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題 名 | 世界各國處理壓水式核能電廠爐心冷卻不足之實驗研究近況=The Current Status of World-Wide Experimental Study on the Accident Management of Inadequate Core Cooling in Pwr |
---|---|
作 者 | 劉泰健; | 書刊名 | 核子科學 |
卷 期 | 35:4 1998.08[民87.08] |
頁 次 | 頁290-302 |
分類號 | 449.2 |
關鍵詞 | 爐心冷卻不足; 事故處理; 壓水式核能電廠; Inadequate core cooling; Accident management; PWR; |
語 文 | 中文(Chinese) |
中文摘要 | 本文首先將世界各國研究由小破口冷卻水流失事故(SBLOCA)演變成爐心冷卻不足 (ICC) 過程中的重要熱流現象與其發生的機制,作一有系統的歸納。並針對美國 Semiscale 與 LOFT, 法國 BETHSY、日本 LSTF 與 EOS、德國 PKL、義大利 LOBI、以及我國 IIST 等 , 與我國核能三廠具有相似型態的壓水式電廠比例縮小整體系統實驗設施中進行的 ICC 研 究, 作一有系統的文獻回顧,主要內容包括 (i) 引起爐心裸露的限定破口事故, (ii)ICC 條件與各種緊急救援措施 (EOPs) 之有效性, 以及 (iii) 影響各種不同救援措施有效性之 因素。期能經由有系統的文獻回顧,充分掌握事故暫態過程中的重要熱流現象,深入了解這 些現象的影響因素,以及對核能電廠安全的影響,並吸收各國對事故處理的經驗,將有助於 事故發生時正確研判與處理。 |
英文摘要 | The current status of a world-wide experimental study on the accident management of inadequate core cooling in pressurized water reactor (PWR) caused by cold-leg small break loss-of-coolant accident (LOCA) have been systematically reviewed in this paper. The associated researches conducted in several renowned PWR integral system test facilities, such as Semiscale and LOFT (USA), LSTF and EOS (Japan), BETHSY (France), LOBI(Italy), PKL (Germany), and IIST (Taiwan, R.O.C.) are discussed. All these facilities were equipped with U-tube steam generators in each loop, and the experimental setups are similar to Maanshan nuclear power station located in southern Taiwan. This study focuses on the investigation of thermal-hydraulic phenomena and the adequacy of associated emergency operating procedure (EOP). Emphasis is given to the impact and consequences of various EOPs, key thermal-hydraulic phenomena during accident, and the factors affecting the effectiveness of these recovery methods. Through this study, it is expected to gain the experiences of accident management and improve the ability of the operator to take the corrective action. Thus, this would contribute an immense value to the safety operation of nuclear power plants. |
本系統中英文摘要資訊取自各篇刊載內容。