哈工程——核反应堆物理试题
核反应堆物理试题及答案
核反应堆物理试题及答案一、选择题（每题2分，共20分）1. 核裂变反应中，中子的倍增系数K大于多少时，反应堆才能维持自持链式反应？A. 0B. 1C. 0.5D. 1.1答案：B2. 以下哪种物质不是核反应堆的慢化剂？A. 石墨B. 重水C. 轻水D. 铅答案：D3. 核反应堆的临界质量是指：A. 反应堆中可裂变核素的质量B. 反应堆达到临界状态所需的最小质量C. 反应堆中所有核素的总质量D. 反应堆中中子的总质量答案：B4. 核反应堆中，中子通量密度的单位是：A. 秒^-1B. 厘米^-2C. 厘米^-2·秒^-1D. 秒^-1·厘米^-2答案：D5. 核反应堆的热中子通量密度通常在什么数量级？A. 10^10 n/cm^2·sB. 10^12 n/cm^2·sC. 10^14 n/cm^2·sD. 10^16 n/cm^2·s答案：C二、填空题（每题2分，共20分）1. 核反应堆的冷却剂主要作用是__________和__________。
答案：移走热量；防止反应堆过热2. 核反应堆的燃料棒通常由__________和__________组成。
答案：燃料芯块；包壳3. 核反应堆的控制棒通常由__________材料制成。
答案：中子吸收4. 核反应堆的热效率是指__________。
答案：输出功率与输入功率的比值5. 核反应堆的功率调节通常通过__________来实现。
答案：调整控制棒的位置三、简答题（每题10分，共40分）1. 请简述核反应堆中慢化剂的作用。
答案：慢化剂的作用是将快中子减速至热中子，以增加中子与可裂变核素的相互作用概率，从而维持链式反应。
2. 核反应堆中控制棒的作用是什么？答案：控制棒通过吸收中子来控制核反应堆的中子通量密度，进而控制核反应堆的功率。
3. 核反应堆的冷却系统有哪些类型？答案：核反应堆的冷却系统包括自然循环冷却系统、强迫循环冷却系统和气冷系统等。
核反应堆物理分析习题答案
核反应堆物理分析习题答案第四章1.试求边长为,,a b c （包括外推距离）的长⽅体裸堆的⼏何曲率和中⼦通量密度的分布。
设有⼀边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长⽅体裸堆，0.043,L m =42610m τ-=?。
（1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中⼦通量密度分布。
解：长⽅体的⼏何中⼼为原点建⽴坐标系，则单群稳态扩散⽅程为：222222()0a a D k x y zφφφφφ∞++-∑+∑= 边界条件： (/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ===（以下解题过程都不再强调外推距离，可认为所有外边界尺⼨已包含了外推距离）因为三个⽅向的通量拜年话是相互独⽴的，利⽤分离变量法：(,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将⽅程化为：22221k X Y ZX Y Z L∞-++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z=-=-=- 想考虑X ⽅向，利⽤通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+代⼊边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a aππ=?==?=同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z aaaπππφφ=其中0φ是待定常数。
其⼏何曲率：22222()()()106.4g B m a b cπππ-=++=（1）应⽤修正单群理论，临界条件变为：221gk B M∞-= 其中：2220.00248M L m τ=+=1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ3222002222cos()cos()cos()()a bc a b c f f f f f f VP E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑??3182102() 1.00710f f P m s E abcπφ--?==?∑2.设⼀重⽔—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?。
核反应堆工程复习参考题
核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么沸水堆采用一个回路;压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备;故控制棒需从堆芯底部向上插入;控制棒为十字形控制棒;压水堆为棒束型控制棒;从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力约为70个大气压;冷却水在堆内以汽液形式存在;压水堆一回路压力通常达150个大气压;冷却水不产生沸腾..2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理沸水堆Boiling Water Reactor字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯;对燃料棒进行冷却;带走裂变产生的热能;冷却水温度升高并逐渐气化;最终形成蒸汽和水的混合物;经过汽水分离器和蒸汽干燥器;利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电..压水堆Pressurized Water Reactor字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯;把核燃料放出的热能带出堆芯;而后进入蒸汽发生器;通过传热管把热量传给二回路水;使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降;进入堆芯;完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电;再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器;完成二回路水循环..3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低;哪种堆型对燃料的燃尽性更好因为卸料燃耗较浅;用重水D2O;D为氘作慢化剂;其热中子吸收截面约为轻水H2O的1/700;慢化中子能力不如后者;需要更多的碰撞次数;可直接利用天然铀作核燃料..4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点优：快中子堆没有慢化剂;所以体积小;功率密度高..缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度;初装量也大..快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高;快中子辐照通量率大;对材料要求苛刻..平均寿命比热中子堆短;控制困难..5、压水堆堆芯中水主要起什么作用作冷却剂和慢化剂..6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点优：能在不高的压力下得到较高的出口温度;可提高电站二回路蒸汽温度;从而提高热效率..缺：镁合金包壳不能承受高温;限制了二氧化碳气体出口温度;限制了反应堆热工性能的进一步提高..7、什么是原子核的结合能及比结合能;如何计算结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量;ΔE=ΔmC2定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比ΔE/A8、什么是核反应截面;分哪几类;其物理意义是什么如果某种物质受到中子的作用;则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度;以及该物质中核的数目和性质..“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度1微观截面假设在1cm3的物质中;有N个原子核;在该物质的一个面上射入一个中子;则每一个原子核与一个入射的中子发生核反应的概率定义为微观截面σ;单位为m2;有时也用靶恩10-28m2为单位又分为裂变、散射和吸收三种截面2宏观截面如果每立方米的物质中含有N个核;则乘积σN等于每立方米靶核的总截面;称宏观截面;用 表示;单位是m-1;物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的概率..9、什么是中子通量;其物理意义如何单位时间内通过单位面积的中子数..