Abstract
本研究使用中子遷移程式評估沸水式反應器壓力槽內部重要組件中子通量之分佈情形。其結果除可提供劣化肇因分析之參考外，亦可供管制單位作為安全分析之參考。計算以角分格程式TORT為主，蒙地卡羅程式MCNP為輔，以核能二廠一號機第十週期為模擬對象。首先我們把重點放在幾何形狀及中子射源之模擬,以燃耗加權法求週期平均功率以簡化中子射源之模擬;爐心部份先採均質模擬,使用BUGLE-80截面庫中現成的LWR爐心截面,得到一個初步的結果。然後考慮爐心空泡(軸向)分布,改為非均質模擬。再將中子射源能譜改為較正確的混合能譜。接著使用較新之截面庫BUGLE-96、修正燃料區上下及外圍旁通區間及降流區之水密度、改用新版TORT程式、加大模擬高度、採用較細之角分格。最後將燃料區內層亦改為五層之軸向空泡分布。計算結果顯示,爐心側板內側快中子通率最大值因模擬計算方式造成之變動量在10%以內。 影響最大的兩個因素為水密度(包括爐心內空泡分布及旁通區水密度)及中子射源能譜。壓力槽內側快中子通率最大值變動量達60%。主要影響因素為厚達41公分降流區之水密度。爐心側板內側快中子通率最大值為5.5 x 108 n/cm2/s per MW，發生在軸向中層上方；與中子射源軸向分佈與最外兩層燃料區水密度(空泡比)軸向分佈之組合有密切關係。上述最大值發生在該層最靠近燃料區之位置。核二廠一號機第十週期以全功率 (2894MWt) 運轉8369小時，，在爐心側板內側累積之最大中子通量為 ~ 4.8 x 1019 nvt。假設每一週期之運轉狀況與第十週期相近，以實際運轉時數計算，且假設11、12、13週期之運轉時數均為8400hrs，預估至第十三週期末爐心側板內側累積之最大快中子通量為 ~ 7 x1020 nvt。壓力槽內側快中子通率最大值發生在接近軸向中層,為~2 x 106 n/cm2/s per MW,比爐心側板內側快中子通率最大值小兩個數量級。因此沸水式反應器壓力槽快中子通量之累積比較不需列入考慮。