臺灣博碩士論文加值系統

進步型沸水式反應器（Advanced Boiling Water Reactor, ABWR）之反應爐冷卻水再循環係採爐內泵打水方式，設計上在反應爐降水區對稱裝置有十台單級葉片混流式水泵，負責提供強制性的循環冷卻水來達到控制功率的目的。現行運轉規範要求電廠在正常運轉時，至少需九台爐內泵運作才可維持滿載，亦即在ㄧ台爐內泵不可用之情況下，仍可維持滿載發電。為避免爐內泵跳脫造成無謂的停機，並增加電廠之運轉餘裕，實有必要於核四ABWR電廠正式商轉前，深入有關爐內泵運轉特性方面的研究。
本研究主要是建立核能四廠雷傳程式（RETRAN-02）程式再循環流量控制模組，以100 %功率及85 %爐心流量為初始條件，進行與爐內泵運轉有關穩態運轉、負載追隨、爐內泵跳脫暫態及喪失飼水加熱器事件等，來驗證再循環流量控制模組因應該等暫態之反應正確性，同時計算爐內泵跳脫暫態之爐心最熱燃料束之ΔCPR值，確認燃料再該等暫態下之安全性。
研究結果顯示，所建立之核四廠雷傳程式再循環流量控制系統模組伴隨壓力控制系統模組及三元飼水控制系統模組，可成功地模擬複雜的核能電廠控制邏輯及計算出穩態及暫態中系統熱水流重要參數之反應。研究成果並可改進以往繁複瑣碎地穩態初始化步驟，在短時間（約50秒）即進入穩態之狀況。本研究分析結果顯示，爐內泵跳脫一、二台之暫態，不會影響運轉安全，而爐內泵跳脫三台之暫態，其反應爐功率會降低至94.9 %額定值，爐心流量會降至66 %額定值，反應爐壓力則降低至1,033 psia，暫態結果未進入功率/流量圖中不穩定運轉區，爐心最熱燃料束之ΔCPR值仍在初期安全分析報告之安全限值內。
由上述可知本研究可成功的模擬負載追隨、爐內泵跳脫ㄧ台以上運轉條件及喪失飼水加熱暫態事故，運跑之數據趨勢已有相當的合理性，在國內已建立本土化核能電廠穩態與暫態事故分析之能力。

The major improved features of the advanced boiling water reactor（ABWR）, compared to conventional BWR, are the installation of ten reactor internal pumps peripherally bottom-mounted in the lower plenum and downcomer regions. For safe full-power operation, the Technical Specification of the plant operation requires that at least nine pumps be in operation, which means that it is not allowed to operate the plant when more than one reactor internal pumps are out of service. In order to prevent unnecessary plant shutdown and to increase the operating margin, it is essential to perform in-deep investigation for the operating characteristics of the reactor internal pumps and the associated recirculation flow control system.
In this study, efforts have been made to apply the RETRAN-02 code to the Lungman ABWR plants. The work focuses on modeling and simulating different transient cases for the ABWR plants, including steady state running, load following simulation test, more than one reactor internal pumps trip transient analysis, and loss of feedwater heater transient analysis. In addition, the delta critical power ratio（CPR）associated the transients has also been calculated to confirm whether the transient is thermal limiting.

The analysis results show that the response behavior of the recirculation flow control model is well predicted and the transient delta CPR is calculated to be non-limiting for the cases of the internal pump trip transient simulated in this study. The results also demonstrate that it is appropriate to apply the currently established model for further ABWR transient analysis in the future. It is recommended that more transients will be simulated during the start up stage and some tunning work on the setting of different controller needs to be performed in order to get more realistic response characteristic for the recirculation flow control system.

