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研究生: 賴弘恩
論文名稱: 核一廠斷然處置措施之安全度評估
A Probabilistic Safety Assessment of Ultimate Response Guidelines of Chinshan Nuclear Power Plant
指導教授: 李敏
口試委員: 李敏
王琅琛
陳詩奎
趙椿長
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: 2013
畢業學年度: 101
語文別: 中文
論文頁數: 77
中文關鍵詞: 核一廠斷然處置措施安全度評估
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  • 有鑑於311日本東京電力福島第一核能發電廠事故,台灣電力公司於2012年9月,提出『斷然處置措施』以因應類似福島事件的事故。本研究旨在利用安全度評估(Probability Safety Assessment, PSA),來分析核一廠在電廠全黑事故(Station Blackout, SBO)下,斷然處置措施降低電廠風險的能力,並找出斷然處置措施中的關鍵步驟或設備。
    為比較斷然處置措施降低風險的能力,本研究首先建立未加入斷然處置措施前的『基本案例』。基本案例所有事故序列的爐心熔損年發生率(Core Damage Frequency, CDF)總和為5.31 10-8,重要事故序列為事故序列SBOS17,其CDF約佔所有事故序列CDF總和的62%,其事故演進為:SBO發生後,控制棒插入反應器成功停機,運轉人員開始嘗試回復電力;由於高壓蒸汽驅動注水系統HPCI和RCIC皆未能成功啟動,故運轉人員執行緊急洩壓,準備執行低壓注水。但由於低壓注水未能於30分鐘內成功注水進入爐心,導致爐心熔損。
    接著,將斷然處置措施中的各項策略,逐一加到基本案例中,分別觀察各項策略降低風險的能力。本研究將所有策略分為四個案例:案例1 - DIVING,案例2 – 4.16KV機動性電源,案例3 – 480V機動性柴油發電機,案例4 – DC電源延長至24小時。
    最後,將四個案例整合,可得到『最終案例』。最終案例所有事故序列的CDF總和為3.51E-008,和基本案例相比,CDF總和約降低32%。


    摘要 I ABSTRACT II 誌謝 III 目錄 IV 表目錄 VI 圖目錄 VII 第一章 緒論 1 1.1 研究動機 1 1.2 研究方法 1 1.3 論文架構 1 第二章 研究工具介紹 3 2.1 WINNUPRA 3.0 3 2.2 RELAP5 3 2.3 MAAP5 3 第三章 核一廠斷然處置措施介紹 5 3.1 執行時機 5 3.2 核心理念與簡要程序 5 3.3 各階段策略細則 6 3.3.1 第一階段 6 3.3.2 第二階段 9 3.3.3 第三階段 11 第四章 電廠全黑基本案例建立 12 4.1 頂端事件成功準則 12 4.2 事件樹的修改 15 4.2.1 緊急柴油發電機失效頂端事件 15 4.2.2 釋壓閥卡於開啟位置 16 4.3 各事故序列修復時窗 18 4.4 基本案例重要事故序列及爐心熔損年發生率 22 第五章 斷然處置措施模型建立 25 5.1 新增故障樹與頂端事件 25 5.1.1 生水注入反應爐 25 5.1.2 控制降壓 30 5.1.3 圍阻體排氣 42 5.1.4 機動性電源 42 5.2 數據計算 50 5.2.1 人因失誤機率 50 5.2.2 外電和緊急柴油發電機未及時回復機率 56 5.3 直流電延長至24小時能力評估 59 第六章 模擬結果與分析 63 6.1 案例1 - DIVING 63 6.1.1 爐心熔損年發生率變化量 63 6.1.2 最小失效組合 65 6.2 案例2 - 4.16KV機動性電源 68 6.2.1 爐心熔損年發生率變化量 68 6.2.2 最小失效組合 68 6.3 案例3 - 480V機動性柴油發電機 68 6.3.1 爐心熔損年發生率變化量 68 6.3.2 最小失效組合 69 6.4 案例4 – DC電源延長至24小時 69 6.4.1 爐心熔損年發生率變化量 69 6.4.2 最小失效組合 70 6.5 最終案例基本事件重要度分析 70 第七章 結論與展望 73 參考文獻 75 附錄A – 基本事件代碼列表及說明 76

    1. 核一廠斷然處置程序指引,台灣電力公司,2011
    2. 核一廠斷然處置程序分析報告,清華大學原子科學技術發展中心,2011
    3. 核一廠功率運轉活態安全度評估 第一階段結果報告,核能研究所,1995
    4. Reevaluation of Station Blackout Risk at Nuclear Power Plants(NURE/CR-6890), United State Nuclear Regulatory Center, 2005
    5. HANNAMAN, G.W., Spurgin, A.J. & Lukic, Y.D., Human cognitive reliability model for PRA analysis, Electric Power and Research Institute: Palo Alto, CA, 1984
    6. Hand Book of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications – Final Report(NUREG/CR-1278), United State Nuclear Regulatory Center, 2011
    7. 第一核能發電廠BWR訓練教材,台灣電力公司,2008

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