論文電子檔 本電子全文僅授權使用者為學術研究之目的，進行個人非營利性質之檢索、閱讀、列印。
9273018.pdf
請遵守中華民國著作權法之相關規定，切勿任意重製、散佈、改作、轉貼、播送，以免觸法。電子檔上網權限 立即公開 統計 本論文已被瀏覽 834 次，被下載 364 次 中文姓名 黃雅娟 英文姓名 Ya-Chuan Huang 電子信箱 starryya@yahoo.com.tw 系所名稱(中) 機械工程研究所 系所名稱(英) Mechanical Engineering 學年度 93 學期 2 學位(中) 碩士 學位(英) Master 論文種類 碩士論文 論文語文別 中文 論文名稱(中) 核一廠與核四廠之預見暫態未急停事故分析 論文名稱(英) A Study on Anticipated Transient Without Scram Accident Analysis for Chin-Shan and Lung-Men Nuclear Power Stations 頁數 174 論文目次 目錄
中文摘要 I
英文摘要 III
致謝 V
目錄 VI
圖目錄 IX
表目錄 XVI
第一章 緒論 1
1.1 研究動機 1
1.2 文獻回顧 2
1.3 核一廠介紹 6
1.4 核四廠介紹 8
1.5 預見暫態未急停事故概述 9
第二章 嚴重核子事故序列分析程式 12
2.1 發展過程 12
2.2 功能特性 13
2.3 程式執行與操作介面 14
2.4 輸入檔案準備 17
2.5 進步型沸水式反應爐新增之設計 19
第三章 核一廠模擬事故分析 30
3.1穩態 30
3.1.1 模擬初始設定 30
3.1.2 模擬結果分析 30
3.2 預見暫態未急停事故 43
3.2.1 模擬初始設定 43
3.2.2 模擬結果分析 43
3.3 依緊急操作程序書而運跑之預見暫態未急停事故 58
3.3.1 模擬初始設定 58
3.3.2 模擬結果分析 60
第四章 核一廠熱交換器靈敏度分析 74
4.1 參數介紹 74
4.2 模擬初始設定 74
4.3 模擬結果分析 75
4.3.1 TWSW 75
4.3.2 WSWHX 76
4.3.3 NTUHX 76
第五章 核四廠模擬事故分析 82
5.1穩態 82
5.1.1 模擬初始設定 82
5.1.2 模擬結果分析 82
5.2 預見暫態未急停事故 95
5.2.1 模擬初始設定 95
5.2.2 模擬結果分析 95
5.3 依緊急操作程序書而運跑之預見暫態未急停事故 110
5.3.1 模擬初始設定 110
5.3.2 模擬結果分析 112
第六章 核四廠熱交換器靈敏度分析 126
6.1 參數介紹 126
6.2 模擬初始設定 126
6.3 模擬結果分析 127
6.3.1 TWSW 127
6.3.2 WSWHX 128
6.3.3 NTUHX 128
第七章 結果與討論 133
第八章 結論與未來展望 136
8.1 結論 136
8.2 未來展望 136
參考文獻 137
附件一 143
附件二 155
附件三 156
簡歷 157
圖目錄
圖2.1 MAAP程式執行介面 22
圖2.2 核一廠之MAAP程式動態圖形化介面輸出 22
圖2.3 核四廠之MAAP程式動態圖形化介面輸出 23
圖2.4 XY-Plot2程式之輸出介面 23
圖2.5 金山電廠之圍阻體區間及流徑示意圖 24
圖2.6 龍門電廠之主系統區間示意圖 26
圖2.7 龍門電廠之圍阻體區間示意圖 27
圖2.8 龍門電廠之圍阻體流徑示意圖 28
圖3.1 反應爐爐心功率 33
圖3.2 主系統壓力 33
圖3.3 RHR熱移除功率 34
圖3.4 反應爐爐心水位 34
圖3.5 反應爐爐心側板之水位 35
圖3.6 反應爐爐心水量 35
圖3.7 RCIC流量 36
圖3.8 LPCI流量 36
圖3.9 反應爐熔融爐心質量 37
圖3.10 反應爐底部熔融物質量 37
圖3.11 抑壓槽壓力 38
圖3.12 抑壓槽氣體溫度 38
圖3.13 抑壓槽水溫 39
圖3.14 爐穴壓力 39
圖3.15 爐穴氣體溫度 40
圖3.16乾井壓力 40
圖3.17乾井氣體溫度 41
圖3.18 惰性氣體外釋率 41
圖3.19 CsI氣體外釋率 42
圖3.20 CsOH氣體外釋率 42
圖3.21 反應爐爐心功率(Ultimate Pressure Reached) 48
圖3.22 主系統壓力(Ultimate Pressure Reached) 48