等于中子密度与其平均速度的乘积;单位常用“中子/平方厘米·秒”表示..按中子能量不同;又可分为热中子通量和快中子通量两种..是衡量反应堆的一个重要指标10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些铀-235核每次裂变所释放的平均值约为207MeV;绝大部分能量是以裂变碎片的动能形式释放出来;除了中微子能量;其它能量都可以“回收”11、什么是瞬发中子和缓发中子;缓发中子在反应堆中有何影响瞬发中子：99%以上的中子是在裂变瞬间发射出来的;这些中子叫瞬发中子缓发中子：裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子..平均能量比瞬发中子能量低;对反应堆的控制起重要作用12、什么是四因子公式;其对核反应堆的设计具有什么参考作用无限增殖因数：对于无限大的反应堆;中子不泄露概率为1;此时的有效增殖因数;称为无限介质增殖因数快中子增殖因数逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率..热中子利用系数f：被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质包括燃料在内吸收的热中子总数的份额..热中子裂变因数h：燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总数之比..反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成k 及几何形状13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的;该作用的好坏与哪两个主要因素有关弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程..非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理..弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制..中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关14、什么是对数能降对数能降定义式：E0----选定的参考能量;E0=2MeV；E ----一次碰撞后的中子能量15、反应性负温度系数是什么;其在核反应堆安全运行中的作用温度增加1K时k eff的相对增加量;负温度系数对反应堆安全运行具有重要意义;要求负温度系数实际是要求反应堆系统具有一定的自衡能力;主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的;温度升高;共振吸收增加;因此产生了负温度效应16、核反应堆反应性控制方法有哪些根据不同堆型;为保证反应堆安全运行;用来对反应性进行有效控制和调节的各种部件、机构、过程和方法..主要有控制棒控制、化学控制剂—载硼运行、可燃毒物控制三种..17、燃料组件的骨架结构组成有哪些;燃料元件棒的主要结构有哪些17x17型燃料组件骨架结构：由定位格架、控制棒导向管、中子注量率测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架..燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成..18、在核反应堆的设计中;主要涉及哪几种材料的选择①核燃料材料——提供核裂变②结构材料——实现功能性③慢化剂材料——慢化快中子④冷却剂材料——带走产生热能⑤控制材料——控制核反应堆19、核反应堆燃料类型有哪几种与金属铀相比;陶瓷燃料的优缺点有哪些燃料分类a)金属型----金属铀和铀合金适宜用于生产堆堆芯温度较低;中子注量率不太高优点：银灰色金属;密度高>18.6;热导率高;工艺性能好;熔点1133 ℃;沸点3600 ℃缺点：化学活性强;与大多数非金属反应金属铀的工作条件限制：•由于相变限制;只能低于665℃•辐照长大;定向长大限制低温工作环境•辐照肿胀现象;较高温度条件下金属燃料变形b)陶瓷型----铀、钚、钍的氧化物;碳化物或氮化物陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制相变及肿胀效应优点：熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好缺点：热导率低•二氧化铀陶瓷燃料优点：无同素异形体;只有一种结晶形态面心立方;各向同性;燃耗深熔点高；未经辐照的测定值2805±15℃具有与高温水、钠等的良好相容性;耐腐蚀能力好与包壳相容性良好缺点：二氧化铀的导热性能较差;热导率低传热负荷一定时;燃料径向温度梯度大氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂..c)弥散体型---含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中20、什么是辐照效应主要包括哪几种形式由辐照引起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化..主要效应：电离效应、嬗变效应、离位效应电离效应：堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞;使其跳离轨道的电离现象;对金属性能影响不大;对高分子材料影响较大嬗变效应：受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应离位效应：中子与原子碰撞中;原子脱离点阵节点而留下一个空位..如果不能跳回原位;则形成间隙原子;快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子;其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因..离位峰中的相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相21、选择慢化剂需要注意哪些要求重水做慢化剂有何优缺点慢化剂：将裂变中子慢化为热中子;分固体慢化剂和液体慢化剂固体慢化剂石墨、铍、氧化铍：对石墨慢化剂性能要求：纯度高;杂质少;尤其硼、镉含量限制严格强度高;各向异性小耐辐照、抗腐蚀和高温性能好热导率高、热膨胀率小液体慢化剂水、重水：对液体慢化剂的要求：熔点在室温以下;高温下蒸汽压要低良好的传热性能良好的热稳定性和辐照稳定性原子密度高不腐蚀结构材料在辐照条件下;重水与轻水均发生逐渐的分解;分离出爆炸性气体D2和O2;或H2和O2的混合气体;该过程称作辐射分解..重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度..缺点是价格昂贵..22、堆芯控制材料的要求有哪些控制材料的性能要求：a)材料本身中子吸收截面大;子代产物也具有较高中子吸收截面b)对中子的吸收能阈广热、超热中子c)熔点高、导热性好、热膨胀率小d)中子活化截面小e)强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义;以及三者之间的转换关系热流密度：也称热通量;一般用q表示;定义为：单位时间内;通过物体单位横截面积上的热量..按照国际单位制;时间为s;面积为㎡;热量取单位为焦耳J;相应地热流密度单位为J/㎡·s..线功率密度：单位长度堆芯产生热功率燃料芯块的线功率q L;燃料芯块的表面热流密度q;燃料芯块的体积释热率q v;三者关系：q L=q2πr u=q vπr u224、什么是核热管因子;其物理意义是什么为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值或名义值的程度;引入一个修正因子;这个修正因子就称为热管因子..热管因子是用各有关的热工或物理参数的最大值与平均值的比值来表示的..反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子25、影响堆芯功率分布的因素有哪些燃料装载的影响富集度最高的装在最外层;最低的燃料组件装在中央区;可显着增大堆芯总功率输出反射层的影响增加边沿中子通量控制棒的影响一定程度上改善中子通量在径向的分布结构材料、水隙和空泡的影响材料吸收中子;水隙提高热中子浓度;控制棒做成细长的形式;空泡使热中子通量下降燃料元件自屏蔽效应的影响慢化剂产生热中子;燃料棒内消耗中子26、什么是积分热导率;在实际中有何应用UO2燃料热导率随温度变化很大;采用算术平均温度来求解k u;误差很大温度的非线性函数;因此需研究k u随温度的变化规律;从而引出积分热导率的概念..