核物理分析答案终极版
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:221g k 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--∞==⨯=⨯。
核反应堆物理分析习题答案 第三章-6页word资料
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:可见,上式可积的前提应保证0a <,则有:(2)令n m 为中子质量,则2/2()n E m v v E =⇒= (等价性证明:如果不做坐标变换,则依据投影关系可得:则涉及角通量的、关于空间角的积分:对比:可知两种方法的等价性。
)(3)根据定义式:利用不定积分:1cos cos sin 1n nxx xdx C n +=-++⎰(其中n 为正整数),则: 6.在某球形裸堆(R=0.5米)内中子通量密度分布为 试求:(1)(0)φ;(2)()J r 的表达式,设20.810D m -=⨯;(3)每秒从堆表面泄露的总中子数(假设外推距离很小,可略去不济)。
解:(1)由中子通量密度的物理意义可知,φ必须满足有限、连续的条件(2) 中子通量密度分布:17510()sin()rr r Rπϕ⨯= 21cm s -- ()r D e rϕ→∂=-∂ (e →为径向单位矢量)(3)泄漏中子量=径向中子净流量×球体表面积 中子流密度矢量:∵()J r 仅于r 有关,在给定r 处各向同性 7.设有一立方体反应堆,边长9a =.m 中子通量密度分布为:已知20.8410,0.175.D m L m -=⨯= 试求: (1)()J r 的表达式;(2)从两端及侧面每秒泄露的中子数;(3)每秒被吸收的中子数(设外推距离很小,可略去)。
核反应堆物理分析课后习题及答案
核反应堆物理分析答案第一章1-1.某压水堆采用UO 2作燃料,其富集度为2.43%(质量),密度为10000kg/m3。
试计算:当中子能量为0.0253eV 时,UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时:(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U -235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U -235,H 2O 和Al 组成,各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时: (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得,0.0253eV 时:112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯则纯U -235的宏观吸收截面:1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=⨯=⨯=总的宏观吸收截面:120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑=1-3、求热中子(0.025电子伏)在轻水、重水、和镉中运动时,被吸收前平均遭受的散射碰撞次数。
核物理分析答案终极版
第一章1、微观截面:△I=-σIN△x,σ为比例常数,称为微观截面,它与靶核的性质和中子的能量有关。
σ是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用概率大小的一种度量。
宏观截面:∑=Nσ,把∑称为宏观截面,宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。
2、平均自由程:中子与原子核发生某种反应之前所穿行的平均距离。
3、中子密度:单位体积内的中子数,用n表示。
4、核反应率:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数,用R表示,便等于R=nv∑ 中子/m3•s,R叫做核反应率。
5、中子通量密度:等于该点的中子密度与相应中子速度的乘积,表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
中子通量密度是该点沿空间各个反向的微分中子束强度之和。
中子注量率=中子通量密度。
它的大小反映堆芯内核反应率的大小,因此也反映出堆的功率水平。
6、俘获-裂变比:α=σr/σf,辐射俘获截面与裂变截面只比。
α与裂变同位素种类和中子能量有关。
7、有效裂变中子数:燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数,用η表示。
8、顺发中子:裂变反应时,99%以上的中子是在裂变瞬间(约10ˇ-14次方s)发射出来的,把这些中子叫顺发中子。
9、缓发中子:有小于1%的中子(对235U裂变,约有0.65%)是在裂变碎片衰变过程中发射出来的,把这些中子叫做缓发中子。
像87Br这种裂变碎片,在衰变过程中能够产生缓发中子,通常叫做缓发中子先驱核。
10、四因子公式:k∞=εpfη。
第二章1慢化能力:.只有当中子与核发生散射碰撞时,才有可能使中子的能量降低。
因此要求慢化剂应同时具有较大的宏观散射截面∑s和平均对数能降ξ。
通常把乘积ξ∑s叫做慢化剂的慢化能力。
2.慢化比:我们定义ξ∑s/∑a叫做慢化比。
从反应堆物理观点来看,它是表示慢化剂优劣的一个重要参数,好的慢化剂不近应具有较大的ξ∑s值,还应该具有较大的慢化比。
3.慢化剂的选择:除了要求有大的慢化能力外,从减少中子损失的角度显然还要求慢化剂应具有小的吸收截面。
原子核物理习题解答
(1)14C的衰减服从指数规律 N N0et
t 1 ln N0 14C N 14C
又
N0 14 C 1.2 1012 N 12C
N 14C 6.981014
N 12C
则
N0 14 C 120 ,代入上式,得: N 14C 6.98
