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臺灣博碩士論文加值系統

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研究生:許淑禎
研究生(外文):Shu-Tsen Hsu
論文名稱:核能電廠管制單位電廠視察員風險顯著性決策支援系統之探討
論文名稱(外文):The Study of Decision Support System in Risk Significance for Nuclear Power Plants Inspectors
指導教授:許通安許通安引用關係
指導教授(外文):Tong-An Hsu
學位類別:碩士
校院名稱:中原大學
系所名稱:資訊管理研究所
學門:電算機學門
學類:電算機一般學類
論文種類:學術論文
論文出版年:2006
畢業學年度:94
語文別:中文
論文頁數:118
中文關鍵詞:風險顯著性確立程序安全度評估決策支援系統風險告知
外文關鍵詞:Risk-Informed RegulationProbabilistic Risk Assessment (PRA)Decision Support System (DSS)Significance Determination Process (SDP)
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  美國核管會於2003年3月公佈核能視察法規NRC Inspection Manual Chapter 0609(簡稱IMC 0609),此法規主要目的在協助管制單位派駐核電廠的視察員,評估視察發現在風險上的顯著性,此法規提出風險顯著性確立程序(Significance Determination Process,簡稱SDP),提供給視察員進行視察判定時的依據。
  本研究所建置之「核能電廠管制單位電廠視察員風險顯著性決策支援系統」將NRC Inspection Manual Chapter 0609(IMC 0609)的觀念與精神以決策支援系統架構呈現給駐廠視察員,本研究引用核電廠安全度評估(Probabilistic Risk Assessment,簡稱PRA)做其視察評估的分析技術,評估反應爐發生爐心熔損的頻率(Core Damage Frequency,簡稱CDF)與圍阻體發生早期輻射大量外釋的頻率(Large Early Release Frequency,簡稱LERF)來評定駐廠視察員在視察發現的風險顯著性。
  本研究透過Sprague與Carlson的ROMC分析方法確立本研究之風險顯著性決策支援系統架構,並使用雛型法概念建置系統,本系統主要目的在於協助核電廠駐廠視察員進行監督式的視察,提供給視察員利用資訊化技術作客觀與科學的風險分析,將核電廠營運風險透明化、科學化,以期提升核電廠的管理營運績效。
  本研究在系統評估上採用定性與定量的評估方式,定性系統評估是藉由視察員分別使用本研究風險顯著性決策支援系統與使用IMC 0609法規的進行視察判定;定量系統評估是藉由比較本研究的風險顯著性決策支援系統與核能界所使用的安全度分析軟體的運算結果(WinNUPRA、TRIM),評估在相同的失效設定下,使用本研究的風險顯著性決策支援系統與其他安全度評估軟體進行視察判定,藉由專家訪談,得知本研究量化的結果落在合理可接受的範圍內,但本研究所提供之視察判定功能、模擬核電廠失效機率上升的功能、量化計算的時間與量化所需之輸入檔案皆優於其他安全度分析軟體。
  United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC) announces NRC Inspection Manual Chapter 0609 (IMC 0609) in March, 2003, the purpose of this manual helps nuclear resident inspectors to determine the nuclear rsik significance of inspection findings. This manual provides the the concept of significance determination process, and helps nuclear resident inspectors to identify potentially risk-significant issues.
  This study developes the decision support system of rsik significance for nuclear resident inspectors. This system uses the structure of decision support system and includes the concept of IMC 0609 for inspectors. This study uses the Probabilistic Risk Assessment (PRA) skill for the calculation of core damage frequency (CDF), Large Early Release Frequency (LERF) to determine the risk increase of insprction findings.
  This study uses the ROMC analysis theory from Spragus and Carlson and prototyping developtopmental skill to build the structure of rsik significance decision support system. The purpose of this system is to help nuclear inspectors to determine the safety significance of inspection findings, and provide the additional risk analysis to help inspects to further understand the risk insight of inspections findings.
  This study uses the qualitative assess and quantitative assess to assess the performance of this study. In the qualitative assess, we compare the results between the risk significance DSS system with IMC 0609, and in the quantitative assess, we compare the results between the risk significance DSS system with other software (WinNUPRA, TRIM) that usually uses in the nuclear domain. According the export assent, the risk significance DSS system is better than other software in inspectors finding, approximating the changing failure rate, calculateing time, the input files before calculateing.
目  錄
摘  要 i
Abstract ii
目  錄 iv
圖 目 錄 vi
表 目 錄 viii
第壹章 緒論 1
1-1 研究背景 1
1-2 研究動機 3
1-3 研究目的 4
1-4 研究問題 5
1-5 研究範圍 6
1-6 研究流程 7
第貳章 文獻探討 8
2-1 風險的定義 8
2-2 風險管理的定義 11
2-3 決策支援系統架構理論 17
2-3-1決策支援系統之定義 17
2-3-2決策支援系統架構 19
2-3-2-1對話管理系統(DGMS) 20
2-3-2-2資料庫管理系統(DBMS) 23
2-3-2-3模式庫管理系統(MBMS) 25
第參章 核電廠風險評估技術與風險決策支援系統架構 27
3-1 核電廠風險告知技術 27
3-2 核電廠風險顯著性判定技術 30
3-3 核電廠安全度評估技術 40
3-3-1 第一階層安全度評估 44
3-3-2 第二階層安全度評估 51
3-3-3 第三階層安全度評估 53
3-3-4 小結 54
3-4 界定研究範圍 55
3-5 系統分析 56
3-6 核電廠管制單位視察員風險顯著性決策支援系統架構 59
第肆章 系統設計 63
4-1 決策支援系統發展程序 63
4-2 核電廠風險顯著性決策支援系統資料庫子系統之設計 65
4-3 核電廠風險顯著性決策支援系統模式庫子系統之設計 70
4-4 核電廠風險顯著性決策支援系統知識庫子系統之設計 75
4-5 核電廠風險顯著性決策支援系統對話子系統之設計 79
4-6 核電廠風險顯著性決策支援系統系統平台 83
第伍章 系統評估 84
5-1 系統評估因素探討 84
5-2 系統評估 85
第陸章 結論與建議 101
6-1 研究結論與建議 101
6-2 研究限制與未來研究方向 103
參考文獻 106

