李敏工程與系統科學系國立清華大學

國立清華大學工程與系統科學系Engineering & System Science, NTHU

李敏工程與系統科學系

國立清華大學

核電廠安全設計

中華民國 103 年 5 月12 日

1


中子鈾 -235

2

鋇 -137

氪 -96 2CmE

1 克鈾的分裂可產生 23,040 千瓦 - 小時的能量

核分裂連鎖反應

分裂產物

1 粒核燃料丸可產生約 2,000 度的電力，相當於 1 噸的燃煤

+ 193.6 百萬電子伏特能量

核能發電簡介


磁鐵

磁鐵

燈泡

線圈

靜止電刷

旋轉接觸器

3

核能發電簡介


鍋爐冷

凝器

冷卻海水

渦輪機

發電機蒸汽

幫浦

4

核能發電簡介


核能發電簡介

核能發電是利用鈾原子核的分裂反應產生能量，將液態水加溫成為水蒸汽，用以驅動汽渦輪機後發電。

Source: http://www.nrc.org

Department of Engineering and System Science

發電機

汽輪機控制棒

壓力槽冷凝器

圍阻體

調壓槽蒸汽產生器


核能發電簡介

我國的核一、二廠屬於具備一次迴路的沸水式反應器，核三廠則為具主、次迴路的壓水式反應器，核四廠則為進步型沸水式反應器。

Source: http://www.nrc.org

發電機

汽輪機控制棒

壓力槽

冷凝器

圍阻體



核能發電簡介

核分裂反應後附帶產生的是快中子，但核電廠鈾燃料中的鈾 -235 濃化度只有 5% ，快中子須經緩衝劑( 水 ) 減速為熱中子後，方可有效引發下一個核分裂反應，並透過此可控制的反應產出設定的能量。武器級 ( 原子彈 ) 鈾燃料中的鈾 -235 濃化度超過90% ，燃料配置密度高且外殼有中子反射體，所以可逕用快中子引發連鎖式的核分裂反應，並於極短時間內釋放巨大能量。核電廠中的核燃料不可與原子彈相提並論，也不可能出現核爆的情況。

Department of Engineering and System Science=

http://mail.ess.nthu.edu.tw/cgi-bin/openwebmail/openwebmail-viewatt.pl/P03-%AE%D6%B9q%BCt(%C3%F6%B9%CF%BCh)%20VF%AB%FE%A8%A9.jpg?action=viewattachment&sessionid=cpwang*mail.ess.nthu.edu.tw-session-0.969999549984099&message_id=%[email protected]%3E&folder=INBOX&attachment_nodeid=0-1&convfrom=utf-8





8

核能電廠的安全顧慮與安全設計 (1/2) 威脅來自爐心內大量的放射性物質 - 採用多重屏障，層層局限放射性物質的移動 ( 燃料丸，燃料棒護套，封閉冷卻水系統、圍阻體 )


9

燃料丸燃料棒

護套燃料束

反應器壓力槽


Lecture3 10GE1712_Fall_2007

燃料丸 ; UO2; 密度較鉛為大


Lecture3 11GE1712_Fall_2007


核四廠的安全設計多重屏障


13

核能電廠的安全顧慮與安全設計 (1/2) 威脅來自爐心內大量的放射性物質 - 採用多重屏障，層層局限放射性物質的移動 ( 燃料丸，燃料棒護套，封閉冷卻水系統、圍阻體 )

造成放射性物質外釋的可能機制 - 核分裂連鎖反應失去控制，產生大量的熱，造成反應器的解體 - 核分裂反應停止後，放射性物質持續釋出之衰變熱，無法移除，造成多重屏障喪失功能利用多重多樣的安全注水與移熱系統，確保衰變熱的持續移除 - 所有安全系統均無法發揮功能，爐心熔毀

( 車洛比核電廠災變 )

圍阻體發揮功效( 三浬島事故 )

設計缺陷


約 8 小時後，倖存的「爐心隔離冷卻系統」亦因。

3. 事故經過（ 5/10）高壓注水系統爐心噴灑系統正常停機及緊急停

機冷卻系統爐心隔離冷卻系統正常冷卻水循環系統

核能發電簡介



15

核能電廠的安全顧慮與安全設計 (2/2)

安全系統功能的執行，需要動力。交流電驅動之安全系統蒸汽驅動之安全系統 ( 須直流電 ( 電池 )執行部分功能 )