t 5730 ln 120 2.35104 年
206 Pb:Z=82,A=206,B 1624.8
2.18试由稳定线的(2.7-1)式分别确定57 Ni和140 Xe经衰变生
成的 稳定性核素,并分别写出它们的 衰变链。
解: 衰变后核素质量数不变
由Z
1.98
A 0.0155 A2
3
知
57 Ni:衰变后稳定核素Z 26,即57 Fe
衰变链 : 57 Ni 57 Co 57 Fe
解:设质子密度均匀,匀速转动
角动量
L
r0 2
r2drd (r sin )2 r2dr sin3 d d r 2
8r05
00 0
15
m 4r2 3 3m 4 r2
L 2r02m 3
5
2
1
r0
53
4m
2
第7页/共75页
0
2
r0
sin
T
r0d
(r0
sin
B 29582Cf 981,11540,1 98,252 1881.229MeV
29582Cf
B 29582Cf A
1881.229 7.47MeV / Nu 252
第22页/共75页
2-14 130Te可以经双— 衰变生成130Xe,试计算此两 核素基态的能量差。
解:此题意即求此双— 衰变过程的衰变能,则
大学物理第十六章 原子核物理 答案
第16章 原子核物理一、选择题1. C2. B3. D4. C5. C6. D7. A8. D二、填空题1. 171076.1⨯,131098.1⨯2. 2321)(c m m m -+3. 1.35放能4. 9102.4⨯5. 117.86. 2321`c h m m m -+7 . 67.5MeV ,67.5MeV/c ,221036.1⨯Hz8. 121042.2-⨯9. 1.49MeV10. 115kg三、填空题1. 解:设从t =0开始做实验,总核子数为N 0,到刻核子数为N由于实验1.5年只有3个铁核衰变,所以1<<τt ,)1(0τtN N -≈t =0时,铁核总数为 312740106.31066.1104.6⨯=⨯⨯=-Nt =1.5年时,铁核总数为 )1(300τtN N N -≈-=由此解得31310108.15.13106.3⨯=⨯⨯=-=t N N N τ年设半衰期为T ,则当t =T 时有2/0N N =,由τ/0e t N N =得τ/e 21T = 所以, 31311025.1693.0108.12ln ⨯=⨯⨯==τT 年 2. 解:设氢核和氮核的质量分别为N H m m 、,被未知粒子碰撞后速度分别为v H 和v N ; 未知粒子的质量为m , 碰撞前速度为v ,与氢核碰撞后为v 1,与氮核碰撞后为v 2 未知粒子与氢核完全弹性碰撞过程满足关系H H 1v m mv mv +=2H H 212212121v m mv mv += 未知粒子与氮核完全弹性碰撞过程满足关系N N 2v m mv mv += ●2N N 212212121v m mv mv += ❍ 联立 ~❍得 2N N 2H H N H )()(m m m m m m E E ++= 带入数据,可解得 03.1H=m m 由其质量比值可知,未知粒子的质量与氢核的质量十分接近,另由于它在任意方向的磁场中都不偏转,说明它不带电.由此判断该新粒子是中子.3. 解:与第一组α粒子相对应的衰变能为α1α12264.793MeV 4.879MeV 4222A E K A ==⨯=- 与第二组α粒子相对应的衰变能为 α2α22264.612MeV 4.695MeV 4222A E K A ==⨯=- 22686Rn 的两能级差为()α1α2 4.879 4.695MeV 0.184MeV E E E ∆=-=-=光子的能量与此两能级差相对应,所以光子的频率为61919340.18410 1.60218910Hz 4.4510Hz 6.62610E h ν--∆⨯⨯⨯===⨯⨯4. 解:已知14C 的半衰期为5370a. 半衰期T 与衰变常量λ的关系为0.693Tλ= 根据题意,该生物遗骸在刚死亡时,其体内所包含的14C 的放射性活度与现今活着的同类生物体的14C 的放射性活度是相同的,经过了时间t ,14C 的放射性活度减弱为133.3Bq 。
核反应堆物理分析课后习题参考答案
核反应堆物理分析答案第一章1-1.某压水堆采用UO 2作燃料,其富集度为2.43%(质量),密度为10000kg/m3。
试计算:当中子能量为0.0253eV 时,UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时:(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成,各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时: (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得,0.0253eV 时:112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯则纯U-235的宏观吸收截面:1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=⨯=⨯=总的宏观吸收截面:120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑=1-3、求热中子(0.025电子伏)在轻水、重水、和镉中运动时,被吸收前平均遭受的散射碰撞次数。
核反应堆物理分析习题答案-第二章
1、 H 和O 在1000到1能量范围内的散射截面似为常数,分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以与在2H O 和中子从1000慢化到1所需要的碰撞次数。
