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題 名 | 乾式中期貯存技術應用於PWR與BWR用過核燃料之比較評估 |
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作 者 | 李四海; 陳金順; 林唯耕; 薛燕婉; 喻冀平; | 書刊名 | 台電工程月刊 |
卷 期 | 563 1995.07[民84.07] |
頁 次 | 頁1-10 |
分類號 | 449.8 |
關鍵詞 | 用過核燃料; 中期貯存; 乾式貯存; 安全評估; Spent fuel; Interim storage; Dry storage; Safety assessment; |
語 文 | 中文(Chinese) |
中文摘要 | 目前國際上有數種用過核燃料乾式貯存技術,惟至民國83年10月止,在 美國仍無任何一種技術有貯存BRW用過核燃料之實際經驗;本計畫研究是針對 PWR與BWR用過核燃料之特性,就四種不同貯存技術(混凝土窖、混凝土護箱、 混凝土模組、金屬護箱)分別進行貯存BWR用過核燃料之安全評估,並分為五部 分研究。 第一部份:核臨界評估用過核燃料的吊裝、運送和貯存系統均維持在次臨界狀 態。並可藉幾何因素或中子吸材料來控制界。 另外,將研究討論數種可能用過核燃料中期貯存設施的貯存護箱,分析護箱的臨 界控制方式。建立臨界安全分析工具SCALE4.1來計算中期貯存護箱在不同狀況 下的臨界值,並討論燃耗效果。 第二部份:輻射源及屏蔽評估 本計畫之研究目標為針對輻射源與屏蔽部份進行(1)國外用過核燃料乾式貯存技 術與設計(含混凝土窖、混凝土護箱、混凝土模組、金屬護箱)應用於PWR與BWR 用過核燃料之綜合比較評估。(2)提出可納入台電公司核一廠用過核燃料中期貯 存設施第一期興建工程招標規範之相關建議事項。 第三部份,熱傳導、對流及熱輻射評估: 評估用過核燃料、Canister、Cask及排氣孔之溫度(含正常運轉與異常狀況)。另外 針對乾式貯存概念在設計上之考量如下。 1.包裝護箱的完整性。 4.系統移熱能力。 2.燃料的完整性。 5.臨界安全控制。 3.護套最高溫度。 第四部份:監測計畫之評估 1.設施本身的監測:如溫度、結構、核臨界、輻射等。 2.環境的監測:意外事故造成的輻射外洩、從業人員安全防護、空浮造成的環境污 染等。 另外,監測之內容大致如下:運轉前貯存護箱之測試、運轉過程事故分析、貯存 設施劑量率偵測、輻射屏蔽、緊急事故安全分析(包括地震、火災、爆炸、洪水 等)、移熱能力、通風設備進出口溫度和環境評估,皆為監測重點。 第五部份:材料選擇考慮之因素 本項工作從核能電廠用過核燃料中期貯存設施的材料設計上著眼,以期了解中 期貯存技術應用於PWR及BWR用過核燃料之差別,同時探討中期貯存設施的劣 化機制,以協助台電公司未來引進中期貯存技術時,擬定適宜之採購條款,以 了解國外設計應用於國內之適用性,確保用過核燃料中期貯存設施於使用時之 結構完整性。 |
英文摘要 | For the time being, several technologies for dry storage ofspent fuel have been established. In the U.S., by 1994, therewas no practical experience in the use of such technologies forstorage of the spent fuel of BWR. Based on the features of thespent fuel of PWR and BWR, the objective of this project is toperform the safety assessment for the use of the four differentdry storage technologies, including concrete valut, concretecask, concrete module and metal cask. We have divided it intofive topics to analyze the feasibility of using such technologiesfor dry storage of BWR spent fuel. |
本系統中英文摘要資訊取自各篇刊載內容。