【摘 要】
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运转中轻水式核能电厂的被动系统、结构与组件(以下简称SSCs),在刚开始运转时的高可靠度随着电厂老化而劣化.尤其较老核能电厂逐渐遭受到材料老化机制劣化效应的挑战,若干老
【出 处】
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2001海峡两岸核能学术交流研讨会
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运转中轻水式核能电厂的被动系统、结构与组件(以下简称SSCs),在刚开始运转时的高可靠度随着电厂老化而劣化.尤其较老核能电厂逐渐遭受到材料老化机制劣化效应的挑战,若干老化机制及影响甚至已引起相关SSCs损坏,这些损坏对于较老核能电厂构成持续运转安全上潜在的威胁,故如何进行老化管理及在良好的老化管理下进行机组延寿是进入中老化年期核电机组最重要的课题.美国核能电厂发电量在公元2006年以后若不进行延寿将以每年约1﹪的装置容量退减,若能就核电厂材料老化提出有效的管理,进而能通过多数机组额外20年的持照期之延寿(即共有60年之持照期),则可减缓美国能源因核能机组届龄40年除役造成装置容量急速减少的隐患.美国核能管制委员会(NRC)在1995年发布推动以发展逾20年成熟之安全度评估(PRA)技术应用于风险告知管制或运转的政策说明,并希望能借助PRA技术,协助核安的决策并增进管制的效率.此系基于PRA方法可整合其他方面科技,并透过量测春风险度,选择可接受的风险度供作决策依据.本文叙述如何以PRA技术整合核能电厂材料老化效应,并就若干老化机制原先未纳入建厂初期设计上考量,却造成后来在运转上实质对电厂设备损坏的动机,进而提出核能电厂之SSCs在寿命期内遭受流动加速腐蚀(FAC)老化效应并导致碳钢管路薄化对炉心熔损机率的影响评估,以及藉由PRA量化结果提供核电营运者在进行申请持照延寿决策时于老化管理上的参考.
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