解:不难得出,2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系:222H O H O H H O O σξσξσξ⋅=⋅+⋅即2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+⋅=⋅+⋅2(2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=⋅+⋅+查附录3,可知平均对数能降: 1.000H ξ=,0.120O ξ=,代入计算得:2(220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=⨯⨯+⨯⨯+=可得平均碰撞次数:221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H ON E E ξ===≈2.设()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。
假定在C 系中散射是各向同性的,求()f d υυυ''→的表达式,并求一次碰撞后的平均速度。
解: 由: 212E m υ'='得:2dE m d υυ'=''()(1)dE f E E dE Eα'→''=-- E E E α≤'≤()f d υυυ''→=22,(1)d υυαυ''-- υυ≤'≤()f d υυυυυ='→''322(1)3(1)υαα=--6.在讨论中子热化时,认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能cE 以上能区的中子,经过弹性散射慢化二来的。
设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布,试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区,(1)散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;(2)散射到能量区间1g g g E E E -∆=-的中子数g Q 。
(整理)核反应堆物理分析课后习题参考答案[1]
核反应堆物理分析答案第一章1-1.某压水堆采用UO 2作燃料,其富集度为2.43%(质量),密度为10000kg/m3。
试计算:当中子能量为0.0253eV 时,UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时:(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成,各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时: (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得,0.0253eV 时:112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯则纯U-235的宏观吸收截面:1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=⨯=⨯=总的宏观吸收截面:120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑=1-61171721111PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑⨯⨯⨯===⨯∑⨯⨯⨯⨯1-12题每秒钟发出的热量: 69100010 3.125100.32PTE J η⨯===⨯ 每秒钟裂变的U235:109193.12510 3.125109.765610()N =⨯⨯⨯=⨯个运行一年的裂变的U235:1927'N T 9.765610365243600 3.079710()N =⨯=⨯⨯⨯⨯=⨯个 消耗的u235质量:27623A (1)'(10.18) 3.079710235m A 1.422810g 1422.8kg N 6.02210N α++⨯⨯⨯=⨯==⨯=⨯ 需消耗的煤: 9967E'110365243600m 3.398310Kg 3.398310Q 0.32 2.910⨯⨯⨯⨯===⨯=⨯⨯⨯吨 1-10.为使铀的η=1.7,试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。
核反应堆物理分析习题答案
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解: 停堆后氙平衡被打破,氙浓度变化为:
对上式求导,令t=0,可以求出停堆瞬间氙的变化率。结论是:当Φ0>2.76×1015中
子/米2秒时会出现停堆瞬间氙浓度增加,对于大型核动力反应堆通常在功率工况下
Φ0>>2.76×1015中子/米2秒.
对上式求导,令导函数为零,求最大氙浓度时间
Xe-135浓度随时间变化:
先解出方程(9),代入(10),求解 *注意初始条件:NI(0)=NI(∞);NXe(0)=NXe(∞)
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(9) (10)
突然提升功率时I-135和Xe-135的浓度变化曲线
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12.试证明在恒定中子通量密度φ0下运行的反应堆,停堆以后出现最大氙-135值的
由: 得:
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△ρmax=?
第15页/共19页
12.试证明在恒定中子通量密度φ0下运行的反应堆,停堆以后出现最大氙-135值的
时间为tmax为
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15.一座反应堆在1018中子/米2秒热中子通量密度下运行了很长时间,然后完全停
堆。试问氙浓度升到最大值将需要多长时间?此时氙中毒的数值为多少?(设Σ f/Σa=0.6)
由△ φ引致的消失率率:
λI是碘的衰变常量,
表示衰变概率,恒 小于1
(4) (5)
(6)
在开始阶段I-135的浓度是净增长的!
