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臺灣博碩士論文加值系統

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研究生:邱茗秀
論文名稱:核能電廠暫態模擬程式PCTRAN之熱流模式探討及廠外輻射劑量計算能力之建立
論文名稱(外文):Investigations of Thermal-Hydraulic modeling and Setup of Offsite Dose Calculation Capabilities in PCTRAN
指導教授:施純寬
學位類別:碩士
校院名稱:國立清華大學
系所名稱:工程與系統科學系
學門:工程學門
學類:核子工程學類
論文種類:學術論文
論文出版年:2003
畢業學年度:91
語文別:中文
論文頁數:75
中文關鍵詞:廠外輻射劑量PCTRAN熱流
外文關鍵詞:PCTRANDoseoffsite
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本論文可分為兩大部分,第一部份在論述PCTRAN-PWR所採用的熱流理論模式,主要是利用爐心與調壓槽內冷卻劑系統飽和態與次冷態的質量守恆式、能量守恆式解出反應器的壓力、溫度、乾度。蒸汽產生器亦是利用質量守恆式與能量守恆式解出其內的壓力與乾度。再藉由壓力、溫度、乾度求得其他的熱力性質。並整理完成部分模組檔案內函式的傳入、傳出參數及其主要功能對照表。第二部分則是探討氣候與輻射劑量擴散的關係,並利用PCTRAN-PWR本身已有的劑量計算模式,加以擴充,使其可針對不同的氣候條件、風速、點射源釋放高度,計算廠外甲狀腺與全身之劑量率及累積劑量值。本論文已成功地在PCTRAN-PWR上即時顯示廠外半徑五公里內甲狀腺及全身劑量率之分佈,可以做為緊急計畫演習參考之用。
The thesis investigates thermal-hydraulic modeling of PCTRAN-PWR and establishes offsite Dose Calculation Capabilities in PCTRAN-PWR.PCTRAN-PWR is referred to a PCTRAN version for Westinghouse nuclear power plant.
The thesis has generalized major thermal-hydraulic theory about core, pressurizer and steam generator and major portion of calculation function form PCTRAN-PWR
The thesis has also established XOQ calculation modeling in PCTRAN-PWR. XOQ is the rate of concentration of the effluent over its flow rate. Using the XOQ calculation modeling of this thesis and dose calculation modeling of PCTRAN-PWR, we can calculate and display the whole body dose rate and thyroid dose rate and their integrated dose in the range of offsite radius 5 km according to weather condition and wind velocity and direction at real time. It will be useful for Emergency plan maneuvers.
第一章 前言 第二章 PCTRAN-PWR所採用的壓水式反應器熱流理論與數學模式
2.1 爐心與調壓槽的理論模式分析
2.1.1 飽和態區域的假設
2.1.2 飽和態區質量守恆式的推導
2.1.3 飽和態區能量守恆式的推導
2.1.4 次冷態區域的假設
2.1.5 次冷態區質量守恆式的推導
2.1.6 RCS次冷態區能量守恆式的推導
2.1.7總結
2.2 蒸汽產生器的理論模式分析
2.2.1假設
2.2.2 質量守恆式的推導
2.2.3 能量守恆式的推導
2.2.4移熱能力的計算
2.2.5 總結
第三章 PCTRAN-PWR的計算模組介紹
3.1 所有模組檔案概述性的介紹以及整理進度說明
3.2 部分細部程式採用的計算模式介紹
3.2.1 蒸汽產生器系統相關程式說明
3.2.2臨界流動計算概述
第四章 氣候條件與廠外輻射劑量關係簡介
4.1 氣象條件對輻射污染物在大氣中擴散的影響
4.2 XOQ值的計算模式
4.3 分散係數函數的建立與驗證
第五章 廠外輻射劑量計算程式的建構
5.1 PCTRAN-PWR的輻射劑量計算模式介紹
5.1.1 程式所考慮的核種種類與擴散流程
5.1.2 DOSE函式中廠外輻射劑量的評估方法
5.2 事故分類等級與輻射劑量指標
5.3 程式架構與執行結果
第六章 結論與建議
參考文獻
附錄A
1.John R. Lamarsh,“Introduction To Nuclear Engineering,2nd Edition”,1982
2.James H. Rust,“Nuclear Power Plant Engineering”
3.歐陽敏盛、楊昭義編譯,“核能發電工程學”,水牛圖書公司,1997
4.James E. Turner原著,朱鐵吉譯,“原子、輻射、與輻射防護”,全民,2000
5.陳玉柱,“核電廠事故分析程式PCTRAN之引進與應用”,碩士論文,國立清華大學工程與系統科學系,2001
6.Micro-Simulation Technology,“PCTRAN/U 3-LP for Windows Personal Computer Transient Analyzer for a Three-loop Pressurized Water Reactor Version 4.0.4 ”,2001
7.台灣電力公司所提供之報告資料
8.Microsoft Corporation原著,曾順智編譯,“Microsoft Visual Basic 6.0基本原理”,華彩軟體,2000
9.王國榮,“Visual Basic 6.0實戰講座”,文魁資訊,1998
10.墾丁國家公園管理處,墾丁國家公園觀光地圖
QRCODE
 
 
 
 
 
                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                               
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