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研究生： 陳冠甫
Kuan-Fu Chen
論文名稱： 嚴重事故處理指引對核一廠二階安全度評估結果的影響
The Impact of SAG on the Level 2 PSA Results of the ChinShan Nuclear Power Plant
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： 2005
畢業學年度： 93
語文別： 中文
論文頁數： 157
中文關鍵詞： 嚴重事故 、核一廠 、安全度評估
外文關鍵詞： PSA, SAG, SAMG, ChinShan
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    • 我國核一廠的PSA二階分析作業，已於民國八十年由原能會、核能研究所以及台灣電力公司共同合作完成，當時由於尚未有嚴重事故處理指引（SAG）的出現，因此核一廠的PSA二階評估內容中並未包含SAG的各項考量。本論文的研究目的之一即在於，將核一廠SAG納入現有的PSA二階分析中，並分析核一廠SAG對於PSA二階工作之各種衝擊與影響。再者，SAG主要的發展哲學為盡可能的確保圍阻體在嚴重事故下的完整性，並全力防止放射性物質外釋至環境，在SAG中提出了許多指引與建議，用來減緩嚴重事故對於圍阻體完整性的衝擊與控制放射性物質的外釋量。為此，本論文也將深入探討有關核一廠SAG中，各項指引建議以及救援行動的適用性。
    經由本論文的研究，有關SAG對於核一廠Level 2 PSA的各項影響與改變均已被明確的提出；原本PSA二階的人為誤失量化亦在本論文中重新作了計算；在研究的過程中，對於SAG所提及的核電廠嚴重事故下之救援策略，我們也以程式模擬來分析其適用性與正、負面效應。為評估SAG納入PSA二階分析後的影響，本論文也作了靈敏度分析以驗證結果及趨勢是否與我們預期的相同。除了評估SAG對PSA二階分析的影響外，本論文亦針對許多電廠可能發生的嚴重事故進行模擬分析，對於這些現象發生時序作探討，可供日後SAG執行效果的驗證作參考。

    Probability Safety Assessment (PSA) is a systematic approach to estimate the risk of nuclear power plants (NPPs). PSA has been widely utilized by nuclear utilities, nuclear industry, and nuclear regulators to enhance the safety of NPPs. Over the past few years, Severe Accident Guidelines (SAGs), which delineate the mitigation actions of core meltdown accidents of NPP, are developed to support operators and staffs in the Technical Support Center (TSC) during the emergency responses of core melt accidents. The proper executions of SAGs could decrease the failure probability of containment and reduce the amount of radionuclide released to the environment during the accident. It can be expected that the implementation of SAGs will reduce the risk of the operation of NPPs. However, SAGs are not available when the conventional Level-2 PSA analyses are performed. In this study the mitigation actions of SAGs are incorporated into the Level-2 PSA of a General Electric designed Boiling Water Reactor (BWR) with Mark I containment. The plant analyzed is ChinShan Nuclear Power Plant of Taiwan Power Company (TPC).
    The purposes of the study are to assess the impact of SAGs on the risk of NPP and to identify the importance measure of these mitigation actions. MAAP code calculations are performed to verify and validate the mitigation actions specified in SAGs. This thesis summarizes the results of the study.

