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題 名 | 利用RELAP5/YA進行核三廠大破口失水事故之評估模式分析=The Evaluation Model Analysis of Loss of Coolant Accident for Maanshan Nuclear Power Plant by Using RELAP5/YA |
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作 者 | 林唯耕; 白寶實; 張家彧; 王琅琛; 鍾年勉; | 書刊名 | 台電工程月刊 |
卷 期 | 582 1997.02[民86.02] |
頁 次 | 頁15-25 |
分類號 | 449.7 |
關鍵詞 | 大破口冷卻水流失事故; 最高尖峰護套溫度; 反應器冷卻系統; 反應爐冷卻水泵; 圍阻體; 緊急爐心冷卻系統; Large break loss of coolant accident; LBLOCA; Peak cladding temperature; PCT; Reactor coolant system; RCS; Reactor coolant pump; RCP; Containment; Emergency core cooling system; ECCS; |
語 文 | 中文(Chinese) |
中文摘要 | 冷卻水流失事故為核能電廠設計基準事故中最嚴重的一項,在臺灣電力公司核能 三廠最終安全分析報告�堸w對大破口事故所做的分析指出,電廠在發生此事故時它的燃料最 高尖峰護套溫度為 2199.9 ℉,與法規要求的 2200 ℉限值比較,已無任何餘裕存在。且經 過十多年運轉之後,電廠狀況已與當初分析使用的條件不儘相同,如緊急爐心冷卻水系統設 計流量之改變、蒸汽產生器塞管等問題都需加以考慮。因此有必要以目前電廠實際的狀況進 行申請執照之評估模式分析,以解決燃料最高尖峰護套溫度餘裕不足的問題。本研究的目的 在利用 RELAP5/YA 程式,設法依法規中所要求的假設及目前電廠的狀況, 進行評估模式分 析。RELAP5/YA 分析中無法符合評估模式要求的一項:沖放階段結束,緊急冷卻水旁通停止 時,需將爐心內所剩的水量扣除後再繼續計算。在本研究的靈敏度分析個案中,也嘗試用延 遲緊急爐心冷卻水注水時間,或提高緊急冷卻水注水溫度,來模擬此保守假設,這些結果都 符合預期的目標。從本研究中分析結果,可以明顯看出在大破口事故基礎個案及沖放係頻譜 分析�堙A最高護套溫度約在 1200 ℉到 1500 ℉之間,遠低於法規要求的 2200 ℉限值。 |
英文摘要 | The current peak cladding temperature (PCT) value of MNPS LBLOCA DBA, 2199.9 ℉, almost touches the thermal limit of 2200 ℉ as shown in MNPS FSAR Chapter 15. ROCAEC is hardly to accept this important safety related parameter as its value is so close to the limit. Therefore, this study was planned to use the currently modified safety analysis code RELAP5/YA to meet the requirements of 10 CFR 50 Appendix K, in order to apply for the LBLOCA analysis of PWRs. A full scope MNPS LBLOCA DBA analysis was then performed, based on this modified EM model to calculate the PCT of MNPS under this DBA. A series of sensitivity studies was conducted. The results were shown the maximum PCT temperature would be between 1200 ℉ and 1500 ℉, and this temperature was much lower than thermal limit of 2200 ℉。 |
本系統中英文摘要資訊取自各篇刊載內容。