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計畫摘要

分項計畫一：輕水式反應器運轉安全強化及事故情況下安全保障之研發
(1)肇始事件辨識系統之可程式邏輯陣列(FPGA)佈建與系統性能評估。
(2)評估壓水式電廠全黑事故分析以及斷然處置策略之有效性研究。
(3)高溫熔融物質沿爐壁之淬冷情況，探討沿爐壁滑下時不同角度對物質淬冷凝固的影響。
(4)雙相流震動環路實驗及相對應沸騰通道外加震動之模擬分析，進行實驗結果與模擬計算
之分析比較。
(5)進行反向極限流限制實驗與觀察以及分析模式研究。
分項計畫二：核電廠圍阻體嚴重事故安全分析
(1)建立核三廠PWR圍阻體之MAAP 5(或MELCOR)分析模式。
(2)以MAAP 5(或MELCOR)模式分析核三廠PWR圍阻體於類福島事故下之氫氣產生率。
(3)建立核三廠PWR圍阻體之FLUENT電腦模型。
(4)以MAAP 5(或MELCOR)模式分析之氫氣產生率為基礎，利用FLUENT計算核三廠PWR圍阻體內之氫氣遷移。
(5)以MAAP 5(或MELCOR)模式分析之氫氣產生率為基礎，利用FLUENT進行核三廠PWR圍阻體內被動式觸媒氫氣再結合器之分析驗證。
(6)以MAAP 5(或MELCOR)模式分析之氫氣產生率為基礎，利用FLUENT進行核三廠PWR圍阻體內排氣系統之分析驗證。
分項計畫三：用過燃料池冷卻能力安全分析精進
(1)核三廠TRACE燃料池模式精進-將燃料進行分區，取得較細節化之分析結果。
(2)TRACE核三廠全燃料池灑水冷卻分析。
(3)冷卻措施對護套特性與完整性分析。
(4)核三廠MAAP模式之模式精進及靈敏度參數探討。
(5)與既有之分析模式進行結果比較同時進行程式平行驗證。
分項計畫四：核能安全技術研究暨國際合作
(1)建立爐心中子物理計算與熱水流分析程式計算的連結。
(2)完成自有VHTR爐心中子物理計算程式系列的建立。
(3)完成具有先天安全的清華VHTR爐心的初步設計。
(4)針對爐心物理與核能安全議題進行國際交流學習。
(5)環形管之加熱沸騰實驗以及CFD沸騰模式建立與驗證。
(6)電子顯微鏡分析碳化矽/碳化矽複合材料於高溫環境下輻照其結構及性質之探討。
(7)探討鎳基超合金的同/異質銲件進行在950℃高純度氦氣中添加不同比例水氣之高溫氧實驗。
(8)分析與燃料護套高溫輻照環境下結構及性質之探討。
(9)高溫熔融物質沿爐壁之淬冷情況，探討沿爐壁滑下時不同角度對物質淬冷凝固的影響。
(10)室內氡氣對國民的影響等文獻資料蒐集，並進行專家訪談會議與實地抽樣確認等評估工作。
(11)建立「公聽會」納入安全管制機制。
(12) 調查台灣沿岸環境輻射現況，並建立台灣沿岸地區放射性核種含量水平調查資料，並與國際海洋輻射偵測相互比較分析。
分項計畫五：核電廠除役與室內乾貯安全審查技術之研究
(1)研究除役廠址輻射物質外洩可能之路徑與環境影響評估。
(2)利用RESRAD進行除役廠址輻射物質外洩可能之路徑與環境影響分析與驗證。
(3)研析並整理MARSAME的內容綱要與評估流程。
(4)整理應用MARSAME進行評估之國際案例。
(5)依據MARSAME研析核一廠除役計畫與相關評估報告之分析方法及評估結果。
(6)RESRAD廠址特性計算模型之建構方法研究。
(7)RESRAD廠址特性計算模型之參數靈敏度分析方法研究。
(8)RESRAD廠址特性計算模型之驗證方法研究。
(9)研析各國及核一廠除役各階段之目標、作業項目、工作分解架構及作業排程。
(10)研析各國除役程序以及時程規劃。
(11)研析國內核電廠除役作業及排程規劃之管制重點。
(12)RESRAD除役人員劑量與環境影響分析之建構方法研究。
(13)RESRAD除役人員劑量與環境影響分析之結果驗證研究。
(14)除役電廠破損用過核燃料處理貯存管制要點建立。
(15)用過核燃料乾式貯存設施風險評估方法論建立及比較之研析。
(16)熱流安全分析管制技術之平行驗證技術建立及精進；
(17)屏蔽安全分析管制技術之平行驗證技術建立及精進；
(18)密封及結構安全評估管制技術建立及精進；
(19)彙整研究成果與經驗，協助管制單位精進室內乾貯安全審查技術。

