MARK-III型圍阻體中氫氣擴散及濃度分佈之GOTHIC程式分析

Development of Hydrogen Diffusion GOTHIC Model for MARK-III Containment

黃郁凱

指導教授 ： 白寶實

國立清華大學/原子科學院/核子工程與科學研究所/碩士(2013年)

摘要

2011年3月11日，日本福島核能電廠因外海強震引發海嘯，海嘯導致電廠發生一加長型全黑事故，造成反應器爐心最終熱沉的喪失。在失去移熱能力後，爐心水位下降致使反應器爐心裸露。由於爐心裸露，燃料護套和水蒸氣產生劇烈的鋯水反應而釋氫，氫氣濃度在反應器廠房中累積達到4%引發爆炸，致使反應器廠房崩解，輻射物質飄散外界，此一事故震驚全球。因此，針對核電廠進行氫氣擴散與遷移的了解重要性極高。倘若能先一步了解氫氣在圍阻體擴散及累積現象，並設置氫氧再結合裝置(例如：Passive Autocatalytic Recombiner，簡稱PAR)或抽氣系統，有助於降低氫爆對圍阻體完整性的威脅。
　　本研究採用GOTHIC圍阻體分析程式建立核能二廠MARK-III型圍阻體之分析輸入模式，並採用MAAP5程式在電廠全黑事故下，假設所有補水系統完全失效，在事故發生後不進行任何補水動作，使事故更為嚴重來模擬類福島事故，所產生之氫氣產生率作為GOTHIC分析模式邊界條件，進行氫氣擴散濃度分析評估。探討事故發生後是否在反應器廠房中有特定樓層氫氣濃度達到氫爆限值。此外，研究選定一實際實驗作為本研究的Benchmark(驗證) 標的，藉由實驗數據與模擬數值相互比對，驗證GOTHIC程式在模擬氫氣行為上的準確性，使模擬結果更具可信度。
　　GOTHIC程式在H型管路氫氣擴散實驗數據之校驗分析中網格靈敏度分析結果顯示，GOTHIC程式計算結果與實驗數據在趨勢上相當接近，差距甚小，證明GOTHIC程式模擬圍阻體中氫氣擴散現象之準確性有一定之可信度與適用性。針對核能二廠MARK-III型圍阻體氫氣擴散濃度分析結果顯示，GOTHIC程式預測在嚴重事故發生後的35,000秒，也就是9.7小時，樓層1的氫氣濃度峰值超過4%，但因本研究假設事故發生後，對爐心沒有進行任何補救措施，此為使事故後果極為嚴重之假設。若事故發生後，操作人員有對爐心進行任何補水動作，或是反應器廠房預先設置氫氣再結合裝置，即使反應器爐心產生氫氣，都將使電廠免於氫爆威脅，可保電廠安全無虞。

關鍵字

國聖電廠 ； 馬克三型圍阻體 ； 福島事故 ； 氫氣爆炸

參考文獻

5.彭柏皓，「核能二廠MARK-III型圍阻體熱水流分析模式建立」，國立清華大學核子工程與科學研究所，碩士論文，民國100年。

6.林亮宇，「日本福島電廠 2 號機及 3 號機事故MAAP5.0.0模擬分析」，國立清華大學核子工程與科學研究所，碩士論文，民國101年。

7.沈紘毅，「核能一廠MARK-I型圍阻體氫氣擴散濃度GOTHIC程式分析模式建立」，國立清華大學核子工程與科學研究所，碩士論文，民國101年。

1.台灣電力公司第二核能發電廠，「沸水式反應器核能電廠訓練教材」，台灣電力公司，民國84年12月。

2.Electric Power Research Institute, “GOTHIC: Containment Analysis Package User Manual ”, version 7.2a, NAI 8907-02 Rev.17, January 2006.