核三廠功率提升對安全度評估之人為可靠度分析結果的影響

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研究生：	黃正宏 Cheng-Hung Huang
論文名稱：	核三廠功率提升對安全度評估之人為可靠度分析結果的影響 The Impact of EPU on the Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment of Maanshan Nuclear Power Station
指導教授：	李敏 Min Lee
口試委員:
學位類別：	碩士 Master
系所名稱：	原子科學院 - 工程與系統科學系 Department of Engineering and System Science
論文出版年：	2007
畢業學年度：	95
語文別：	中文
論文頁數：	87
中文關鍵詞：	功率提升、一般暫態、核三廠、壓水式反應器、人為可靠度
外文關鍵詞：	Power Uprates, Genaral Tramsient, Maanshan NPS, PWR, Human Reliability, HCR, HEP
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本報告在探討核三廠執行大幅度功率提升(Extended Power Uprates, EPU)，對核電廠安全度評估之人為可靠度的衝擊。研究中篩選出39項人為誤失事件，重新評估人為誤失機率。所採用的人為可靠度分析模式為HCR (Human Cognitive Reliability)與THERP (Technique for Human Error Rate Prediction)；HCR模式中所需之人員動作允許時間係應用MAAP4.0.4程式，針對功率提升後之電廠的熱水流狀態進行分析。研究中探討人為誤失機率的改變對於早期大量輻射外釋 (Large Early Release Frequency, LERF)與爐心熔損頻率(Core Damage Frequency, CDF)的影響；並依據重要度分析的結果，找出提升後，對風險有較大影響之人為動作。
核三執行EPU後，因爐心功率提升使得運轉員的反應時間被壓縮，而進行重新計算人為誤失機率的人為誤失事件共有12項，大部分為暫態事故與蒸汽管束破裂事故之下對於爐心冷卻水系統進行補水或洩壓的人為誤失事件；以及冷卻水流失事故之下的後備高壓注水動作和爐心冷卻復原的程序動作。以上人為誤失機率的增加，使得CDF由原來的升高至，LERF由原來的升高至。由重新評估後的結果可找出LERF與CDF的F-V重要度或RAW變化較大之人為誤失事件，提供核三廠執行功率提升後關於人為誤失機率之參考，予電廠風險告知的資訊。

第一章    序論
1研究目的………………………………………………………………1
2研究架構……………………………………………………………  2
3功率提升……………………………………………………………  2
4核三廠簡介…………………………………………………………  4
5 MAAP程式介紹 ……………………………………………………  4
第二章    爐心功率提升對人為誤失機率的影響
1 安全度評估介紹………………………………………………  6
2 人為可靠度分析
2.1 人為可靠度分析介紹……………………………………  7
2.2 THERP模式………………………………………………   7
2.3 HCR模式…………………………………………………   8
3 功率提升對人為可靠度的衝擊……………………………… 11
4 核三廠安全度評估…………………………………………… 11
第三章    功率提升之初始狀態分析
1 初始設定……………………………………………………… 19
2 一次側壓力…………………………………………………… 20
3 爐心溫度與主蒸汽管流率…………………………………… 21
第四章  爐心功率提升對喪失NSCW或CCW之下的人為誤失機率之影響
1廠用海水系統失效與核機冷卻水系統之失效簡介
1.1廠用海水系統失效與核機冷卻水系統………………… 22
1.2 廠用海水系統失效之分析…………………………… 23
2 爐心功率提升對喪失NSCW或CCW之下的人為誤失機率之影響
2.1 HR-ALTCCPCL-E29之誤失事件分析……………………25
2.2 HR-ECDLOCCW-E29之誤失事件分析……………………25
2.3 HR-CCP/ACCI之誤失事件分析…………………………26
2.4 HR-CCP/ECD之誤失事件分析………………………… 26
2.5 HR-CCP/RHR之誤失事件分析………………………… 26
2.6 HR-CCP/SGBNF之誤失事件分析……………………… 27
2.7 HR-LHSI-TC2、HR-LHSI-TC1、HR-CCW-RHRHX-INI
       誤失事件分析………………………………… 27

