PCTRAN模擬核三廠執行斷然處置安全措施之靈敏度分析

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研究生：	鄭肇哲 Cheng,Chao,Che
論文名稱：	PCTRAN模擬核三廠執行斷然處置安全措施之靈敏度分析 Sensitivity Analysis of Ultimate Response Guideline for Maanshan Nuclear Power Plant with PCTRAN
指導教授：	白寶實 Pei,Bau,Shei 曾永信 Tseng,Yung,Shin
口試委員:	洪祖全 Hung,Tzu,Chen 苑穎瑞 Yuann,Yng,ruey
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：	2015
畢業學年度：	103
語文別：	中文
論文頁數：	71
中文關鍵詞：	馬鞍山電廠、斷然處置、嚴重事故
外文關鍵詞：	Maanshan Nuclear Power Plant, Ultimate Response Guideline, Severe Accident, Safety Analysis
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福島事件後，全世界對核能安全更加重視，而台灣電力公司為了阻止類似的事故發生，擬定斷然處置程序指引(Ultimate Response Guideline, URG)，為了能驗證斷然處置其制定的操作流程確實能有效的讓核電廠安全停機，與保障人民財產安全，本論文用PCTRAN分別模擬一百零三年核三廠演習劇本一號機(進入嚴重事故，爐心部分融毀)與二號機(未進入嚴重事故)，來執行斷然處置對其成效做安全評估。

MAAP為經過認證的核電廠事故模擬軟體，本論文以相同時序，與核研所用MAAP軟體所模擬的一百零三年核三廠演習劇本結果做比對，來驗證PCTRAN其準確性的程度。PCTRAN的特色在於模擬快速、操作容易，元件的流量可以根據使用者的興趣來做調整，因此本論文模擬了蒸氣產生器的動力釋壓閥的靈敏度分析，在對PORV的開度(流量)做調整時蒸氣產生器壓力變化的速度，與水量散失的快慢。另外也模擬了RHR(餘熱移除系統)在固定注水時間時，改變注水流量，其流量隨蒸汽產生器壓力變化的誤差分析。

After the Fukushima Nuclear Disaster took place in 2011, nuclear security have been attached importance to all over the world. Therefore the Ultimate Response Guideline(URG) was developed by Taiwan Power Company for preventing Taiwan from such analogous accident of nuclear power plant as in Japan. In order to test and verify the operating procedures of URG are able to make the nuclear power reactor shut down in emergencies and ensure security of the lives and property of the citizens, PCTRAN is used to simulate the operating procedures of URG of Maanshan Nuclear Power Plant in this paper, and the result of simulation is used to analyze the effect of URG that is according to the two maneuver-play of the plant in 2014. One of the play is for number one machine, it was in serious accident, the reactor part melted down, and the other one is for number two machine, that was not in serious accident, the power recover quickly.
In the same timing of play, this study compares the result of PCTRAN with MAAP(Modular Accident Analysis Program) that is a validated software for simulating the accident of nuclear power plant and validates extent of accuracy of PCTRAN. The features of PCTRAN are fast simulating and easy operating, and the flow rate of components in the system is adjustable by user. As a result, the study analyzes the sensitivity of Power Operating Relief Valve(PORV) of Steam Generation, and the rate of the differential pressure and water loss with the aperture of PORV. Furthernore, at a fixed injection time, it also analyzes the deviation of the differential pressure of steam generation with the aperture of water flow.

摘要    i
ABSTRACT    ii
致謝    iii
目錄    iv 
表目錄    vi
圖目錄    vii
第一章    緒論    1
1.1  研究動機與目的    1
1.2  文獻回顧    1
1.3  研究方法    2
1.4  論文架構    3
第二章    PCTRAN簡介    4
2.1  PCTRAN的引進    4
2.2  PCTRAN特色    4
2.3  PCTRAN PWR重要系統介紹    8
2.4  PCTRAN PWR理論計算模式分析    16
第三章    事故災害處理程序指引介紹    34
3.1  嚴重事故處理指引(Severe Accident Management Guideline, SAMG)    34
3.2  機組斷然處置程序指引(Ultimate Response Guideline, URG)    35
第四章    結果與討論    37 

4.1  103年核三廠二號機演習劇本模擬    38
    4.1.1  103年核三廠二號機模擬時序    38
    4.1.2  103年核三廠二號機PCTRAN PWR設定    39
    4.1.3  103年核三廠二號機劇本模擬結果    42
4.2  103年核三廠一號機演習劇本模擬    47
    4.2.1  103年核三廠一號機模擬時序    47
    4.2.2  103年核三廠一號機PCTRAN PWR設定    49
    4.2.3  103年核三廠一號機劇本模擬結果    57
4.3  PCTRAN靈敏度分析    61
4.3.1  案例一:調整SG的PORV流量    61
4.3.2  案例二:調整RHR(餘熱移除系統)注水流量    65
第五章    結論與建議    70
參考文獻    71


