運用數值模擬分析核能電廠反應器廠房動態特性－－以進步型沸水式反應器（ABWR）廠房為例

核能電廠之安全性一直以來都是被大眾高度關注的議題，尤其在歷經311東日本大地震後，福島電廠受損所造成的社會、經濟與環境的衝擊更無法估計，致使核能電廠的結構、設備與其組件的受震安全性評估格外重要；因此，針對核能電廠安全性評估首要任務著重於評估反應器廠房系統受到安全停機地震力作用時，仍能保持在規範容許之變形範圍內，並確認反應器廠房系統的耐震安全餘裕；同時，藉由分析反應器廠房之受震反應得到特定設備所在樓板位置之反應歷時曲線及反應譜，提供反應器、重要設備物在不同等級地震強度侵襲下的耐震強度需求更是一重要議題。因此，本文將以進步型沸水式反應器（ABWR）結構廠房為例，分別於SPA2000以及ABAQUS結構分析軟體內建立質量集中簡化模型與實體元素之有限元素模型，並就所建立之模型進行初步比對與結構反應特性分析，經由模態分析的結果可以發現兩種分析模型模式雖然在形式與自由度上差異極大，但所得到的結果相當具有一致性，故後續可藉由此模型進行結構受震反應分析之用，以利運用於建立結構耐震檢核、樓板與重要設備之反應譜之用。