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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)

更新時間：2022-10-07  16:08

 
【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建模，分析探討鋼襯不同位置失效導致池水流失的熱水流現象，包括水位變化、熱傳遞機制、鋯水反應、組件溫升等，並產出外釋至環境之分裂產物資料，亦稱輻射源項(Source Term)；接續再利用同樣為美國管制單位發展之劑量分析程式WinMACCS進行輻射源項外釋的後果分析，除了納入廠址近五年的大氣條件，亦實際考量廠址16方位人口分布，進行公眾罹癌致死的健康效應風險值計算。
SFP控制體積節點圖
SFP控制體積節點圖
​電廠廠址16方位人口分布
​電廠廠址16方位人口分布

【計畫規劃/技術應用】
本技術為國內首次整合MELCOR熱水流建模與WinMACCS劑量後果評估的技術分析案例，後續可應用於國內核電廠在正常運轉階段、除役過渡階段、緊急應變豁免、中期乾貯及最終處置等不同核設施或組態的公眾健康危害風險評估。由於我國核電廠將逐步邁入除役階段，相關安全管制與技術評估議題日趨重要，目前本技術也與核安會保安應變組透過會所合作項目/議題進行推廣應用。而本項技術之創新性及競爭力在於整合熱水流評估與放射性物質外釋至環境影響評估能力，相較一般僅具熱水流分析而缺乏放射性物質外釋之評估分析能力更符合國內核能電廠之需求。

【未來佈局】
配合國家2025年非核政策目標，國內各機組相繼進入除役階段，用過核子燃料的安全貯存更顯重要。在用過核子燃料組件無法從爐心完全退出至用過核子燃料池的過渡階段，本技術可應用於反應爐開蓋組態的熱水流分析。另配合電廠進入除役階段，參考USNRC相關法規與分析條件，可應用於緊急應變計畫豁免需求的相關評估；未來亦可將本技術拓展應用至目前電廠各組態(運轉或長期停機階段)與不同類型核設施(如乾貯、小型模組化反應器)進行公眾健康危害風險評估。

【連絡資訊】
姓名：蕭伯彬
電話：03-4711400分機6114
E-mail：bobinxiao@nari.org.tw