Abstract
核臨界安全分析主要用在核反應爐之外，有關核燃料之貯存、運送以及處理之分析，如用過核燃料池與運送或中期貯存的護箱，但是當核電廠發生爐心熔毀事故後，反應爐內原本正常設計的燃料元件產生幾何或組成的改變，而使爐心內部的臨界狀態變得不穩定，在無適當的控制之下，可能會有再臨界的現象，為分析此不確定性，本文特別將核臨界安全分析的準則，運用於核電廠嚴重事故之分析。為確定計算使用工具分析的一致性，本文採用傳統核臨界安全實驗與電廠正常運轉臨界功率以及相關條件為SCALE 4.1程式的驗證；在適當的選取截面資料與正確的幾何模擬之下，SCALE 4.1程式的驗證結果相當令人滿意。本文以我國馬鞍山壓水式反應器核電廠為主題，在假想的事故後，分析爐心內部可能的變化，利用中子毒物的中子吸收能力，來抑制鏈鎖反應的持續，使爐心維持在安全的次臨界狀態，並分析可能的區域燃料累積現象。本文共分為五章,第二章是SCALE 4.1 程式的介紹,包括截面資料庫,計算模組程式與分析流程等;第三章是對使用程式的驗證,分析用過燃料池與護箱中使用含中子毒物隔板的效用,以驗證程式在傳統核臨界安全分析的正確性,本文所討論的對象是複雜的爐心系統,亦針對此特殊使用,加入電廠在正常運轉時的臨界資料,以掌握程式模擬複雜幾何形狀的正確性;第四章是本文針對馬鞍山電廠在假想事故之後的臨界安全分析;最後是結論.