第2页/共19页
增大通量密度瞬间碘的 消失率:
在经历时间t后, 消失率为:
(7)
平衡碘消失项
由中子通量密度增大,导致的I-135增量 对于t时刻碘衰变的率的贡献
第3页/共19页
核反应堆物理分析课后习题参考答案
核反应堆物理分析答案第一章1-1.某压水堆采用UO 2作燃料,其富集度为2.43%(质量),密度为10000kg/m3。
试计算:当中子能量为0.0253eV 时,UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时:(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成,各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时: (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得,0.0253eV 时:112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯则纯U-235的宏观吸收截面:1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=⨯=⨯=总的宏观吸收截面:120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑=1-61171721111PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑⨯⨯⨯===⨯∑⨯⨯⨯⨯Q1-12题每秒钟发出的热量: 69100010 3.125100.32PTE J η⨯===⨯ 每秒钟裂变的U235:109193.12510 3.125109.765610()N =⨯⨯⨯=⨯个运行一年的裂变的U235:1927'N T 9.765610365243600 3.079710()N =⨯=⨯⨯⨯⨯=⨯个 消耗的u235质量:27623A (1)'(10.18) 3.079710235m A 1.422810g 1422.8kg N 6.02210N α++⨯⨯⨯=⨯==⨯=⨯ 需消耗的煤: 9967E'110365243600m 3.398310Kg 3.398310Q 0.32 2.910⨯⨯⨯⨯===⨯=⨯⨯⨯吨 1-10.为使铀的η=1.7,试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。
原子核物理第三章课后习题答案解析
3-3. 60Co 是重要的医用放射性同位素,半衰期为5.26年,试问1g 60Co的放射性强度?100mCi 的钴源中有多少质量60Co解:放射性强度公式为:000.693,==t t A dN mA N e N N N e N N dt T Mλλλλλ--=-===其中,,,T 为半衰期,0A 231330.6930.69316.022*******.2636524360059.93384.1977810/1.13510t dN mA N e N N dt T M Ciλλλ-∴=-===⨯=⨯⨯⨯⨯⨯≈⨯≈⨯次秒 其中103.710/i C =⨯次核衰变秒,1039100 3.71010/i mC -=⨯⨯⨯⨯10010=3.7次核衰变秒,利用公式00.693t A dN mA N e N N dt T M λλλ-=-===,可知2390.6930.693 6.022*********.2636524360059.9338A m m A N T M ==⨯⨯=⨯⨯⨯⨯ 3.7解可得,-58.8141088.14m g g μ=⨯=3-5用氘轰击55Mn 可生成β-放射性核素56Mn ,56Mn 的产生率为8510/s ⨯,已知56Mn 的半衰期2.579h,试计算轰击10小时后,所生成的56Mn 的放射性强度。
解:利用放射性强度公式/(1)(12),P t t T A N P e P λλ--==-=-其中为核素的产生率。
可知生成的56Mn 的放射性强度为:/810/2.57988(12)510(12) 4.6610 4.6610t T A P Bq --=-=⨯⨯-≈⨯⨯次核衰变/秒=。
3-6已知镭的半衰期为1620a ,从沥青油矿和其他矿物中的放射性核素数目226()N Ra 与238()N U 的比值为73.5110-⨯,试求238U 的半衰期。