圖3.23 RHR熱移除功率(Ultimate Pressure Reached) 49
圖3.24 反應爐爐心水位(Ultimate Pressure Reached) 49
圖3.25 反應爐爐心側板之水位(Ultimate Pressure Reached) 50
圖3.26 反應爐爐心水量(Ultimate Pressure Reached) 50
圖3.27 RCIC流量(Ultimate Pressure Reached) 51
圖3.28 LPCI流量(Ultimate Pressure Reached) 51
圖3.29 反應爐熔融爐心質量(Ultimate Pressure Reached) 52
圖3.30 反應爐底部熔融物質量(Ultimate Pressure Reached) 52
圖3.31 抑壓槽壓力(Ultimate Pressure Reached) 53
圖3.32 抑壓槽氣體溫度(Ultimate Pressure Reached) 53
圖3.33 抑壓槽水溫(Ultimate Pressure Reached) 54
圖3.34 爐穴壓力(Ultimate Pressure Reached) 54
圖3.35 爐穴氣體溫度(Ultimate Pressure Reached) 55
圖3.36 乾井壓力(Ultimate Pressure Reached) 55
圖3.37 乾井氣體溫度(Ultimate Pressure Reached) 56
圖3.38 惰性氣體外釋率(Ultimate Pressure Reached) 56
圖3.39 CsI氣體外釋率(Ultimate Pressure Reached) 57
圖3.40 CsOH氣體外釋率(Ultimate Pressure Reached) 57
圖3.41 反應爐爐心功率(Ultimate Pressure Reached) 64
圖3.42 主系統壓力(Ultimate Pressure Reached) 64
圖3.43 RHR熱移除功率(Ultimate Pressure Reached) 65
圖3.44 反應爐爐心水位(Ultimate Pressure Reached) 65
圖3.45 反應爐爐心側板之水位(Ultimate Pressure Reached) 66
圖3.46 反應爐爐心水量(Ultimate Pressure Reached) 66
圖3.47 RCIC流量(Ultimate Pressure Reached) 67
圖3.48 LPCI流量(Ultimate Pressure Reached) 67
圖3.49 反應爐熔融爐心質量(Ultimate Pressure Reached) 68
圖3.50 反應爐底部熔融物質量(Ultimate Pressure Reached) 68
圖3.51 抑壓槽壓力(Ultimate Pressure Reached) 69
圖3.52 抑壓槽氣體溫度(Ultimate Pressure Reached) 69
圖3.53 抑壓槽水溫(Ultimate Pressure Reached) 70
圖3.54 下乾井壓力(Ultimate Pressure Reached) 70
圖3.55 下乾井氣體溫度(Ultimate Pressure Reached) 71
圖3.56 上乾井壓力(Ultimate Pressure Reached) 71
圖3.57 上乾井氣體溫度(Ultimate Pressure Reached) 72
圖3.58 惰性氣體外釋率(Ultimate Pressure Reached) 72
圖3.59 CsI氣體外釋率(Ultimate Pressure Reached) 73
圖3.60 CsOH氣體外釋率(Ultimate Pressure Reached) 73
圖4.1 RHR熱移除功率與爐心功率之比較圖(調整TWSW值) 79
圖4.2 抑壓槽槽水之溫度比較圖(調整TWSW值) 79
圖4.3 RHR熱移除功率與爐心功率之比較圖(調整WSWHX值) 80
圖4.4 抑壓槽槽水之溫度比較圖(調整WSWHX值) 80
圖4.5 RHR熱移除功率與爐心功率之比較圖(調整NTUHX值) 81
圖4.6 抑壓槽槽水之溫度比較圖(調整NTUHX值) 81
圖5.1 反應爐爐心功率 85
圖5.2 主系統壓力 85
圖5.3 RHR熱移除功率 86
圖5.4 反應爐爐心水位 86
圖5.5 反應爐爐心側板之水位 87
