Abstract
預見暫態未急停事故一直為核能電廠安全評估中十分引人注意之部分，其原因在於此類事故之影響將可能造成爐心燃料及壓力邊界損毀，而造成放射性物質之外釋。因此如何減低此類事故之發生之機率及減抑此事故之嚴重性，素為世界各核電先進核能研究單位及工業界努力追求的標的之一。根據美國西屋公司於1976年提出有關預見暫態未急停事故之分析報告─WCAP-8330 顯示，若壓水式核能電廠發生喪失正常飼水且反庄器未急停事故時，汽機如果未及時跳脫則將導致蒸汽產生器內存水被蒸乾而逼使嚧心冷卻水系統溫度及壓力急速上升而超過一次側壓力槽之壓力安全限制值3200 psig。核三廠為西屋公司承製之3 迴路壓水式核能電廠，為了減抑發生喪失飼水且反應器未急停事故後果之嚴重性乃委託西屋公司為其設計預見暫態未急停事故減抑系統啟動裝置，在發生喪失飼水事件時提供獨立之信號以跳銳汽機及啟動輔助飼水系統以減少蒸汽之耗損及補充蒸汽產生器內存水。本研究係利用RETRAN-02/MOD3程式集針對AMSAC 裝置進行安全功能評估。RETRAN-MO-D3程式集早經核能研究所及清華大學核工所進行完整之校驗，證明其對核三廠之暫態特性具有可信之模擬能力。分析結果顯示若核三廠爐心緩和劑溫度係數見有足夠負值且減抑系統啟動裝置正常動作時，發生喪失飼水而反應器未急停事故，其嚴重性將不致危害爐心冷卻水系統之完整性。分析結果亦顯示在發生事故後五分鐘內若輔助飼水未能及時注入蒸汽產生器則爐心冷卻水系統仍將高壓而受損毀。其他如都卜勒溫度係數，蒸汽排放系統可用與否，控制棒自動控制系統及調壓槽動力釋壓閥之靈敏度分析則顯示對事故結果不具重要之影響力。