交流電電源 - 廠外電源，即由電網供電 - 緊急柴油發電機，每個機組兩抬

台灣的核電廠 – 外加兩抬氣渦輪發電機


16

核能電廠的安全顧慮與安全設計 (2/2)

針對假想之最嚴重的事故進行安全系統的功能設計 - 『設計基準事故』 - 安全停機地震設計值 ( 電廠機組地基層之加速度 ) - 防火設計 - 防洪 ( 海嘯 ) 設計在法規管制單位的監督下，依『運轉規範』管理與運轉電廠不排除發生超出設計基準之嚴重事故 (或稱為爐心熔毀事故 ) 發生的可能性 - 廠內緊急應變規劃 - 『嚴重事故處理導則』的研發，訓練，與演習 ( 採取非常規性之措施，防止事故進一步的惡化 )

廠外緊急應變規劃


17

與美國三浬島與前蘇聯車諾比災變比較反應器類型：三浬島 -- 壓水式反應器車諾比 -- 石墨水冷反應器福島 -- 沸水式反應器事故肇因：三浬島 -- 機件故障與人為誤失車諾比 -- 嚴重設計缺陷福島 -- 天然災害事故特質：三浬島：喪失冷卻，爐心熔毀，放射性物質自燃料丸釋出，但處置適當，圍阻體保持完整車諾比：反應器連鎖反應失去控制，造成反應器瞬間因水蒸汽與氫氣爆炸而解體，大量放射性物質外釋福島：多機組同時發生事故，喪失冷卻，爐心熔毀，放射性物質自燃料丸釋出，一部機組的圍阻體喪失能，用過燃料儲存池中的燃料未為水覆蓋


18

與美國三浬島與前蘇聯車諾比災變比較事故影響三浬島：極微量的放射性物質外釋，未對電廠員工或附近民眾造成任何程度的輻射傷害；使核工業界認識到輕水式反應器的爐心會熔毀，後續的軟硬體措施的改善，全世界在過去 30 年中，累積超過 12,000 反應器 - 年未再發生類似事故。車諾比：水蒸汽與輕器爆炸及後續之石墨火災造成極大量放射性物質外釋到外界環境， 237名電廠員工與救災人員因劑量過高，有『急性輻射傷害症狀』， 31人於三個月內死亡，但沒有民眾有此症狀；電廠附近 4,300平方公里的土地被劃為禁入區， 220,000 居民遷移。受輻射影響居民的健康效應是許多研究的重點。外釋的輻射擴散到全歐洲。不再興建石墨水冷反應器，目前仍有 11部機組運轉中。


19

日本福島核能一廠事故評析與美國三浬島與前蘇聯車諾比災變比較事故影響福島：大量高揮發性放射性物質外釋，依日本政府的最近之評估，外釋量已達國際原子能總署事故分類的第七級。日本政府依緊急應變規劃，在極大範圍內，採取民眾防護設施。尚未傳出有任何工作人員有『急性輻射傷害症狀』。勢必讓全球的核能使用國家檢討核電廠防震與防海嘯設計，以及廠內外緊急應變的相關程序。

斷然處置措施的規劃


20

10-1

100

101

102

103

104

105

106

107

108

109

時間﹝秒﹞

0.01

0.1

1

10

功率

﹝%

﹞

1小

時

1天

1 週

1 月

1 年

10年

反應器停機一個月後，反應器衰變熱仍然為正常運轉功率的千分之一左右

分裂產物衰變熱產生量隨時間之變化圖


日本福島核能一廠事故

國立清華大學工程與系統科學系Engineering & System Science, NTHU Department of Engineering and System Science

National Tsing-Hua University

防海嘯功能設計日本與臺灣斷層與海岸分布狀況不同


斷然處置措施定置式 (含慣用與備用 ) 電源喪失時，機動式電源啟動階段性洩壓與及時注水 (消防車與非慣用水源 )防止燃料棒護套溫度超過 1500 F ，沒有放射性物質外釋，沒有氫氣產生實施斷然處置後的核能電廠不會發生嚴重核子事故，但可能從此無法重新運轉。不過，民眾生命財產得以保障，也無疏散問題。

0 1 2 3 4Tim e (h r)

-200

-100

0

100

200

300

Le

vel (

in)

TAF

BAF

0 1 2 3Tim e (h r)

0

400

800

1200

1600

Cla

dd

ing

Te

mp

era

ture

(F

)


核四廠的安全設計

核四廠的深度防禦

Documents

李 敏 工程與系統科學系 國立清華大學

李敏工程與系統科學系國立清華大學