Transcript 楊宗祐 - 國立清華大學

國立清華大學
原子科學技術發展中心
台電公司 核二廠
類福島假想事件 整廠系統動態模擬
報告人 楊宗祐
中華民國一百年六月
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
國立清華大學
原子科學技術發展中心
簡報大綱
 假想事件簡介
 計算工具
 事件模擬結果
 Pressure Rise及Core Un-cover
時間評估
 結論
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
2
國立清華大學
原子科學技術發展中心
假想事件簡介(1/2)
時間
(分鐘)
狀況
處置
0
1. 強震侵襲(0.3 G)
2. 反應器急停
1. 利用TBV快速降壓(~500 psi)
2. 準備啟動氣渦輪機發電機
5
1. LOOP發生(強震)
2. EDG DIV 1/2/3啟動
1. 啟動抑壓池冷卻(RHR A&B)
2. 利用SRV快速降壓(~200 psi)
3. 利用RCIC/SRV/HPCS/LPCI維持反應器水位及壓力
20
1. 海嘯侵襲
2. ECW跳脫(海嘯)
3. 喪失RHR冷卻
4. 喪失EDG冷卻
5. 將喪失EDG DIV 1/2/3
6. 將喪失HPCS
1. 停止抑壓池冷卻
2. 利用SRV快速降壓(~200 psi)
3. 利用RCIC/SRV/HPCS/LPCI維持反應器水位及壓力
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
3
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原子科學技術發展中心
假想事件簡介(2/2)
時間
(分鐘)
狀況
28
1. 喪失EDG DIV 1/2/3
2. 喪失HPCS
3. 喪失RHR A
4. 5th EDG可用(氣冷)
30
氣渦輪機發電機啟動
35
1. 5th EDG火災
2. 喪失5th EDG
3. 可能發生SBO
40
1. 緊變故障(強震)
2. 氣渦輪機發電機跳脫
3. SBO發生
4. 喪失RHR B&C
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
處置
利用RCIC/SRV/RHR B&C維持反應器水位及壓力
利用RCIC/SRV維持反應器水位及壓力
4
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計算工具
原子科學技術發展中心
核二廠雙RELAP5工程用模擬器
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
5
國立清華大學
原子科學技術發展中心
核二廠雙RELAP5工程用模擬器
 核二廠專屬之整廠系統動態模擬與分析工作平台
 整合安全分析及系統模擬技術
 整合先進之物理計算及邏輯演算模式
 系統熱水流、爐心中子物理、爐心熱水流、控制邏輯等
 雙RELAP5模式：反應器系統及功率轉換系統
 透過人機介面，協助電廠及總處核能工程師
執行電廠安全分析與評估工作
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
6
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模擬器架構
RELAP5 (1)
3KeyMaster
RELAP5 (2)
反應器系統
動態模擬
提供電廠控制系統、安全保護系統、
資訊監測系統之模擬環境
功率轉換系統
動態模擬
系統模擬範圍主要包括：
系統模擬範圍主要包括：
系統模擬範圍主要包括：
(1) 反應器壓力槽系統
(RPV)
- 壓力槽熱水流
- 爐心熱水流
- 爐心中子物理
(1) 控制系統
- 再循環流量控制系統(RFCS)
- 蒸汽旁通與壓力控制系統(SBPRS)
- 飼水控制系統(FWCS)
(1) 主蒸汽系統
(MS)
(2) 反應器再循環系統
(RCIR)
(3) 自動洩壓系統
(ADS)
(4) 圍阻體系統
(CTMT)
(2) 安全保護系統
- 反應器保護系統(RPS)
- 反應器爐心隔離冷卻系統(RCIC)
- 高壓爐心噴灑系統(HPCS)
- 低壓爐心噴灑系統(LPCS)
- 餘熱移除系統(RHR)
- 備用硼液控制系統(SLCS)
(3) 資訊監測系統
- 棒位控制與資訊系統(RCIS)
(4) 人機介面
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
(2) 主汽機系統
(MTB)
(3) 汽水分離再熱器系統
(MSR)
(4) 主飼水泵汽機系統
(MFPT)
(5) 主冷凝器系統
(CDSR)
(6) 冷凝水系統
(COND)
(7) 飼水系統
(FW)
7
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原子科學技術發展中心
雙RELAP5模式
MSL Header Extraction
SV
GV
MFPT
A
SV
GV
MFPT
B
HP Turbine Extraction
BV
NRV
SV
GV
SV
MSL
HDR
HP Turbine
NRV
LP Turbine
ORF
NRV
TBV
GV
MSR
ORF
Pressure
Reducer
A
A
A
A
FW HTR Vent
CV
B
HP Turbine
Extraction
A
A
MSR RHTR
Drain Tank Drain
A
MSR Separator
Drain Tank Drain
A
B
MSR Drain Tank Emergency Drain
B
LP Turbine
Extraction
TBS
Exhaust
D
FW HTR Drain
D
D
ORF
CV
ORF
TDRFP
A
ORF
FW HTR
#2
ORF
CHKV
FW HTR
#1
D
BV
ORF
Venturi
Primary Containment Wall
CHKV
ORF
CHKV
To
Sea
D
D
CHKV
B
A
From
Sea
MSR RHTR
Drain Tank Vent
RHR A Flow Injection
D
C
FW HTR Emergency Drain
A
RPV
CV
CV
A
Steam
Chest
CDSR
BV
TDRFP
B
FW HTR
#3
FW HTR
#4
FW HTR
#5
FW HTR
#6
Venturi
CV
CP
&
CBP
LFCV
CV
CV
MDRFP
CV
CV
CV
CV
RCIC Flow Injection
C
C
CV
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
C
C
C
C
8
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原子科學技術發展中心
事件模擬結果(1/4)
120
7
6
