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研究生： 高雄
Gao, Xiong
論文名稱： 核三廠二次側系統RELAP5模型建立與驗證
Simulation of the Balance of Plant of Maanshan NPP and Model Verification
指導教授： 白寶實
Pei, Bau-Shei
梁國興
Thomas K.S. Liang
口試委員: 苑穎瑞
許文勝
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： 2016
畢業學年度： 104
語文別： 中文
論文頁數： 83
中文關鍵詞： 核三廠 、系統模擬 、功率轉換系統 、熱工水力軟體
外文關鍵詞： BOP, RELAP5-3D, Maanshan NPP, Simulation
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    • 本論文主要內容是以電廠相關設備測試數據資料爲基礎，運用RELAP5-3D程式建立核三廠二次側蒸汽飼水系統（BOP，Balance Of Plant），並與之前所建立的核能蒸汽供應系統（NSSS，Nuclear Steam Supply System）進行系統整合。在BOP與NSSS整合完成之後，通過以核三廠RELAP5-3D分析模式對電廠的功率測試案例，與電廠所提供的不同功率（100%，75%，50%）下的熱工水力數據進行對比，對於整個核三廠模型的正確性進行驗證。最後，對於新建立的NSSS+BOP分析模型進行暫態數據校驗，通過模擬汽機跳脫和飼水泵跳脫兩個案例，並與電廠測試值進行比較分析，用以判斷新的NSSS+BOP模型建立的正確和完備性。

    The main purpose of this research is to establish a RELAP5-3D BOP (Balance of Plant) system simulation model. This research depends on the integration and analysis of data according to the various components of pressurized water power plants, Maanshan Nuclear Power Plant. The RELAP5-3D thermal-hydraulic analysis software is applied to connect each functional hydraulic component that is appropriate to accomplish the simulation model. In addition, the research also includes combination of BOP and NSSS (Nuclear Steam Supply System) to build a complete simulation of a whole nuclear power plant. After combination, one power test (Thermal power is linearly changed from 100% of rated power to 75% and end at 50%) is applied on the whole model. The purpose is to verify the simulation at different power. Finally, two transients (Turbine trip and Loss of feedwater) are simulated on the model. Simulation results are compared with the plant test data at the end of this paper, which indicates that the model could simulate the Maanshan Nuclear Power Plant to a certain degree.

    目 錄 1 前言 10 2 RELAP5-3D核三廠系統模擬 10 2.1 核三廠簡介 10 2.1.1 概論 10 2.1.2 核能蒸汽供應系統(NSSS) 10 2.1.3 二次側蒸汽飼水系統(BOP) 12 2.2 RELAP5-3D程式介紹 17 2.3 圖 19 2.4 表 22 3 RELAP5-3D核三廠NSSS+BOP分析模型建立 24 3.1 概述 24 3.2 核能蒸汽供應系統（NSSS） 24 3.2.1 簡介 24 3.2.2 反應器壓力槽(Reactor Pressure Vessel, RPV) 25 3.2.3 熱端管路及調壓槽(Hot Legs & Pressurizer) 25 3.2.4 蒸汽產生器(Steam Generator) 25 3.2.5 反應器冷卻水泵與冷端管路(RCP & Cold Legs) 26 3.2.6 主蒸汽管路及汽機(Main Steam Line & Turbine) 26 3.2.7 二次側飼水系統(Feedwater System) 26 3.2.8 緊急爐心冷卻系統(Emergency Core Cooling System) 26 3.3 二次側蒸汽飼水系統（BOP） 27 3.3.1 簡介 27 3.3.2 主蒸汽系統(Main Steam Line) 27 3.3.3 高/低壓汽機系統（High/Low Pressure Turbine）28 3.3.4 汽水分離再熱器系統（MSR） 30 3.3.5 凝結水系統（Condensate System） 30 3.3.6 飼水系統（Feedwater System） 32 3.4 NSSS與BOP整合 33 3.5 圖 34 3.6 表 41 4 核三廠NSSS+BOP分析模式校驗 53 4.1 電廠穩態模擬時間序列 53 4.2 RELAP模型計算驗證結果 53 4.3 圖 56 5 核三廠NSSS+BOP分析模式暫態數據校驗 65 5.1 概述 65 5.2 案例一：汽機跳脫功率測試 65 5.2.1 案例介紹 65 5.2.2 電廠測試初始狀態與重要事件發生時序 65 5.2.3 NSSS+BOP(3D 4.2)分析結果 66 5.3 案例二：飼水泵跳脫功率測試 71 5.3.1 案例介紹 71 5.3.2 電廠測試初始狀態與重要時間發生時序 71 5.3.3 NSSS+BOP(3D 4.2)分析結果 72 5.4 表 75 5.5 圖 79 6 結論 91 7 參考資料 92

    [1] 核能發電訓練基本教材：壓水式反應器介紹(上冊)，台灣電力公司第三核能發電廠(84年)。
    [2] 3.1.1 Main Steam System AB, Maanshan Nuclear Power Station Units 1 and 2 Station manual, Apr. 1988
    [3] 3.1.2 Main Turbine System AC, Maanshan Nuclear Power Station Units 1 and 2 Station manual, Jan. 1984
    [4] 3.1.3 Condensate System AD, Maanshan Nuclear Power Station Units 1 and 2 Station manual, Apr. 1988
    [5] 3.1.4 Feedwater System AE, Maanshan Nuclear Power Station Units 1 and 2 Station manual, Apr. 1988
    [6] The RELAP5-3D© Code Development Team, RELAP5-3D© CODE MANUAL VOLUME I：CODE STRUCTURE, SYSTEM MODELS AND SOLUTION METHODS., INEEL, Sep. 1998.
    [7] 台電/核研所核能發電技術發展專案，提高核能電廠運轉彈性研究；總結報告(三)－電廠功率測試及暫態事件數據文獻，核能研究所，(78 年)。
    [8] HEAT BALANCE DIAGRAM, TPC - MAANSHAN UNIT 1, 2, Maanshan Final Thermal Kit (rev6)
    [9] 核三廠RELAP5-3D/K 分析模式建立與電廠暫態數據校驗報告，NPPLOCA-MTC-003 Rev 0.0，國立清華大學原子科學技術發展中心

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