電廠與傳統壓水式核電廠相對安全性進行程式分析評估, 以深入了解改良型壓水式核電廠在加大重要主件–調壓槽、蒸汽產生器、緊急爐心冷卻系統, 各情況下, 安全性之改良程度。本論文根據核三廠終期安全分析報告(FSAR)來選取核三廠之極限暫態(Limiting Tra-nsients)與完全喪失主飼水反應器未急停暫態, 對1000MWe 傳統型壓水式核電廠在加大調壓槽( 使用1300MWe 電廠之調壓槽),及加大蒸汽產生器( 使用1300MWe 電廠之蒸汽產生器 )情況下以RELAP5/MOD2 電廠系統分析程式為分析工具分別對上述暫態進行安全分析, 其結果并與傳統型1000MWe 壓水式核電廠分析結果相比較以評估加大主要元件后對上述重要暫態安全性之改善。另外, 為研究加大緊急爐心冷卻系統( 使用1300MWe 電廠之ECCS) 對安全之影響, 本研究針對大、小破口冷卻水喪失事故進行安全分析, 并與傳統1000MWe 壓水式核電廠分析結果作比較, 以評估加大ECCS對爐心燃料護套尖峰溫度及爐心存水之影響。并分析正常運轉中偶發啟動緊急爐心冷卻系統暫態,以評估加大ECCS是否在反應器安全上有潛在之負面影響。分析結果顯示, 加大調壓槽與加大蒸汽產生器對於完全喪失主飼水反應器未急停暫態之壓力減抑, 有顯著之效應, 其可以使反應器系統壓力維持在壓力槽壓力之安全限值3200psig以下而不需加裝預見暫態未急停事故減抑系統啟動線路(Anticipated Tran-sients WithoutTrip Mitigation System Actuation Circuitry,AMSAC) 即可保障反應器壓力槽之完整性。大破口冷卻水喪失事故發生時, 加大ECCS對於降低燃料護套尖峰溫度有顯著之助益,且可顯著縮短護套淬冷時間。加大調壓槽個案與加大蒸汽產生器個案, 其對於完全喪失冷卻水暫態、反應器冷卻水泵轉軸卡住暫態及汽機跳脫無旁通暫態三種極限暫態發生時, 其調壓槽壓力與水位變化均較基礎個案平緩, 但效果并不十分顯著。另外, 小破口冷卻水喪失事故發生時,加大ECCS 個案對安全之助益并不顯著。