摘 要 i
目　錄 vi
表目錄 xiii
符 號 說 明 xiv
第一章 緒 論 1
第二章 核能四廠反應爐爐心及爐內泵設計參數 5
2.1爐心設計參數 7
2.2 爐內泵設計參數 8
2.2.1爐內泵 8
2.2.2泵馬達及可調速度驅動器 8
2.2.3 扣緊套管 9
2.2.4 兩垂直限制器 9
2.2.5 電源設計 10
2.2.6 爐內泵相關之設計與運轉參數 10
第三章 研究理論基礎與研究方法 16
3.1 理論基礎 16
3.1.1 統御方程式 16
3.1.2 巨觀條件下有限體積之控制方程式 17
3.1.3 爐內泵模組動量方程式 18
3.2 核能四廠雷傳系統模式之建立 22
3.2.1 流體控制體積與接節模式 22
3.2.2 雙相流熱傳 25
3.2.3. 安全系統 27
3.2.4. 爐心一維動態模式 29
3.2.5. 功率熱傳計算 30
3.3 研究步驟 34
3.3.1雷傳系統程式穩態初始化 34
3.3.2 熱通道模式之建立 35
3.3.3 臨界功率比值之計算 35
第四章 雷傳程式控制系統模組建立 47
4.1 爐內泵控制系統模組 47
4.2 壓力控制系統模組 51
4.3 飼水控制系統模組 54
4.4 窄範圍水位模擬 58
第五章 個案暫態事故分析結果與討論 66
5.1 穩態初始化個案分析 66
5.1.1穩態初始設定 66
5.1.2 穩態初始模擬結果分析 68
5.2 負載追隨模擬個案分析 69
5.2.1 負載追隨模擬初始設定 69
5.2.2 負載追隨模擬結果分析 69
5.3 爐內泵跳脫事故個案分析 71
5.3.1 爐內泵跳脫事故初始設定 71
5.3.2爐內泵跳脫事故模擬結果分析 72
5.4 喪失飼水加熱暫態個案分析 74
5.4.1 喪失飼水加熱暫態初始設定 74
5.4.2 喪失飼水加熱暫態模擬結果分析 75
第六章 結論與建議 87
參 考 文 獻 89
附 件 92

