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核電廠用過燃料池 臨界安全分析

核電廠用過燃料池 臨界安全分析. 姚勲忠 核能研究所核子工程組 一百 年 六 月 二十 日. 核電廠用過燃料池臨界安全分析. 用過燃料池介紹 用過燃料池 臨界安全分析 討論議題 ─用過燃料池會不會再臨界. 用過燃料池介紹. 用過燃料池介紹 作用 擺放退出核燃料 提供全爐核燃料退出能力 維持用過燃料處於次臨界、冷卻狀態 核一廠 – 利用 Boral 作為中子吸收物，單一機組總儲存容量為 3083 組 核二廠 - 利用 Boral 作為中子吸收物，單一機組總儲存容量為 4026 組

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核電廠用過燃料池 臨界安全分析

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  1. 核電廠用過燃料池臨界安全分析 姚勲忠 核能研究所核子工程組 一百 年 六 月 二十 日

  2. 核電廠用過燃料池臨界安全分析 • 用過燃料池介紹 • 用過燃料池臨界安全分析 • 討論議題 ─用過燃料池會不會再臨界

  3. 用過燃料池介紹 • 用過燃料池介紹 • 作用 • 擺放退出核燃料 • 提供全爐核燃料退出能力 • 維持用過燃料處於次臨界、冷卻狀態 • 核一廠 – 利用Boral 作為中子吸收物，單一機組總儲存容量為 3083組 • 核二廠-利用Boral 作為中子吸收物，單一機組總儲存容量為 4026組 • 核三廠 –利用加硼不銹鋼作為中子吸收物，單一機組總儲存容量為 2160組

  4. 燃料池鳥瞰圖

  5. 核電廠用過核燃料池近況

  6. 用過燃料池臨界安全分析 • 臨界安全分析假設 • 最強反應度核燃料 • 最佳緩和狀態 • 考慮意外事故增加之反應度 • 考慮各項製造準確度 • 考慮程式準確度 • 臨界安全分析結果 • 核一、二廠用過燃料池均能維持K<0.95 之次臨界狀態（擺放燃料需符合KSCCG* Limit Curve ） • 核三廠 • 不考慮意外事件，用過燃料池均能維持K<0.95 之次臨界狀態（擺放燃料需符合Burnup vs, Enrichment curve) • 核三廠考慮意外事件，用過燃料池均能維持次臨界狀態（take 硼酸溶液1500 ppm credit)

  7. 最強反應度核燃料

  8. 用過燃料池燃料擺放規定

  9. 議題 ─用過燃料池會不會臨界 • 燃料池失去冷卻能力 • 喪失緩和劑 – 反應度降低 • 燃料溫度上升 – 反應度降低 • 燃料池燃料融毀 • 核燃料融合成球 • Boral喪失

  10. 燃料棒融熔狀態 • 假設情境 • 全部燃料融熔成一個均勻的大球 • 全部燃料均為5wt%U-235濃縮度之UO2燃料 • 球外有足夠之水包覆 • 分析結果 • 濃縮度太低，純UO2燃料球無法達到臨界。

  11. 喪失吸收物狀態之臨界安全分析 • 以核一廠為例 • 如硼流失小於50 % ，反應度增加可能仍小於50 mk • 如硼流失100%，可能導致＞ 334 mk之反應度增加

  12. 以核一廠為例 若要補償硼流失100％，所需硼酸濃度約1500~1700ppm。 使用過燃料池臨界分析係極度保守假設之結果，硼流失後能否能達到臨界狀態，尚須進一步評估。 燃料池加硼酸效用

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