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研究生： 張進捷
論文名稱： 核二廠運轉暫態 PCTRAN模式更新與分析比較
PCTRAN Model Modification and Comparisons for KuoSheng Operational Transients
指導教授： 施純寬
口試委員: 施純寬
王仲容
林浩慈
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： 2012
畢業學年度： 100
語文別： 中文
論文頁數： 75
中文關鍵詞： PCTRAN 、KuoSheng 、核二廠 、啟動測試 、核二廠模擬器
外文關鍵詞： PCTRAN, KuoSheng, KSNPS, Start-up test, KSNPS Simulator
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    • PCTRAN是由美國MST研究室所開發的模擬核電廠運轉與暫態事故的軟體，目前針對各種核電廠型式推出不同的版本，其中PCTRAN KuoSheng就是PCTRAN模擬核二廠的版本。
    過去關於驗證PCTRAN KuoSheng的研究，尚未使用實際運轉數據驗證，因此本研究使用三個核二廠運轉前的啟動測試的暫態案例，分別是：100%功率負載棄載測試、68%功率再循環水泵跳脫測試與96%功率飼水泵跳脫測試來進行驗證；因為僅有取得三個啟動暫態的數據，為求完整所以再加入兩個核二廠模擬器暫態驗證案例來模擬，分別是100%功率負載，手動急停測試與100%功率負載，同時關閉所有主蒸汽隔離閥測試。
    利用PCTRAN KuoSheng模擬這五個暫態案例，將模擬結果與上述暫態案例數據進行比對，找出造成差異的原因，然後進行參數修正或是程式修改，最後再以更新過後的PCTRAN KuoSheng模組重新模擬這五個暫態案例，確認更新模組後的成果。

    PCTRAN code, developed by the MST Research, can simulate nuclear power plant operation and transient accidents. The software has introduced different versions for various nuclear power plant types, including PCTRAN KuoSheng version for simulation of KuoSheng Nuclear Power Station (KSNPS).
    Actual operating data from Kuosheng has not been used for verifications of PCTRAN KuoSheng model yet. Therefore, we took three transient cases of start-up tests prior to commercial operation for KSNPS to verify PCTRAN KuoSheng model. They are (1) load rejection test in 100% power, (2) recirculation pump trip test in 68% power, and (3) feedwater pump trip in 96% power. For completeness, we then added two transient cases simulated in KSNPS Simulator. They are (1) manual scram in 100% power, (2) all of Main Steam Isolation Valves (MSIV) closing in the same time in 100% power.
    From comparisons of simulation results of PCTRAN KuoSheng and actual data of above transient cases, we identified the causes for the discrepancies. Then, we corrected the parameters and modified program of PCTRAN KuoSheng and conducted simulations of five transient cases again. In conclusion, the modified PCTRAN KuoSheng has shown its acceptable consistency compared with the existing data from KuoSheng Nuclear Power Station.

    目錄 摘要 i ABSTRACT ii 致謝 iii 表目錄 vi 圖目錄 vii 第一章 緒論 1 1.1 研究背景 1 1.2 研究方法及目的 1 第二章 文獻回顧 2 2.1 PCTRAN國內研究現況 2 2.2 核二廠簡介 4 2.2.1 核二廠基本資料 4 2.2.2 核二廠反應爐流程簡介 4 2.3 核二廠模擬中心模擬器簡介 5 第三章 PCTRAN程式介紹 11 3.1. PCTRAN特色與優點 11 3.2 PCTRAN主畫面中核二廠重要設備介紹 13 第四章 與核二廠運轉暫態測試結果比對分析 27 4.1 與核二廠啟動測試結果比對分析 27 4.1.1 100%功率負載棄載測試 27 4.1.2 68%功率再循環水泵跳脫測試 32 4.1.3 96%功率飼水泵跳脫測試 36 4.2 與核二廠模擬器暫態測試結果比對分析 41 4.1.1 100%功率手動急停測試 41 4.1.2 100%功率所有主蒸汽隔離閥同時關閉測試 46 第五章 PCTRAN模式更新與驗證 50 5.1 PCTRAN模式更新 50 5.1.1 基本參數修改 50 5.1.2 取消SRI功能 50 5.1.3 安全釋壓閥控制設定修改 50 5.1.4 蒸汽旁通閥控制修正 52 5.1.5 主汽機跳脫邏輯修正 52 5.2 PCTRAN模式更新後驗證 58 5.2.1 PCTRAN模式更新後100%功率負載棄載測試比較 58 5.2.2 PCTRAN模式更新後68%功率再循環水泵跳脫測試比較 61 5.2.3 PCTRAN模式更新後96%功率飼水泵跳脫測試比較 64 5.2.4 PCTRAN模式更新後100%功率手動急停測試比較 67 5.2.5 PCTRAN模式更新後100%功率主蒸汽隔離閥關閉測試比較 70 第六章 結論與建議 73 參考文獻 75

    參考文獻
    [1] 鄭源傑，「PCTRAN龍門核能電廠暫態事故模擬分析與驗證」，國立清華大學工程與系統科學系，碩士論文，中華民國九十三年
    [2] 陳俊宇，「PCTRAN-ABWR緊急爐心冷卻系統模式擴充」，國立清華大學工程與系統科學系，碩士論文，中華民國九十四年
    [3] 楊偉義，「龍門核能電廠預期暫態未急停之蒸汽管路系統事故PCTRAN模擬分析」，國立清華大學工程與系統科學系，碩士論文，中華民國九十五年
    [4] 杜宛慈，「龍門核能電廠預期暫態未急停之飼水系統事故PCTRAN模擬分析」，國立清華大學工程與系統科學系，碩士論文，中華民國九十五年
    [5] 洪宏志，「龍門核能電廠PCTRAN飼水系統模式擴充及其驗證」，國立清華大學工程與系統科學系，碩士論文，中華民國九十六年
    [6] 張凱嵐，「利用PCTRAN-ABWR模擬分析龍門核能電廠預期暫態未急停」，國立清華大學工程與系統科學系，碩士論文，中華民國九十八年
    [7] 吳華申，「PCTRAN-ABWR起動測試暫態預測分析」，國立清華大學工程與系統科學系，碩士論文，中華民國九十八年
    [8] 范光運，「利用電廠嚴重事故分析軟體MAAP4.0.4對PCTran KuoSheng程式的驗證」，國立清華大學核子工程與科學研究所，碩士論文，中華民國九十二年
    [9] 楊朝裕，「PCTRAN國聖核能電廠暫態事故模擬分析與程式修改」，國立清華大學核子工程與科學研究所，碩士論文，中華民國九十三年
    [10] 台灣電力公司第二核能發電廠模擬中心，「第二核能發電廠BWRT訓練教材」，中華民國一百年
    [11] 第二核能發電廠營運程序書pro122.1「核能二廠模擬設施檢定程序書」版次14
    [12] 核二九十八度模擬設施檢定測試報告
    [13] 95.9.2二號機RFPT C台跳脫處理及經驗回饋報告，核二廠運轉組

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