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101年 - 101 高等考試_二級_核子工程：反應器工程研究#44599

科目：反應器工程 | 年份：101年 | 選擇題數：0 | 申論題數：16

試卷資訊

所屬科目：反應器工程

選擇題 (0)

申論題 (16)

一、何謂雙相臨界流動（critical flow）？此現象在核能反應器安全分析的重要性及後果 為何？（10 分）
二、PWR 的大破口冷卻水流失事故（LOCA）與小破口冷卻水流失事故，在事故的演變 上，請就系統壓力、事故時程長短、後果嚴重性、以及牽涉到的系統名稱等，做重 點比較與評述。（15 分）
⑴下圖的用處為何？（5 分）
⑵請解釋定義縱軸與橫軸的物理量以及圖內參數的意義。（15 分）
【已刪除】 ⑶請標示層流（laminar flow）與紊流（turbulent flow）大致在圖上的位置。（5 分）
⑴單相對流
⑵部分薄膜沸騰
⑶整體核沸騰
⑷薄膜沸騰
⑸局部核沸騰
⑹核沸騰開始點
⑺臨界熱通量
⑻沸騰危機
五、雙相（液體與氣體）流動系統中，流體壓力降來自三個部分，請加以說明。一般用 什麼方法來計算壓力降？（15 分）
六、BWR 的核反應器冷卻劑流動設計中，有利用到所謂的「再循環流動系統」，請描 繪該系統簡圖，並說明之。（10 分）
七、2011 年 3 月日本福島電廠發生事故，請簡述你所了解的原因，為何核反應器已經停 機，核分裂也已停止，還會發生燃料熔解的事故？闡述你認為對未來核能發電的發 展影響。（10 分）