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新型沸水式核反應器重要暫態與事故分析
Thesis

新型沸水式核反應器重要暫態與事故分析

馬國棟
Masters, National Tsing Hua University
1989

Abstract

新型沸水式核反應器重要暫態事故分析RELAP5/MOD2程式 ABWRBWR
本文主要的研究目的, 在 集有關新型沸水式反應器的資料, 并建立以RELAP5/MOD2程式為主要分析工具的輸入模式, 以期能更進一步的了解ABWR與傳統BWR 有那些不同的特性。分析的方式是以模擬二廠RELAP5/MOD2 的輸入模式為基礎, 建立一可與之比對的模擬ABWR RELAP5/MOD2的輸入模式, 并根據二廠安全分析報告, 找出最保守的二種暫態及二種事故作分析分別為:(1) 主蒸汽隔離閥關閉(2) 喪失飼水加熱器(3) 小破口冷卻水流失事故(4) 大破口冷卻水流失事故由模擬ABWR的暫態及事故輸出結果, 與模擬BWR 的輸出結果比對, 有下列主要結論:(1)ABWR 因采用內部泵無再循環管路, 使得爐心進水流量隨內部泵跳脫而明顯減少,且爐心進水流量減少的時間提前, 造成主蒸汽隔離閥關閉暫態壓力尖峰降低, 又ABWR采用內部泵使得降流區總水量大加大, 同時亦因進水流量減少間接影響到飼水流量減少, 造成反應器內的溫度下降較為緩慢。(2) 反應器容器加大1.3 倍案例在主蒸汽隔離閥關閉及喪失飼水加熱器暫態過程中,仍保有基礎案例的特性。(3) ABWR若不改變爐心大小, 爐心進水流量及燃料特性, 在喪失飼水加熱器暫態, 所導致的△CPR 與BWR 相差不多。(4) ECCS增為1.3 倍, 對小破口冷卻水流失事故而言, 不須啟動自動釋壓閥及低壓注水系統, 就能將反應器帶至安全狀態。(5) ABWR對相同於BWR 破口大小的小破口冷卻水流失事故而言, 觸發自動釋壓閥的水位1 比BWR 案例提早到達。(6)BWR在大破口冷卻水流失事故, 除非ECCS的HPCS及低壓注水系統都不啟動, 才會造成燃料護套溫度上升以及損毀。早期的高壓注水冷卻, 能使燃料護套溫度即使在低壓注水啟動失效的情況下也不會上升。

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