解:226Ra 和238U 为铀系放射性元素,2267238()=3.5110()N Ra N U -⨯∴ 子核半衰期远小于母核的半衰期,子核衰变快得多。
核物理答案
2-4 用加速氘轰击55Mn来生成56Mn,56Mn的产生率 为5×108 s-1,已知56Mn的半衰期为2.579 h,试求轰 击10 h后56Mn的放射性活度。
10 − 8 −n 2.579 A = P (1 − 2 ) = 5 ×10 1 − 2 = 4.66 × 108 ( Bq )
则所需测量时间
N′ 104 t= = = 195.3 ( 天 ) A 49 ×1.045
2-12 试由质量过剩求出下列核素的结合能和比结合 能:2H,40Ca,197Au和252Cf。
2 B 1 H = ∆ (1,1) + ∆(0,1) − ∆ (1,2 ) = 2.224 MeV 2 1 2 1
2-11 某一长毛象肌肉样品0.9 mg,用超灵敏质谱计测量 189 min,得到14C/12C的原子比值6.98×10-14(±7%), 试问长毛象已死了多少年?若用放射性测量,达到与上法 相同精度(±7%),至少要测量多长时间? (1)14C的衰减服从指数规律
N 0 ( 14 C ) N ( 12 C )
N = N 0e
又 已知
− λt
⇒
N0 t = ln λ N
1
N = 80% N0
所以
5730 5 t= ln = 1845 0.693 4
(年)
或者
5 t = 1.9 ×10 lg = 1841 4
4
(年)
2-10 已知人体的碳含量为18.25%,问体重为63 kg的 人体相当于活度为多少贝克勒尔和微居里的放射源。
Ed = ∆ (88, 226) − ∆(86, 222) − ∆ (2, 4)
= 23.661 − 16.366 − 2.425 = 4.87 ( MeV )
核物理答案
5-2 利用核素质量,计算226Ra的 衰变能和 粒子的动能。
E d (88,226) (86,222) (2,4)
23.66116.3662.4254.87M eV
E 22 2 6 2 644.874.784M eV
5-3 211Bi衰变至207Tl,有两组粒子,其能量分别
1 5X 4 4 0 e 1C 4 0 s 1B 4 0 a 1L 4 0 a 1C 40e
5-1 实验测得210Po的粒子能量为5301 keV,试求 其衰变能。
E d A A 4 E 2 1 2 0 1 0 4 5 3 0 1 5 4 0 4 k e V
解:(a) U m R2 qv1 2B m2 qv v v2 BUR 0.21 10.108 0201.091 950m/s
(b)
m B q 0 .1 R 1 .6 1 1 0 9 0 .1 8 2 .6 2 1 5 2 0 k 6 g
v
1 .0 9 17 9 0
(c) A1 m u1.62.660 515 0 12 36 08 277 16
1-3 质子通过1.3×106 V的电势差后,在0.6 T的均匀 磁场中偏转,如果让4He核通过2.6×106 V的电势差后, 在均匀磁场中偏转与以上质子具有相同的轨道,问磁场 应为多少T?
T1/2
5730365243600
2.65103Bq0.0716Ci
2-11 某一长毛象肌肉样品0.9 mg,用超灵敏质谱计测量 189 min,得到14C/12C的原子比值6.98×10-14(±7%), 试问长毛象已死了多少年?若用放射性测量,达到与上法
相同精度(±7%),至少要测量多长时间?
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第一章1、微观截面:△I=-σIN△x,σ为比例常数,称为微观截面,它与靶核的性质和中子的能量有关。
σ是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用概率大小的一种度量。
宏观截面:∑=Nσ,把∑称为宏观截面,宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。
2、平均自由程:中子与原子核发生某种反应之前所穿行的平均距离。
3、中子密度:单位体积内的中子数,用n表示。
4、核反应率:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数,用R表示,便等于R=nv∑ 中子/m3•s,R叫做核反应率。
5、中子通量密度:等于该点的中子密度与相应中子速度的乘积,表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
