本論文研究之目的，係以現有核一廠RELAP5/MOD3輸入模式為基礎，參考核一廠雷傳程式核一廠輸入檔，建構RELAP5/MOD3.3核一廠輸入模式；在建立完成輸入檔及完成穩態計算後，以核一廠二項功率測試數據驗證輸入模式與程式之精確性。二項功率測試暫態為97%功率單台再循環泵跳脫暫態及100%功率負載棄載暫態。
核一廠RELAP5/MOD3.3 之輸入檔建立，除了將原本單一蒸汽管路更新至符合電廠現狀之四條蒸汽管路外，在控制系統方面，參考雷傳程式核一廠輸入檔，增修了飼水三元控制系統及壓力控制系統，並用電廠功率測試數據來驗證所建立控制系統之正確性。
二個暫態模擬結果顯示，壓力控制系統預測暫態模擬數據趨勢大致接近電廠測試結果；但爐心流量及飼水三元控制系統則仍有改善的空間，藉由暫態測試模擬找出控制系統問題所在，進一步調整輸入模式參數改善控制系統，同時減少誤差以增進暫態模擬分析的能力。

In this study, the RELAP5/MOD3.3 input deck of ChinShan Nuclear Power Plant is constructed based on the existing RELAP5/MOD3 input deck of the station. The single steamline model of the original deck is updated to four steamline-line model. The control logic of the input deck is revised based on the ChinShan input deck of the RETRAN code. The control systems revised include three-element feedwater control system and the pressure regulator system. The input deck is initialized successfully to a steady state condition and then used to simulate two power test transients of the plant e.g. 97% power one recirculation pump trip and 100% power load rejection.
The simulation results are compared with the data of power test. The results of comparison show that the pressure regulator control system can predict the trend similar to the power test data, but there is room for improvement for the three-element feedwater control system. The input deck constructed in this study does not model the systems of Balance of Plant (BOP), which is the major reason of the discrepancy between the simulation results of the code and the power test data.

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4."ChinShan Nuclear Power Station RELAP5/MOD3 Design Record File Calculation Note"
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