PCTRAN-ABWR起動測試暫態預測分析｜國立清華大學博碩士論文庫

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研究生：	吳華申
論文名稱：	PCTRAN-ABWR起動測試暫態預測分析
指導教授：	施純寬
口試委員:
學位類別：	碩士 Master
系所名稱：	原子科學院 - 核子工程與科學研究所 Nuclear Engineering and Science
論文出版年：	2010
畢業學年度：	98
語文別：	中文
論文頁數：	101
中文關鍵詞：	暫態
外文關鍵詞：	PCTRAN
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本論文是利用美國MST(Micro-Simulation Technology)團隊所設計的PCTRAN-ABWR程式，運用於台電公司龍門核能發電廠在起動測試階段所執行的暫態測試，就程式所提供的功能與電廠實際測試的程序，進行一系列的模擬分析，並與美國奇異公司起動測試-暫態測試預測報告 (STAR ,Startup Test Prediction -Transient Test Prediction Revision 1 Draft B October 2009)相互比對。本論文分析之暫態事件包括(1)喪失飼水溫度事件；(2)一台飼水泵跳脫事件；(3)一台爐內泵跳脫事件；(4)三台爐內泵跳脫事件。由於目前龍門電廠尚未完成所有的試運轉測試，因此大多的參數設定點未得到實際的驗證，僅能參考奇異公司(GE)的STAR及龍門電廠終期安全分析報告(FSAR)分析結果，透過PCTRAN-ABWR程式模擬暫態發生趨勢。未來龍門電廠實際執行起動測試後，可得到更精確的運轉參數設定點，藉以更新PCTRAN-ABWR程式提升分析的精準度。

This paper used PCTRAN that MST (Micro-Simulation Technology) design to analyzed Taiwan Power Company Lungmen Nnuclear Power Plants transient tests at Start-Up High/Mid Test Plateau.the goal of this paper is to simulate real test process against the results from the GE analyses for Lungmen Plant startup transient tests (STAR ,Startup Test Prediction -Transient Test Prediction Revision 1 Draft B October 2009).
The tests are (1)Loss of Feedwater Heater Event;(2)1feedwater pump trip event;(3)1 reactor internal pump trip event;(4) 3 reactor internal pump trip event. Lungmen Plant is not finished all pre-operation tests. Many setpoints have not been performed. The study referenced GE STAR and Lungmen Plant Final Safety Analysis Report (FSTR) to discuss simulate results.Setpoint can be confirmed after Lungmen Plant Start-Up test , that benchmark PCTRAN-ABWR model to upgrad accuracy.

摘要    I
ABSTRACT    II
致謝    III
目 錄    IV
圖目錄    VI
表目錄    IX
第1章    前言    1
第2章    龍門電廠概述    3
1    進步型沸水式核能電廠流程    3
1.1    反應爐之控制    4
1.2    反應爐壓力槽主要的功用    6
2    飼水系統及冷凝水系統    8
2.1    飼水加壓    9
2.2    飼水增溫    10
2.3    飼水水質    11
2.4    飼水流量    12
3    再循環水系統    13
3.1    再循環水系統的控制概念    14
3.2    RIP的電源    16
3.3    RIP泵與有關設備性能說明    16
第3章    PCTRAN-ABWR簡介    20
第4章    起動測試暫態模擬結果分析與比對    21
1    喪失飼水加熱器(Loss of Feedwater Heater ; LOFH)        21
1.1    案例說明    21
1.2    PCTRAN ABWR設定說明    23
1.3    模擬結果分析與討論    26
1.4    分析結論    31
2    一台汽機推動飼水泵跳脫(Feedwater Pump Trip)            41
2.1  案例說明    41
2.2  PCTRAN ABWR設定說明    42
2.3  模擬結果分析與討論    45
2.4     分析結論    51
3    1台反應爐內部再循環泵跳脫(One RIP Trip)    63
3.1  案例說明    63
3.2   PCTRAN ABWR設定說明    65
3.3   模擬結果分析與討論    66
3.4    分析結論    73
4    3台反應爐內部再循環泵跳脫(Three RIP Trip)    83
4.1  案例說明    83
4.2   PCTRAN ABWR設定說明    84
4.3   模擬結果分析與討論    85
4.4    分析結論    90
第5章    總結論與建議    100
參考文獻    101

                                

[1] 陳玉柱“核電廠事故分析程式PCTRAN之引進與應用”碩士論文，國立清華大學工程與系統科學系，2001
[2]第四核能發電廠編印“進步型沸水式反應器訓練教材”，2002。
[3]Micro-Simulation Technology“PCTRAN ABWR Personal Computer Transient Analyzer for Advanced Boiling Water Reactor”, Version 4.0.0, May, 2002.
[4]林芳正“核能電廠暫態事故分析程式PCTRAN之控制系統模組與熱流理論模式探討” 碩士論文，國立清華大學工程與系統科學系，2001
[5] 邱茗秀“核能電廠暫態模擬程式PCTRAN之熱流模式探討及廠外輻射劑量計算能力之建立” 碩士論文，國立清華大學工程與系統科學系，2003
[6] 洪宏志“龍門核能電廠PCTRAN飼水系統模式擴充及其驗證” 碩士論文，國立清華大學工程與系統科學系，2008
[7] 鄭源傑“PCTRAN龍門核能電廠暫態事故模擬分析與驗證”碩士論文，國立清華大學工程與系統科學系，2005
[8] 財團法人核能資訊中心“核四廠起動測試暫態模擬與分析完成報告” ，2009
[9] GE/GEH Nuclear Energy GENERAL ELECTRIC COMPANY Wilmington, NC, “Startup Test Prediction Transient Test Prediction Revision 1”, 2009

[10] GENERAL ELECTRIC COMPANY Wilmington, NC“Startup Test Prediction Transient Test Prediction”,2005

全文公開日期本全文未授權公開 (校內網路)
全文公開日期本全文未授權公開 (校外網路)

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