Reactor Power (% Rated)
Reactor Power (% Rated)
100
80
Reactor Power
60
40
20
5
Reactor Power
4
3
2
1
0
0
0
300
600
900
1200
1500
1800
2100
2400
2700
0
300
Time (sec)
600
900
1200
1500
1800
2100
2400
2700
Time (sec)
反應器功率
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
9
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事件模擬結果(2/4)
1200
4200
3600
MS and FW Flow (lbm/s)
Dome Pressure (psia)
1000
800
Dome Pressure
600
400
200
3000
2400
MS Flow
FW Flow
1800
1200
600
0
0
0
300
600
900
1200
1500
1800
2100
2400
2700
0
300
600
900
1200
1500
1800
2100
Time (sec)
Time (sec)
反應器壓力
主蒸汽/飼水流量
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
2400
2700
10
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事件模擬結果(3/4)
300
250
50
HPCS Flow (lbm/s)
Reactor Water Level (in above IZ)
100
0
-50
Narrow Range WL
Wide Range WL
-100
200
HPCS Flow
150
100
50
0
-150
0
300
600
900
1200
1500
1800
Time (sec)
反應器水位
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
2100
2400
2700
0
300
600
900
1200
1500
1800
2100
2400
2700
Time (sec)
HPCS流量
11
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原子科學技術發展中心
300
300
250
250
LPCI Flow (lbm/s)
RCIC Flow (lbm/s)
事件模擬結果(4/4)
200
RCIC Flow
150
100
200
100
50
50
0
0
0
300
600
900
1200
1500
1800
2100
2400
2700
LPCI B Flow
LPCI C Flow
150
0
300
600
900
1200
1500
1800
Time (sec)
Time (sec)
RCIC流量
LPCI流量
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
2100
2400
2700
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反應器
Pressure Rise及Core Un-cover
時間評估
假設核二廠喪失所有交/直流電源
 評估反應器壓力自~200 psi上升至
SRV安全功能作動壓力(1165 psig)所需時間
 評估自SRV安全功能開始作動起，
爐心水位下降至TAF所需時間
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評估結果(1/3)
1300
Dome Pressure (psia)
1100
900
700
Dome Pressure
500
300
~ 47 min
100
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
8000
9000
Time (sec)
反應器壓力(升壓時間約47分鐘)
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
14
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評估結果(2/3)
Core Water Level (in above TAF)
300
Mixture WL
Collapse WL
200
100
0
~ 76 min
-100
SRV開始作動時間
(~ 47 min)
~ 82 min
-200
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
8000
9000
Time (sec)
爐心水位(下降至TAF時間約82分鐘)
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
15
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評估結果(3/3)
100
Reactor Water Level (in above IZ)
7
Reactor Power (% Rated)
6
5
Reactor Power
4
3
2
1
50
0
-50
Narrow Range WL
Wide Range WL
-100
-150
-200
0
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
Time (sec)
反應器功率
核能電廠系統動態模擬與分析實驗室
7000
8000
9000
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
8000
9000
Time (sec)
反應器水位
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結論
 成功應用核二廠雙RELAP5工程用模擬器，
完成類福島假想事件電廠整廠系統動態模擬
 自事件發生起至爐心融毀前
 整廠熱水流變化、核燃料護套氧化、核燃料氫氣產生等
 在未喪失交/直流電源狀況下
 利用TBV/SRV可達成反應器之快速降壓(~200 psi)
 利用RCIC/SRV/HPCS/LPCI可維持反應器之水位及壓力
 在喪失交直流電源狀況下
 反應器壓力自~200 psi上升至
SRV安全功能作動壓力(1165 psig)所需時間約為47分鐘
 自SRV安全功能開始作動起，
爐心水位下降至TAF所需時間約為82分鐘
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原子科學技術發展中心
謝謝
敬請指教
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