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題 名 | RELAP5/MOD3.2程式分析IIST模擬小破口冷卻水流失爐心冷卻不足實驗之研究=RELAP5/MOD3.2 Simulation of the Small Break Loss-of-Coolant Accident Resulting in Inadequate Core Cooling Experiment Conducted at the IIST Facility |
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作 者 | 黃一鳴; 李堅雄; | 書刊名 | 核子科學 |
卷 期 | 35:5 1998.10[民87.10] |
頁 次 | 頁313-325 |
分類號 | 449.2 |
關鍵詞 | 小破口冷卻水流失事故; RELAP5/MOD3.2分析程式; 壓水式反應器比例縮小安全測試設施; Small break loss-of-coolant accident; RELAP5/MOD3.2 code; PWR scaling down integral system test facility; |
語 文 | 中文(Chinese) |
中文摘要 | 核能研究所已於『壓水式反應器比例縮小安全測試(INER Integral System Test, IIST )』設施完成一系列模擬壓水式核電廠發生冷管小破口冷卻水流失爐心冷卻不 足事故時,依據緊急操作程序書( Emergency Operation Procedure, EOP ) 570.42 採取 救援措施之實驗。本研究之目的則是以上述不同冷管破口面積( 1.0% 及 0.2% )實驗所獲 得之數據, 驗證 RELAP5/MOD 3.2 熱流程式分析此事故之能力及準確性。 比對 RELAP5/MOD3.2 程式計算值與 IIST 實驗數據結果顯示: ( 1 )程式能準確預估一次側系 統壓力及冷管與熱冷卻水溫度之變化; ( 2 )程式可掌握事故過程中冷卻水循環泵跳脫、 蒸汽產生器二次側洩壓補水及蓄壓槽安全系統注水等事件發生之時序; ( 3 )程式可模擬 事故過程中環封導通及蓄壓槽旁通等重要之熱流現象; 及( 4 )程式雖可準確估算環路之 單相自然循環流量,但高估於雙相自然循環時之流量。本文並對重要參數:破口臨界流排放 係數、破口面積及蒸汽產生器 U 型管節點設計進行靈敏度分析, 探討其對整體系統現象之 影響。 |
本系統中英文摘要資訊取自各篇刊載內容。