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題名 | 利用RELAP5/YA進行核三廠大破口失水事故之最適化分析=The Best Estimate 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; 劉千田; 王琅琛; 鍾年勉; Lin, Wei-ken; Pei, Bau-shie; Liu, Chin-tien; Wang, Lance; Chung, Nien-mien; |
期刊 | 台電工程月刊 |
出版日期 | 19970300 |
卷期 | 583 1997.03[民86.03] |
頁次 | 頁28-38 |
分類號 | 449.7 |
語文 | chi |
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; |
中文摘要 | 冷卻水流失事故為商用核能電廠設計基準事故中最嚴重的一項,由核三廠的最終 安全分析報告�堸w對大破口失水事故所做的分析指出,電廠在發生此事故時它的最高尖鋒護 套溫度為 2199.9 ℉,距限值只有差 0.1 ℉,在經過十數年的運轉之後, 電廠的狀況已與 當初的條件不儘相同,因此再一次的分析是必須且必要的,本研究的目的在利用 RELAP5/YA 熱水流電腦程式,作最適化分析,所謂最適化分析即是將所使用的參數去除了法規中一些不 合理的限制後選用電廠實際運轉時的值,使得分析所得更接近實際發生的結果。 從本研究分析結果可以明顯的看出大破口事故時, 最高護套溫度為 1398 ℉遠低於法規 2200 ℉限制值約 800 ℉,而此大部份是反應爐本身所蘊函的水量所造成的。 |
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 Chapter 15 MNPS FSAR. 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 current, unmodified RELAP5-YA code to perform a full-scope LBLOCA DBA analysis of MNPS to reflect the actual situations after operating more than a decade. A realistic study was conducted. The results were shown the maximum PCT temperature would be 1398 ℉, and this temperature was much lower than thermal limit of 2200 ℉. |
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