重要執行成果

分項計畫一:
1.完成核三廠假想類福島複合型災變事件時序擬定。
2.完成核三廠TRACE蒸汽產生器塞管分析模式建立，並評估蒸氣產生氣塞管率對執行斷然處置措施之影響性。
3.完成完成單一管路沸騰雙相流通道垂直振盪之實驗數據與理論分析結果之驗證比較。
4.完成肇始事件辨識輔助系統之功能驗證及系統性能評估。
5.完成CCFL分析模式之建立與校驗。
分項計畫二:
1.建立核三廠PWR乾式圍阻體之MELCOR模式。
2.已核三廠為模擬電廠，採用MELCOR程式進行SBO分析，評估核三廠PWR圍阻體於類福島事故下之氫氣產生率。
3.建立核三廠圍阻體PAR之FLUENT模型，完成PAR隻除氫效能模擬。
4.建立核三廠PWR圍阻體FCVS的FLUENT電腦模型，完成圍阻體排氣系統之分析驗證。
分項計畫三:
1.完成TRACE核三燃料池分區精進模式。
2.完成MELCOR核三燃料池分區精進模式。
3.完成運跑案例及程式資訊交換之規劃。
4.運跑MELCOR程式全黑事故模擬，並透過可對比之參數及結果探討其優缺。
分項計畫四:
1.建立自行開發爐心計算程式NuCoT與簡化熱傳模型之連結。
2.完成沸騰實驗量測及觀測氣泡成長與脫離特性，並完成對有傾斜角沸騰熱傳枝校驗與評估。
3.完成(AlCrNbSiZr)N高熵薄膜鍍膜參數優化以及薄膜氧化特性評估。
4.完成於3C碳化矽及SA-Tyrannohex全纖維碳化矽於1350℃氦、矽雙離子佈植實驗，並完成TEM試片製作，並進行初步輻照缺陷分析。
5.完成鎳基超合金Inconel 625 基材950℃在空氣及氦氣混合不同水氣含量(10%及50%)之氧化動力學。
6.完成熔融物質沿爐壁之冷卻水深度、熔體落差高度之淬冷研究及不同冷卻水之比較。
7.已建立106~107年台灣海域環境放射性核種含量背景資料。
8.完成研析核電廠除役所涉及法治基礎之國際(美、德、法、日)比較研究。
分項計畫五:
1.以RESRAD模式進行除役廠址輻射物質外洩可能之路徑與環境影響程度分析與驗證。
2.建立建物與廠址解除管制評估之審查重點與接受準則。
3.研析並整理美國多部會物質與設備偵檢與評估手冊（Multi-Agency Radiation Survey and Assessment of Materials and Equipment Manual，MARSAME）的內容綱要與評估流程。
4.利用MARSAME研析核一廠除役計畫與相關評估報告之分析方法及評估結果。
5.RESRAD-ONSITE程式之參數選擇策略及靈敏度分析研究、概率性輻射劑量風險分析研究。
6.研析RESRAD除役人員劑量與工作場所評估之建構方法。藉由RESRAD-BUILD程式進行除役作業場所的劑量評估。
7.完成臨界、結構、熱流、屏蔽之分析模型(含廠房及護箱)建立。
8.開發乙式室內乾貯安全分析審查/平行驗證技術。
9.建立核電廠除役低放射性廢棄物整桶量測品質保證規範草案。
10.蒐集國外低放射性廢棄物盛裝容器相關技術資訊與使用案例及國內外相關管制法規。
11.完成蒐集分析國際上低放射性廢棄物處理貯存設施預期意外事件評估與應變措施現況之技術資訊、安全管制規定及審查導則資訊。
12.研析比較分析國內外低放射性廢棄物處理貯存設施預期意外事件評估與應變作業實務之審查導則資訊。
13.提出我國低放射性廢棄物處理貯存設施預期意外事件評估與應變作業之審查導則。