第五章  爐心功率提升對SGTR之下的人為誤失機率之影響
1 SGTR事故
1.1 SGTR事故之事故分析………………………………… 29
1.2 SGTR的洩漏率………………………………………… 33
2 爐心功率提升對SGTR之下的人為誤失機率之影響
2.1 HR-ECNDSGTR-E10之誤失事件分析…………………  35
2.2 HR-BNFSGTR-E45之誤失事件分析…………………… 36
2.3 HR-RWSTSGTR-E23之誤失事件分析…………………  36
第六章 爐心功率提升對喪失外電之下的人為誤失機率之影響
1 喪失廠外電源……………………………………………… 38
2 爐心功率提升對喪失外電之下的人為誤失機率之影響
2.1 HR-DG5/1H之誤失事件分析…………………………  42
2.2 HR-ECNDLOOP-E20之誤失事件分析…………………  43
第七章 爐心功率提升在MSLB之下的人為誤失機率之影響
1 主蒸汽系統概述
1.1 主蒸汽管……………………………………………… 44
1.2 流量限制器（Flow Restrictor）………………… 45
1.3 PORV與SV……………………………………………… 45
1.4 MSIV…………………………………………………… 46
2 主蒸汽管路斷裂…………………………………………… 46
3   爐心功率提升對MSLB之下的人為誤失機率之影響
3.1 HR-FSGIMSLB-E09之誤失事件分析…………………  47
3.2 HR-EDEPMSLB-E50之誤失事件分析……………………47
3.2 HR-FSGI/EDEP之誤失事件分析……………………… 48
第八章 爐心功率提升對一般暫態SCRAM之下與ATWS的人為誤失機率之影響
1 反應器保護系統…………………………………………… 49
2 爐心功率提升對暫態導致SCRAM之下的人為誤失機率之影響
2.1 HR-BNFRXTRP-E45之誤失事件分析…………………  50
2.2 HR-BNFSGLLT-E45之誤失事件分析…………………  52
2.3 HR-CDPRXTRP-E45之誤失事件分析…………………  52
2.4 HR-CDPSGLLT-E45之誤失事件分析…………………  54
2.5 HR-STPSGLLT-E45之誤失事件分析…………………  54
2.6 HR-CP/BNF-RX之誤失事件分析……………………… 55
2.7 HR-SF/BNF-SG之誤失事件分析……………………… 55
3 預見暫態未急停…………………………………………… 56
第九章 爐心功率提升對LOCA之下的人為誤失機率影響
1緊急爐心冷卻系統（Emergency Core Cooling System，ECCS）
1.1 ECCS功能…………………………………………… 57
1.2 ECCS概述……………………………………………… 58
2 各類LOCA概述
2.1 大破口LOCA…………………………………………… 60
2.2 中破口LOCA…………………………………………… 61
2.3 小破口LOCA…………………………………………… 61
2.4 爐心功率提升對各類LOCA之下的人為誤失機率之影響
2.4-1 HR-HOTLEGRC-E08之誤失事件分析……………………  61
2.4-2 HR-RWSTRPNH-E23之誤失事件分析……………………  62
3 爐心功率提升對大破口LOCA之下的人為誤失機率之影響
3.1 HR-CTMTSPRR-E07之誤失事件分析………………………  62
4 爐心功率提升對中破口LOCA之下的人為誤失機率之影響
4.1 HR-ASIMLOCA-E00之誤失事件分析………………………  63
4.2 HR-CNDMLOCA-E06之誤失事件分析………………………  67
4.3 HR-HHRMLOCA-E06之誤失事件分析………………………  69
5 爐心功率提升對小破口LOCA之下的人為誤失機率之影響
5.1 HR-ASISLOCA-E00之誤失事件分析………………………  70
5.2 HR-CCRSLOCA-E42之誤失事件分析……………………  73
5.3 HR-CNDSLOCA-E06之誤失事件分析……………………  74
5.4 HR-HHRSLOCA-E07之誤失事件分析……………………  76
5.5 HR-ASI/CCR-S之誤失事件分析………………………… 76
5.6 HR-ECD/CCR之誤失事件分析…………………………… 76
5.7 HR-ASI/ECD/CCR之誤失事件分析……………………… 77
第十章 爐心功率提升對中央寒水失效與介面破口流失事故之下的人為誤失機率影響
1爐心功率提升對中央寒水系統失效之下人為誤失機率之影響
1.1中央寒水系統失效與緊要寒水系……………………… 78
1.2 HR-CCHW-RECOV之誤失事件分析……………………… 78
2 介面破口冷卻水流失事故
2.1介面破口冷卻水流失事故簡述……………………………… 79
2.2HR-IFBI/RWST之誤失事件分析……………………………… 79
第十一章 結論與建議
1 結論 …………………………………………………………… 80
2 建議………………………………………………………………84
3 未來工作…………………………………………………………85
參考文獻……………………………………………………………… 86

                                

參考資料
[1]Luis A. Reyes, Status Report on Power Uprates, SECY-05-0098, June 2,
2005.
[2]Ralph R Fullwood, Robert E Hall, Probabilistic Risk Assessment in the Nuclear Power Industry Fundamentals & Application, Pergamon Press, 1988.
[3]James H. Rust, Nuclear Power Plant Engineering, Haralson Publishing Company.
[4]Shih-Kuei Cheng, Seal Loss-of-Coolant Accident and Recovery Actions Following Loss of Component Cooling Water, Nuclear Technology Vol.84 , March 19,1988.
[5]S K. Vierow, Y. Liao, J. Johnson, M. Kenton, R. Gauntt,
Severe Accident Analysis of a PWR Station Blackout with the MELCOR, MAAP4 and SCDAP/RELAP5 Codes, Nuclear Engineering and Design 234 (2004) 129–145.
[6]A. W. Cronenberg, M.V. Bonaca, G. B. Wallis, Margin Reductions for Re-Licensed/Uprated Plants and Risk Implications, PSA 2002, Detroit, MI, October 6-9, 2002.
[7] John DeBlasio and Major Programs Group, Beaver Valley Power Station Extended Power Uprate Licensing Report Supplemental Information, WCAP-16307-NP, WESTINGHOUSE NON-PROPRIETARY CLASS 3, September 2004.
[8]Definition of Generalized Concepts of Safety Margins and Characterization of Safety Margin Sources, Nuclear Energy Agency, Committee on the Safety of Nuclear Installations, August 12, 2005.
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[10]壓水式反應器系統介紹，台灣電力公司第三核能發電廠。
[11]李敏等，核電廠安全度評估方法之理論與應用，國立清華大學工程與系統科學系，1996
[12] 核能研究所，核能三廠功率運轉活態安全度評估，核子工程組與安全評估組，1995
[13]葛宇志，嚴重事故指引(SAMG)對核三廠二階安全度評估結果的影響，國立清
華大學工程與系統科學系，民國93年六月。
[14] 鄭至欽，模糊理論於安全度評估之應用，國立清華大學工程與系統科學系，
民國88年六月。

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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