| 年度 |
102年度 |
| 主管單位 |
國家實驗研究院 |
| 執行單位 |
財團法人國家實驗研究院地震工程研究中心 |
| 預算來源 |
[無] |
| 執行經費(仟元) |
NT$12571.00 |
| 執行期間(起＆迄) |
2013/1/1~2013/12/31 |
| 計畫主持人 |
張國鎮 |
| 計畫重點描述 |
2011年3月11日日本本州東北外海發生震矩規模9.0烈震，導致福島第一核電廠發生核能事故，至今日本仍深為輻射污染不斷擴散和迢迢災後重建之路所苦。為借鏡日本福島教訓，我國行政院勠力實施更為嚴格周延的核能審查管制措施和電廠補強要求，大幅提升現有核能電廠耐震安全性。本研究在此大架構下，規劃一系列多年期的重要研發課題，值此第一階段，發展反應譜相符合地震歷時製作技術及撰寫雲端軟體，並善用氣象局全國強震網地震紀錄資料庫，俾便結構工程師能快速產生擬真強地動輸入加速度歷時作為結構受震反應分析之用。此外，經由反應器廠房有限元模型和集中質量簡化模型進行比對分析發現：兩者在模態特性上具備相當一致性，所以經由集中質量簡化模型所製作的彈性範圍內樓層反應譜仍相當具有可信度。
關鍵詞：核能電廠、反應器廠房、地震危害度、基線校正、反應譜相符合地震歷時、耐震評估 |
| 必要工作項目 |
1.核電廠機率式地震危害度分析平台建置：
由於地震危害度分析需考量各種可能模式、參數與不確定因素加以綜合評估，本研究工作內容包括(1)加強對各分析模組與參數分析、設定之能力；(2)強化敏感度分析與不確定性評估之功能(可以權重矩陣、參數表或稱邏輯樹的形式表達)；(3)完成使用手冊初稿，最後完成一個整合的機率式地震危害度(PSHA)分析工具平台。
2.核電廠先進沸水式反應爐所屬一次圍阻體混凝土非線性結構力學行為研究：
進行縮尺原型試體設計及實驗規劃，協助研發及校準三維鋼筋混凝土模型材料組成律，以便將三維度軸力、彎矩、剪力和扭矩效應複雜的互制關係納入考量。
3.垂直向地盤受震行為與土壤非線性反應分析之研究：
針對現地自由場垂直地震儀陣列所蒐錄到不同震度等級實際地盤地動資料，以系統識別及波傳模擬分析等方法，同時探討水平向與垂直向地盤受震反應，評估垂直向地盤受震非線性程度，確定場址地盤水平向與垂直向反應分析之有效模式，供後續核能電廠或核設施進行土壤結構互制分析參考之用。
4.核能電廠結構元件耐震易損性分析方法之改良與研發：
發展以結構反應參數（如樓層加速度反應譜值、層間位移等）為函數之易損性曲線的系統性方法，進行核能電廠結構元件(如鋼板鋼筋混凝土複合牆)之耐震反覆載重試驗及相關數值分析，以實驗資料建立耐震易損性曲線，配合機率式地震風險評估，探討新舊方法所得之耐震易損性曲線對核能電廠地震風險之影響，以研發改良耐震易損性分析方法，提高核能電廠的耐震安全評估技術。 |
| 預期成果產出 |
1. 建立本土化、符合核能法規要求之地震危害度分析整合工具平台，提供學術研究、工程實務之應用，落實應用於提升核電廠之耐震安全評估技術
2. 建立本土核能電廠耐震評估技術能力。
3. 協助針對先進沸水式反應爐所屬一次圍阻體耐震評估工作提供關鍵基礎技術能力。
4. 改進目前核電工業界習見之結構元件耐震易損性分析方法，增進機率式地震風險評估之可靠度，提高核能電廠的耐震安全評估技術，可推廣於核能電廠工程界應用，具工程實務價值。
5. 核能電廠結構元件實驗資料可用於建立耐震易損性曲線，並可用於發展核能電廠結構元件受反覆載重之遲滯模型、驗證設計公式、開發補強方法之用。 |
| 對應方案課題 |
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精簡報告
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