圖5.6 反應爐爐心水量 87
圖5.7 RCIC流量 88
圖5.8 LPCI流量 88
圖5.9 反應爐熔融爐心質量 89
圖5.10 反應爐底部熔融物質量 89
圖5.11 抑壓池壓力 90
圖5.12 抑壓池氣體溫度 90
圖5.13 抑壓池水溫 91
圖5.14 下乾井壓力 91
圖5.15 下乾井氣體溫度 92
圖5.16 上乾井壓力 92
圖5.17 上乾井氣體溫度 93
圖5.18 惰性氣體外釋率 93
圖5.19 CsI氣體外釋率 94
圖5.20 CsOH氣體外釋率 94
圖5.21 反應爐爐心功率 100
圖5.22 主系統壓力 100
圖5.23 RHR熱移除功率 101
圖5.24 反應爐爐心水位 101
圖5.25 反應爐爐心側板之水位 102
圖5.26 反應爐爐心水量 102
圖5.27 RCIC流量 103
圖5.28 LPCI流量 103
圖5.29 反應爐熔融爐心質量 104
圖5.30 反應爐底部熔融物質量 104
圖5.31 抑壓池壓力 105
圖5.32 抑壓池氣體溫度 105
圖5.33 抑壓池水溫 106
圖5.34 下乾井壓力 106
圖5.35 下乾井氣體溫度 107
圖5.36 上乾井壓力 107
圖5.37 上乾井氣體溫度 108
圖5.38 惰性氣體外釋率 108
圖5.39 CsI氣體外釋率 109
圖5.40 CsOH氣體外釋率 109
圖5.41 反應爐爐心功率 116
圖5.42 主系統壓力 116
圖5.43 RHR熱移除功率 117
圖5.44 反應爐爐心水位 117
圖5.45 反應爐爐心側板之水位 118
圖5.46 反應爐爐心水量 118
圖5.47 RCIC流量 119
圖5.48 LPCI流量 119
圖5.49 反應爐熔融爐心質量 120
圖5.50 反應爐底部熔融物質量 120
圖5.51 抑壓池壓力 121
圖5.52 抑壓池氣體溫度 121
圖5.53 抑壓池水溫 122
圖5.54 下乾井壓力 122
圖5.55 下乾井氣體溫度 123
圖5.56 上乾井壓力 123
圖5.57 上乾井氣體溫度 124
圖5.58 惰性氣體外釋率 124
圖5.59 CsI氣體外釋率 125
圖5.60 CsOH氣體外釋率 125
圖6.1 RHR熱移除功率與爐心功率之比較圖(調整TWSW值) 130
圖6.2 抑壓池池水之溫度比較圖(調整TWSW值) 130
圖6.3 RHR熱移除功率與爐心功率之比較圖(調整WSWHX值) 131
圖6.4 抑壓池池水之溫度比較圖(調整WSWHX值) 131
圖6.5 RHR熱移除功率與爐心功率之比較圖(調整NTUHX值) 132
圖6.6 抑壓池池水之溫度比較圖(調整NTUHX值) 132
表目錄
表2.1 金山電廠之圍阻體內各流徑之說明 25
表2.2 龍門電廠之圍阻體內各流徑之說明 29
表3.1穩態運跑結果 32
表3.2 預見暫態未急停事故序列 47
表3.3 依緊急操作程序書而運跑之預見暫態未急停事故序列 63
表4.1 RHR熱移除功率＞爐心功率之時間(調整TWSW值) 78
表4.2 抑壓槽槽水溫度最終變化值(調整TWSW值) 78
表4.3 RHR熱移除功率＞爐心功率之時間(調整WSWHX值) 78
表4.4 抑壓槽槽水溫度最終變化值(調整WSWHX值) 78
表4.5 RHR熱移除功率＞爐心功率之時間(調整NTUHX值) 78
表4.6 抑壓槽槽水溫度最終變化值(調整NTUHX值) 78
表5.1穩態運跑結果 84
表5.2 預見暫態未急停事故序列 99
表5.3 依緊急操作程序書而運跑之預見暫態未急停事故序列 115
表6.1 RHR熱移除功率＞爐心功率之時間(調整TWSW值) 129
表6.2 抑壓池池水溫度最終變化值(調整TWSW值) 129
表6.3 RHR熱移除功率＞爐心功率之時間(調整WSWHX值) 129
表6.4 抑壓池池水溫度最終變化值(調整WSWHX值) 129
表6.5 RHR熱移除功率＞爐心功率之時間(調整NTUHX值) 129
表6.6抑壓池池水溫度最終變化值(調整NTUHX值) 129參考文獻 參考文獻
1. 中國時報、中央社，2004年9月19日。
2. “RELAP5YA-A Computer Program For Light Water Reactor System Thermal-Hydraulic Analysis User’s Manual,” Yankee Atomic Electric Company, 1982.