中子通量密度是该点沿空间各个反向的微分中子束强度之和。
中子注量率=中子通量密度。
它的大小反映堆芯内核反应率的大小,因此也反映出堆的功率水平。
6、俘获-裂变比:α=σr/σf,辐射俘获截面与裂变截面只比。
α与裂变同位素种类和中子能量有关。
7、有效裂变中子数:燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数,用η表示。
8、顺发中子:裂变反应时,99%以上的中子是在裂变瞬间(约10ˇ-14次方s)发射出来的,把这些中子叫顺发中子。
9、缓发中子:有小于1%的中子(对235U裂变,约有0.65%)是在裂变碎片衰变过程中发射出来的,把这些中子叫做缓发中子。
像87Br这种裂变碎片,在衰变过程中能够产生缓发中子,通常叫做缓发中子先驱核。
10、四因子公式:k∞=εpfη。
第二章1慢化能力:.只有当中子与核发生散射碰撞时,才有可能使中子的能量降低。
因此要求慢化剂应同时具有较大的宏观散射截面∑s和平均对数能降ξ。
通常把乘积ξ∑s叫做慢化剂的慢化能力。
2.慢化比:我们定义ξ∑s/∑a叫做慢化比。
从反应堆物理观点来看,它是表示慢化剂优劣的一个重要参数,好的慢化剂不近应具有较大的ξ∑s值,还应该具有较大的慢化比。
3.慢化剂的选择:除了要求有大的慢化能力外,从减少中子损失的角度显然还要求慢化剂应具有小的吸收截面。
重水具有良好的慢化性能,但其价格昂贵。
石墨的慢化性能也是较好的,但他的慢化能力小,因而石墨堆一般具有较庞大的堆芯体积。
水的慢化能力ξ∑s值最大,因而以水做慢化剂的反应堆具有较小的堆芯体积,但水的吸收截面较大,因而水堆必须用富集铀作燃料。
当然,慢化剂还应从工程角度加以考虑,如辐照稳定性,价格等因素。
目前动力堆中最常用的慢化剂是水,它是廉价而又易得的慢化剂。
4.慢化密度:他是描述慢化过程的一个重要的量,我们用符号q(r,E)来表示。
它的定义是:在r处每秒每单位体积内慢化到能量E以下的中子数。
5.费米谱分布:无吸收介质内在慢化区内慢化能谱近似服从1/E分布或称之为费米谱分布。
6.能量自屏效应:在共振峰内中子通量密度能谱分布发生了畸变和凹陷。
原因可以这样解释,在共振峰外,中子通量密度能谱是按1/E渐近能谱分布,但是进入共振峰内后,其能谱分布由于分母中含有∑rA项,当中子截面呈共振峰形状时,在共振能量附近有很大的增大和剧变,这就导致中子通量密度急剧下降畸变,在Ei附近中子通量密度Φ(E)出现很大的凹陷,这种现象称之为共振的能量自屏效应,他使共振吸收减小。
第三章1、稳态单能中子扩散方程:第四章1.反射层的作用:首先是可以减少芯部中子的泄露,从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小,这样便可以节省一部分燃料。
另外,反射层还可以提高反应堆的平均输出功率,这是由于包有反射层的反应堆,其芯部的中子通量密度分布比裸堆的中子通量密度分布更加平坦的缘故。
第六章1.非均匀堆的均匀化计算三个步骤:第一步是从堆芯的最基本单元——栅元的均匀化开始,对组件中各类栅元进行均匀化计算,这时计算的通常是一个由燃料,包壳和慢化剂组成的一维圆柱栅元问题。
第二步是利用栅元计算结果进行燃料组件的均匀化计算。
第三步是利用求得的燃料组件的少群均匀化常数,进行全堆芯的2~4群的扩散计算,求出堆芯有效增殖因数和中子通量密度及功率分布。
第七章1、碘坑:停堆后135Xe浓度先增加到最大值,然后逐渐的减小;剩余反应性随时间变化则与135Xe浓度恰好相反,先是减小到最小值,然后逐渐地增大,通常把这一现象称为“碘坑”。
因为这一现象主要是由于停堆后135I继续衰变成135Xe,使135Xe浓度增大所引起的。
2、碘坑深度:停堆后反应堆剩余反应性下降到最小值程度称为碘坑深度。
碘坑深度与反应堆停堆前运行的热中子通量密度(或运行功率)值密切有关,热中子通量密度越大,碘坑深度越深。
3、堆芯寿期:一个新装料堆芯从开始运行到有效增值因数降到1时,反应堆满功率运行的时间就称为堆芯寿期4、燃耗深度:对核燃料在反应堆内停留时间和使用寿命,通常还用燃耗深度来表示。
燃耗深度是装入堆芯的单位重量核燃料所产生总能量的一种度量,也是燃料贫化成都的一种度量。
常用表示方法:(1)通常把装入堆芯的单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的单位,即J/kg。
但在核工程中,习惯上常以装入堆内每吨铀所发出的热能作为燃耗深度单位,即MW•d/t,1MW•d/t=86.4MJ/kg。
