福島事件發生後，台電發展出一套稱之為「斷然處置措施(Ultimate Response Guidelines, URG)」的緊急處置方法，以因應電廠遭遇類似福事故等超出設計基準的複合式災害，其發展理念為早期洩壓、注水、透過圍阻體排氣移除衰變熱，確保燃料為水掩蓋，並防止燃料棒護套溫度上升超過1500℉，造成放射性物質自燃料棒釋出。在URG中提出了許多指引與新增設備，增加嚴重事故後電廠救援的能力，本論文的目的是將核二廠URG納入一階安全度評估中，將深入探討核二廠URG對爐心熔損頻率(Core Damage Frequency, CDF)的影響。
本論文使用RELAP5-3D模擬電廠全黑(包含高壓灑水系統柴油發電機不可用)事故發生後，有無早期爐心隔離冷卻系統(RCIC)與釋壓閥開啟後有無成功關回對燃料護套尖峰溫度的影響，以及事件樹成功準則的判定。本研究採用核研所發展之核二廠安全度評估模式，使用WinNUPRA3.0建立相關事件樹與故障樹，將可能影響一階安全度評估的URG策略分別量化，以驗證URG是否能有效影響CDF。
評估結果顯示，URG對類似福島二號機的事故序列，改善效果顯著，能將CDF降低兩個數量級。在所模擬的URG策略中，RCIC延長至24小時對一階安全度評估的改善最大，可將其所影響的事故序列之CDF降低53.4%。

Probabilistic Safety Assessment (PSA) is a powerful tool to assess the safety of nuclear power plants (NPP). The purpose of the study is to evaulate the impact of Ultimate Response Guidelines (URGs) on the Level-1 PSA of Kuosheng NPP of Taiwan Power Company.
After the core damage accidient of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, Ultimate Response Guidelines (URGs) were developed by Taiwan Power Company to help operators mitigating the consequences of events similar to the Fukushima accident. The purpose of URG is to prevent the peak cladding temperature during the accident from rising above 1500℉, which is the imitation temperature of the release of the gap activity. URG is activated in a seismic event, an event of Station Blackout or an event of losing water injection to core. According to URG, the emergency response staff of the plant is required to implement movable or portable A.C. power and alternate water source within a specific time after the motivation of the accident. If the continuous removal of decay heat can not be assured, operators are directed to depressurize the vessel in order to bring the non-conventional low pressure water keeping the core covered. The decay heat is removed via containment venting. The actions may damage the economic values of the plant due to the injection of dirty or sea water into the core. It can be expected that URG can lower the Core Damage Frequency (CDF) of events similar to Fukushima accident.
In the present study, the impact of URG on the CDF of Kuosheng NPP of Taiwan Power Company is assessed. The plant employs Boiling Water Reactor (BWR6) designed by General Electric. The plant specific PSA model of the plant is adopted on the study. The thermal-hydraulic responses of the system during the assicdent are simulated using RELAP5-3D code. WinNUPRA3.0 code is used in performing PSA analysis.
The results show that in a Station Blackout event, the URG can reduce CDF by 53.4% when the RCIC (Reactor Core Isolation Cooling system) operates 24 hours. For a sequence similar to Fukushima accident, the CDF can be reduced by two orders of magnitude. Nevertheless, the URG has no impact on the sequence with failure of RCIC injection. In such an event, the time to core uncover is too short to implement any extra mitigation actions beyond the design basis.

摘要 i
ABSTRACT ii
致謝 iv
目錄 v
表目錄 ix
圖目錄 x
第一章 緒論 1
1.1研究動機 1
1.2核電廠安全度評估 1
1.3核電廠安全度評估工作內容 2
1.4機組斷然處置程序指引 2
1.5研究目的 3
1.6論文架構 3
第二章 安全度評估方法[3][4] 4
2.1 可靠度理論 4
2.2故障樹分析 5
2.3事件樹分析 7
2.4人為可靠度分析 8
2.4.1人為操作誤失 8
2.4.2人為誤失之量化模式 10
2.4.2.1 HCR模式[4] 10
2.4.2.1.1 HCR的基本假設 10
2.4.2.1.2 HCR的特性與限制 12
2.4.2.2 THREP模式 15
2.5重要度分析 16
2.6核二廠一階安全度評估報告 16
第三章 核二廠斷然處置程序指引(URG) 18
第四章 核二廠未含URG的電廠全黑事件樹之建立 24
4.1前言 24
4.2 RELAP程式簡介 24
4.3 WinNUPRA程式簡介 26
4.4建立未含URG的電廠全黑事件樹 26
4.4.1未含URG之電廠全黑事件樹 29
4.4.1核二廠電廠全黑事件樹之頂端事件成功準則 31
4.4.2 AC電源修復時窗 35
4.4.3時間內外電與緊急柴油發電機未回復的機率 42
4.5未含URG的SBO事件樹之量化結果分析 46
4.5.1爐心熔損年發生頻率量化結果 46
4.5.2重要爐心熔損事故序列 46
4.5.2.1 事故序列T3SBOUVT (T3SBO18) 47
4.5.3重要度分析[5] 47
第五章 電廠全黑時核二廠URG對一階安全度評估的影響 51
5.1前言 51
5.2 URG對電廠全黑事件樹的影響 51
5.2.1控制降壓 51
5.2.2 延長RCIC運轉時間至24小時 53
5.3 URG對電廠全黑故障樹的影響 54
5.3.1新增的電源對SBO故障樹的影響 54
5.3.1.1 新增4.16kV 1100kW氣渦輪機附屬柴油發電機 54
5.3.1.1.1氣渦輪機附屬柴油發電機供給LPCI-B串注水功能及相關支援設備 59
5.3.1.1.2氣渦輪機附屬柴油發電機提供抑壓池冷卻功能 61
5.3.1.2 4.16kV 1500kW移動式柴油發電機 64
5.3.1.2.1移動式柴油發電機供給LPCI-B串注水功能或抑壓池冷卻功能 67
5.3.1.3 480V 200kW移動式柴油發電機 67
5.3.2新增的注水來源及路徑對SBO故障樹的影響 70
5.3.2.1消防車或移動式消防泵注水進入反應爐(經廠區消防栓) 73
5.3.2.2消防車或移動式消防泵經冷凝水儲存槽系統集管補水進入反應爐 77
5.3.2.3使用消防車或移動式消防泵經RHR-B管路注水入反應爐 80
5.3.3圍阻體排氣 82
第六章 量化結果分析 85
6.1前言 85
6.2新增的電源之量化結果 85
6.2.1 4.16kV 1100kW氣渦輪機附屬柴油發電機 85
6.2.1.1提供LPCI-B串注水功能及相關支援設備 85
6.2.2 4.16kV 1500kW移動式柴油發電機 87
6.2.3 480V 200kW移動式柴油發電機 88
6.3新增的注水路徑之量化結果 89
6.4圍阻體排氣之量化結果 90
6.5 URG對 Level 1 PSA的影響之量化結果 91
6.5.1爐心熔損年發生頻率量化結果 91
6.5.2重要度分析 92
第七章 結論與建議 93
7.1結論 93
7.2建議 93
7.3未來工作 94
參考文獻 95
附錄A 核二廠電廠電力中心設備故障及回復有效紀錄 96
附錄B 核二廠緊急柴油發電機失效後恢復時間 98

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14.台灣電力公司第二核能發電廠，「核二廠電力中心設備與緊急柴油發電機故障及回復有效記錄」，台灣電力公司
15.徐郁芬著，「核二廠斷然處置程序分析報告」，國立清華大學原子科學技術發展中心，民國100年