福島事件後，台電發展「斷然處置措施」(Ultimate Response Guideline,URG，以下以URG代稱)，使核電廠如遇地震海嘯等類似福島事件時，能有效的防止放射性物質大量外釋至環境中。其核心理念為增加臨時放置之供電設備，注水水源及注水途徑；如果事故無法獲得緩和，提早進行洩壓、注水、排氣，防止燃料棒護套溫度上升超過1,500 ℉，造成揮發性較高之放射性物質外釋。
本論文使用安全度評估程式---WinNupra及熱水流分析程式---MAAP5，以目前核三廠已建立的核三廠風險評估(Probability Safety Assessment,PSA)模型為基礎，在廠內事件導致之電廠全黑(Station Black Out,SBO)情況下，分析加入URG措施策略後對爐心熔損機率(Core Damage Frequency,CDF)的影響。
本論文研究內容主要包括:(1)用MAAP5程式驗證URG措施策略對核三廠熱流狀態影響，進而評估不同情況下電廠可用救援時間；(2)至核三廠實地參訪URG措施中策略所需新增的設備，並與值班經理討論各項策略實際執行時可能發生的問題，綜合MAAP5程式結果以評估URG措施各項策略可行性；(3)以核三廠PRA模型為基礎，建立SBO事件樹，且將評估過後認為有效的URG策略加入核三廠PRA模型中，求得單項URG策略對SBO事件樹事故序列CDF影響，以及加入全部有效URG策略後SBO事件樹事故序列CDF變化量。
經由本論文的研究，有關URG對於核三廠 Level 1 PSA 的各項影響與改變均已被明確的提出，對於URG所提及的核電廠嚴重事故下之救援策略，我們也以程式模擬以分析其適用性與對應可用救援時間。將URG策略納入核三廠Level 1 PSA模型量化後，SBO事件樹總CDF從2.49E-07/反應器年，下降到9.41E-08，CDF降為原來的37.79%，足見斷然處置策略之成效。

Probability Safety Assessment (PSA) is a holistic approach to estimate the reliability and safety of a nuclear power plant.PSA has been widely utilized by many nuclear utilities and its impact on the nuclear power plant (NPP) safety is very notable.After Fukushima Daiichi NPP accident, Ultra Response Guidelines (URG) was proposed by Taiwan power company in order to deal with Station Blackout (SBO) and other Beyond Design Basis Accidents (BDBA).
The application of URG will prolong available AC power recovery time and reduce the amount of core damage frequency. These mitigation operations and facilities in URG are not considered in the conventional Level-1 PSA analysis.In this study,these mitigation actions of URG are incorporated into the Level PSA of a Westinghouse three loops Pressurized Water Reactor (PWR).
The plant analyzed is Maanshan Nuclear Power Plant of Taiwan Power Company. The purpose of the study is to assess the impact of URG on the risk of NPP and to identify the importance measure of these mitigation actions.
The result of this study shows that the Level-1 PSA overall SBO Core Damage Frequency (CDF) reduced from 2.49E-07(reactor year-1) to 9.41E-08(reactor year-1) after the application of URG.
This thesis summarizes the results of the study in detail.

摘要 i
Abstract ii
致謝 iii
目錄 iv
表目錄 vi
圖目錄 vii
第一章 緒論 1
1.1 研究目的 1
1.2 斷然處置措施簡介 1
1.3 核電廠安全度評估簡介 2
1.4 論文架構 3
第二章 一階安全度評估之基本案例建立 4
2.1 前言 4
2.2 MAAP5程式簡介 4
2.3 WinNUPRA 程式簡介 6
2.4 一階安全度評估模型介紹 6
2.5 基本案例建立 9
2.5.1 喪失廠外電源事件樹 9
2.5.2 電廠全黑事件樹標題成功準則 12
2.5.3.1 MAAP5模擬不同事故序列之AC電源救援時間討論 18
2.5.3.2 MAAP5模擬之「案例1」細部設定與分析 20
2.5.3.3 MAAP5模擬之「案例2」細部設定與分析 27
2.5.3.4 MAAP5模擬之「案例3」細部設定與分析 34
2.5.3.5 MAAP5模擬之「案例4」細部設定與分析 40
2.5.3.6 MAAP5模擬之「案例5」細部設定與分析 43
2.5.4 基本案例PSA量化結果與分析 49
第三章 斷然處置措施策略PSA模型建立與量化結果分析 55
3.1 核三廠斷然處置措施策略簡介 55
3.2 蒸汽產生器後備補水 59
3.3 4.16kV電源車引接 65
3.4 480V移動式柴油發電機引接及相關策略 71
3.5 生水（消防水）注水入蒸汽產生器(包含洩壓) 84
3.6 基本案例加入全部斷然處置措施之有效策略 94
3.6.1 PSA量化與結果分析 94
3.6.2 重要度分析 98
第四章 結論與建議 106
4.1 結論 106
4.2 心得與建議 106
4.3 未來工作 108
參考資料 109
附錄A 110
附錄B 110
附錄C 111
附錄D 111
附錄E 112
附錄F 112

1. 台灣電力公司，核三廠機組斷然處置程序指引，民國101年7月
2. 核能研究所，“核能三廠功率運轉活態安全度評估第一階段結果報告”，台灣電力公司/核能研究所核子工程組，民國 84 年 12 月
3. USNRC, "SAFETY EVALUATION BY THE OFFICE OF NUCLEAR REACTOR REGULATION
WCAP-15603, REVISION 1, "WOG 2000 REACTOR COOLANT PUMP SEAL LEAKAGE MODEL FOR WESTINGHOUSE PWRS"", May 2003.
4. USNRC, "Reevaluation of Station Blackout at Nuclear Power Plants Analysis of Station Blackout Risk",NUREG/CR-6890, Vol.2,December 2005.
5. USNRC, " Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, Final Report",NUREG/CR-1278, August 1983.
6. 台灣電力公司，核三廠機組參數紀錄
7. 台灣電力公司，第三核電廠PWR訓練教材，2006
8. 台灣電力公司，核三廠兩部機組外電與緊急柴油發電機修復紀錄
9. USNRC,"REACTOR SAFETY STUDY---AN ASSESSMENT OF ACCIDENT RISKS IN U.S. COMMERCIAL NUCLEAR POWER PLANTS",NUREG 75/014,OCTORBER 1975.