    中文摘要 ABSTRACT 致謝辭 目錄 表目錄 圖目錄 第一章 前言 1.1 核電廠安全度評估 1.2 核電廠安全度評估工作內容 1.3 嚴重事故處理指引 1.4 研究目的 1.5 論文架構 第二章 安全度評估方法 2.1 安全度評估發展簡史 2.2 可靠度理論 2.3 故障樹分析 2.4 事件樹分析 2.5 人為可靠度分析 2.5.1 簡介 2.5.2 人為操作誤失 2.5.3 人為誤失之量化模式 2.5.3.1 HCR模式 2.5.3.2 THERP模式 2.6 重要度分析 2.7 總結 第三章 核一廠嚴重事故處理指引（SAG） 3.1 前言 3.2 SAG之進入條件 3.3 SAG簡介 3.4 SAG-1簡介 3.4.1 RC/F 監視及控制RPV及一次圍阻體水位 3.4.2 RC/Q 監視及控制反應爐功率 3.4.3 RC/P 監視及控制RPV壓力 3.5 SAG-2簡介 3.6 SAG的支援文件 第四章 二階安全度評估與核一廠SAG的比較 4.1 二階安全度評估架構 4.1.1 簡介 4.1.2 二階安全度評估工作內容 4.1.3 爐心受損事故序列分類 4.1.4 CSET標題內容 4.1.5 電廠損壞狀態（PDS） 4.1.6 圍阻體現象事件樹（CPET） 4.2 SAG對於PSA二階分析之影響 4.3 PSA二階分析與SAG之比較 4.3.1 嚴重事故處理指引與圍阻體系統事件樹 4.3.2 嚴重事故處理指引與圍阻體現象事件樹 4.4 結果討論 第五章 核一廠SAG對於CSET的影響 5.1 前言 5.2 MAAP程式簡介 5.3 WinNUPRA程式簡介 5.4 嚴重事故處理指引（SAGs）對CSET系統的影響 5.4.1 RC/F 監視及控制RPV、一次圍阻體水位對CSET系統的影響 5.4.1.1 CSET注水功能樹介紹 5.4.1.2 RC/F注水方法與原先CSET注水方法比較 5.4.1.3 核一廠圍阻體淹灌能力計算 5.4.1.4 核一廠爐心及圍阻體水位高度整理 5.4.2 RC/Q 監視及控制反應爐功率對CSET系統的影響 5.4.3 RC/P 監視及控制RPV壓力對CSET系統的影響 5.4.3.1 CSET 洩壓功能樹介紹 5.4.3.2 RC/P洩壓方法與原先CSET洩壓方法比較 5.4.3.3 SRV數量與洩壓時間關係之實際案例模擬 5.4.4 SAG-2對CSET系統的影響 5.5 圍阻體事件樹（CSET）的修改 5.5.1 新增系統故障樹 5.5.1.1 ADSMSAG系統故障樹 5.5.1.2 PCB系統故障樹 5.5.1.3 MSLDL系統故障樹 5.5.1.4 HPCITSL系統故障樹 5.5.1.5 BCSSINJ系統故障樹 5.5.1.6 BCSSPRY系統故障樹 5.5.1.7 CTVWW、CTVDW系統故障樹 5.5.2 功能故障樹的修改或新增 5.5.2.1 反應器洩壓功能標題 5.5.2.2 反應器洩壓（SAG）功能標題 5.5.2.3 重新嘗試高壓注水功能標題 5.5.2.4 壓力槽外爐心熔渣之冷卻 5.5.2.5 乾井噴灑功能標題 5.5.2.6 抑壓池冷卻功能標題 5.5.2.7 濕井、乾井排氣功能標題 5.5.2.8 補水終止爐心受損過程功能標題 5.5.3 電廠損壞狀態（PDS）的改變 5.5.3.1 基本案例───原先PSA二階分析結果 5.5.3.2 PDS新增的情形 5.5.3.3 新CSET事件樹 5.6 SAG對於CSET人為誤失量化影響之探討 5.6.1 基本案例中人為誤失機率之重建 5.6.2 基本案例之人為誤失的相依性分析 5.6.3 納入SAG之CSET中的人為誤失機率計算 5.6.4 納入SAG之CSET系統中人為誤失的相依性分析 5.7 結果討論 第六章 核一廠SAG對於CPET的影響 6.1 前言 6.2 圍阻體現象事件樹（CPET）架構 6.2.1 電廠損壞狀態（PDS）分類 6.2.2 圍阻體現象事件樹架構描述 6.2.3 CPET標題事件說明與圍阻體現象介紹 6.2.4 分解事件樹（DET） 6.2.5 輻射源項分類邏輯 6.3 NUCAP＋程式簡介 6.4 核一廠SAG對於CPET的影響分析 6.4.1 納入SAG對PDS的影響 6.4.2 納入SAG對STC所造成的影響 6.4.3 納入SAG對附屬事件樹（DET）的影響 6.4.4 納入SAG對CPET事件樹的影響 6.5 案例分析 6.5.1 基本案例──原PSA二階分析結果 6.5.2 納入SAG的量化結果 6.5.3 靈敏度分析 6.6 結果討論 第七章 結論與建議 7.1 SAG對核一廠二階安全度評估的影響 7.2 結論 7.3 心得與建議 7.4 未來工作 參考資料 附錄 附錄-A 圍阻體淹灌案例分析 附錄-B 參加ICONE-13之投稿論文

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