7.1 結論
地震機率式風險評估法自 1980 年代被提出後，至今仍舊使用相同方法進行核 能電廠之風險評估，該法以 PGA 定義結構與設備元件之易損性曲線，雖不需進行 動力分析，有助於簡化部分地震風險評估工作之進行，但由於設備元件的破壞與 所處之結構反應較相關，若以 PGA 定義結構與設備元件之易損性曲線，當同一元 件擺置於不同位置時，就需要不同的易損性曲線加以定義，且以 PGA 定義之易損 性曲線不確定性也較高。HW SPRA 方法改進傳統 SPRA 方法，以結構反應參數定 義易損性曲線，並利用非線性動力歷時分析求得結構反應，增加核能電廠耐震風 險評估之可靠性。本研究利用 HW SPRA 方法評估案例核能電廠因地震導致目標事 件發生之風險，並擇一廠中關鍵管線系統進行反力牆反覆載重試驗，了解此管線 系統之受力行為及強度，試驗及分析結果可用於後續建立該系統以結構反應為參 數之易損性曲線。
本研究使用三種方法評估元件損傷並計算目標事件發生機率，其主要差異在 於需求矩陣之增廣與否以及判斷元件損傷之方式。方法一為未增廣需求矩陣，並 用布林代數計算目標事件發生機率；方法二為增廣需求矩陣，並用蒙地卡羅模擬 法判斷元件損傷並計算目標事件發生機率；方法三為增廣需求矩陣，並用布林代 數計算目標事件發生機率(表 4.6)。本研究可歸納以下結論:
1. 方法二與方法三所計算之目標事件發生機率及風險值相近，且皆高於方法一所 計算之結果，推測由於方法一所計算之需求矩陣列數過少，將有低估目標事件 發生機率及風險之疑慮。
2. 根據動力分析所求得之元件反應，可知反應成對數常態分佈，因此方法二及方 法三皆以對數常態分佈之假設，利用 ATC-58 所認可之方法進行元件反應增廣，
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以增加需求矩陣列數，增加分析之可信度，由圖 4.13 可知以對數常態分佈假設 元件反應分佈十分合理。
3. 方法三計算之目標事件發生機率於八個地震等級且增廣 80000 列的情況下須耗 時 939.2 秒，而方法二僅需 88.8 秒，由此可知以蒙地卡羅模擬法計算目標事件 發生機率之效率可顯著提升(使用 Intel(R) Core(TM) i7-2600CPU @ 3.40GHz 處 理器、16GB 記憶體及 64 位元作業系統)。
4. 本研究為討論考量結構不確定性對於核電廠地震風險之影響，因此分別計算結 構最佳預測(Best Estimate)與考慮結構不確定性(Structure Uncertainty)兩模型(BE model 與 SU model)之元件反應，觀察計算結果可知 BE model 之元件反應分布 較 SU model 離散，導致 BE model 之目標事件風險較 SU model 高(表 4.19)，因 此若考量結構不確定性來分析核電廠風險，將可獲得較經濟之設計。
5. 本研究之結果顯示，增廣矩陣中識別發生目標事件之平均列數(navg), 即目標事 件發生機率(PUP)與增廣量(N)之乘積(PUP× N))與增廣及蒙地卡羅試驗所造成之 不確定性
Y為對數線性關係(圖 4.10 及圖 4.12)，此方程式可用於決定增廣需求 矩陣之列數與計算次數。6. 本研究之結果顯示目標事件發生機率與地震強度之關係於對數座標下可以兩條 直線回歸近似(圖 4.17 及圖 4.19)，此回歸結果可用於計算不同段數之危害度曲 線所計算之目標事件風險，並根據此結果得知將危害度曲線分為 8 段相較於 160 段風險高估 16.6%~12.3%。
7. 根據餘熱移除系統試驗結果數據觀察，當管線系統於破壞循環載重測試中，發 現水平管線段出口端荷重計讀數大於垂直管線段出口端荷重計讀數，可知 MOV 處致動器加載力量傳至垂直管線段出口端比例極少，且發現水平管線與反力牆 連接處有扭轉現象產生；由角度計分析結果可知，垂直管線段於大小振幅時，
均呈現剛體旋轉，無降伏現象發生；由影像量測結果可知，當致動器施加循環
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載重時，管線試體彎管處(100 度轉角)會因致動器推拉作用，而產生上下擺動，
但最大位移發生於 MOV 模擬質量塊處，此外，亦發現彈簧支撐架與管道之間 並無相對滑移現象產生；由應變計分析結果可知，發現當致動器位移量達 20 mm 至 30 mm 時，三通管處(S9)應變計北側與南側應變計表面開始降伏，此處亦是 本試驗破壞之位置，此外，當致動器位移量達 60 mm 至 80 mm 之間時，位於水 平管線段與反力牆連接處(S11)應變計北側與南側應變計表面亦開始降伏。
7.2 建議
根據本研究之成果，對於核能電廠地震機率式風險評估中考量結構不確定性 之差異、使用 HW SPRA 方法時需求矩陣增廣列數與危害度曲線分段數及餘熱移除 系統安全性之加強有以下建議：
7.2.1 考量結構不確定性
研究結果顯示無論是否考量結構不確定性，對元件反應之中位數影響不大，
然而多數 BE model 之元件反應標準差大於 SU model，表示 BE model 之元件反應 離散性較高，而導致 BE model 之目標事件風險亦較 SU model 高，因此若以 BE model 來評估電廠風險，將得到較保守之結果，若考量結構不確定性(SU model)，
則計算之風險較低，可得到較經濟的設計。
7.2.2 需求矩陣增廣列數
根據研究結果，建議在做核電廠地震機率式風險評估時，可先使用耗時最少 之方法一先做目標事件發生機率之初步估計，根據方法一之結果並設定目標誤差 及信心水準，以(4.7)式估計需求矩陣所需增廣列數，當增廣列數過高時，可以增加 增廣矩陣個數，並將分析結果平均的方式取代((4.18)式)。
7.2.3 危害度曲線分段數
HW SPRA 方法涉及將地震危害度曲線分段，分為 8 段時所得之風險，與電廠
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真實風險(由分段數量為 160 段之結果代表)之相對誤差約為 16.6%；若將地震強度 分為 16 段，則相對誤差將低於 5%；若僅以 4 段進行分析，所得風險相對誤差將 高達 200~350%，衡量評估之可靠度及分析成本，建議分段數量以 8 段以上進行評 估。
7.2.4 餘熱移除系統之安全性
由於本試驗試體模擬電動馬達閥門處非電廠所使用之真實設備，以三通管加 勁並採用質量塊放置重心位置模擬，其強度與性能與真實情況下可能會有差異性。
但本試驗主要破壞位置處為三通管底部，應力值最大處。若以電廠情況判斷，閥 門處強度應進行檢核，以避免地震來臨時發生破裂洩漏現象。
7.3 未來工作
本次管線系統試驗研究結果建立管線試體於擬靜態反覆載重下之數值模型，
且模擬狀況良好。後續將進行管線系統振動台試驗，並加強模擬動態情況下之行 為，將數值模型再加以修正，以提高日後整體管線系統之易損性評估精確度，並 利用試驗與分析之結果，建立該管線以結構反應為參數之易損性曲線。
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