Abstract
本研究係探用ORIGEN-Ⅱ 程式計算壓水式反應器在除役時其爐心附近各組件受中子活組件受中子活化產生之放射性核種之存量，計算所需之中子通率由ANISN 程式計算而得。計算時首先重覆一份外國資料上之計算，藉以驗證使用計算方法之正確性，卻發現由於部分資料缺乏，再加上程式版本及截面資料庫之不同，使所得答案不相符合，但由理論基礎之分析知我們計算之答案亦為正確之答案。在研究中採用之文獻甚多，重要者有馬鞍山電廠之FSAR, R.I. Smith等人所著之外國拆廠資料，ANISN 及ORIGEN-Ⅱ 之使用說明，以及奏彰生及張柏菁兩位學長之碩士論文。計算時先求得馬鞍山及楚江兩座電廠之中子通率，經一番比較後認為所得之徑向中子通率分布符合理論，再求得一軸向中子通率分布，由軸向分布求得軸向均峰比，而由經向中子通率得到各區域之中平面放射性核種存量，再乘上均峰比及各組件之重量即得到各組件內之總活性，以「居里」表示。計算所得之總居里數在停機時兩個電廠都約為四百萬居里，而在兩百年後都降為百分之一，即四萬居里，仍相當龐大，但由於長半衰期核種的關係，此活性不會再降低。而此活性主要存在於爐心阻板內，其體積不大，容易分割處理。計算中尚有許多組件未被包括在內，是因為在該等組件中，中子通率已很低，而無須考慮其貢獻，但實際拆廠時仍應計算入內。希望將來實際對電廠除役時能對本文中若干缺失，如ORIGEN-Ⅱ 之建立等，能做一改進則本研究之目的即達到了。