为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量..是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分;其单位为W/cm..27、什么是偏离泡核沸腾;对应英文缩写是什么偏离泡核沸腾DNBDeparture from nucleate boiling;在加热过程中;由于产生的气泡数量很多;甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱;当气泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时;就发生了偏离泡核沸腾..28、加热通道内流动包含哪几个区域加热通道内流动区域的划分：1.单相流区;不存在气泡;液体单相流2.深度欠热区;贴近加热壁面液膜达到饱和温度;开始生成气泡;表现为“壁面效应”3.轻度欠热区;越过净蒸汽起始点;气泡脱离壁面;表现为“容积效应”4.饱和沸腾区;此区热量完全用来产生蒸汽29、临界热流密度和沸腾临界的概念临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时;加热表面上的气泡很多;以致使很多气泡连成一片;覆盖了部分加热面..由于气膜的传热系数低;加热面的温度会很快升高;而使加热面烧毁..这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHFCritical Heat Flux..30、单相流压降通常由哪几部分组成;各部分对应具体作用是什么提升压降31、截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别;如何相互转化容积含气率β：单位时间内;流过通道某一截面的两相流总容积中;气相所占的容积份额..截面含气率 ：也称空泡份额;指两相流中某一截面上;气相所占截面与总流道截面之比..32、V f之比;单相临界流速如何计算;这种流动就称为临界流或阻塞流..临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要..临界流量的大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力;而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间..K—定压比热容与定容比热容之比R—气体常数T—温度34、达到临界压力比就可以实现临界流速对吗;为什么不对35、什么是流动不稳定性;常见的有哪几种类型流动不稳定性：是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中;流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡..36、什么是自然循环;形成自然循环的条件是什么自然循环是指在闭合回路内依靠热段上行段和冷段下行段中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环条件：1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失2.自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行;如果中间被隔断;就不能形成自然循环37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响主要考虑热工水力学因素和设备成本;所谓热工水力学;也就是研究反应堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析..对于轻水堆;由于压力决定水的饱和温度;即水保持液态或饱和蒸汽的温度;是热工水力设计的一个重要方面;但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动的影响较小;可以说是温度决定压力..对于气冷堆;冷却剂的热力学参数受压力影响大;热工水力学设计直接和压力有关..对于压水堆核电厂;一回路压力决定一回路水的饱和温度;继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率..压力升高可以提高热效率;但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计;并且压力升高将带来各主设备承压需求上升;成本和制造难度上升;通常压水堆取15Mpa左右的工作压力;对应冷却剂330度左右的温度限制..沸水堆由一回路直接产生蒸汽;蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力;而沸水堆堆芯冷却剂为两相流;冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力学和材料性能限制;通常温度为286度;压力7.3Mpa..沸水堆由于堆芯较压水堆大;并且压力容器内需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等;压力容器比压水堆要大;较低的压力也有利于压力容器制造..38、热管和热点的定义热管hot-channel：假设在相对孤立的冷却系统中;积分功率输出最大的冷却剂通道热点hot-point：堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点..39、压水堆主要热工设计准则有哪些燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度燃料元件外表面不允许发生沸腾临界必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中;不发生流动不稳定性40、热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密度的影响核：描述中子通量分布不均匀工程：描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀----可用加工误差和统计方法得到41、降低核热管因子有哪些具体途径降低热管因子的途径：a)核方面设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等b)工程方面合理控制加工、安装误差；改善冷却剂分配不均匀；加强横向交混等42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什么在单通道模型中;把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的;堆芯高度上与其他通道之间没有质量、动量和能量交换..这种分析模型不适合用于无盒组件那样的开式通道..为了使计算更符合实际;开发了子通道模型..这种模型认为到相邻通道的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换;因此各通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化;热通道内冷却剂的焓和温度也会有所降低;相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低..43、什么是最小烧毁比MDNBR在反应堆热工计算中;为了安全起见;要保证在反应堆运行时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量;就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数;以保证不出现烧毁事故..这个安全系数称烧毁比..把通道中临界热流密度q DNB与实际热流密度q act二曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁比;用MDNBR表示..44、如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度的现象由于工程上不可避免的误差;会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值.. 45、反应性控制分哪三类什么是反应堆的固有安全性紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反应能力;使反应堆紧急关闭..压水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯..功率控制：要求某些控制棒动作迅速;即使补偿微小反应性瞬态变化..