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臺灣博碩士論文加值系統

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研究生:葛禹志
研究生(外文):Ko, Yu-Chih
論文名稱:嚴重事故處理指引(SAMG)對核三廠二階安全度評估結果的影響
論文名稱(外文):The Impact of SAMG on the Level 2 PSA Results of the Maanshan Nuclear Power Plant
指導教授:李敏李敏引用關係
指導教授(外文):Lee, Min
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:2004
畢業學年度:92
語文別:中文
論文頁數:185
中文關鍵詞:嚴重事故處理指引二階安全度評估
外文關鍵詞:SAMGLevel 2 PSA
相關次數:
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摘 要

我國核三廠的Level 2 PSA作業,已於民國八十三年由核能研究所與台灣電力公司共同合作完成,當時由於尚未有嚴重事故處理指引(SAMG)的出現,因此核三廠的Level 2 PSA評估內容中並未包含SAMG的各項考量。本論文的研究目的之一即在於,將核三廠SAMG納入現有的Level 2 PSA中,並分析核三廠SAMG對於Level 2 PSA工作之各種衝擊與影響。再者,SAMG主要的發展哲學為盡可能的確保圍阻體在嚴重事故下的完整性,並全力防止放射性物質外釋至環境,在SAMG中提出了許多指引與建議,用來減緩嚴重事故對於圍阻體完整性的衝擊與控制放射性物質的外釋量。為此,本論文也將深入探討有關核三廠SAMG中,各項指引建議以及救援行動的適用性。
經由本論文的研究,有關SAMG對於核三廠Level 2 PSA的各項影響與改變均已被明確的提出;原本Level 2 PSA的人為失誤量化亦在本論文中作了適當的修正;在研究的過程中,對於SAMG所提及的核電廠嚴重事故下之救援策略,我們也以程式模擬以分析其適用性與正、負面效應。為評估SAMG納入Level 2 PSA後的影響,本論文也作了CSET的量化以驗證結果是否與我們預期的相同。除了評估SAMG對Level 2 PSA的影響外,本論文亦針對許多電廠可能發生的嚴重事故進行模擬分析,並得到許多寶貴的數據與結果,這些資料對於往後的核電廠安全評估將有相當的貢獻。
ABSTRACT

Probability Safety Assessment (PSA) is a holistic approach to estimate the reliability and safety of a nuclear power plant. PSA has been widely utilized by many nuclear utilities and its impact on the nuclear power plant (NPP) safety is very notable. Over the past few years, Severe Accident Management Guidance (SAMG), which delineates the mitigation actions of core meltdown accidents of NPP, is developed to support operators and staffs in the Technical Support Center (TSC) in dealing with those misfortunes. It can be expected that the implementation of SAMG will lower the risk of NPP operation. The execution of SAMG will lower the containment failure probability and will reduce the amount of radionuclides released to the environment during the accident. The mitigation actions in SAMG are not considered in the conventional Level-2 PSA analysis of PSA. In this study the mitigation actions of SAMG are incorporated into the Level-2 PSA of a Westinghouse three loops Pressurized Water Reactor (PWR). The plant analyzed is Maanshan Nuclear Power Plant of Taiwan Power Company. The purposes of the study are to assess the impact of SAMG on the risk of NPP and to identify the importance measure of these mitigation actions. This thesis summarizes the results of the study.
目 錄

中文摘要 I

ABSTRACT Ⅱ
致謝辭 III
目錄 IV
表目錄 VIII
圖目錄 IX
第一章 前言
1.1 核電廠安全度評估 1
1.2 核電廠安全度評估工作內容1
1.3 嚴重事故處理指引 2
1.4 研究目的 2
1.5 論文架構 2

第二章 安全度評估方法
2.1 安全度評估發展簡史 4
2.2 可靠度理論 4
2.3 故障樹分析 5
2.4 事件樹分析 7
2.5 人為可靠度分析 8
2.5.1 簡介 8
2.5.2 人為操作誤失 9
2.5.3 人為誤失之量化模式 10
2.5.3.1 HCR模式 11
2.5.3.2 THERP模式 15
2.6 重要度分析 16
2.7 總結16

第三章 核三廠嚴重事故處理指引(SAMG)
3.1 前言 18
3.2 控制室嚴重事故處理指引 18
3.3 TSC嚴重事故處理指引 22
3.3.1 診斷流程圖(DFC) 22
3.3.2 嚴重事故處理指引(SAGs) 26
3.3.3 嚴重威脅狀態樹(SCST) 29
3.3.4 嚴重威脅處理指引(SCGs 29
3.3.5 嚴重事故終止指引(SAEGs) 32
3.4 計算輔助圖(CA) 32
3.5 SAMG之進入與結束 32

