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題 名 | 馬鞍山核電廠於冷卻水流失事故分析所採用計算模組之保守度評估=Assessment of the Conservatism in the Evaluation Models of Loss of Coolant Analyses for Maanshan Nuclear Power Station |
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作 者 | 李敏; 李亮瑩; 黃議輝; 江庚晏; | 書刊名 | 台電工程月刊 |
卷 期 | 760 2011.12[民100.12] |
頁 次 | 頁23-32 |
分類號 | 449.2 |
關鍵詞 | 安全分析; 冷卻水流失事故; 緊急爐心冷卻系統; Safety analysis; Loss of coolant accident; LOCA; Emergency core cooling system; ECCS; |
語 文 | 中文(Chinese) |
中文摘要 | 摘 要 輕水式反應器(Light Water Reactor, LWR)的緊急爐心冷卻系統(Emergency Core Cooling System, ECCS)係針對冷卻水流失事故(Loss of Coolant Accident, LOCA)所設計。 緊急爐心冷卻系統的設計須符合10CFR 50.46 中所列的安全規範。馬鞍山電廠採用西屋公 司設計的三環路壓水式反應器(Pressurized Water Reactor, PWR)。於此研究中,使用三個 版本的RELAP5 程式來模擬冷卻水流失事故,進行馬鞍山電廠的安全餘裕分析。此三個 版本分別為:RELAP5-RT、RELAP5-3D 和RELAP5-3D/K。前兩個版本選用特定的計算 模組(Model),提供最佳估計(Best Estimate, BE)的計算結果,被分類為BE 程式。 RELAP5-3D/K 是RELAP5-3D 的修正版,係參照Appendix K 中所列要求予以修正,在分 類上屬於估算模組(Evaluation Model, EM Model)的程式,即EM 程式。三個版本使用相同 的輸入檔(Input Deck),此輸入檔符合Appendix K 所列要求。此研究的目的為分析程式所 採用估算模組之保守性。結果顯示,RELAP5-RT, RELAP5-3D, RELAP5-3D/K 計算之燃料 護套尖峰溫度(Peak Cladding Temperature, PCT)分別為 1578℉, 1713℉ 和 1789℉。燃料 護套尖峰溫度均發生於最熱棒(Hottest Rod),然而其位置所在高度不盡相同。BE 程式預 測燃料護套尖峰溫度發生於離燃料棒頂端6 英呎處。EM 程式則預測燃料護套尖峰溫度發 生於離燃料棒頂端4.5 英呎處。RELAP5-RT 預測燃料護套尖峰溫度發生於蒸氣沖放階段 (Blowdown)。另兩個版本則預測燃料護套尖峰溫度發生於再泛水階段(Reflood)。蒸汽沖 放階段在RELAP5-RT 的計算結果為18.3 秒,較另外兩個版本所預測的早(RELAP5-3D/K 預測27.8 秒;RELAP5-3D 預測29.6 秒)。RELAP5-RT 預測再注水階段(Refill)結束較早, 發生在28.3 秒(RELAP5-3D/K 預測36.8 秒;RELAP5-3D 預測41.0 秒)。此研究亦探討緊 急爐心注水旁通現象(ECC Bypass)對於燃料護套尖峰溫度計算之影響。結果顯示,當緊急 爐心注水旁通發生時,所計算之燃料護套尖峰溫度僅下降20℉,並未有顯著之影響。 |
本系統中英文摘要資訊取自各篇刊載內容。