圖 目 錄
圖一 研究流程 7
圖二 風險的分類圖 9
圖三 風險管理的分類圖 13
圖四 風險管理實施步驟 15
圖五 風險管理系統運作模式 16
圖六 決策支援系統架構圖 20
圖七 對話管理系統架構圖 22
圖八 決策支援系統資料庫管理系統雙層資料庫架構 24
圖九 模式庫管理系統架構圖 26
圖十 核能法規規範層次圖 27
圖十一 美國核管會新反應器監管程序 32
圖十二 風險顯著性顏色的管制流程 34
圖十三 風險顯著性確立程序(SDP)分析程序圖 35
圖十四 功率運轉風險顯著性確立程序流程圖 37
圖十五 NUREG-1150安全度評估之基本步驟 43
圖十六 第一階層核電廠安全度評估流程圖 45
圖十七 事件樹分析 46
圖十八 事件樹簡例 47
圖十九 系統流程圖 49
圖二十 系統管線段落圖 50
圖二十一 故障樹簡例 50
圖二十二 第二階層核電廠安全度評估流程圖 53
圖二十三 第三階層核電廠安全度評估流程圖 53
圖二十四 核電廠風險顯著性決策支援系統架構 62
圖二十五 決策支援系統發展程序 63
圖二十六 核電廠風險顯著性決策支援系統架構-資料庫管理系統模型 66
圖二十七 反應器爐心隔離冷卻系統(RCIC)簡化流程圖 67
圖二十八 核電廠風險顯著性決策支援系統架構-模式庫管理系統模型 70
圖二十九 廠外事件、大修停機事件及影響範圍廣泛事件之篩濾 71
圖三十 最小失效組合方程式 74
圖三十一 重要度分析排序 75
圖三十二 核電廠風險顯著性決策支援系統架構-專家知識庫 76
圖三十三 作業流程圖 80
圖三十四 視察發現Input對話界面 81
圖三十五 風險判定Output對話界面 82
圖三十六 核電廠管制單位視察員風險顯著性決策支援系統架構 103

