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核安與核後端

更新時間：2024-03-22 16:36

防患未然，運用耐震餘裕評估技術鑑別弱點 (開發用過核子燃料池完整性評估技術)
【技術簡介】用過核子燃料池 (Spent Fuel Pool, SFP) 完整性評估工作架構，以台電公司完成之地震危害分析資深委員會(Senior Seismic Hazard Analysis Co...
智能化視覺應用於銲接品質之即時檢測技術
【技術簡介】依據國內鋼結構銲道目視檢測(VT)標準，任何裂縫(Crack)、滲透不足、熔合不良、搭疊(Overlap)與銲道未填滿等瑕疵皆不被允許，但對於氣孔、銲冠、銲蝕、腳長與喉深不足則有其容許範圍...
用過核子燃料最終處置核臨界安全分析技術
【技術簡介】當中子撞擊重原子核時有可能使其分裂成兩個以上較輕的原子，並同時釋放出大量的能量和數個中子，進一步觸發周圍更多的核分裂反應，從而形成連鎖反應，如圖1。由於核分裂連鎖反應能夠產生巨大的能量，是...
低放廢棄物的暫居處-低放射性廢棄物盛裝容器開發
【技術簡介】非核家園是我國的環境政策目標，在此目標下，我國的核電廠已陸續進入除役階段，此外，國家原子能科技研究院(以下稱國原院)的台灣研究用反應器(Taiwan Research Reactor, T...
高輻射核設施組件水下切割技術發展與應用
【技術簡介】根據核設施除役經驗，台灣研究用反應器(TRR)的拆除將涉及許多複雜的任務，例如反應爐的拆卸、反應器組件的水下切割以及放射性廢物的包裝。無論是在技術、計畫管理和輻射防護等各方面都是重大的挑戰...
核安守護者－核能同級品零組件檢證
【技術簡介】 檢證中心提供核能電廠安全相關零組件之技術評估，並執行1E級電氣儀控零組件及ASME規範機械零組件之檢證/檢測服務，解決國內核能電廠的運轉維修需求，並提高核能電廠獲得零組件的時效...
乾式貯存筒與廢棄物罐用過核子燃料裝載配置整合技術
【技術簡介】本技術發展乾式貯存筒與廢棄物罐兩種貯存容器的用過核子燃料(以下簡稱燃料)配置整合技術，可以設定乾式貯存筒的燃料配置、每次開啟的乾式貯存筒和每年裝載的廢棄物罐數量，模擬燃料從乾式貯存筒轉移到...
電廠組件材料於模擬核電廠水質環境中之性能評估技術
【技術簡介】本技術整合水循環系統、機械試驗裝置及精密量測儀具等關鍵設備，可於高溫、高壓或添加離子的水化學環境內，進行電廠組件材料的性能分析，以評估組件的服役壽命。本技術適用於各式電廠常用組件材料，且可...
國內首例列入核電廠除役容器使用選項－低放射性廢棄物混凝土盛裝容器研製
【技術簡介】 本研究依據物管法申請書導則與美國 NRC 10 CFR 61法規進行研發，首先從高性能混凝土最適配比篩選，並經由有系統的驗證，藉以評估耐100年所需之容器壁厚。最後，經由容器設計與試製及...
洞察機先，善用風險評估防患於未然 (PWR用過核子燃料池池水流失熱水流分析與後果界定)
【技術簡介】本技術使用美國管制單位發展的嚴重事故分析程式MELCOR，發展壓水式反應器機組用過SFP的熱水流分析技術，其中納入歷史燃耗燃料活度、衰變熱、SFP組件材料特性與載重，以及最大熱負載配置進行...
TRR爐體上生物屏蔽層拆解工法建置與應用
【技術簡介】TRR爐體上生物屏蔽層每層重量約17噸，上生物屏蔽層與爐壁之最小間隙僅3.18 mm，本院以自行開發Y型支架，配合074館固定式起重機，可進行鬆動及垂直頂升，將上生物屏蔽層吊離爐穴，並須由...
大型構件銲道瑕疵之即時檢測技術
【技術簡介】本技術整合雷射三角測距儀、可攜式量測載具與編碼器等三種元件，並開發專用分析軟體，建構可攜式填角銲輪廓分析儀(圖1)。運用填角銲銲道外型輪廓剖，可將數據透過軟體進行點雲圖重建(圖2)，並以幾...
地下水流探針－地下水流場分析與溶質傳輸評估技術
【技術簡介】為了描述岩體中複雜的地下水流動，國原院依據不同模擬尺度與目的，選擇合適之分析工具如MODFLOW、DarcyTools與FracMan等數值分析工具，進行地下水流場、隧道入流量與灌漿模擬等...
耐震餘裕評估-確保核電廠安全系統可靠度
【技術簡介】核電廠設備一般皆以振動台測試驗証其符合耐震設計基準，然而因應超越設計基準地震事件時，考量安全系統中並非所有設備之原始耐震設計餘裕不足，故直接針對各項設備重新進行振動台測試並非有效率且經濟的...
小兵利大功－小產源放射性有機廢液處理技術
【技術簡介】國原院已研發多項放射性廢液之處理技術，包含熱處理法(高溫裂解技術)、物理法(吸附劑吸附)及化學法(鹼萃水解)等。針對成分複雜之小產源有機廢液，本院研發「磁性異相觸媒」技術進行廢液之高級氧化...
高放射性廢液處理之利器 -放射性核種無機吸附技術開發
【技術簡介】為開發處理放射性廢棄物為主軸之技術，國原院建立放射性廢液處理技術為基礎，目的是將高放射性廢液處理為中低放射性廢液，將其固化後進行淺地質處置，力求把放射性廢棄物對環境的危害降至最小。90Sr...
提高控制室包封內漏率接受標準增加安全餘裕-以替代輻射源項分析技術執行核電廠設計基準事故劑量評估
【技術簡介】核電廠無論在正常運轉期間或意外事故期間，運轉員都必須在控制室包封(Control Room Envelope, CRE)內執行機組的安全運轉控制，因此確保未經過濾內漏至CRE之氣體符合接受...
熱室絕對過濾器檢修與校驗技術更新
【技術簡介】     本所依據國原院「輻射作業場所空氣過濾器檢測共通性作業程序書」規定，改善熱室絕對過濾器檢修技術。於107年8月20日經輻防所執行測試合格後，確認本所更...
超前佈署，液化天然氣接收站量化風險評估
【技術簡介】對於新建的液化天然氣接收站，政府要求業主須進行風險管理，以確保接收站本身及鄰近區域的安全性。本技術應用於液化天然氣接收站，檢視喪失包封及製程意外的事故情節對接收站所造成的威脅，利用失效模式...
山不轉路轉－防患未然、強化燃料池在事故下之安全性
【技術簡介】核能電廠發生核子事故時，除了核反應器爐心燃料外，用過燃料池也可能發生放射性物質外釋，對民眾健康造成潛在風險。本技術引進美國核管會發展之整合型嚴重核子事故分析程式，應用於用過燃料池的安全評估...
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