补偿控制：分补偿控制棒和化学控制棒两种..依靠核反应反应堆本身设计特点;不依靠外界能源和动力;所固有的安全性能..46、大破口事故共分几个阶段;各是什么1喷放阶段;此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；2再充水阶段;此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部；3再淹没阶段;此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；4长期堆芯冷却阶段;堆芯完全淹没;低压安注系统投入并足以去除衰变热..47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害安装点火器;降低氢气扩散范围和降低氢气浓度;从而降低事故风险..采用复合器;缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制..48、核电站的反应堆有几道安全屏障;各是什么燃料元件包壳：将裂变产物包容在元件内..二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管;叠成柱体;组成了燃料棒..由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封;在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出;一旦有破损;要能及时发现;采取措施..一回路压力边界：有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成;包括稳压器、蒸汽发生器、传热管、泵和连接管道等..这屏障足可挡住放射性物质外泄..即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏;放射性物质也不会从它里面泄漏出来..安全壳：将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内..事故发生时;能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去;是保护核电站周围居民安全的最后一道防线..。
核反应堆物理分析和原子核物理习题-45页文档资料
第 1 页100. 单位体积内有多种元素的原子核，其宏观截面的表达式是什么？ 答案： 设单位体积内有几种原子核，其核子数分别为N 1……N i ……N n ；其对应的微观截面为σ1……σi ……σn ；则其宏观截面Σ的表达式为：101. 什么是复核模型？答案： 是用来解释入射粒子与靶核发生核反应的一种物理模型。
复核模型认为核反应存在一个复核的中间阶段，其过程可表为：a +A －→B *－→C+c其中a ――入射粒子；A ――靶核；B *――复核，一般处在激发态；C ――新核；c ――出射粒子。
102. 试说明微观截面的大致变化规律。
答案： 微观截面在不同入射中子能量及不同靶核质量数的情况下，差别是很大的。
对压水堆最重要的几个核反应，一般均可按中子能量不同分为三个区域：在低能区，微观截面或者保持常数（对(n,n)反应）或者与)1(1νE 成正比（对(n,γ)反应和(n,f)反应）。
在该区以上是共振区。
有多个共振峰存在。
在高能区是微观截面的平滑区。
103. 试说明235U 的裂变截面随中子能量的大致变化规律。
答案： 在低能区（热中子）(E n <lev)，σf 从4000ba-80ba 与E1成正比变化。
中能区（中能中子）(lev<E n <1000ev)，σf 有强烈的共振峰，σf 值峰顶200－300ba ，峰谷3－10ba 。
高能区（快中子）(E n >100ev)，σf 基本上是平滑地随能量增加而下降，从10ba-1.5ba 。
可见压水堆将快中子慢化成热中子是十分重要的。
104. 简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。
答案： 这是研究反应堆中子动力学的一种近似方法，这种模型假定反应堆内各空间点上的中子通量、密度等参数随时间的变化规律是安全一样的。
这时我们把反应堆看作一个集中参数的系统，即一个没有空间分布的“点堆”来研究反应堆。
105. 写出点堆动力学方程组。
答案： ∑=++--=61)()()(1)1)(()(i i i eff dff t S t C t N l t k dt t dN λβ)()()()(t C t N l t k dt t dC i i ieff eff i λβ-= i=1，2， (6)为7个联立的微分方程组，其中：N (t)：为与时间相关的中子密度；K eff (t)：为与时间相关的K eff ；βeff 、βieff ：分别为总有效缓发中子份额和第I 组有效缓发中子份额；第 2 页l = K eff ∧：为瞬发中子平均寿命，∧为瞬发中子代时间；λi ：为第i 组先驱有效衰变常数；C i (t)：为与时间相关的第i 组缓发中子先驱核密度；S (t)：为外中子源强度。
反应堆物理题库
西安交通大学——核反应堆物理分析(共470题)从反应堆物理的角度看，良好的慢化剂材料应具有什么样的性能？答案：慢化剂是快中子与它的核发生碰撞后能减速成热中子的材料，这与它的三种中子物理性能有关：δ－平均对数能量缩减；Σs－宏观散射截面；Σa－宏观吸收截面。
综合评价应是δ和Σs都比较大而Σa又较小的材料才是较好的慢化材料，定量地用慢化能力δΣs和慢化比δ和Σs/Σa来比较。
试列出常用慢化剂的慢化能力和慢化比。
核力所具有的特点是什么？答案：基本特点是：核力是短程力，作用范围大约是1～2×10-13cm；核力是吸引力，中子与中子，质子与中子，质子与质子之间均是强吸引力。
核力与电荷无关。
核力具有饱和性，每一核子只与其邻近的数目有限的几个核子发生相互作用。
4. 定性地说明：为什么燃料温度Tf越高逃脱共振吸收几率P越小？答案：逃脱共振吸收几率P是快中子慢化成热中子过程中逃脱238U共振吸收峰的几率，在燃料温度低的时候，ζa共振峰又高又窄，如图所示，当燃料温度升高后，238U的ζa的共振峰高度下降了，然而却变宽了，因而不仅原来共振峰处能量的中子被吸收，而且该能量左右的中子也会被吸收。
温度越高共振峰变得越宽，能被该共振峰吸收的中子越多，逃脱共振吸收几率P就越小，这种效应也称为多谱勒展宽。
试定性地解释燃料芯块的自屏效应。
答案：中子在燃料中穿行一定距离时的吸收几率，可表示为：P(a)=1-e-X/λ其中λ为吸收平均自由程，X为中子穿行距离。
一般认为X＝5λ时，中子几乎都被吸收了[P(a)→1]。
对于压水堆，燃料用富集度为3.0%的UO2，中子能量为6.7ev，穿行距离在5λa=0.0315cm内被吸收的几率为99.3%，所以很难有6.7ev的中子能进入到燃料芯块中心，这种现象称为自屏效应。
6. 什么是过渡周期？什么是渐近周期？答案：在零功率时，当阶跃输入－正反应性ρ0（ρ0<β）后，反应堆功率的上升速率（或周期）是随ρ0输入后的时间t而改变的（如图所示）。
哈工程《核反应堆物理基础》整理
燃耗深度：是燃料贫化程度的一种度量，通常把单位质量燃料所发出的能量称为燃耗深度。
后备反应性：控制棒积分价值微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
宏观截面：一个中子与单位体积靶物质内的原子核发生某类反应的几率或总的有效截面。
平均自由程：中子在相继两次相互作用间所穿行的距离称为自由程，其平均值称为平均自由程。
中子核反应率：单位时间单位体积介质内中子与核发生反应的次数。
裂变产物：裂变碎片和它们的衰变产物都叫裂变产物。
反应堆功率：反应堆单位时间释放出的热能，称反应堆的热功率。
热中子：当慢化下来的中子与弱吸收介质（如堆内的慢化剂）原子或分子达到热平衡时，中子的能量基本上满足麦克斯韦分布规律，这种中子称为热中子。
堆芯寿期：反应堆满功率运行的时间为反应堆的堆芯寿期。
停堆深度：多普勒效应：共振吸收截面随温度展宽的现象，称为多普勒展宽或多普勒效应。
斐克定律：中子流密度J的大小与能量密度梯度成正比。
控制棒的微分价值：控制棒的价值：反应堆定义：核反应堆是一种能以可控方式实现自续链式裂变反应的装置。
原子核结合能：核力与静电斥力之差就是使原子核结合在一起的能力，与之相应的能量称为核的结合能。
剩余功率：来源有二、一为停堆后某些裂变产物还继续发射缓发中子，引起部分铀核裂变；二是裂变产物继续发射的β、γ射线在堆内转化成了热能。
第二种称为衰变热。
碘坑时间：从停堆时刻起直到剩余反应性又回升到停堆时刻的值时所经历的时间称为碘坑时间。
燃耗效应：燃料的耗损将引起剩余反应性的下降，这种效应称为反应性的燃耗效应。
温度效应：因反应堆温度变化而引起反应性发生变化的效应，称反应性的温度效应。
允许停堆时间：若剩余反应性大于零，则反应堆还能靠移动控制棒来启动，这段时间称为允许停堆时间。