  

表目錄
表2.2-1輸出參數表    13
表3.2-1 斷然處置各階段策略表    36
表4.1-1 PCTRAN模擬之核三二號機時序表    39
表4.2-1 PCTRAN模擬之核三一號機時序表    48
表4.3-1 PCTRAN案例一時序表    62
表4.3-2 調整RHR流量時序    65
表4.3-3 RHR注水流量壓力表    67 
圖目錄
圖2.1-1 PCTRAN PWR主畫面    7
圖2.1-2 PCTRAN PWR劑量畫面    7
圖 2.2-1 SG暫態流量圖    8
圖 2.2-2暫態參數選項    8
圖 2.3-1 PCTRAN PWR-高壓注水系統    9
圖 2.3-2 PCTRAN PWR-低壓注水系統    9
圖2.3-3 PCTRAN PWR-蓄壓槽    10
圖2.3-4 PCTRAN PWR-廠用海水系統    11
圖2.3-5 PCTRAN PWR-燃料更換儲水系統    12
圖2.3-6 PCTRAN PWR-蒸汽產生器    12
圖2.3-7 PCTRAN PWR-調壓槽    12
圖2.4-1 PCTRAN PWR核爐心熱生成模型    18
圖2.4-2隨著溫度上升，爐心可能的損害狀態    27
圖3.1-1台電斷然處置措施的定位    35
圖3.2-1台電公司壓水式核能電廠機組斷然處置程序及通報流程    37
圖4.1-1二號機系統試跑    38
圖4.1-2二號機喪失外電    39
圖4.1-3二號機控制降壓    40
圖4.1-4二號機 NSCW失效    41
圖4.1-5二號機 SBO    41
圖4.1-6 二號機AC電源回復    42
圖4.1-7 二號機SG壓力    43
圖4.1-8 二號機SG水位    43
圖 4.1-9 二號機RCS壓力    44
圖 4.1-10 二號機RCS水位    44
圖 4.1-11二號機爐心水位    45
圖 4.1-12二號機爐心出口溫度    46
圖 4.1-13二號機圍阻體壓力    46
圖 4.1-14二號機圍阻體溫度    47
圖 4.2-1一號機系統試跑    49
圖 4.2-2一號機喪失外電    50
圖 4.2-3一號機控制降壓    50
圖 4.2-4 一號機NSCW失效    51
圖 4.2-5 一號機SBO    51
圖 4.2-6一號機控制降壓    52
圖 4.2-7一號機控制降壓，調整PORV    52
圖 4.2-8一號機控制降壓，調整PORV    53
圖 4.2-9一號機開啟柴油引擎備用輔助飼水泵    53
圖 4.2-10一號機控制降壓    54
圖 4.2-11一號機調壓槽水位燒乾    54
圖 4.2-12一號機 SG水位燒乾    55
圖 4.2-13一號機爐心水位低於TAF    55
圖 4.2-14一號機爐心溫度大於922K    56
圖 4.2-15一號機 AC  Power  Recovery    56 
圖4.2-16 一號機SG壓力    57
圖4.2-17 一號機SG水位    58
圖4.2-18 一號機RCS壓力    58
圖4.2-19一號機調壓槽水位    59
圖4.2-20一號機爐心水位    60
圖4.2-21一號機爐心出口溫度    60
圖4.2-22一號機圍阻體壓力    61
圖4.3-1 SG壓力    62
圖4.3-2 SG PORV一個開度60%，對照開兩個30%    63
圖4.3-3 SG PORV一個開度80%，對照開兩個40%    63
圖4.3-4 SG PORV一個開度100%，對照開兩個50%    64
圖4.3-5 SG水位    64
圖4.3-6 RCS壓力    65
圖4.3-7 RHR流量範圍    66
圖4.3-8爐心水位    68
圖4.3-9爐心出口溫度    68
圖4.3-10圍阻體溫度    69
圖4.3-11圍阻體壓力    69 

                                

1. K.S. Liang, S.C. Chiang, Y.F. Hsu, H.J. Young, B.S. Pei, L.C. Wang, “The ultimate emergency measures to secure a NPP under an accidental condition with no designed power or water supply”, Nuclear Engineering and Design, 253, pp. 259-268, 2012
2. 台灣電力公司，「核三廠機組斷然處置程序指引」，2012
3. 台灣電力公司，「壓水式反應器核能電廠訓練教材」，民國八十四年
4. 台灣電力公司，「核三廠嚴重事故處理程序」，2008
5.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學系
6. PCTRAN/U 3-LP for Windows Personal Computer Transient Analyzer for a Three-loop Pressurized Water Reactor Version 4.0.0 Micro-Simulation Technology
7.元品喻“MAAP5模擬核三廠執行斷然處置之安全性靈敏度分析” 碩士論文，國立清華大學核工所

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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