第四章 二階安全度評估與核三廠SAMG的比較
4.1 二階安全度評估架構 33
4.1.1 簡介 33
4.1.2 二階安全度評估工作內容 33
4.1.3 爐心受損事故序列分類 34
4.1.4 CSET標題內容37
4.1.5 電廠損壞狀態(PDS) 37
4.1.6 圍阻體現象事件樹(CPET) 38
4.2 SAMG對於Level 2 PSA之影響 38
4.3 Level 2 PSA與SAMG之比較 39
4.3.1 嚴重事故處理指引與圍阻體系統事件樹 39
4.3.2 SCST、SCGs與圍阻體現象事件樹 42
4.4 結果討論 42

第五章 核三廠SAMG對於CSET的影響
5.1 前言 44
5.2 MAAP程式簡介 44
5.3 WinNUPRA程式簡介 45
5.4 嚴重事故處理指引(SAGs)對CSET系統的影響 46
5.4.1 SAG-1蒸氣產生器注水對CSET系統的影響 46
5.4.1.1 SAG-1系統功能樹說明 47
5.4.1.2 SAG-1系統功能樹之成功準則 47
5.4.2 SAG-2 RCS降壓對CSET系統的影響 49
5.4.2.1 SAG-2救援策略驗證 49
5.4.2.2 SAG-2系統功能樹說明52
5.4.2.3 SAG-3系統功能樹之成功準則 62
5.4.3 SAG-3 RCS注水與SAG-4圍阻體注水對CSET系統的影響62
5.4.3.1 SAG-3的影響 62
5.4.3.2 SAG-4的影響 63
5.4.3.3 RWST重力補水63
5.4.3.4 SAG-3與SAG-4系統功能樹說明67
5.4.3.5 SAG-3與SAG-4系統功能樹之成功準則67
5.4.4 SAG-5降低分裂產物外釋對CSET系統的影響70
5.4.5 SAG-6圍阻體溫度壓力控制對CSET系統的影響71
5.4.5.1 SAG-5與SAG-6系統功能樹說明72
5.4.5.2 SAG-5與SAG-6系統功能樹之成功準則72
5.4.6 SAG-7降低圍阻體氫氣濃度對CSET系統的影響72
5.4.7 SAG-8圍阻體淹水對CSET系統的影響76
5.4.7.1 評估圍阻體注水以阻止RPV失效之適用性 76
5.4.7.2 SAG-8爐外熔渣冷卻的影響83
5.4.7.3 SAG-8系統功能樹說明83
5.4.7.4 SAG-8系統功能樹之成功準則 84
5.5 納入SAGs後的CSET功能標題說明84
5.6 SAMG對於CSET人為失誤量化影響之探討88
5.6.1 原本Level 2 PSA人為失誤機率之修正88
5.6.2 SAMG對於CSET人為失誤量化的影響96
5.6.3 相依性的考慮 106
5.7 結果討論106

第六章 核三廠SAMG對於CPET的影響
6.1 前言 114
6.2 圍阻體現象事件樹(CPET)架構114
6.2.1 電廠損壞狀態(PDS)分類114
6.2.2 圍阻體現象事件樹架構描述 120
6.2.3 圍阻體物理現象 120
6.2.4 CPET標題事件說明 122
6.2.5 分解事件樹(DET) 123
6.2.6 輻射源項分類邏輯127
6.3 NUCAP+程式簡介 131
6.4 核三廠SAMG對於CPET的影響分析133
6.4.1 SCG-1對CPET的影響 133
6.4.2 SCG-2對CPET的影響134
6.4.3 SAG-7與SCG-3對CPET的影響 137
6.4.3.1 Level 2 PSA對氫氣燃燒的分析137
6.4.3.2 氫氣燃燒模擬案例142
6.4.3.3 氫氣燃燒的機率修訂157
6.4.4 SCG-4對CPET的影響 159
6.5 量化案例分析 165
6.5.1 CSET C1a(一般暫態)之量化設定 165
6.5.2 CSET C1a(一般暫態)之量化結果170
6.6 結果討論 170

第七章 結論與建議
7.1 SAMG對於核三廠二階安全度評估的影響 173
7.2 結論174
7.3 心得與建議 175
7.4 未來工作 176

參考資料 178

附錄
附錄-1 參加國立清華大學工科系奈米科技與能源國際研討會之投稿論文 181
附錄-2 參加國立清華大學工科系奈米科技與能源國際研討會之論文海報 185
參考資料
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4.吳景輝著,”核三廠廠內事件CSET分析報告”,台灣電力公司/核能研究所核子工程組,民國87年6月
5.鄭志清著,“模糊理論於安全度評估之應用”,國立清華大學工程與系統科學系,民國88年6月
6.核能研究所,“核能三廠功率運轉活態安全度評估第一階段結果報告”,台灣電力公司/核能研究所核子工程組,民國84年12月
7.王士珍等著,“核三廠嚴重事故處理指引”,核能研究所,民國91年11月
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