强迫停堆时间：若剩余反应性小于零，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
反应堆周期：反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间。
剩余反应性：堆芯没有任何控制毒物时的反应性。
反应堆核物理基础习题集
选择题1）缓发中子的存在使中子倍增周期 A 。
A：变大B：变小C：不变2）在有源的次临界反应堆内，中子通量是C 的。
A：不断上升B：不断下降C：一定4）中子通量是：[C] 。
A 单位时间单位体积内的中子总数；B 单位时间内通过单位体积的中子总数；C 单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和；D 单位时间内单方向通过单位面积的中子总数。
8）“功率亏损”的定义是：[A]A不反应堆功率上升时向堆芯引入的负反应性总值；B当慢化剂温度上升时向堆芯引入的负反应性总值；C当反应堆功率上升时向堆芯引入的正反应性总值；D当燃料温度降低时向堆芯引入的正反应性总值；21) 反应堆功率正比于 B 。
A：最大通量B：平均通量C：最小通量22) 处在临界状态下的反应堆的功率是 C 。
A：很高的B：一定的C：任意的25）反应堆在稳定功率运行时，假定所有其它条件不变，分别发生了如下的变化：1）功率上升；2）控制棒组下插。
则两种情况下的△I变化方向为：[D]。
A. 1)正；2)正。
B. 1)负；2)正。
C. 1)正；2)负。
D. 1)负；2)负。
解释所选答案的理由：1）由于△I=PT－PB，功率上升后，堆芯出口温度上升，导致堆芯下半部功率升高，△I减小；2）控制棒下插，堆芯上半部功率减小，堆芯轴向功率峰值将偏向堆芯下半部，△I减小。
26）反应堆在寿期中以75％FP运行，假定控制棒处在全提位置，那么在发生以下变化后，反应堆功率分布向堆芯顶部偏移最大的情形应当是：[A]。
A. 降低功率。
B. 降低冷却剂硼浓度。
C. 降低堆芯平均温度。
D. 降低反应堆冷却剂系统压力。
27）当反应堆以75％FP运行，一束中心控制棒下插到底与同一束控制棒下插50％，那么，比较这两种情形，正确的说法是：[B]。
A. 控制棒下插到底引起轴向功率分布的变化大。
B. 控制棒下插到底引起径向功率分布的变化大。
C. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化大。
D. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化小。
高等核反应堆物理 试卷2
第 1 页 共 3 页考试日期：2009年 月 日 考试类别：考试 考试时间：120分钟 题号 一 二 三 四 五 …… 总分 得分一、填空题：（每空 1 分，共 23 分）1．在反应堆内，中子与原子核的相互作用可分为______散射____和___吸收___两大类 2.在反应堆物理分析中，按能量通常把中子分成：_______快中子_________, _________超热中子_________和_________热中子_________________.3．在反应堆物理中方程 τττ∂∂=∇),(),(2r q r q 称费米_______年龄_______方程,式中τ表示___（费米年龄）_中子年龄________,τ的单位是________平方米_______________.4. 反应堆内裂变中子的平均能量为 ___MeV 2_______ ，将这些中子散射而降低能量的过程叫做__________慢化____________单能中子由密度高的区域向密度低的区域运动的过程叫做________扩散________. 5．方程()())()()()(E S dE E E f E E E E Es +→'''∑=∑⎰∞φφ是稳态无限介质内中子的_______慢化________方程。
6.在反应堆内中心一根中心圆柱形控制棒的全价值计算公式()122202405.2ln 116.0143.7-⎥⎦⎤⎢⎣⎡+⎪⎭⎫ ⎝⎛++=a d a R R M B M r ρ中，2M 表示____徙动面积_____,R 表示___ _反应堆堆芯半径_______a 表示______控制棒半径_____________d 表示________直线外推距_______0B 表示_______几何曲率_______________7. 四因子公式ηεpf k =中,因子ε表示___快中子倍增系数___p 表示__逃脱共振几_f 表示___热中子利用系数___η表示______有效裂变中子数______。
核反应堆物理分析习题答案 第三章
第三章1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --⋅。
自右面入射的中子束强度为1221210cm s --⨯⋅。
计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度；（3）设2119.210a m -∑=⨯，求该点的吸收率。
解：（1）由定义可知：1221310I I cm s φ+---=+=⨯（2）若以向右为正方向：1221110J I I cm s +---=-=-⨯ 可见其方向垂直于薄片表面向左。
（3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=⨯⨯⨯⨯=⨯2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aEn n x E e e λμπ-Ω=+ 其中：,a λ为常数， μ是Ω与x 轴的夹角。
求： （1） 中子总密度()n x ；（2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。
解：由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角ϕ为方向角，则有：（1） 根据定义：004()(1cos )2x aEn n x dE e e d λπμπ+∞-=+Ω⎰⎰20000(1cos )sin 2x aEn dE d e e d ππλϕμμμπ+∞-=+⎰⎰⎰00(1cos )sin x aEn ee dE d πμμμ+∞-=+⎰⎰可见，上式可积的前提应保证0a <，则有：0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a ππλμμμμμ-+∞=⎜+⎰⎰ 0002(cos 0)x x n e n e a aλλπμ--=--⎜+=-（2）令n m 为中子质量，则2/2()n E m v v E =⇒=04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπφ-==ΩΩ=（等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得：cos sin cos μθϕ=则涉及角通量的、关于空间角的积分：240(1cos )(1sin cos )sin d d ππμθϕθθ+Ω=+⎰⎰2220sin cos sin d d d d ππππϕθθϕϕθθ=+⎰⎰⎰⎰002(cos )(2sin cos )404d πππθπμμμππ=- +=+=⎰对比：2400(1cos )(1cos )sin d d d πππμϕμμμ+Ω=+⎰⎰⎰220sin sin cos d d d d ππππϕμμϕμμμ=+⎰⎰⎰⎰002(cos )(2sin cos )404d πππμπμμμππ=- +=+=⎰可知两种方法的等价性。
核反应堆物理分析习题答案第四章
第四章1.试求边长为a,b,c (包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布。
设 有一边长a =b 0.5m,c=0.6m (包括外推距离)的长方体裸堆，L = 0.043m,.=6 10-m 2 o ( 1)求达到临界时所必须的 k. ；(2)如果功率为5000kW 〕f = 4.01m —1， 求中子通量密度分布。
长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为：D (豊+空+空)锂3乙心0:X : y : z 边界条件：(a/2,y,z) (x,b/2,z) = (x, y,c/2) =0(以下解题过程都不再强调外推距离，可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离) 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法：*(x, y, z)=X(x)Y(y)Z(z)V 2X V 2Y V 2Za — 1 将方程化为：一X Y Z其中0是待定常数。