这样燃耗深度常以BU表示为:素质量(WF)的比值:(3)燃耗掉的易裂变同位素的质量WB(kg)与装载的燃料质量Wu(t)的比值,以αu表示:在动力反应堆中,通常都是采用第一种方式表示,但是在生产堆或实验堆中,有时采用第二种或第三种方式来表示比较方便。
第八章1.燃料温度系数:由单位燃料温度变化所引起的反应性变化称为燃料温度系数。
燃料温度系数主要是燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的。
因而,温度升高多普勒效应的结果使有效共振吸收增加,逃脱共振俘获概率减小,有效增殖因数下降,这就产生了负温度效应。
燃料温度系数公式2.空泡系数:在液体冷却剂的反应堆中,冷却剂的沸腾将产生蒸汽泡,它的密度远小于液体的密度。
在冷却剂中所包含的蒸汽泡的体积百分数称为空泡份额。
空泡系数是指在反应堆中,冷却剂的空泡份额变化百分之一所引起的反应性变化。
空泡系数公式3.当出现空泡或空泡份额增大情况时,有三种效应:(1)冷却剂的有害中子吸收减小,这是正效应(2)中子泄露增加,这是负效应(3)慢化能力变小,能谱变硬,这是正效应,也可以是负效应。
4.功率系数:单位功率变化所引起的反应性变化称为功率反应性系数。
公式5.温度系数的计算:在计算时,首先计算在不同的燃料或慢化剂温度条件下堆芯的群常数,然后利用堆芯扩散计算程序,对反应堆进行临界计算,直接计算出不同的燃料或慢化剂温度下的有效增殖因数keff(T),求出Δk和ΔT的比值,从而求得温度系数。
6.反应性控制的任务及方式(1)剩余反应性:堆芯中没有任何控制毒物时的反应称为剩余反应性,以ρex来表示。
控制毒物是指反应堆中用于反应控制各种中子吸收体,例如控制棒、可燃毒物和化学补偿毒物等。
反应堆剩余反应性的大小与反应堆运行时间和状态有关。
一般说来,一个新的堆芯,在冷态无中毒情况下,它的初始剩余反应性最大。
(2)控制毒物价值:某一控制毒物投入堆芯所引起的反应性变化量称为该控制毒物的反应性或价值,以△ρi表示。
(3)停堆深度:当全部控制毒物都投入堆芯时,反应堆所达到的负反应性称为停堆深度,以ρs来表示。
很显然,停堆深度也与反应堆运行时间和状态有关。
为了保证反应堆的安全,要求热态,平衡氙中毒的工况下,应有足够大的停堆深度。
否则,当堆芯逐渐冷却和Xe逐渐地衰变后,反应堆的反应性将逐渐地增加,而停堆深度就逐渐地减小,这样堆芯有可能又重新恢复到临界或超临界的危险情况。
所以在反应堆物理设计准则中就必须要对停堆深度作出规定。
(4)总的被控反应性:总的被控反应性等于剩余反应性与停堆深度之和,以△ρ表示,即△ρ=ρex+ρs7.反射性控制中所用的几个物理量作用:热中子反应堆的剩余反应性和总的被控反应性都远大于快中子反应堆中对应的反应性,这是因为快中子反应堆的增值比大,增值的燃料将补偿燃料的消耗;同时,温度系数和裂变产物对快中子反应堆的影响也比他们对热中子反应堆的影响小。
从上表还可知,轻水反应堆的剩余反应性和总的被控价值相对比较大。
这是因为轻水反应堆的慢化剂负温度系数比较大且它的转换比比较小。
8.控制棒间的干涉效应:一般情况下,反应堆有较多的控制棒,这些控制棒同时插入堆芯时,总得价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值总和。
这是因为控制棒的价值和它插入处的中子通量密度大小密切相关。
而当一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中中子通量密度分布的畸变,势必会影响其它控制棒的价值。
这种现象称之为控制棒间的干涉效应。
考虑到控制棒的相互干涉效应,通常在设计堆芯时,应使控制棒的间距大于热中子扩散长度。
第九章点堆模型动态方程:或大题第一章1.一核电站压水堆的热功率为2800MW,电站年负荷因子为0.85,试估算该电站一年(365天)所消耗的235U质量。
2.有一座小型核电站,电功率为150MW,设电站的效率为30%,试估算该电站反应堆额定功率运行1h所消耗的235U量。
第四章1.设有如图所示的一维石墨慢化反应堆,k∞=1.06,L²=300cm²,λtr=2.8cm。
试求:(1)达到临界时反应堆的厚度H和中子通量密度的分布;(2)设取H=250cm,试求反应堆的有效增殖因数keff。
2.设有一轻水裸圆柱形堆芯,其参数为:L²=4.7cm²,τ=48cm²,λtr=9.7cm,加硼后k∞=1.072。
(1)设芯部高度H=3.55m,试求堆芯的临界半径;(2)如果给定堆芯半径R=1.56m,那么试求堆芯的反应性。