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當年度(108)資料尚未更新

主(協)辦單位 行政院原子能委員會 

核能電廠安全管制法規與技術研究計畫(108年辦理情形)

計畫類別
科技發展
管制級別
部會管制
管考週期
季報

計畫核定情形

核能電廠安全管制法規與技術研究計畫:行政院107年08月31日院授主預教字第1070102118號

總計畫經費

233975(千元)

落後原因分析

符合進度。

機關因應對策

無。

計畫摘要

1050488:核能電廠安全管制法規與技術研究計畫
「核能電廠安全管制法規與技術研究計畫」下列各子項計畫之預定進度與成果。

1. 核電廠管制技術與核能組件非破壞檢測技術應用與研究
2. 核電廠熱水流安全分析程式應用與驗證
3. MELCOR與MAAP程式模擬核能電廠嚴重事故應變策略
4. 國際核能管制法規與後福島改善研究
5. 風險告知視察工具暨導引開發與維護
6. 核能系統壓力邊界組件材料劣化與防治技術開發
7. 核能電廠除役期間停機過渡階段安全管制技術研究
8. 核電廠超越設計地震之地震安全管制技術研究
9.核電廠結構地震反應安全分析管制技術研究

年度目標

執行本計畫之主要目的為確保核安管制品質,增進民眾對核能安全之信心。研發項目主要來自核安管制事務之需求及因應日本福島核災新增安全要求事項,以及因應國內核電廠進入除役階段,參考國際潮流及發展趨勢研擬研發重點。本計畫重點簡述如下:
1. 蒐集、研析國際核安資訊,建立審查與查證技術能力,強化管制技術應用。
2. 因應核電廠除役過渡階段需求,進行核電廠永久停止運轉爐心仍有燃料之廠內安全評估以及火災風險評估技術研究,並蒐集各國核電廠除役期間管制區域解除或縮減之法規、分析及實務之研析。
3. 加強核能安全之相關研究,吸取其他國家防範類福島事故之精進作為。
4. 提升風險告知評估與管制技術。
5. 加強研發核電廠超越設計地震之地震安全管制技術研究。

重要執行成果

1.核電廠管制技術與核能組件非破壞檢測技術應用與研究
完成等效能量法之開發,將銲接條件在數值分析上進行多道次的分析調整。
2.核電廠熱水流安全分析程式應用與驗證
(1)更新用過燃料池上池網格劃分方式,同時建立移熱系統邊界條件。蒐集完成核一廠現況資料與參數條件。
(2)結合模式內區域之熱水流與水化學資訊,以及輻射場分佈模式修訂。
3. MELCOR與MAAP程式模擬核能電廠嚴重事故應變策略
(1)支援緊急應變小組執行事故評估工作,提供相關管制建議。
(2)研析國內用過核子燃料已全部退出反應爐狀態下之LPZ/EPZ範圍變更(縮減)之管制系統與分析技術。
4.國際核能管制法規與後福島改善研究
(1)完成AESJ核電廠海嘯PRA標準2019年版本與舊版內容之比對分析。
(2)建立核一廠除役過渡階段前期火山PRA模型事件樹。
5.風險告知視察工具暨導引開發與維護
(1)依據IMC 0609附錄F,開發核三廠火災SDP視察工具,並逐步依序建立判定流程。
(2)進行核一廠除役過渡階段前期視察風險評估工具之開發。
(3)蒐集NRC相關SDP實例,並討論國內相關現有RER或關切之運轉經驗或前例。

核能電廠安全管制法規與技術研究計畫
108年實際執行趨勢圖
 年累計執行進度(%)  預算達成率(%)
註1、預算達成率=截至目前之累計實際執行預算數/本年度可支用預算數*100%
註2、本頁面圖表配合計畫管制週期進行更新調整,若管制週期為季報或半年報,可能出現部分月份為空白之情形。
註3、部分計畫之推動未編列預算,可能造成累計預算達成率為0的情形。
 

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