其中：M 2 =L 2 宀=0.00248m 2二 k ：： = 1.264求出通量表达式中的常系数 '0只须P 二 E f 「f dV 二 E f ' f o 2a COS (—x)dx 2cos(：y)dy 』cos(—z)dz 二 E 「f °abc(—)2_2 2 _2 22•设一重水一铀反应堆的堆芯k ：：=1.2 8,L =1.8 10 m ，•二1.2 0 10 m 。
试按单群理论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄 露几率。
解: L 2V 2X 2 N 2Y202Z2设：〒一B x/p —By ，〒一B z想考虑X 方向，利用通解： X(x)二AcosB x x C sin B x Xn 二 a代入边界条件：Acos(Bx-^^B nx,n = 1,3.5,...— a ■iJITEJT同理可得：(x, y,z)二 0 cos(—x)cos( — y)cos( — z)aaaJIB 1x : a(1) 其几何曲率：B g应用修正单群理论， ■ 2・ 2=(I)(b )临界条件变为: --2_2(_)2 =106.4mck： -1 二B 2(2) 23P(2)3-■ '01.007 101Ef j abc（或用二=1：k：J对于单群修正理论：M 2= L2= 0.03m2BM 二k：J =9.33m，在临界条件下：1 12 2 2 2 = 0.78131 B J M2 1 B；M 2（注意：这时能用丸=1k：：,实际上在维持临界的前提条件下修正理论不会对不泄露几率产生影响，但此时的几何曲率、几何尺寸已发生了变化，不再是之前的系统了。
反应堆真题
五、 （20分）考虑缓发中子和外在中子源存在，运用点堆模型
（1） 分析有效增殖因子小于1时，能否使中子通量密度在一稳定水平运行，若不能说明原因，若能请求出？
（2） 若反应堆周期小于80秒，紧急停堆需要多长时间中子通量密度与原中子通量密度之为 ，以及后续中子通量变化情况？
四、 （20分）有一个由 和石墨均匀混合而成的半径为100cm的临界的球形裸堆，利用修正的一群理论计算：临界质量。已知 的热裂变因数 n=2.065，热吸收截面590 靶，石墨的热扩散面积 3500cm2，中子年龄368 ，热吸收截成 0.003靶，密度 1.6g/cm3。
二、 （10分）一无限大平板， k00=1，(两边加反射层，将所有的中子都放射会堆芯所有中子都反射回堆芯，没有泄露)，问中子通量密度能否在一稳定功率下运行？不可以，说明理由；可以，请推导出。
Hale Waihona Puke 三、 （20分）一无限高宽a长b的方形热中子反应堆，单位高度上所产生的功率为P，每次核裂变释放的能量为Er ,宏观裂变截面为 (佘格马f)，求出其中子通量密度分布。
一、 简答题：（每道10分，共80分）
1. 热中子反应堆中为什么要使用慢化计？慢化计的选择原则？
2. 缓发中子是如何产生的？缓发中子在反应堆中的作用？
3. 什么是多普勒效应？为什么燃料的温度系数是负值？
4. 简述热中子反应堆的中子循环过程，并写出四因子公式。
5. 简述新堆启动、功率平衡、升功率、降功率、停堆和在重新启动过程中钐 数目的变化？
6. 什么是反应堆堆芯寿期？比较在平衡氙堆芯寿期情况和最大氙堆芯寿期情况对反应堆运行有什么影响？
7. 什么是微分价值和积分价值？造成控制棒间的相互干涉效应的原因？
核反应堆物理分析试卷答案
核反应堆物理分析试卷答案第一题核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。
下列答案是关于核反应堆物理分析的问题。
1.什么是核反应堆？答：核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。
它包括核燃料、反应堆容器、调节材料和冷却剂等组成部分。
2.核裂变和核聚变有什么区别？答：核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程，同时释放出大量的能量。
而核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程，同样释放大量的能量。
3.核反应堆的冷却剂有哪些常见的种类？答：常见的核反应堆冷却剂包括水、氦气和液态金属等。
水冷反应堆是最常见的类型，它使用轻水或重水作为冷却剂。
4.什么是反应堆容器？答：反应堆容器是核反应堆的外部保护层，用于隔离放射性物质和与环境的接触。
它通常由厚重的钢材制成，具有良好的辐射屏蔽能力。
5.如何控制核反应堆的输出功率？答：核反应堆的输出功率可以通过控制反应堆的燃料进出、调节材料的位置和冷却剂的流动速度来实现。
调整这些参数可以改变核反应的速率，从而控制输出功率。
第二题核反应堆物理分析试卷的第二题是选择题。
1.下列哪种冷却剂常用于快中子反应堆？a.水b.氦气c.液态金属d.压缩空气答：c. 液态金属2.反应堆容器的作用是什么？a.控制反应堆的输出功率b.保护冷却剂免受辐射c.隔离放射性物质与环境接触d.调节核反应堆的温度答：c. 隔离放射性物质与环境接触3.下列哪种过程释放的能量最大？a.核裂变b.核聚变c.化学反应d.物理燃烧答：b. 核聚变第三题核反应堆物理分析试卷的第三题是简答题。
1.解释核裂变和核聚变的物理原理。
答：核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程。
它发生时，高能中子被射入原子核，使得原子核不稳定，进而分裂成两个或多个更稳定的核。
这个过程中释放出大量的能量。
核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程。
通常需要高温和高压环境下才能发生聚变反应，这个过程中也会释放出大量的能量。
高等核反应堆物理 试卷3
第 1 页 共 3 页考试日期：2009年 月 日 考试类别：考试（查） 考试时间：120分钟 题号 一 二 三 四 五 …… 总分 得分一、填空题：（每空 1 分，共 23 分）1．在反应堆内中子与原子核的相互作用可分为________散射_____和_吸收_____两大类 2．在反应堆物理中平均吸收自由程用符号____s λ__来表示,量纲为________米．3.在反应物理中 0)()(2=+∑-∇S r r D a φφ 是稳态_单速中子的扩散方程。
)()()()()()(E S E d E E f E E E E Est +'→'''∑=∑⎰∞φφ 是稳态无限介质内的中子慢化方程。
4. 在反应堆物理计算式E Ln LnE '-=ξ中ξ表示____ 平均对数能降增量 乘积s ∑ξ表示___慢化能力 比值as∑∑ξ表示____ 慢化比 5.在描述圆柱形反应堆中常用到222z r g B B B +=，其中2r B 称为_________径向几何曲率2z B 称为________轴向几何曲率__。
6. 裸堆单群近似的临界方程为 221BL k k +=∞__ ，修正单群的临界方程为 __221BM k k +=∞____，双群理论的临界方程为 _()()τ++=∞1122B L k k ___ 。
10．在反应堆物理计算式effeff k k 1-=ρ中的ρ表示____ 反应性8. 反应堆内裂变中子的平均能量为 MeV 2_______________ ，将这些中子散射而降低能量的过程叫做_________慢化____________________中子由密度高的区域向密度低的区域运动的过程叫做________扩散________________.9.按单群修正理论,单根中心圆柱形控制棒的控制价值计算公式:122202405.2116.0)1(42.7-⎥⎦⎤⎢⎣⎡+⎪⎭⎫ ⎝⎛++=a d a R Ln R M B M r ρ式 中的2M 表示___徙动面积__R 表示__反应堆半径___a 表示_____控制棒半径 d 表示___外推距离20B 表示______几何曲率____二、选择题：（每小题 ３ 分，共15 分）1．反应内中子由诞生到其诱发核裂变事件所穿行的时间叫做 （B ）（A ）中子年龄 （B ）平均中子代时间 （C ）反应堆倍增周期（D ）有效中子寿期 2．圆柱形祼堆的热中子通量密度分布函数为: （ A ）（A ）⎪⎭⎫⎝⎛⎪⎭⎫⎝⎛=z H r R CJ z r πφcos 405.2),(0 （B ）z c y b x a C z y x πππφcos cos cos ),,(=（C ）r rR Sin C r ⎪⎭⎫ ⎝⎛=πφ)( （D ）x an A n n )12(cos -=φ3．无限介质内平面中子源的中子通量密度分布函数为: （ B ）（A ）DrSer Lrπφ4)(-= （B ）L xe D SL x -=2)(φ （C ）()La L x a Lx eeeDSL x ----+-=12)(φ（D ） DxSer Lx πφ2)(-=4．平衡氙浓度所引起的反应性变化值, 称为 ： ( C ) (A)氙振荡 (B)碘坑 (C)平衡氙中毒 (D)钐中毒5．热中子的b eV U a 68.7)0253.0(=σ根据热中子的微观吸收截面与能量的关系可知)4048.0(eV Ua σ等于（ D ） （A ）b 68.7 （B ）b 48.0 （C ）b 72.30 （D ）b 92.1三、名词解释（每小题 ４ 分，共 20 分） 1、 中子通量密度：得分阅卷人得分阅卷人得分阅卷人…………………………………线………………………………………订………………………………………装………………………………………第 2 页 共 3 页在反应堆物理中把中子通量密度与中子速率的乘积nv =φ叫做中子 通量密度，单位：秒米中子⋅2/2、 宏观截面：单位体积内所有靶核的微观面的总和σN ，表示一个中子与一立方米内 的原子核发生核反应的平均几率大小。
