本論文係以COBRAⅡC／MIT-2 來分析核二廠爐心旁通流的熱水力現象，目的是為探討
在滿載功率、滿載水流下，旁通流是否沸騰時的最大空泡比。
旁通區的熱源主要有三：⑴由燃料組件內傳導而棧的熱。⑵由旁通流藉中子減能及伽
瑪衰減直接取得的熱。⑶控制棒吸收中子後放出的反應熱，其中傳導熱可以熱傳導公
式導出，旁通直流接取得的熱亦可以方程式求出，而控制棒放出的反應因插入控制棒
必降低其周圍燃組件的反應率，所以此處的旁通流不會發生沸騰現象，因此本文忽略
控制棒的反應熱。關於旁通流流量率，本文據Jackson 與Todreas⑴的結果估計約9.7
％的爐心入口水流流入旁通區，並假設旁通區內的水流平均分配至各旁通管道。
將以上結果加入COBRAⅢC／MIT-2 ，並將其做適當修改後，便可計算出滿載功率、滿
載水流運轉下，旁通區旁通流的空泡比分佈。
計算結果顥示在窄一窄旁通管道出口處都會有些許空泡，其最大值約為3∼4％。
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