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研究生: 康展榮
Kang, Chan-Jung
論文名稱: 核電廠圍阻體之結構健康監測與診斷作業流程
Standard Operating Procedures for Structural Health Monitoring and Diagnosis of Containment Building in nuclear power plant
指導教授: 朱世禹
Jhu, Shih-Yu
共同指導教授: 方中
Fang, Jhong
學位類別: 碩士
Master
系所名稱: 工學院 - 土木工程學系
Department of Civil Engineering
論文出版年: 2019
畢業學年度: 107
語文別: 中文
論文頁數: 165
中文關鍵詞: 健康監測系統識別遞迴最小平方法頻率響應函數OKID/ERA
外文關鍵詞: structural health monitoring, system identification, recursive least squares method, frequency response function, OKID/ERA
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  • 2011年3月11日發生的東日本大地震,造成福島核電廠裡的各機組相繼爆炸,致使輻射外洩,因此為降低如此重大災害的發生,應加強如核電廠這類較高危險建物的地震安全評估,由於台灣與日本同樣位於環太平洋地震帶,因此台灣核電廠的結構安全亦是一項重大的課題,目前各核電廠皆有裝設可記錄地震反應的監測系統,因此可將量測訊號藉由系統識別技術來求得核電廠的動態特性,但由於量測訊號容易受到雜訊以及環境因素的干擾,如若直接進行識別分析,則會造成嚴重的誤差,故本文根據核電廠的結構特性以及訊號處理的原理,建立一套訊號篩選的標準流程,在識別流程方面,分別以遞迴最小平方法、OKID配合ERA以及頻率響應函數FRF進行識別,將三種方法的識別結果進行比較,排除較大差異的識別結果,並與FSAR的原始設計值及「第三次十年整體安全評估」的報告內容進行平行驗證,最後建立核電廠的結構健康履歷,如結構的自然頻率在經過地震後有明顯的下降,代表核電廠受到明顯的破壞,便可及早的進行耐震補強。

    The Earthquake that occurred on March 11, 2011 in Japan ,which caused explosion
    and radiation leak in the Fukushima nuclear power plant. Therefore, in order to reduce the occurrence of such a major disaster, Seismic safety assessment of higher-risk structures such as nuclear power plants should be strengthened. Since Taiwan and Japan are also located in the Circum-Pacific seismic belt, the structural safety of Taiwan’s nuclear power plants is also a major issue. At present, the nuclear power plants have monitoring systems that can record seismic reactions, so the measurement signals can be used to obtain the dynamic characteristics of nuclear power plants through system identification technology. However, because the measurement signal is easily interfered by noise and environmental factors, if the identification analysis is directly performed, it will cause serious errors. Therefore, this paper establishes a standard process for signal screening from the structural characteristics of nuclear power plants and the principle of signal processing. In the identification process, the recursive least squares method, OKID with ERA and frequency response function FRF are used for identification. We compare the results to exclude the results of the larger differences,and verify the original design values of FSAR and the report content of the “Third 10-year Overall Safety Assessment Report”. Finally, establish a structural health resume of the nuclear power plant. If the natural frequency of the structure drops significantly after the earthquake, it means that the nuclear power plant is obviously damaged, and the earthquake-resistant reinforcement can be carried out as soon as possible.

    摘要.......................................................................................................................I Extend Abstract………………………………………………………………..II 誌謝…………………………………………………………………………......X 目錄…………………………………………………………………….............XI 表目錄…………………………………………………………………..........XIV 圖目錄……………………………………………………………………...XVIII 第1章 緒論 1 1.1 研究動機與目的 1 1.2 文獻回顧 2 1.3 本文內文 3 第2章 理論介紹 5 2.1 頻率響應函數(FRF) 5 2.2 連續時間狀態空間方程與s轉換形式 6 2.3 離散時間狀態空間方程與z轉換形式 7 2.4 離散時間系統模態頻率及阻尼比推導 8 2.5 觀測器/卡曼濾波器識別方法(OKID) 10 2.5.1 基本觀測器方程式 10 2.5.2 計算馬可夫參數 15 2.5.3 計算觀測器增益矩陣 17 2.6 特徵系統實現理論(ERA) 19 2.6.1 特徵系統實現法(ERA) 19 2.6.2 區別真實振態與雜訊振態之候選方法 24 2.7 遞迴最小平方法理論(RLS) 27 2.7.1 自我迴歸外變數模型 27 2.7.2 最小平方法 28 2.7.3 遞迴最小平方法 29 2.7.4 時變參數之遞迴最小平方法 31 第3章 日本核電廠重啟動案例及流程 36 3.1 日本核電廠重啟動之地震分析與評估實例 36 3.1.1 地震事件簡介 36 3.1.2 日本規範沿革 36 3.1.3 核電廠震後處理 37 3.1.4 地震安全評估 38 3.1.5 健全性評估 39 3.1.6 設備與建築之補強 40 3.2 日本震後設備與建築健全性評估導則 40 3.2.1 基本介紹 40 3.2.2 重啟動流程 41 3.3 小結 49 第4章 核電廠耐震安全監測識別分析 72 4.1 核電廠基本資料概述與集錄系統配置介紹 72 4.1.1 圍阻體基本資料簡介 73 4.1.2 地震監測系統配置 73 4.1.3 舊結構識別系統配置 74 4.1.4 新結構識別系統配置 75 4.2 核電廠圍阻體之識別分析流程 75 4.2.1 各地震事件簡介 76 4.2.2 識別分析之建議結構模型 76 4.2.3 量測訊號篩選與分析 77 4.2.4 識別結果與平行驗證 80 4.3 核電廠圍阻體之結構安全監測 85 4.3.1 各地震事件之識別結果 85 4.3.2 各機組之結構健康履歷 87 第5章 結論與建議 158 5.1 結論 158 5.2 建議 159 參考文獻 161

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