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核三廠重要運轉參數LOCA認證不準確度量化分析
Maanshan Nuclear Power Plant LOCA Licensing Analysis Using Uncertainty Quantification Method
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摘要
中文摘要 本研究使用RELAP5-3D/K作為分析工具，分析核三廠冷卻水流失事故，並使用非參數統計法量化燃料棒護套最高溫度的不準確度。找出95％信心度下、95％燃料護套最高溫度的上限邊界值（PCT95/95）。量化時考慮13個與電廠運轉狀況相關之參數。量化過程依13個輸入參數的機率分佈，採用隨機取樣方式決定59組RELAP5-3D/K輸入數據組合。結果顯示，59組輸出之燃料護套最高溫度的最大值為1802℉，亦即，PCT95/95＝1802℉。以參數統計法分析59組輸出數據，顯示其分佈符合常態分佈，依常態分佈計算可得到PCT95/95＝1843.93℉。 透過重要度分析，可以與PCT相關性最大的是蓄壓槽的壓力，其次是蓄壓槽的存水體積，若蓄壓槽的壓力越高，PCT的溫度越高，蓄壓槽的存水體積越小，PCT的溫度越高。 對於冷卻水流失事故時RCP是否跳脫、ECCS是否延遲注入的比較，在ECCS不延遲注入情況下，RCP有無跳脫對燃料護套最高溫度的影響不大。若在RCP均跳脫情形下，ECCS延遲注入對PCT會有不良的影響，使溫度偏高。 完全保守假設模擬完成的馬鞍山電廠冷卻水流失事故的燃料護套最高溫度為2043℉，兩者相比大約相差200多℉，本研究採用的方法顯示，冷卻水流失事故的的安全餘裕大於認證保守方法所估算的安全餘裕；若本研究所採用的方法可獲得法規管制單位的認可， 將有利於電廠功率提升之安全分析計算。
參考文獻
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參考資料