Abstract
本研究之目的在探討臨界熱通率預估式-EPRI-I 對壓水式核反應器非均勻軸向通熱率情況下，對臨界熱通率之預測能力。本研究包括下列三項工作：1.對首次臨界通熱率事件分析及修正2.對高次臨界熱通率事件之分析。3.對異常狀況下臨界熱通率事件之分析。分析中所用之實驗數據取自哥倫比亞大學熱傳研究中心最近公佈之大量臨界熱通率實驗數據。此外，本分析用COBRA-III C/MIT-1 次流道熱流分析程式作為求得次流道內流體局部情況之分析具。為使本評估工作有一客觀之比較，本研究同時另對 W-3,B&W-2,CE-1,WSC-2 四個著名的臨界熱通率預估式加以相同的分析比較，以顯示 EPRI-1 預估式之特點。第一部份研究工作中，結果顯示 EPRI-1 為此五個預估式中，應用範圍最廣，且預測結果最準確者。但仍須進一步修正，以增加其適用條件與準確度。經過冷壁效應及局部乾度之修正後，結果得到一個較原 EPRI-1 預估式更準確且適用條件更廣之臨界熱通率預估式。第二部份研究工作中，發現以上五個預估式用於高次臨界熱通率之預測時，均可得到較首次臨界通熱率預測略為保守的結果。且每一實驗數據預估對測量之臨界熱通率比(predicted to measured CHF ratio) 對各種重要參數作圖所顯示的趨勢均與首次臨界通熱率所顯示的趨勢非常近似。此現象足以證明首次與高次臨界熱通率事件之分析上。第三部份的研究工作中，結果發現對於 EPRI-1 預估式而言， 20% 之局部熱通率突起會輕微地降低次流道中的臨界熱通率。但流區阻塞效應對臨界熱通率卻無影響，有時甚或使臨界熱通率提高。燃料棒彎曲致觸碰到鄰棒之異常狀況則會使臨界熱通率有較顯著的降低，其他彎曲程度較輕的狀況則影響較不顯著。