本研究使用美國核管會最新開發之最佳估算熱水流系統程式TRACE模擬分析台灣電力公司金山電廠用過燃料池喪失正常冷卻循環系統事故，以及喪失正常冷卻系統同時發生冷卻水流失事故之情況，並探討灑水措施對事故之緩和能力；並且加入福島事故時之數據進行用過燃料池模式之驗證。
本研究首先依照美國核管會標準審查方案附之ASB 9-2衰變熱功率計算式為基礎，計算核一廠一號機所有退出用過燃料元件產生的衰變熱，建立衰變熱功率時間表輸入檔。金山電廠用過燃料池TRACE模式以及輸入檔建立完成後，利用此輸入模式模擬金山電廠用過燃料池假想事故：喪失正常冷卻循環系統事故，以及喪失正常冷卻系統同時發生冷卻水流失事故。其中在喪失正常冷卻循環系統事故中，分別執行針對灑水措施之噴灑時間點、噴灑流量和噴灑水溫之靈敏度分析；而在喪失正常冷卻系統同時發生冷卻水流失事故之案例中，主要針對對用過燃料池而言較嚴重之喪失冷卻水事故，也就是初始洩漏量大於500 gpm之案例進行模擬分析。
考慮到在用過燃料池事故中，主要依池水位和燃料護套溫度來評估緩和措施的效果，本研究探討在各個案例中池水位之變化以及燃料護套溫度之表現。模擬結果顯示，喪失正常冷卻循環系統事故時，越早進行灑水，越能縮短池水位回復時間，灑水量加大越可以有效地降低燃料護套的溫度；而在喪失正常冷卻系統同時發生冷卻水流失事故時，用過核燃料會部分裸露，但燃料護套溫度基本上可以被控制住，若是希望用過燃料不要裸露，或者是希望燃料護套溫度低於鋯水反應起始溫度，應以灑水流量不低於200 gpm為原則來施行緩和措施。

摘要
ABSTRACT
誌謝
目錄
表目錄
圖目錄
第一章 緒論
1.1 研究動機與目的
1.2 論文架構
第二章 文獻回顧
第三章 TRACE程式、金山電廠用過燃料池與模式介紹
3.1 金山電廠與用過燃料池介紹
3.1.1 金山電廠介紹
3.1.2 用過燃料池介紹
3.2 TRACE程式介紹
3.3 金山電廠用過燃料池TRACE模式建立
3.3.1 金山電廠用過燃料池TRACE模式
3.3.2 金山電廠用過燃料池動畫模式
3.3.3 用過燃料池衰變熱之計算
第四章 研究結果與分析
4.1 福島第一核電廠四號機用過燃料池事故分析
4.1.1 事故描述與初始條件
4.1.2 分析結果
4.2 金山電廠用過燃料池喪失正常冷卻循環系統事故分析
4.2.1 事故描述與初始條件
4.2.2 分析結果
4.3 金山電廠用過燃料池喪失正常冷卻系統且冷卻水流失事故分析
4.3.1 事故描述與初始條件
4.3.2 分析結果
4.4 金山電廠用過燃料池多通道模式喪失正常冷卻循環系統事故分析
4.4.1 事故描述與初始條件
4.4.2 分析結果
第五章 結論與建議
5.1 結論
5.2 建議
參考文獻
附錄A
附錄B
附錄C

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