哈工程 核反应堆物理期末重点
1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。
1 反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。
2 在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。
3 水、重水、石墨等。
2、缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计？为什么？1 缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到1%2 缓发中子不可以忽略不计3 缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。
反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。
3、解释碘坑现象和强迫停堆时间。
船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。
1 刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。
2 在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
3 船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。
4、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。
核反应堆物理分析和原子核物理习题
100. 单位体积内有多种元素的原子核，其宏观截面的表达式是什么？ 答案： 设单位体积内有几种原子核，其核子数分别为N 1……N i ……N n ；其对应的微观截面为σ1……σi ……σn ；则其宏观截面Σ的表达式为：∑==+++=∑ni i i n n i i N N N N 111σσσσ101. 什么是复核模型？答案： 是用来解释入射粒子与靶核发生核反应的一种物理模型。
复核模型认为核反应存在一个复核的中间阶段，其过程可表为：a +A －→B *－→C+c其中a ――入射粒子；A ――靶核；B *――复核，一般处在激发态；C ――新核；c ――出射粒子。
102. 试说明微观截面的大致变化规律。
答案： 微观截面在不同入射中子能量及不同靶核质量数的情况下，差别是很大的。
对压水堆最重要的几个核反应，一般均可按中子能量不同分为三个区域：在低能区，微观截面或者保持常数（对(n,n)反应）或者与)1(1νE 成正比（对(n,γ)反应和(n,f)反应）。
在该区以上是共振区。
有多个共振峰存在。
在高能区是微观截面的平滑区。
103. 试说明235U 的裂变截面随中子能量的大致变化规律。
答案： 在低能区（热中子）(E n <lev)，σf 从4000ba-80ba 与E1成正比变化。
中能区（中能中子）(lev<E n <1000ev)，σf 有强烈的共振峰，σf 值峰顶200－300ba ，峰谷3－10ba 。
高能区（快中子）(E n >100ev)，σf 基本上是平滑地随能量增加而下降，从10ba-1.5ba 。
可见压水堆将快中子慢化成热中子是十分重要的。
104. 简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。
答案： 这是研究反应堆中子动力学的一种近似方法，这种模型假定反应堆内各空间点上的中子通量、密度等参数随时间的变化规律是安全一样的。
这时我们把反应堆看作一个集中参数的系统，即一个没有空间分布的“点堆”来研究反应堆。
核反应堆物理基础-第一批复习、练习题答题卷
第一批复习、练习题答题卷（1）填空题：1）PWR反应堆中的γ射线的主要来源有：•；•；•；•；•。
2）核裂变发出的能量中比例最大的是。
3）已知中子的质量为M n，质子的质量为M p，电子的质量为M e。
X表示，那么质量若某原子的质量为M，其原子核的符号用AZ亏损∆M等于。
4）燃料的有效温度越高，燃料温度系数将（更负、负得越少、可能为正）。
5）压水堆在BOL和在EOL的慢化剂温度系数相差很大，主要原因是：。
6）一个235U的核吸收一个热中子后，平均产生的裂变中子数约为：（1、2、2.43）。
（2）判断（正确的画○，错误的画☓）[]1）缓发中子是某些裂变碎片放射性衰变的产物。
[]2）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，缓发中子更有可能在慢化剂中被吸收。
[]3）在裂变后10-2秒产生的中子是一个瞬发中子。
[]4）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较瞬发中子更有可能被铀-238核在1到1000eV之间的一个共振能峰所俘获。
[]5）与瞬发中子相比，在同一次裂变中产生的一个缓发中子，需要与慢化剂核较少次碰撞而成为热中子，并且有较小的可能引起铀-238核的裂变（忽略中子泄漏的效应）。
[]6）在压水反应堆中，一个刚产生的瞬发中子比一个刚产生的缓发中子更可能引起反应堆燃料中的铀-238核的裂变。
[]7）在一寿期初（BOL）的压水反应堆中，在一个短的时间间隔内发射出105个缓发中子。
在这同一时间内大约发射出了1.5⨯108个瞬发中子。
[]8）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，瞬发中子更有可能被一个氙-135核所俘获。
[] 9）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，瞬发中子更有可能在慢化过程中泄漏出堆芯。
[]10）缓发中子的平均代时间约为12.5秒。
（3）填空（在下划线上填入合适的符号或符号的组合）假定只有一个中子能群（单群近似），定义符号如下：σx中子与靶核发生x反应的微观截面（例如x=asf指吸收、散射、裂变）∑x中子与靶核发生x类型反应的宏观截面φ中子通量密度L 扩散长度τ中子年龄V 体积单个中子与单个靶核发生散射反应的次数的几率为：。
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哈尔滨工程大学——《核反应堆物理分析》复习资料 ——邓 立例1 由材料组份→临界尺寸有一由235U 和普通水均匀混合的实验用柱形热堆235U 浓度0.0145g/cm 3。
用单群修正理论计算最小临界体积下的圆柱体积尺寸。
已知: 235U 对热中子的微观吸收截面为590靶，水的微观吸收截面为0.58靶，η=2.065，热中子在水中扩散面积228.1TML cm =，227M cm τ=。
例1解：由圆柱堆结果可知22023H B π=，22023(2.405)2R B ⨯=由单群修正理论的临界方程：2211k M B∞=+ 可得：221k B M ∞-=（1）求：k pf εη∞=，由于无238U ，1p ε==即：k f η∞=其中：aFaF aMf ∑=∑+∑， 令aF aMz ∑=∑，则：1z f z=+ 1.13FA aFaF F aF F MaM M aM A aM MN N Az N N A ρσσρσσ∑====∑则：0.531f =， 1.0965k ∞=（2）求：22T T T M L τ=+11133()3sMTTM Ts sF sM D D ==≈=∑∑+∑∑ （,sFsM F M N N σσ）2223.841TM T aF aM TTM T T a L D D L cm z==≈=∑∑+∑+ F FMT TM F T F TMD D ττ→→===∑∑则：22230.84TT TM L cm τ=+= 23221 1.09651 3.1291030.84k B cm M --∞--===⨯ 代入以上结果可得：097.23H cm =，2223(2.405)52.662R cm B ==例2 由临界尺寸→材料组份 由235U 和石墨均匀混合而成的半径100R cm =的均匀球形临界热堆，在100kW 下运行，求：（1）临界下的反应堆曲率；（2）235U 和石墨的临界质量之比FMM M ；（3）临界质量（4）?k ∞=（5）热中子通量。