表 目 錄
表一 學者對決策支援系統的看法 18
表二 對話方式之特性 22
表三 93年各類發電單位成比及燃料比率 29
表四 風險顯著性判定規則 34
表五 風險顯著性(IMC 0609)手冊列表 36
表六 故障樹常用圖示與定義 49
表七 核電廠管制單位視察員風險顯著性系統之ROMC分析表 58
表八 ROMC與DDM轉換表 60
表九 電路系統決策表 79
表十 學者對決策支援系統評估的衡量指標 84
表十一 Sprague & Carlson對決策支援系統的衡量構面 85
表十二 本研究系統評估衡量構面與衡量指標 86
【01】 行政院原子能委員會,『核能實務與理論』,民國82年。
【02】 吳參賢,『建構知識管理架構下存貨決策支援系統-以百貨零售型物流業為例』,中原大學資訊管理碩士論文,民國93年。
【03】 吳萬教,『風險管理模式之研究-以嘉義機場為例』,南華大學非營利事業管理研究所碩士論文,民國92年。
【04】 呂元隆,『沸水式核能電廠再循環管路應力腐蝕龜裂風險告知分析』,臺灣大學機械工程研究所,民國91年。
【05】 李敏、吳嘉忻、林子仁、林家德、錢善�琚B鮑精一、羅崇功,『核電廠安全度評估方法之理論與應用』,清華大學、台灣電力公司,民國85年。
【06】 林俊隆,『核能發電的回顧和前瞻-2005年核能幹事勞資會議』演講稿,台灣電力公司核能安全處,民國94年01月18日。
【07】 林家德,『我國核能規範風險告知應用之影響與可行性評估』,核能研究所,民國92年。
【08】 林家德,『核二廠餘熱移除系統-風險告知營運期間檢測評估先導研究』,台電工程月刊,頁20-36,民國94年01月。
【09】 美國核管會網站資料,http://www.nrc.gov。
【10】 夏德鈺,『核能發電安全』,財團法人中興工程科技研究發展基金會,民國91年。
【11】 徐碧璘,『決策支援系統應用於核能電廠整體風險評估與管理模式之探討』,中央大學,民國86年。
【12】 核能研究所,『風險告知基準視察及風險顯著性判定研討會』,民國93年3月16日。
【13】 梁定澎,『決策支援系統』,松崗電腦出版社,民國80年。
【14】 陳禹辰、歐陽崇榮,『決策支援與專家系統』,全華科技出版社,民國80年。
【15】 黃平輝,『美國核管會之「重要性判斷方法」(SDP)介紹(一)』,台電核能月刊,民國93年2月。
【16】 黃平輝,『美國核管會之「重要性判斷方法」(SDP)介紹(二)』,台電核能月刊,民國93年3月。
【17】 楊覺民譯、翁寶山編,『核能發電與環境』,正中書局,民國74年。
【18】 董瑞生,『決策支援系統在緊急事故管理之應用-核電廠個案研究』,政治大學企業管理碩士論文,民國75年。
【19】 詹廖明義編譯,『醫療事故的風險管理』,安立出版社,民國92年。
【20】 蔡明志,『風險管理在大眾運輸安全管理管制課題之發展應用』,運輸計畫刊季,29,1期,頁181-212,民國89年。
【21】 鄭燦堂,『風險管理-理論與實務』,五南圖書,民國87年。
【22】 蘇俊豪,『晶圓廠房之防災風險管理初步探討』,臺北科技大學土木與防災研究所碩士論文,民國92年。
【23】 Alter, “A Taxonomy of Decision Support Systems,” Sloan Management Review, Vol. 19, No. 1, 1977, pp. 39-56.
【24】 American Society of Mechanical Engineers, “Standard for Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications,” ASME RA-S-2002, April 5, 2002, and “Addenda to ASME RA-S-2002,” ASME RA-Sa-2003, December 5, 2003.
【25】 Ching-Hui Wu, Chung-Kung Lo, Tsu-Jen Lin, De-Cheng Chen, Shu-Tsen Hsu, Chun-Chang Chao, “The Development of Fire Protection Significance Determination Process Tool in Taiwan,” Paper Number N6P293, Proceedings of NUTHOS-6, October 4-8, 2004.
【26】 Chun-Chang Chao, Jyh-Der Lin, Tsu-Jen Lin and Shin-Hsun Huang, “A Regulatory Inspection Tool in SDP Context,” Paper Number 49229, Proceedings of ICONE 12, April 25-29, 2004.
【27】 Efraim Turban & Jaye Aronson原著、李俊民編譯,『決策支援系統』第五版,華泰文化出版社,民國88年。
【28】 Nuclear Energy Institute, “Probabilistic Risk Assessment Peer Review Process Guidance,” NEI 00-02, Revision A3, March 20, 2000.
【29】 Tsu-Mu Kao, Ching-Hui Wu, “A New Era of Risk-informed Applications in Taiwan,” Paper Number 5616, Proceedings of ICAPP ’05, May 15-19, 2005.
【30】 U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), “An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decision marking on Plant-Sepcific Changes to Current Licensing Basis,” RG 1.174, Rev.1, November, 2002.
【31】 U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), “Power Reactor Inspection Reports Appendix B,” IMC 0612, January 2004.
【32】 U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), “Reactor Safety Study-An Assessment of Accident Risk in U.S. Commercial Nuclear Power Plants,” WASH-1400 (NUREG-75/014), October, 1975.
【33】 U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), “Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants,” NUREG-1150, Vol. 1, December, 1990.
【34】 U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), “White Paper on Risk-Informed and Performance-Based Regulation,” SECY-98-144, June 22, 1998.
【35】 U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), “Significance Determination Process,” IMC 0609, March, 2003。
【36】 U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), “Determining the Significance of Reactor Inspection Findings for At-Power Situations,” IMC 0609 Appendices A, December, 2004。
QRCODE
 
 
 
 
 
                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                               
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