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105年公務人員高等考試一級暨二級考試試題 代號：22840 全一頁
等 別：高考二級
類 科：核子工程
科 目：核能安全研究
考試時間 ：2小時 座號：
※注意：
禁止使用電子計算器。
不必抄題，作答時請將試題題號及答案依照順序寫在試卷上，於本試題上作答者，不予計分。
請以黑色鋼筆或原子筆在申論試卷上作答。
（請接背面）
一、請依時序說明核能電廠發生嚴重事故，控制棒全入情況下，爐心可能存在之熱源。
（15 分）
二、沸水式反應器（Boiling Water Reactor, BWR）電廠汽機跳脫事件是屬可能發生的中度
頻率事件，有一電廠因某種原因，例如高水位誤信號或汽機高振動等因素，造成汽
機跳脫，假設大部分控制棒無法插入，此時預期爐心功率會上升並維持在功率階狀
態。
請問有何自然物理機制、自動設計功能、或手動程序措施可壓制功率？（10 分）
請描述此種事件對圍阻體的影響。（10 分）
三、核能電廠正常運轉時，包括升降溫過程，需遵守壓力－溫度限制曲線，以確保反應
爐壓力槽（Reactor Pressure Vessel, RPV）完整性，反應爐運轉於低溫時，RPV 韌性
降低，承壓能力降低，易脆化，因此壓力－溫度限制曲線在低溫時之允許運轉的壓
力較低，即限制較嚴苛。請說明壓水式反應器（Pressurized Water Reactor, PWR）電
廠運轉於低溫條件時，例如停機階段，有何種事故會使反應爐冷卻水系統增壓而違
反壓力－溫度限制曲線？（20 分）
四、對於核反應器發電廠，何謂設計基準事故（Design Base Accident）？試舉三例說明。
（15 分）
五、
說明爐心燃料臨界熱通率（Critical Heat Flux, CHF）之定義，並以燃料溫度對應熱
通率之示意圖表示。（5分）
核燃料安全設計為何要考慮臨界熱通率？（10 分）
六、比較沸水式反應器（Boiling Water Reactor, BWR）與壓水式反應器（Pressurized Water
Reactor, PWR）在發生主蒸汽管斷管事故時：
燃料溫度會如何變化？（10 分）
事故造成之輻射外洩效應，二者有何差異？（5分）