查詢結果分析
來源資料
相關文獻
- 動態安全度評估技術及其應用
- PRA應用:整體風險評估與管理模式建立
- 核能電廠大修停機安全度評估之特性簡述
- 我國核能電廠安全度評估之更新
- IIST設施實驗模擬半水位運轉餘熱移除系統失效意外事故
- 安全度評估(PRA)之應用與發展
- Development of Accident Sequences Dynamic Simulation Model and an Example Application to Midloop Operation of PWR
- 風險告知與可靠度技術應用於核能電廠與維護法規有關之安全相關閥類維護、測試之最佳化與法規評估先導型研究計畫
- 風險告知法規之研究與應用
- 核二廠平行驗證安全分析方法論之建立及應用研究
頁籤選單縮合
題名 | 動態安全度評估技術及其應用 |
---|---|
作者 | 張欽章; 趙椿長; 陳詩奎; | 書刊名 | 核研季刊 |
卷期 | 27 1998.04[民87.04] |
頁次 | 頁82-98 |
分類號 | 449.7 |
關鍵詞 | 動態事件樹; 安全度評估; 半水位運轉; 蒸汽產生器破管; 核能電廠; |
語文 | 中文(Chinese) |
中文摘要 | 本文詳述了利用動態安全度評估之技術來模擬核能電廠事故之動態變化,並且應 用此技術來從事核三廠兩個假想事故案例-壓水式核電廠半水位運轉且喪失餘熱移除系統 (RHR)與蒸汽產生器破管(SGTR)之分析,藉以發掘核電廠潛在的安全問題。在半水位運轉且 喪失RHR案例中,係引用Chao and Lee (1996)發展的動態事故分析模式及結合本所自行開 發的反應器大修熱流安全分析程式(ROSE)來從事事故演變之分析,結果顯示其爐心受損機 率(CDF)在大修停機三天時為每反應器年8.3×10 。而在蒸汽產生器破管之案例,則修改Chao and Lee之模式,發展了動態事故模擬程式DPRA-SGTR,以執行SGTR事故演變之分析。 結果由保守分析顯示蒸汽產生器發生一根管子兩端斷裂(破口面積為3.76×10 m )時CDF 為每反應器年8.5×10 。 |
本系統之摘要資訊系依該期刊論文摘要之資訊為主。