核電廠用過燃料池核電廠用過燃料池臨界安全分析臨界安全分析

核電廠用過燃料池核電廠用過燃料池臨界安全分析臨界安全分析

姚勲忠姚勲忠

核能研究所核子工程組核能研究所核子工程組

一百 年 六 月 二十 日一百 年 六 月 二十 日

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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

• 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

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用過燃料池介紹用過燃料池介紹

• 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

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燃料池鳥瞰圖燃料池鳥瞰圖

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核電廠用過核燃料池近況核電廠用過核燃料池近況

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用過燃料池臨界安全分析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)

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最強反應度核燃料最強反應度核燃料

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用過燃料池燃料擺放規定用過燃料池燃料擺放規定

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議題 ─用過燃料池會不會臨界議題 ─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

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燃料棒融熔狀態燃料棒融熔狀態

• 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。

燃料組成 多少束燃料潰縮成一正球體 U235 wt%濃縮度 cm外覆水厚 邊界條件 k-eff (mean) σ /mean408束 5.0 500 水外真空 0.75601 0.00021624束 5.0 500 水外真空 0.75957 0.00023083束 5.0 500 水外真空 0.76980 0.00018

無論半徑加多大 5.0 500 水外真空 0.77675 0.00016408束 5.0 500 水外真空 0.81684 0.00015624束 5.0 500 水外真空 0.82168 0.00023083束 5.0 500 水外真空 0.83401 0.00013

無論半徑加多大 5.0 500 水外真空 0.84215 0.00012

MCNP計算結果計算條件

UO2+Zr

UO2

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喪失吸收物狀態之臨界安全分析喪失吸收物狀態之臨界安全分析Boron Missing 3.2 wt%

4.8 wt% 5G2

4.8 wt% 15G7

Max delK

0.0% - - - -

10.0% 0.00647 0.00652 0.00586 0.00652

20.0% 0.0138 0.0139 0.01248 0.0139

30.0% 0.02226 0.02236 0.02008 0.02236

40.0% 0.0322 0.03229 0.029 0.03229

50.0% 0.04421 0.04424 0.03973 0.04424

60.0% 0.0593 0.05916 0.05313 0.0593

70.0% 0.07935 0.07883 0.07082 0.07935

80.0% 0.1086 0.10727 0.0964 0.1086

85.0% 0.1299 0.12779 0.11488 0.1299

90.0% 0.16023 0.15678 0.14102 0.16023

95.0% 0.21061 0.20438 0.18405 0.21061

100.0% 0.33463 0.31925 0.28852 0.33463

0

50

100

150

200

250

300

350

400

0.00% 10.00% 20.00% 30.00% 40.00% 50.00% 60.00% 70.00% 80.00% 90.00% 100.00%

Boron Missing Ratio

Del

K (m

k)

3.2 wt%

4.8 wt% 5G24.8 wt% 15G7

Max delK

• 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

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燃料池加硼酸效用燃料池加硼酸效用

0

100

200

300

400

500

600

0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500

Boron Concentration(ppm)D

el K

(m

k)

3.2 wt%

4.8 wt% 5G2

4.8 wt% 15G7

Min delK

Boron (ppm)

3.2 wt%4.8 wt%

5G24.8 wt%

15G7Min delK

100 33.71 28.14 25.97 25.97

200 65.28 54.66 50.42 50.42

300 94.93 79.72 73.46 73.46

400 122.83 103.44 95.23 95.23

500 149.13 125.92 115.83 115.83

600 173.99 147.28 135.37 135.37

700 197.5 167.59 153.93 153.93

800 219.81 186.94 171.58 171.58

900 240.99 205.4 188.39 188.39

1000 261.13 223.04 204.44 204.44

1100 280.32 239.91 219.77 219.77

1200 298.61 256.06 234.43 234.43

1300 316.07 271.55 248.46 248.46

1400 332.78 286.41 261.92 261.92

1500 348.76 300.69 274.84 274.84

1600 364.08 314.42 287.25 287.25

1700 378.77 327.63 299.19 299.19

1800 392.87 340.37 310.68 310.68

1900 406.43 352.64 321.74 321.74

2000 419.46 364.49 332.41 332.41

2100 432.01 375.92 342.71 342.71

• 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。