核電廠的用過燃料退至用過燃料池後，經由用過燃料池冷卻系統(Spent Fuel Pool Cooling System, SFPCS) 移除用過燃料之衰變熱，以使其放射性衰變熱減少，作為一個暫時性的用過燃料貯存方式，等待進一步的處置。在用過燃料池發生喪失冷卻事故時，因燃料產生之衰變熱無法從用過燃料池中移出，燃料池的溫度逐漸升高，池水逐漸沸騰蒸發而導致水位下降，而在用過燃料開始裸露後，燃料護套溫度迅速飆升，此時，熱的傳導、對流及輻射皆會影響護套溫度。
　　本研究以RELAP5/MOD3程式以及MAAP 5.02 Code對金山核電廠1號機組的用過燃料池進行分析，用過燃料池共可分為14區，其中最熱區域為J區，利用美國核管會標準審查方案附的衰變熱計算式，計算用過燃料元件產生之衰變熱，根據用過燃料元件的實際擺放位置，建立輻射熱傳模式，並加入了燃料半長棒的考慮，以期程式能更符合真實狀況。
在RELAP模擬用過燃料池全池喪失冷卻結果中，燃料裸露時間為事故後第19.33天，護套達到2200℉的時間為第22.92天，若只考慮用過燃料池中最熱的J區時，燃料裸露的時間為事故後第6.57天，模擬結果顯示了只考慮J區為過度保守模擬。
　　以MAAP模擬燃料池全池時，燃料裸露的時間為19.25天，和RELAP的19.33天極為接近，由於未考慮燃料池內金屬、流場、等影響，能量平衡估算燃料池裸露時間為17.78天，和以上兩種程式略有差異。
　　RELAP模擬中燃料護套在事故後第22.9天達到2200℉，MAAP則為第33.56天，其中的差異源自於MAAP在數值方法計算的缺陷，計算中大部分的熱由護套直接傳遞到空氣中，而非與水反應產生水蒸汽，因此在氫氣產生量的表現也不如預期，造成和預測之燃料護套溫度偏低。

　　Spent fuel pool works as a temporary storage for fuel discharged from core, and relys on Spent Fuel Cooling System (SFPCS) to remove decay heat. When a loss of cooling event happens, the decay power of fuel can’t be removed from pool. The water level drops due to evaporation, and leads to fuel uncovery. After fuel is uncovered, the cladding temperature elevates due to deterioration of heat transfer. The oxidation of Zircaloy by the steam generated hydrogen and heat.
　　This work aims to analyze a loss of cooling event of spent fuel pool of Chinshan Nuclear Power Station. In the present study, RELAP/MOD3 and MAAP5.02 are used to simulate the event. Chinshan Nuclear Power Station is operated by Taiwan Power Company, which employs BWR IV reactor and Mark I containment.
　　The spent fuel pool of Chinshan Nuclear Power Station is divided into 14 storage region, and the hottest region is J region. This study uses ASB 9-2 formula to calculate decay power of spent fuels. The radiation heat transfer model and partial length fuel rods are built.
　　The results of J region RELAP simulation indicate that spent fuel is uncovered at 6.75 days after event takes place. The spent fuel is uncoverd at 19.33 days in the whole pool simulation of RELAP5 simulation. The results of former simulation is too conservative. The results simulated by MAAP are closed to RELAP5’s results. It takes 19.25 days for fuel to uncover in MAAP simulation. Moreover, the fuel uncovers at 17.78 days after event happens by simple energy balance calculation.
As predicted by RELAP5 core, the cladding temperature reaches 2200℉ at 22.92 days after event occurs. However, the corresponding time is 33.56 days in the MAAP5 simulation.
　　Due to inconsistency in MAAP5 numerical calculation after fuel uncovery, the hydrogen generation rate doesn’t predict correctly. Therefore, cladding temperature after fuel uncover is not correct.

