Abstract
本研究分別利用決定論法之二維DORT、三維TORT多群角分格遷移計算程式以及蒙地卡羅法的MCNP程式，進行沸水式反應器爐內組件劣化及TRR-II研究用反應器之中子潺流問題之計算。 在沸水式反應器計算，求得爐心側板快中子通率最大值為5.3x108 n/cm2-sec per MW，發生在最靠近燃料束位置之軸向251公分處，靠近H4焊道所在位置。爐心噴灑管線上、下環內側空泡區位置處之快中子通率比爐心側板之快中子通率最大值下降了一個數量級，水平方向分佈平緩。底板以下快中子通率迅速衰減，約每25公分下降一個數量級。若每一週期之運轉狀況與第十週期相近，從開始商業運轉至第十週期時，爐心側板內側最大快中子通量已達輻射促進應力腐蝕之門檻值。內層燃料區採軸向空泡分佈使側板位置快中子（E＞1MeV）通率比內層燃料區採均質空泡分佈之結果高出12％。若將快中子能量往下考慮至0.11MeV，則側板位置快中子通率值增加約2倍。側板位置加馬通率較快中子通率約高十到二十倍。爐心控制棒所在位置之快中子通率比側板位置高兩個幕次，與加馬射線通率強度相當。在考慮原子位移及自由移動缺陷兩種輻射材料損傷機制下，因加馬射線造成之損傷均遠較快中子低。 對於TRR-II整體屏蔽計算，DORT是快速有效的計算工具，只是於穿透200公分厚含鐵量達50％之重水泥時，由於採用多群截面組會低估水泥牆外之劑量率，而MCNP搭配點偵檢器會低估各位置之粒子通率。在TRR-II中子穿管計算方面，由於中子穿管包含一長空區，在出口處位置之DORT計算結果會受射線效應影響而低估粒子通率；而MCNP使用點偵檢器搭配DXTRAN球可有效解決中子穿管問題之計算。TRR-II氫導管問題使用MCNP之點偵檢器搭配DXTRAN球進行計算，結果顯示池面之劑量會上升10到20倍。不過MCNP於追蹤5×107個粒子後，於屏蔽體外所求得粒子通率值之統計誤差仍大。未來可採用接龍或其他變異降低技巧以提高計算效率，或嘗試用TORT節點法以接龍方式及座標旋轉技巧進行計算。