圖 目 錄
圖1 功率/ 爐心流量圖........................................................................................... 4
圖2.1 燃料束與燃料棒之幾何結構..................................................................... 13
圖2.2 爐內泵剖視圖............................................................................................. 14
圖2.2.5 爐內泵電源供應配置圖.......................................................................... 15
圖3.1.3-1 反應爐爐內泵壓力分布圖.................................................................. 38
圖3.1.3-2 爐內泵水頭、水力轉矩、速度與體積流量之關係.......................... 39
圖3.2.1 核四廠雷傳程式流體控制體積與接節模式圖...................................... 40
圖3.2.2 通道對流沸騰熱傳流域與溫度對應...................................................... 41
圖3.3 核四廠雷傳程式暫態分析之研究步驟..................................................... 42
圖3.3.3 臨界乾度實驗關係示求解環狀流長度與沸騰長度示意圖................. 43
圖4.1-1 核能四廠雷傳程式再循環控制系統模式（第一群組） ..................... 59
圖4.1-2 核能四廠雷傳程式再循環控制系統模式（第二群組） ..................... 60
圖4.1-3 核能四廠雷傳程式再循環控制系統模式（第三群組） ..................... 61
圖4.2 核能四廠雷傳程式壓力控制系統模式..................................................... 62
圖4.3 核能四廠雷傳程式飼水控制系統模式..................................................... 63
圖4.4-1 核能四廠反應爐水位範圍設計............................................................. 64
圖4.4-2 核能四廠雷傳程式窄範圍水位量測模式............................................. 65
圖5.1.2-1 穩態功率時變圖.................................................................................. 77
圖5.1.2-2 穩態飼水流量時變圖.......................................................................... 77
圖5.1.2-3 穩態反應爐蒸氣流量時變圖.............................................................. 77
圖5.1.2-4 穩態反應爐爐心流量時變圖.............................................................. 77
圖5.1.2-5 穩態反應爐壓力時變圖...................................................................... 77
圖5.1.2-6 穩態反應爐爐內泵速度時變圖.......................................................... 77
圖5.1.2-7 穩態反應爐窄範圍水位時變圖.......................................................... 78
圖5.1.2-8 穩態反應爐爐心最高溫度時變圖...................................................... 78
圖5.2.2-1 電力調度預定時程時變圖.................................................................. 78
圖5.2.2-2 負載追隨蒸汽流量時變圖.................................................................. 78
圖5.2.2-3 負載追隨爐內泵速度時變圖.............................................................. 78
圖5.2.2-4 負載追隨爐心流量時變圖.................................................................. 78
圖5.2.2-5 負載追隨反應爐壓力時變圖.............................................................. 79
圖5.2.2-6 負載追隨飼水流量時變圖.................................................................. 79
圖5.2.2-7 負載追隨窄範圍水位時變圖.............................................................. 79
圖5.2.2-8 負載追隨反應度時變圖...................................................................... 79
圖5.2.2-9 負載追隨功率時變圖.......................................................................... 79
圖5.3.2-1 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態RIP 速度時變圖..................... 79
圖5.3.2-2 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態爐心流量時變圖..................... 80
圖5.3.2-3 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 中子通量時變圖............................. 80
圖5.3.2-4 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態反應爐功率時變圖................. 80
圖5.3.2-5 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態未跳脫RIP 速度時變圖......... 80
圖5.3.2-6 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態反應度時變圖......................... 80
圖5.3.2-7 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態反應爐壓力時變圖................. 80
圖5.3.2-8 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態汽機控制閥開度時變圖......... 81
圖5.3.2-9 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態反應爐蒸汽流量時變圖......... 81
圖5.3.2-10 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態反應爐窄範圍水位時變圖... 81
圖5.3.2-11 10 台RIPs 運轉跳脫1 台RIP 暫態飼水流量時變圖................... 81
圖5.3.2-12 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態RIP 速度時變圖................. 81
圖5.3.2-13 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態爐心流量時變圖.................. 81
圖5.3.2-14 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態中子通量時變圖.................. 82
圖5.3.2-15 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 反應爐功率時變圖...................... 82
圖5.3.2-16 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態未跳脫RIP 速度時變圖..... 82
圖5.3.2-17 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態反應度時變圖...................... 82
圖5.3.2-18 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態反應爐壓力時變圖.............. 82
圖5.3.2-19 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態汽機控制閥開度時變圖..... 82
圖5.3.2-20 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態反應爐蒸汽流量時變圖..... 83
圖5.3.2-21 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態反應爐窄範圍水位時變圖. 83
圖5.3.2-22 10 台RIPs 運轉跳脫2 台RIPs 暫態飼水流量時變圖.................. 83
圖5.3.2-23 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態RIP 速度時變圖................. 83
圖5.3.2-24 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態爐心流量時變圖.................. 83
圖5.3.2-25 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態中子通量時變圖.................. 83
圖5.3.2-26 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態反應爐功率時變圖.............. 84
圖5.3.2-27 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態未跳脫RIP 速度時變圖..... 84
圖5.3.2-28 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態反應度時變圖...................... 84
圖5.3.2-29 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態反應爐壓力時變圖.............. 84
圖5.3.2-30 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態汽機控制閥開度時變圖..... 84
圖5.3.2-31 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態反應爐蒸汽流量時變圖..... 84
圖5.3.2-32 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態窄範圍水位時變圖.............. 85
圖5.3.2-33 10 台RIPs 運轉跳脫3 台RIPs 暫態飼水流量時變圖.................. 85
圖5.4.2-1 喪失飼水加熱事件反應爐爐底熱焓時變圖...................................... 85
圖5.4.2-2 喪失飼水加熱事件反應爐爐底溫度時變圖...................................... 85
圖5.4.2-3 喪失飼水加熱事件功率時變圖.......................................................... 85
圖5.4.2-4 喪失飼水加熱事件反應爐蒸汽流量時變圖...................................... 85
圖5.4.2-5 喪失飼水加熱事故爐內泵速度時變圖.............................................. 86
圖5.4.2-6 喪失飼水加熱事故爐心流量時變圖.................................................. 86
圖5.4.2-7 喪失飼水加熱事故反應爐壓力時變圖.............................................. 86

表目錄
表3.2.3.1-1 核能四廠雷傳程式反應爐急停信號與設定點............................... 44
表3.2.3.1-2 核能四廠控制棒插棒速度............................................................... 44
表3.2.3.2 核能四廠安全釋壓閥參數值............................................................... 45
表3.2.3.3 核能四廠爐心隔離冷卻系統與高壓爐心淹水系統運作.................. 46
表5.1.2 穩態運跑結果分析表.............................................................................. 76
表5.3.2 爐內泵跳脫暫態ΔCPR 值...................................................................... 76

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