密度波振湯穩定性分析是沸水式反應器核能電廠安全分析中相當重要的一環；尤其是
反應器之爐心反應度穩定性及通道水動力穩定性，二者均為再填燃料分析所必須完成
的工作。本論文蒐集了許多相關的文獻報導，並著手建立分析之程式，用以分析金山
核能一廠及國盛核能二廠之穩定性問題。
在模式建立建立，本研究利用無次冷沸騰之均質模式的守恆方程式，以一階擾動法(f
irst-order perturbation)及拉氏轉換(Laplace transform) 建立頻域分析模式及其
電腦程式；且將其預測結果與實驗數據及RETRAN分析數據做比較，驗証所推導之模式
的可用性及其準確性。最後，以此程式分析核能電廠穩定性情錶，並探討各種重要參
數效應。
研究的結果顯示核能一、二廠的正常運轉點及自然對流運轉點均在穩定性區域，且離
開不穩定性邊界有相當大的餘裕。並發現增加人口節流限值、降低出口節流限值、降
低空泡－反應度係數或使運轉點之功率降低、流率增加，均能明顯地增加穩定性餘裕
；此外，燃料組件型式、格架摩擦係數、燃料間隙熱傳導係數及飼水焓值對穩定性餘
裕亦會造成影響。
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