所屬科目：國營事業◆1.核工原理 2.熱水流學
(一)中子截面(Cross Section)
(二)薛倫可夫輻射(Cerenkov Radiation)
(三)核燃料衰變熱(Decay Heat)
(四)增殖因數 (Multiplication Factor)
(五)臨界功率 (Critical Power)
二、(一)核反應器核反應度(Reactivity)的定義為何(2 分)？其單位為何？(1 分)
(二)BWR 反應爐內：「壓力」、「冷卻劑空泡比率」、「冷卻劑溫度」、「燃料溫度」、「反應爐水流量」、「氙毒濃度」、「反應爐功率」等參數的增加或減少如何影響核反應度，並簡單說明理由？(7 分)
(一)燃料丸
(二)燃料棒內填充氣體
(三)燃料棒護套
(四)上、下繫板(Tie Plate)之選用材料為何?簡述選用此種材料的原因為何？
並簡述燃料棒護套材料應用於核電廠的缺點(2 分)？
四、(一)(1)何謂次臨界增殖(Subcritical Multiplication)？(2 分)
(2)若中子源為 100 cps，而 Keff=0.9 試求計數率(CR)為多少？(3 分)
(二)(1)請問活度(Activity)單位居里(Ci)與貝克(Bq)的數學關係？(1 分)
(2)一 γ 射源於時間 t = 0 時，其尚未衰變之核種總數目為 N₀，此射源之半衰期為 T₁/₂，請用數學關係式表示：時間 t = Td 後此射源之活度 ATd。(2 分)
(三)硼-10(¹⁰B)是應用在熱中子屏蔽上很常見的材料。請用數學關係式表示：一束入射熱中子束的強度減弱至 10 %所需的硼-10 厚度 TB。(¹⁰B Σt = X cm⁻¹)(2 分)
五、(一)(1)何謂中子平均自由行程(Mean Free Path)？(2分)
(2)請計算一個熱中子在水中被吸收前遭遇碰撞的次數。(H₂O Σs = 3.45 cm⁻¹，Σa = 0.022 cm⁻¹)(2分)
(二)(1)一反應器中，其瞬發中子之壽命為 2x10⁻⁵ sec，遲延中子之壽命為 12.7 sec，而延遲中子比率(Delay Neutron Fraction)為 0.0064，試計算中子平均壽命。(2分)
(2)請論述遲延中子(Delay neutron)在反應器控制上的重要性。(3分)
(3)U-235 與 Pu-239 延遲中子比率分別為 0.0064 與 0.0043，若分別以此兩種元素製成輕水式核電廠之核燃料，請就「延遲中子比率」之不同，簡述其反應器物理特性有何不同？(1分)
六、請參考下【圖 1】，於事故中，欲讓質量流為 Mf 之水流(密度為 ρ)注入反應爐，已知生水池之出口端管徑截面積為 A₁，反應爐之入口端管徑截面積為 A₂；生水池液面至出口管端之高度為 h₁，生水池出口端至反應爐入口端高度差為 h₂，大氣壓力為 P₀，重力加速度為 g，假設生水池經設計，其液面高度可以維持不變，且管內為理想不可壓縮之穩定流，請以上述參數，用數學關係式表示反應爐的壓力 Pᵣ應降至多少以下，才能讓 Mf 之水流順利注入爐心？(10分)
七、(一)請繪出「理想再熱-再生冉肯循環(Rankine cycle)」溫-熵(T-S)圖，並簡述「溫-熵」改變的 6 個過程。(6分)
(二) BWR 核電廠「汽-力循環」為典型的「非理想再熱-再生冉肯循環」，請列舉兩種提高熱效率的方法。(4分)
(一)反應爐產生的熱功率
(二)此汽機於 理想狀況下 作功的熱功率
(三)此泵於 理想狀況下 作功的熱功率
(四)所需的海水質量流量 \( W_{\mathrm{SW}} \)
(五)此系統的整體熱效率
(一)護套/冷卻劑界面熱阻 \( \mathrm{R_h} \)
(二)燃料護套熱阻 \( \mathrm{R_c} \)
(三)燃料內空隙熱阻 \( \mathrm{R_G} \)
(四)燃料丸熱阻 \( \mathrm{R_f} \)
(五)燃料丸中央溫度 \( \mathrm{T_m} \)
十、假設下圖【圖 4】為 BWR 核燃料束內，冷卻劑通道內之異常溫度分佈，請判斷第①、②、③、④區之熱傳，分別屬於沸騰曲線之那一種熱傳區？並簡述判斷的理由。(10 分) Ts(z)：核燃料棒護套表面溫度 Tb(z)：冷卻劑大體溫度 q'(z)：燃料棒單位長度線性功率 Tsat：冷卻劑飽和溫度 Z：距核燃料底端之軸向高度
阿摩線上測驗
登入
阿摩線上測驗
登入
