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風險告知裕量於核電廠大破口冷卻水流失事故應用及燃料包殼溫度裕量之演進

為了解決Bash loop break的問題，作者梁庭槐 這樣論述：

核電廠大破口冷卻劑流失事故評估方法的演進包含了兩大類方法論，確定論以及風險告知方法論。傳統核電廠設計基準事故中所使用的保守Appendix K確定論評估或BEPU評估方法,傳統確定論方法只量化了因為認知 (epistemic) 和量測計算所造成所造成的不確定性誤差，而這些誤差的來源是由於所使用的計算模型以及所使用電廠狀態參數所造成的。在本文的研究中所採用的風險告知方法論中不僅量化上述傳統方法中所包含的認知 (epistemic) 不確定性誤差，並且透過產生燃料包殼溫度載荷譜 (loading spectrum) 進而量化隨機性 (aleatory) 誤差評估大破口冷卻劑流失事故安全性。根據法

規10 CFR50.46，大破口冷卻劑流失事故被歸類於設計基準事故而此事故的確定論方法必須採用代理序列進行分析從而確定保守性。此代理序列的假設是不考慮序列的發生機率如何只採用單一事故故障原則對代理序列進行假設。然而在未來新法規10 CFR50.46a中所敘述的要求，大破口冷卻劑流失事故將歸類於超越設計基準事故並且分析燃料包殼溫度的安全裕量時必須採用風險告知評估方法論。透過Risk-Informed Safety Margin Characterization (RISMC) 方法論評估台灣馬鞍山核電廠冷卻劑大破口事故，分析量化燃料包殼溫度載荷譜以及定義在此事故下機率發生最主要的14個序列。RI

SMC評估方法論中，風險告知的PCT裕量可以透過期望值分析評估方法以及序列機率累計評估方法進行分析。與過往傳統的確定論評估方法做比較，採用RISMC評估方法可以提供38.3-42.6 K的PCT安全裕量對比傳統的確定論方法。除此之外，本文的研究結果中發現累計發生機率序列大於99％，此時序列的發生機率為5.07*10-3與傳統的代理序列發生機率5.46*10-5相比發生機率更是相差兩個級距。最後，在評估大破口冷卻劑流失事故安全度裕量的方法論的演進過程中可以觀察到以下結果，傳統使用Appendix K 方法論中的安全裕量評估可以透過 (i) 鬆綁電廠狀態參數的邊界狀態假設 (DRHM評估方法論)

，(ii) 真實性大破口事故的統計分析，其中分析計算模型的的不確定性以及電廠狀態參數的不確定性 (BEPU評估方法論)以及(iii)風險告知裕量方法論評估燃料包殼溫度安全裕量從而放寬傳統申照序列的保守架設(RISMC) ，對大破口冷卻劑流失事故分析的PCT安全裕量提供更大的空間。

馬鞍山電廠TRACE模式發展與設計基準喪失冷卻水事故分析之應用

為了解決Bash loop break的問題，作者楊融華 這樣論述：

馬鞍山電廠為三迴路壓水式反應器電廠，由西屋公司設計製造，廠區內有兩座運轉機組，兩座機組設計100%熱功率為2775MW。喪失冷卻水事故(Loss of Coolant Accident, LOCA)為輕水式反應器設計基準事故中其中一項重要的安全分析，雖然電廠發生破口喪失冷卻水事故的機率極低，但安全系統設計上仍然要確保當喪失冷卻水事故發生時電廠有足夠的冷卻能力以防止爐心燃料熔毀。因此探討台灣馬鞍山電廠小功率提昇後若發生冷卻水流失事故，電廠是否能維持法規中所要求的燃料護套溫度不能超過2200℉之規定，對於經濟貢獻具有相當的價值性。本研究首先利用分離效應測試(Separate Effects Te

sts)，進行一些重要的熱水流現象的驗證以及分析探討，如臨界流(Critical Flow)、逆向流(Countercurrent Flow)、緊急爐心注水旁通(ECC Bypass)等，接著建立馬鞍山電廠整廠TRACE分析模式，並利用電廠起動測試數據以及FSAR報告數據來驗證馬鞍山電廠整廠TRACE分析模式的準確性。此外，核研所為了研究西屋三迴路壓水式反應器(特別是針對馬鞍山電廠)的熱流現象而建造了IIST實驗設施，因此在本研究中也建立了IIST TRACE分析模式並利用IIST的實驗數據來證明其模式模擬的準確性。IIST破口實驗分析的經驗也回饋於馬鞍山電廠發生喪失冷卻水事故的安全分析上。在

經過前述的評估與驗證後，本研究利用馬鞍山電廠TRACE模式進行喪失冷卻水事故之分析，分析案例包含大破口事故以及小破口事故。 安全分析中，針對電廠許多重要熱水力參數(例如爐心水位、破口流率、系統壓力、和燃料護套尖峰溫度等)做計算與討論。破口喪失冷卻水事故分析結果顯示馬鞍山電廠TRACE分析模式不僅能預測電廠熱流現象與行為，更能提供評估燃料護套尖峰溫度較大的餘裕。