摘要 i
Abstract ii
誌謝 iv
表目錄 viii
圖目錄 xi
第一章 緒論 1
1.1 研究動機 1
1.2 文獻回顧 1
1.3 研究方法 3
1.4 論文架構 4
第二章 程式與用過燃料池介紹 11
2.1 RELAP介紹 11
2.1.1 RELAP發展 11
2.1.2 RELAP5/MOD3介紹 11
2.1.3 AptPlot簡介 12
2.2 MAAP介紹　13
2.2.1 MAAP簡介　13
2.2.2 MAAP之輸入檔與輸出檔　13
2.2.3 輻射熱傳模型簡介　15
2.3 金山用過燃料池相關介紹　15
2.3.1 金山電廠簡介 15
2.3.2 金山電廠用過燃料池簡介 16
2.3.3 用過燃料池冷卻淨化系統 17
2.3.4 新增燃料池冷卻系統 18
第三章 金山電廠用過燃料池輸入模式 23
3.1 前言 23
3.2 衰變熱計算 24
3.2.1 衰變熱計算方法一 24
3.2.2 衰變熱計算方法二 25
3.2.3 衰變熱計算方法三 27
3.3 金山電廠一號機用過燃料池衰變熱計算 29
3.4 RELAP模型 30
3.4.1 幾何模型介紹 30
3.4.2 幾何分區 31
3.4.3 輻射熱傳模式建立 32
3.5 MAAP模型 34
3.5.1 幾何模型介紹 34
3.5.2 幾何分區 35
3.5.3 輻射熱傳模式建立 36
第四章 模擬結果與分析 64
4.1 前言 64
4.2 能量守恆估算事故分析 65
4.3 RELAP模擬結果 66
4.3.1 喪失冷卻事故初步分析 66
4.3.2 喪失冷卻事故輻射熱傳模型分析 67
4.3.3 用過燃料池全池模擬和J區模擬比較 68
4.4 MAAP模擬結果 68
4.4.1 喪失冷卻事故初步分析 68
4.4.2 氫氣分析 69
4.4.3 池水幾何形狀對氫氣產生量影響 70
第五章 結論與未來工作 83
5.1 結論 83
5.2 未來工作 84
參考文獻 89
附錄A 91
附錄B 98
附錄C 145

[ 1 ] 林冠佑，「核一廠用過燃料池喪失冷卻事故RELAP5模擬」，國立清華大學核子工程與科學研究所，碩士論文，中華民國一百零一年
[ 2 ] Code Development Team, RELAP5/Mod3 Code Manual, Vol.1～Vol.8,NUREG/CR-5535, 2006
[ 3 ] Fauske & Associates, Inc., MAAP5- Modular Accident Analysis Program for LWR Power Plants, Users Manual, 2013
[ 4 ] 臺灣電力公司，第一核能發電廠BWR訓練教材，中華民國九十七年
[ 5 ] 臺灣電力公司，Pool layout for chinshan nuclear power station units 1 & 2
[ 6 ] John R. Lamarsh and Anthony J. Baratta, Introduction to Nuclear Engineering / Edition 3, March 2001.
[ 7 ] Neil E. Todreas and Mujid S. Kazimi, Thermal Hydraulic Fundamentals, Hemisphere Publishing Corporation, 1990.
[ 8 ] U.S. Nuclear Regulatory Commission, Regulatory Guide 3.54 - Spent Fuel Heat Generation in an Independent Spent Fuel Storage Installation, revision 1, 1999
[ 9 ] 柯惠奇，MAAP用過燃料池衰變熱計算，未出版
[ 10 ] U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-0800 Branch Technical Position ASB 9-2 Residual Decay Energy for Light-Water Reactors for Long-Term Cooling, revision 2, 1981
[ 11 ] 行政院原子能委員會核能研究所，第一核能發電廠用過燃料池佈置圖，中華民國一百零一年
[ 12 ] ANP-2772(P) Revision 0, Startup and Operations Report Chinshan Unit 1 Cycle 24, AREVA NP Inc., November 2008.
[ 13 ] ANP-2930(P) Revision 0, Startup and Operations Report Chinshan Unit 1 Cycle 25, AREVA NP Inc., May 2010.
[ 14 ] ANP-3077(P) Revision 0, Startup and Operations Report Chinshan Unit 1 Cycle 26, AREVA NP Inc., December 2011.
[ 15 ] EMF-2577(P) Revision 0, Chinshan ATRIUMTM -10 Mechanical Design Evaluation Report and Chinshan Unit 2 Reload CS2-R18 ATRIUMTM-110 Mechanical and Thermal-Hydraulic Report,Framatome ANP Richland Inc., May 2001.
[ 16 ] 蔡國樑，「沸水式反應器爐心損毀/熔損事故特性簡介」，安全文化專欄248期，臺灣電力公司
[ 17 ] 臺灣電力公司，機組斷然處置程序指引 (編號1451，第30版) ，中華民國一百零一年