3. “RETRAN-02-A Program for Transient Thermal-Hydraulic analysis of Complex Flow Systems,” EPRI Document No. P1850-CCMa, November 1984.
4. “MAAP 4.0 Modular Accident Analysis Program User’s Manual, ” Fauske & Associates Inc., 1994.
5. 林永川，“沸水式核子反應爐壓力槽洩漏事故現象之分析”，中原 大學機械工程研究所碩士論文，1988年6月。
6. R. O. Wooton, P. Cybulskis, S. F. Quayle “MARCH-2 ( Meltdown Accident Response Characteristics ) Code Description and User’s Manual,” Battelle Columbus Laboratories, August 1984.
7. “SAFE05-Vessel Blowdown Analysis Model Technical Description,” General Electric Company, October 1979.
8. 王怡樺，“沸水式核子反應爐圍阻體內熱流現象之研析”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1989年6月。
9. 葉金城，“反應爐系統熱流現象之分析”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1990年6月。
10. 洪啟仁，“核能電廠全黑事件之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1990年6月。
11. Murata, K.K., User’s Manual for CONTAIN 1.1 – A Computer Code for Severe Nuclear Reactor Accident Containment Analysis, SAND 87-2309 (DRAFT) ,November 1987.
12. 許年輝，“核一廠（馬克一式）反應爐及圍阻體內的熱流現象”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1992年6月。
13. 簡恆傑，“圍阻體內熔融物質熱流現象之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1992年6月。
14. 羅振華，“反應爐及馬克三式圍阻體內熱流之現象之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1993年6月。
15. 吳振宇，“沸水式反應爐失水事件熱流現象之分析”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1994年6月。
16. 侯博凱，“燃料棒重濕熱流現象之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1995年6月。
17. 黃家烈，“壓水式反應器失水事故熱流現象之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1997年6月。
18. 林俊良，“壓水式核子反應器爐心再注水實驗研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，1997年6月。
19. 徐郁芬，“核能四廠失水事故之分析研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，2000年7月。
20. 陳義雄，“進步型沸水式反應爐冷卻水流失事故熱流現象之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，2001年6月。
21. 林金足，“核能電廠冷卻水流失事故分析模式評估與驗證之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，2001年6月。
22. 陳建智，“利用MAAP 4.0.4程式評估龍門電廠嚴重事故下圍阻體物理現象及抑緩措施功能”國立清華大學工程與系統科學系研究所，2001年6月。
23. “MAAP 4 – Modular Accident Analysis Program User’s Manual, ” Fauske & Associates Inc., 1994.
24. 梁景俊，“核一廠嚴重事故序列之研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，2002年7月。
25. 吳坤隆，“進步型沸水式反應爐負載棄載及汽機跳脫事件之分析研究”，中原大學機械工程研究所碩士論文，2003年7月。
26. E. PETERSON, J.H. McFADDEN et al., “RETRAN-02－A Program for Transient Thermal-Hydraulic Analysis of Complex Fluid Flow System－Volume 3: User’s Manual” Revision 5, Research Project 2853-26, May 1992.
27. R. J. Dallman and R. B. Duffey, “Heat transfer phenomena relevant to severe accidents”, 1990.
28. Min Lee and Ein-Chun Wu, “A long-term MAAP 3.0B analysis of a severe anticipated transient without scram accident in a boiling water reactor”, April 7, 1992.
29. L.D. Lambert, M.B. Parks, “Experiments to evaluate behavior of containment piping bellows under severe accident conditions”, February 2, 1995.
30. W. Kleinoder, F. Otremba, “Analysis and repair of cracking in partition plate of RHR heat exchanger”, November 28, 1996.
31. R. Frutos, D. Gido, Henneges, P. Schmuck,“Calculation of fission product behaviour in an advanced containment in case of a severe accident”, April 18, 2000.
32. Murata, K.K., et al. Code manual for CONTAIN 2.0: a computer code for nuclear reactor containment analyses, NUREG/CR-xxxx, in press.
