108 高普考高考三級 核子工程 核能概論 考古題詳解

核心觀念

本題考核燃耗的定義與單位換算。燃耗 $B$ 是單位重金屬質量所釋放的熱能，單位為 $\mathrm{MWd/MTU}$；$\phi$ 則是每個初始 $^{235}\mathrm U$ 原子平均發生的分裂數。已知每次分裂釋放 $200\ \mathrm{MeV}$，因此可由燃耗對應的總能量，除以初始鈾燃料中 $^{235}\mathrm U$ 的總原子數，再除以每次分裂能量，求得 $\phi$。

題目所寫的「初始 $^{239}_{92}\mathrm U$ 濃縮度」應為初始 $^{235}_{92}\mathrm U$ 濃縮度；以下依核燃料濃縮度的通常定義，將 $E$ 視為 $^{235}\mathrm U$ 的重量百分比。

解題方法

以 $1\ \mathrm{MTU}=10^6\ \mathrm g$ 初始鈾燃料為基準。燃耗所代表的能量為

初始 $^{235}\mathrm U$ 的質量為 $10^6(E/100)\ \mathrm g$，其原子數為

核心觀念

核燃料衰變熱，是反應器停止運轉後，燃料中已生成的放射性核種繼續衰變，將衰變能量轉換成熱的現象。控制棒插入後，鏈鎖反應迅速降低，但燃料內的放射性核種不會立即消失，因此爐心仍會持續發熱，必須維持冷卻。

對任一放射性核種 $i$，其衰變熱功率可概念性表示為：

其中 $\lambda_i$ 為衰變常數、$N_i(t)$ 為核種數目，$E_{i,\text{dep}}$ 為每次衰變實際沉積於燃料及爐心中的能量。各核種的衰變熱相加，即為總衰變熱。衰變放出的中微子能量大多逸出爐心，不計入可用於加熱的能量。

解題方法

本題依「反應器停堆後仍有哪些放射性核種存在」切入，再說明各類核種如何藉由衰變或後續核反應釋放能量。回答時應區分主要來源與次要來源，並指出能量沉積的方式。

輕水式反應器核燃料衰變熱的主要來源與機制

一、裂變產物

反應器運轉時，鈾、鈽等重核裂變後會生成大量具有放射性的裂變產物。停堆後，這些核種依其半衰期繼續衰變，是核燃料衰變熱的主要來源，尤其在停堆初期占最大部分。

裂變產物常經由 $\beta^-$ 衰變轉變為另一種核種，並放出電子與反微中子；子核也常處於激發態，進一步放出伽瑪射線。電子與伽瑪射線在燃料及周圍材料中沉積能量而形成熱。衰變能中由微中子帶走的部分不會有效加熱爐心。

二、錒系核種及其子核

核心觀念

本題比較的是設備材料的吸收劑量率與人體特定組織或器官的等價劑量率。兩者都描述單位時間內的輻射效應，但計算對象與物理量不同：

• 吸收劑量 $D$：物質每單位質量吸收的能量，單位為戈雷（Gy），$1\ \mathrm{Gy}=1\ \mathrm{J/kg}$。
• 等價劑量 $H_T$：特定組織或器官 $T$ 的吸收劑量乘上輻射權重因數 $w_R$，單位為西弗（Sv）： $H_T=\sum_R w_R D_{T,R}$

對伽馬射線，輻射權重因數 $w_R=1$，因此在數值上，組織的等價劑量（Sv）等於該組織吸收劑量（Gy）；但兩者的量名與單位仍不同。組織權重因數用於計算有效劑量，不用於計算等價劑量。

解題方法

先區分「受照物」及「要評估的劑量量」：

1. 設備吸收劑量率：要評估伽馬射線在設備材料中沉積多少能量。結果取決於光子能量、能量通量率，以及設備材料的組成和密度。以能量通量率表示時，在帶電粒子平衡等適用條件下，可用材料的質量能量吸收係數估算： $\dot D_{\mathrm{設備}}\approx \dot\Psi\left(\frac{\mu_{\mathrm{en}}}{\rho}\right)_{\mathrm{設備}}$ 其中 $\dot\Psi$ 是能量通量率，$\left(\mu_{\mathrm{en}}/\rho\right)_{\mathrm{設備}}$ 是設備材料的質量能量吸收係數。

