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計畫摘要

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

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
完成超音波檢測波傳模擬分析研究，透過實驗及模擬分析發現超音波波傳路徑經過銲道時確實會發生偏折現象，比對實驗與模擬分析結果一致，研究結果顯示模擬分析的技術可應用於波傳路徑的預測，未來大型複雜之銲件即可透過模擬分析，分析超音波檢測該銲道之局限以及突破檢測局限之方式，確保銲道能被完整檢測，以加強安全性。
2.核電廠熱水流安全分析程式應用與驗證
(1)利用美國核管會所認可之審查工具熱水流系統分析程式(TRACE)，進行核三廠長期喪失電源事件之評估，分析結果指出核三廠在事件下若無任何安全注水進入，則反應器約於60小時燃料會開始裸露，透過FLEX救援策略進行相關安全補水動作時，可回復爐心水位並使燃料棒不會發生裸露之情形。
(2)建立核三廠長期喪失電源事件下事件發展時序表與關鍵參數，供管制單位參考。
(3)配合熱水流系統分析程式TRACE與 SNAP程式的改版，精進國內核電廠之熱水流安全分析模式。
(4)完成1篇 NUREG/IA 報告，展現我國參與 CAMP 國際合作計畫之成果。
(5)完成辦理TRACE訓練課程工作，強化相關人員之熱水流分析能力與技術。
(6)完成核一廠機組爐心、燃料池等模式更新，並導入使用者自定程式進行燃料束幾何分析簡化模式開發、管路、泵、熱交換器之能量與質量之守恆計算；並完成不同冷卻模式(燃料池冷卻、強制冷卻以及爐心冷卻)下自停機30天至870天之案例分析。
(7)完成停機過渡階段爐心與燃料池之射源及對其他模式中之輻射場影響狀況分析，研究結果顯示燃料池與爐心彼此相互影響有限，故各區域水體所造成的輻射場將直接與燃料池/爐心之距離有關。
(8)完成流路水化學與氧化劑分佈評估，發現停機下因輻射分解所致之氧化劑為95ppb左右，僅約功率運轉的1/3；且遠低於開蓋所造成的溶氧影響(5ppm)。研究結果顯示主要氧化劑與停機時間無關，但較低的溫度與較強的流動狀況將進一步使遠離池面之區域具有趨近於5ppm之氧化劑濃度。
3. MELCOR與MAAP程式模擬核能電廠嚴重事故應變策略
(1)完成以107年演習劇本進行MELCOR與MAAP程式之比對分析模擬報告。
(2)完成以MELCOR程式進行模擬104年核一廠核安演習，並將外釋輻射源項作為MACCS之輸入檔，進行劑量隨廠址距離之計算，並完成分析報告。
4.國際核能管制法規與後福島改善研究
(1)完成日本核電廠海嘯機率性風險評估實施標準與日本核電廠海嘯機率性風險評估應用案例之研析；完成107年度日本原子力規制委員會(NRA)管制法規之更新內容相關資料蒐集、彙整，並綜整研究成果提出成果報告。
(2)完成火山危害文獻資料研讀，針對火山灰危害介紹定量分析方法論；完成MELCOR核三演習分析並與MAAP分析結果進行比較，並提出成果報告。
5.風險告知視察工具暨導引開發與維護
(1)完成核二、三廠維護風險評估與管理SDP視察工具軟體與手冊。
(2)以肇始事件評估導引功能電廠實例，更新核一、二、三廠PRiSE操作手冊。
(3)完成核能電廠移動式救援措施風險有效性評估綜整報告。
6.核能系統壓力邊界組件材料劣化與防治技術開發
(1)完成加氫水化學抑制冷作Alloy 600合金應力腐蝕評估報告。由實驗結果得知Alloy 600冷加工試片主要為沿晶應力腐蝕龜裂(IGSCC)，但20%冷加工以上的試片會觀察到穿晶應力腐蝕龜裂(TGSCC)，造成穿晶應力腐蝕龜裂的主因為冷加工造成晶粒內部殘留應變增加，殘留應變越大的晶粒越容易發生穿晶破裂。
(2)完成間隙腐蝕誘發SS304L氯鹽誘發應力腐蝕之評估報告。研究結果顯示拉伸試片在表面含鹽0.1 g/m2間隙腐蝕環境(溫度:45 ℃+相對濕度:55%)經1500小時可能發生SCC裂縫。
7. 核能電廠除役期間停機過渡階段安全管制技術研究
(1)完成失水事故下用過燃料池火災暨消防管制技術研究，燃料裸露之溫度分析。
(2)完成最新國外先進國家除役相關研究報告彙整。
(3)完成除役期間未預期事件資料彙整。
8.核電廠超越設計地震之地震安全管制技術研究
(1)完成PEER 2010 PSHA benchmark 報告內案例的數值結果驗證及確認。
(2)完成近斷層震波反應譜之調整流程研析。
(3)完成東北外海及西南外海海底山崩情境對核一/二廠及核三廠之模擬計算及分析。
(4)比較日本於311地震後核電廠防海嘯設施之規範新增、修正、流程與細則。
(5)比較最新ASCE 7與FEMA P646之防海嘯設施分析方式、設計參數、計算方式與工法。
(6)完成EPRI、JANTI和IAEA重起動導則對結構健康診斷之規定比對。
(7)完成結構健康檢測之非破壞性檢測相關技術研析。
(8)完成日本NCO地震後KKNPP核電廠重起動之結構健康檢測過程初步分析。
(9)完成鋼筋混凝土之最大容許裂縫寬度評估，並提供核電廠鋼筋混凝土老劣化之評估流程建議。
(10)以遞迴性最小平方識別方法，採用核電廠地震紀錄，技術支援相關平行驗證結構系統識別參數審查工作，提供管制建議。
9.核電廠結構地震反應安全分析管制技術研究
完成圍阻體/輔機/控制廠房土壤結構互制分析模型，並完成「核三廠輔機/控制廠房土壤結構互制分析」報告及「核三廠反應器廠房之設計地震隨機振動理論反應分析計算比對」報告，彙整對鄰近結構物效應、Subtraction Method影響土壤結構互制分析結果，以提供管制參考。