33. Summers, R.M. et al., 1994. MELCOR 1.8.3: a computer code for severe nuclear reactor accident source term and risk assessment analyses, NUREG/CR-6119.
34. J. Qu, “Consequence calculation for relocation after nuclear accident”, February 28, 2001.
35. B.R.Sehgal, “Accomplishments and challenges of the severe accident research”, August 1,2001.
36. Chien-Chin Chen and Min Lee, “MAAP 4 analysis of containment performances during severe accidents of advanced boiling water reactor”, 2002.
37. Shin-Jen Wang and Kwang-Sheng Chiang、Show-Chyuan Chiang, “Analysis of PWR RCS injection strategy during severe accident”, December 2, 2003
38. Takashi Sato, Hirohide Oikawa, Hitoshi Muta, Yutaka Sosa, “Basic concept of a near future BWR”, November 28, 2003.
39. K. Vierow, Y. Liao, J. Johnson, M. Kenton, R. Gauntt, “Severe accident analysis of a PWR station blackout with the MELCOR, MAAP4 and SCDAP/RELAP5 code”, Septemper 1, 2004.
40. Siefken, L.J., Coryell, E.W., Hohorst, J.K., 2001a and 2001b. SCDAP/RELAP5/MOD3.03 Code Manual, Modeling of Reactor Core and Vessel Behavior During Severe Accidents, NURGE/CR-6150, vol. 2, Rev. 2, INEL-96/0422, Idaho National Engineering and Environment Laboratory.
41. Hojong Yoo, Hyuk Soon Lim, Hyeong Taek Kim, Byung Chul Lee and Seung Jong Oh, “Analysis of optimal RCS depressurization strategy for the severe accident management guidance of Korean nuclear power plants”, October 4-8, 2004.
42. http://wapp4.taipower.com.tw/nsis/option0-1.asp，台灣電力公司網站，第一核能發電廠簡介。
43. http://wapp4.taipower.com.tw/nsis/option0-4.asp，台灣電力公司網站，第四核能發電廠簡介。
44. “沸水式核能電廠暫態未急停事件之人為可靠度分析”，台灣電力公司，1996年6月30日。
45. “核四廠嚴重核子事故處理因應先期計畫完成報告”，台灣電力股份有限公司委託中原大學能源科技中心研究計畫，研究計畫編號TPC-0275-90-4616，PART V，2002年12月。
46. “沸水式核能發電廠訓練教材(上冊、下冊)”，台灣電力公司。
47. 核一廠計算書，中原大學能源科技中心。
48. Preliminary Safety Analysis Report for Lungmen Nuclear Power Station, Part AJ, October 1998.
49. 核四廠計算書，中原大學能源科技中心。
50. FAI 於2005年一月問題回覆之電子郵件（詳請參閱附件一）。
51. Probability Risk Assessment , Chinshan Nuclear Power Plant , Unit 1, Vol.3, ACE, August 1991.
52. Emergency Procedure Guideline (EPG) of the Chin-Shan Nuclear Power Station, Rev. 4, 版次5, 1994年6月15日。
53. “進步型沸水式反應器圍阻體事故現象分析計畫期終報告”，台灣電力股份有限公司委託清華大學工程與系統科學系研究計畫，白寶實、李敏、洪祖全，2001年12月8日。
54. Emergency Operator Procedure of the Lung-Men Nuclear Power Station, Rev. 0, 2002年10月14日。關鍵字(中) 核一廠 核四廠 預見暫態未急停 關鍵字(英) ATWS Anticipated Transient Without Scram Nuclear Power Station MAAP 摘要(中) 摘要
核子反應爐無論於設計、建造及運轉上對安全上之要求如何周詳與嚴格，但仍不能完全排除核子意外事故發生之可能性。三哩島事故發生之後，核能界開始進行深入之嚴重事故研究，以了解嚴重事故現象，並發展分析程式，以增進嚴重事故之分析能力。而於嚴重事故發生時，則需一套合宜且具整體安全性考慮之指引，來引導運轉員及技術人員以減緩事故之嚴重性甚或將核電廠帶入安全狀態，並檢視其是否得以因應核能電廠嚴重事故，期能增進核能電廠之安全。
本研究係針對金山電廠之沸水式反應爐與龍門電廠之進步型沸水式反應爐，應用已建妥之金山電廠與龍門電廠參數檔，以嚴重核子事故序列分析程式(Modular Accident Analysis Program, MAAP) 4.0.4版本進行穩態(Steady State)模擬，藉以瞭解程式是否能模擬穩態運轉，同時亦可藉由模擬結果獲知參數檔案內各參數是否合宜。
隨後，本研究進行因主蒸汽隔離閥關斷而引發之預見暫態未急停事故 (Anticipated Transient Without Scram, ATWS)之嚴重核子事故分析。研究重點為分析電廠於該事故下爐心、圍阻體及分裂產物等種種之反應。本研究另依核一廠與核四廠之緊急操作程序書(Emergency Operating Procedures, EOPs)，於模擬預見暫態未急停事故中加入運轉員動作之邏輯，隨後，針對事故現象及運轉員所採取之因應措施而導致事故序列變化之差異進行探討，期能了解一旦核子事故發生，緊急操作程序書是否得以應付反應爐及圍阻體內所發生之各類現象。本研究模擬結果顯示，於預見暫態未急停事故中加入運轉員動作邏輯得以使電廠不致持續惡化為嚴重事故且能繼續運轉。由此可見，緊急操作程序書得以能改善甚至避免嚴重事故發生，該項文獻對嚴重事故之預防並萬一發生嚴重事故時得以減緩其嚴重性，此兩項功能具實質貢獻。