已知： 2.065η=，580TaF b σ=，0.003TaMb σ=，503fF b σ=，223500TML cm =，2368TMcm τ=，石墨密度1.6g/cm 3.解：（1）222242()9.859610g M B B B cm Rπ--====⨯ （2）由k pf f εηη∞==，1zf z =+ 可得：22221(1)1TT T TMTM TM TM M L L f L zτττ=+=+=+-+ 代入临界方程：2211k M B∞=+ 即2211[(1)]TMTM f f L Bητ=++- 代入已知数据可解得：0.8727f =利用f 的结果可解得： 6.856z =利用：TF A aFTaF F TTM aM A aMM M N V A z M N V A σσ⨯⨯∑⨯==∑⨯⨯⨯可得：46.9410FMM M -=⨯ （3）36.698710M M M V kg ρ=⨯=⨯ 则： 4.65F M kg =（4） 1.802k f η∞==（5）通量：1()sin()r A r rRπΦ= 其中：1825.52104f fPA R E ==⨯∑2. UO 2的密度为10.42×103kg ／m 3，235U 的富集度ε=3％(重量百分比)。
已知在0.0253eV 时， 235U 的微观吸收截面为680.9b ，238U 为2.7b ，氧为2.7×10-4b ，确定UO 2的宏观吸收截面。
解：设235U 的个数：N235223162 6.0210UO O N⨯中的质量： 232356.02100.03N U ⨯的质量：2382232350.971622380.03 6.0210UO O ⨯⨯⨯⨯⨯中的质量：N根据题意可解得：207.058510N =⨯235U 235U 238U 238U 10.5414/a a O aO a N N N cm σσσ-∑=⨯+⨯+⨯=5．能量为1Mev 通量密度为12510⨯中子/厘米2·秒中子束射入C 12薄靶上，靶的面积为0.5厘米2、厚0.05厘米，中子束的横截面积为0.1厘米2，1Mev 中子与C 12作用的总截面（微观）为2.6靶，问（1）中子与靶核的相互作用率是多少？（2）中子束内一个中子与靶核作用的几率是多少？已知C 12的密度为1.6克/厘米3。
解：232411.66.0210 2.6100.2087()12A N cm Aρσ--∑==⨯⨯⨯⨯= 1212310.2087510 1.043510()R cm s φ--=∑=⨯⨯=⨯243231.60.005 2.610 1.04310126.0210W NV σ--==⨯⨯⨯=⨯⨯11．反应堆电功率为1000MW ，设电站效率为32%。
试问每秒有多少个235U 核发生裂变？运行一年共需要消耗多少易裂变物质？一座同功率火电厂在同样时间需要多少燃料？已知标准煤的发热值为29/Q MJ kg =661911313100010100.32=9.7710()200 1.610200 1.610P S ---⨯'⨯==⨯⨯⨯⨯⨯裂变率 193232359.7710365243600 1.169 1.40510()6.0210M kg =⨯⨯⨯⨯⨯⨯=⨯⨯ 对于煤：6961000100.32365243600 3.39810()2910M kg ⨯=⨯⨯⨯=⨯⨯13．设在无限大非增殖的扩散介内有二个点源，源强均为S 中子/秒，二者相距2a 厘米，如图所示。
试求（1）1P 点上的中子通量密度及中子流密度矢量（2）2P 点上的中子通量密度及中子流密度矢量。
(第13题图)左边的源为1号源，右边的源为2号源分别取源位置为坐标原点，则根据点源扩散方程可得：1114r LS e D r φπ-=2224r LS eD r φπ-=SSaaP 1P 2 a解：（1）2个源在p 1处产生的通量密度为：112()()()442a a aLLLS e S e S e p a a D a D a D aφφφπππ---=+=+=1号源在p 1处产生的密度流失量为：111121(1)()4aLr r r a a e d S LJ a D e e dr a φπ-=+=-=2号源在p 1处产生的密度流失量为：222222(1)()4aLr r r a a e d S LJ a D e e dr aφπ-=+=-= 根据：cos sin rx y e e e θθ=+1r x e e = 2r x e e =-则：112()()()0J p J a Ja =+=（2）2个源在p2处产生的通量密度为：212())) pφφφ=+=+=1号源在p 2处产生的密度流失量为：21111212(1)(2)42aLr r r a e d S LJ a De e dr a φπ-+=-=2号源在p 2处产生的密度流失量为：22222222(1)(2)42aLr r r a a ed S L J a D ee dr a φπ-=+=-=根据： cos sin r x y e ee θθ=+1r x y e =2r x y e =+ 221222(2)()(2)(2)42a Ly a e S LJ p J a J a e a π-+=+=14．设无限大均匀的非增殖介质内在0X =处有一无限大平面中子源，每秒每平方厘米产生S 个单速中子，试证明该介质内中子通量密度的稳定分布为()exp()2X LSX D Lφ=-、其中D 为扩散系数, L 为扩散长度。
解： ● 对于0x>扩散方程为：221S L Dφφ∇-=- 其中：2222222x y z ∂∂∂∇=++∂∂∂ 根据题意可知，通量密度与y 、z 无关，扩散方程化为：22210d dx Lφφ-= 0x ≠(在处) 此方程的通解为：12x L x LA e A e φ-=+ 由于在x →∞时通量密度有界，故20A = 当0x →时，有源条件：0lim ()12x SJ x →⨯=利用斐克定律可得：12SL A D = 即()exp()2LS XX D Lφ=- ● 同理对于0x <可得： ()e x p ()2L S X X DLφ= 综合起来得： ()exp()2X LSX D Lφ=- 15．某一半径为50cm 的均匀球堆，堆内中子通量密度为rr 0628.0sin 10513⨯=φ中子/厘米2·秒，其中r 为距离堆中心的距离，系统的扩散系数为0.80cm ，计算（1）堆内通量密度的最大值是多少？（2）反应堆内任意一点的中子流密度矢量。
（3）每秒从堆内泄漏出去的中子数为多少？ 解：（1）堆内通量密度最大值在0r →处，此时：13125100.0628 3.1410φ=⨯⨯=⨯中子/厘米2·秒 （2）132()sin 0.06280.0628cos0.0628410rJ r D r r r e r φ=-∇-=⨯⨯（中子/厘米2·秒）（3）15(50) 1.5810r N J r e dA ===⨯⎰（中子/秒）17．证明半径为R 的临界均匀球裸堆的通量密度分布为rrR E R PfR πsin42⋅∑，其中P 为反应堆的总功率，R E 为每次裂变释放的能量。
f ∑为宏观裂变截面，r 为离球心的距离。
扩散方程：2221()0r B r r rφφ∂∂+=∂∂ 解：设：w r φ=， 则圆方程变为：2220d wB w dr+= 其通解为：12cos sin wA Br A Br =+则：12cos sin Br BrA A r rφ=+ 根据φ在0r→时有界，可得：10A =则：sin BrArφ= 根据()0R φ= ，可得：B Rπ=根据功率条件，可得：2sin4RR f R f Vr R P E dV E A rdr rπφπ=∑=∑⎰⎰ 解得：24R f P A R E =∑ 2s i n 4R f r P R R E rπφ=∑18．证明长方体均匀裸堆的通量密度分布为fR VE P ∑87.3⎪⎭⎫ ⎝⎛π⎪⎭⎫ ⎝⎛πY bcos X acos ⎪⎭⎫ ⎝⎛πZ ccos , P 为反应堆总功率，V 为反应堆体积。
解：扩散方程：2222222()0B x y zφφ∂∂∂+++=∂∂∂通过分离变量法，并考虑φ的对称性及在长方体边界处为零，可得：cos()cos()cos()A x y z ab c πππφ= 根据功率条件，可得：cos()cos()cos()R f R fVVP E dV E A x y z dxdydz abcπππφ=∑=∑⎰⎰⎰⎰解得： 3.87R f P A E V =∑ 3.87cos()cos()cos()R f P x y z E V a b cπππφ=∑22．由U 235和Be 均匀混合而成的半径为50cm 的球形裸反应堆在50kW 热功率上运行，利用修正的一群理论计算：（1）U 235的临界质量；（2）反应堆的热中子通量密度；（3）从反应堆泄漏的中子数；（4）U 235的消耗率。