核心觀念

本題考查中子的能量分類、反應器內緩和劑的功能，以及快中子增殖反應器的設計特性。

中子依能量可概分為熱中子與快中子。熱中子的能量接近其周圍介質的熱平衡能量；快中子則保有較高的動能。反應器可利用緩和劑降低中子能量，或設計成主要利用快中子維持鏈鎖反應。

解題方法

依序掌握三個關係即可作答：熱中子的能量定義、緩和劑如何減速中子，以及快滋生反應器如何利用快中子促成可裂變物質的生成。

（一）熱中子的定義

熱中子是與周圍介質達到熱平衡的中子，其能量分布符合該介質溫度下的熱能分布。室溫下，熱中子的代表性能量約為 $0.025\ \text{eV}$，相當於速度約 $2,200\ \text{m/s}$。

因此，熱中子不是指所有低於某一固定能量的中子；其典型能量會隨介質溫度改變。

（二）緩和劑的作用與例子

裂變產生的中子通常具有較高能量。緩和劑藉由與中子碰撞，使中子逐步損失動能、降低能量，成為較低能量的中子；在熱中子反應器中，最終使中子接近熱能區域。

常見緩和劑包括：

• 普通水（輕水，$H_2O$）
• 重水（$D_2O$）

核心觀念

用過核子燃料（spent nuclear fuel, SNF）離開反應爐後，仍會因裂變產物及錒系核種衰變而持續產生熱量與強烈輻射。管理策略須依序做到移除衰變熱、隔離輻射、維持次臨界及避免放射性物質外釋。貯存是可監測、可取回的暫時管理；處置則是將放射性廢棄物長期隔離於人類生活環境之外。

本題主要考查用過燃料的管理流程與我國高放射性廢棄物處置進度。涉及法規時，以命題當年（民國 108 年）法規為準；法規制度後續可能調整，考試作答仍應依題目指定年度說明。

解題方法

依燃料離爐後的時間與熱負荷，先說明初期水池冷卻，再說明較長期的乾式或集中式貯存，最後交代最終處置。作答時要分清楚「貯存」與「處置」：即使乾式貯存持續數十年，仍屬中期貯存，不等同於最終處置。

1. 短期貯存：用過燃料池濕式貯存

燃料自反應爐卸出後，先放入反應器廠房內的用過燃料池。池水具有冷卻與輻射屏蔽功能，並以循環冷卻系統移除燃料衰變熱，使短壽命放射性核種衰減。

燃料剛卸出時熱負荷和放射性都高，須仰賴持續冷卻及水位維持，因此需要泵浦、熱交換器、電力及相關監測設備。燃料經一段時間冷卻後，熱負荷降低，才適合移入乾式貯存設施。

2. 中期貯存：乾式貯存或集中式貯存

乾式貯存是將已在燃料池冷卻一段時間的燃料裝入密封金屬容器，通常以惰性氣體充填；容器外再以混凝土護箱或金屬護箱屏蔽輻射並提供結構保護。燃料衰變熱主要藉空氣自然對流被動排出，不需像燃料池一樣以泵浦持續循環冷卻水。

乾式貯存可設於電廠廠區，也可設於集中式設施。集中式貯存是將各核電廠的用過燃料運至共同設施集中管理，仍須維持可監測、可取回及安全屏蔽等條件。中期貯存提供處置場址選定與建置所需時間，但不是永久解決方案。

3. 長期處置：深層地質處置

用過燃料若不再處理回收可用物質，通常以深層地質處置作為長期管理方向。處置概念是將燃料或固化後的高放射性廢棄物置於穩定地層深處，利用多重障壁降低核種釋出及遷移風險，包括：

• 廢棄物固有障壁：燃料陶瓷本體或固化玻璃體。
• 工程障壁：容器、緩衝材料及回填材料。
• 天然障壁：地層及地下水環境。

深層地質處置的設計重點，是在長期尺度下限制放射性核種進入生物圈，並須經過場址調查、安全評估、設施設計、建造、運轉及封閉等程序。此處置概念與可監測、可取回的貯存設施不同。