此外，於嚴重事故中，爐心功率之移除為另一項安全應變之重點，因此，餘熱移除系統(Residual Heat Removal, RHR)之熱交換器移除爐心功率的能力係屬值得探討之要項。本研究另就依緊急操作程序書而運跑之預見暫態未急停事故，進行餘熱移除系統參數之靈敏度模擬分析，探討餘熱移除系統之熱交換器性能與參數變化之影響。模擬結果顯示，變更Service Water進入之溫度、質量流率及熱交換器之熱傳單位數量等參數設定值，不僅能影響熱交換器完全移除爐心功率之時間，亦可改善抑壓槽及抑壓池之水溫。即餘熱移除系統之熱交換器容量會隨著降低Service Water進入之溫度、增大Service Water之質量流率或增大熱傳單位數量而增加。
摘要(英) Abstract
No matter how the nuclear reactors are designed for safety, the accident still occur. After the Three Mile Island accident, the nuclear industry performed a variety of small- and large-scale severe accident research to understand the severe accident phenomena and to develop severe accident analysis code for improving the severe accident sequences prediction capability. Under the severe accident conditions, it is necessary to have realistic emergency operating procedures (EOPs) to pursue an overall evaluation of the conditions for the operators and technical staff to bring the plant to a safe-stable state.
Based on the established parameter files of the Chin-Shan and Lung-Men Nuclear Power Stations, the Modular Accident Analysis Program version 4.0.4 (MAAP 4.0.4) was used for steady state evaluation. Performing the steady-state simulations assure the appropriateness of the parameter files used for the MAAP calculations.
The purpose of this study is to evaluate the postulated anticipated transient without scram (ATWS) severe accident scenarios for the Chin-Shan and Lung-Men Nuclear Power Stations. In this study, the behaviors of reactor core and containment, and release of fission products were analyzed. Besides, the phenomena associated these scenarios were discussed.
Furthermore, the EOPs for the Chin-Shan and Lung-Men Nuclear Power Stations were used. The phenomena associated these scenarios were discussed and the conclusions based on a number of operator actions during the accident were also discussed. In general, EOPs are expected to enhance the safety of reactor during its normal operation and to mitigate the severity of an accident once the accident occurs. The result obtained for the ATWS case with EOPs shows that the operator actions has the potential to bring the plant into a safe-stable state.
It is noted that the decay heat is one of the major concerns in the severe accident evaluation. Therefore, the heat exchanger in the residual heat removal (RHR) system plays an important role for the heat removal during ATWS. The base case studied is the ATWS with the EOPs, and sensitivity studies are investigated to understand the performance of heat exchanger using the MAAP code as the evaluation tool. The result shows that the entrance temperature of service water (TWSW), the mass flow rate of service water (WSWHX), and the NTU (number of trandfer unit) of the heat exchanger (NTUHX) have a major impact on the effectiveness of the RHR heat exchanger to remove the heat generated during the ATWS accidents. In other words, the capacity of RHR heat exchanger will increase with a decrease of TWSW, an increase of WSWHX or an increase NTUHX.指導教授 鄧治東 Jyh-tong Teng
繳交日期 2005-07-09