Abstract
臨界計算和燃耗計算對於爐心計算來說都是相當重要的一環。本論文透過使用SCALE 6.0中的TRITON控制模組來針對這二類計算作研究探討，並將模擬結果和世界上其他計算程式結果或是實驗資料作驗證。 對於沸水式核反應器的用過燃料組成分析，不論是用SAS2H或是用TRITON中的T-DEPL序列其計算結果誤差都在5%之中，但是都和實驗量測值有相當顯著的差距，不過使用T-DEPL在幾何描述比SAS2H更有彈性。 馬鞍山電廠二號機組的第十週期燃料元件，利用CASMO程式計算的增值因數和TRITON在450和700 ppm硼酸濃度下差距不會超過300 pcm，但是在沒有使用硼酸和1200 ppm情況下，隨著燃耗提高差距越來越大；而對於第一週期整個爐心的運轉硼酸濃度計算中，TRITON計算的數值大約都比SIMULATE高出達200 ppm。 對於BN-600鈉冷式快中子反應器的模擬計算中，有關於爐心物理各種參數的計算，本論文計算結果與IAEA報告中各實驗室的計算值有相當程度的一致性。中子增值因數，本論文計算的值是1.0275而IAEA報告各實驗室計算直落在0.99486到1.02214範圍內，本論文計算值似乎稍微高估。其他參數本論文計算的結果分別為燃料溫度係數：-0.00708、護套溫度係數：-0.00115、冷卻劑密度係數：0.00606、護套密度係數：0.01915、燃料密度係數：0.35956、中子毒物密度係數：-0.03030、軸向膨脹係數：-0.13534、徑向膨脹係數：-0.49692，除護套密度係數外均落在各實驗室計算值範圍內。