核反应堆课后题
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--∞==?=?。
核反应堆物理分析修订版(课后习题答案)
由于外推距离很小可以忽略，可以只考虑堆体积内的吸收反应率： Ra
a
( x , y , z ) dxdydz
2a
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
0 .274 3 10 17 ( 1 .55 10 s
19 1
)3
(
a a ) 2 2
3-9，解：根据课本中（3-23）式和（3-24）式得：
第一章 核反应堆的核物理基础
1-2，解： 235U 单位体积内的原子核数：
N 235U 19.05 106 6.02 1028 4.88 1028 m 3 ， a, 235U 680.9 10 28 m 2 235
通过以上方法求，也可以查附录 3 得：
H 2 O 单位体积内的分子数： N H 2O 3.34 10 28 m 3 ， a, H 2O 0.664 10 28 m 2 ；
当 A>10 时
( A 1) 2 A 1 )， ln =1+ ln ( 1 A 1 2A
2
。
2 A 3
所以 H =1+
( A 1) 2 A 1 ) 1， ln ( 2A A 1
2 2 A 3
=0.12。
H O =
2
2 H H O O 0.57。 2 H O
293 （ TM 为介质的温度 570 K ） 6.1m 1 ， TM
计算此反应堆的慢化能力：
S N H O ( S ) H O N Al ( S ) Al N
2 2
235
U
( S )U 1.16m 1
课本中（2-79）中子温度： Tn TM (1 C
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。
沪科版高二(下)第十二章E.反应堆核电站课后练习
沪科版高二（下）第十二章E.反应堆核电站课后练习 学校:___________姓名：___________班级：___________考号：___________一、填空题1．为了能有效地控制裂变的________速度，就必须建立一种装置，使重核不但能进行链式反应，而且中子的________是可以控制的，这种装置叫做________.2．反应堆主要由________、________、________、________和________等构成． 3．利用反应堆中的核燃料________放出的核能转变为________的发电厂，叫做________.4．核电是________、________、________的能源.5．用人工方法控制核裂变________并获得________的装置，叫做核反应堆．核反应堆由________、________、________、________和________构成．6．反应堆中的控制棒的作用是吸收________，将它抽出或插入反应堆，可以加快、减速或停止________．进入反应堆内部的水，一方面作为________，另一方面作为________，将反应产生的热量带走．核燃料被封装在厚重的钢制压力容器内，这个容器既能 ________、________，还要能吸收逃离堆芯的________.7．核电站由核岛（主要包括________和________）、常规岛(主要包括________和________)及配套设施组成．核电站与其他发电厂的不同点，主要在________部分． 8．为了核电站的安全，防止放射性物质的泄漏，核电站设置了四道屏障，即________、________、________、________.9．利用________工作时释放出的能量使水汽化形成蒸汽以推动汽轮机组发电，这就是________的工作原理．10．核电站发电过程中的能量转化情况是：________能通过热交换器转化为内能，又通过汽轮机转化为________能，最后通过发电机转化为________能．二、解答题11．大亚湾核电站的某反应堆的输出功率恒为5310kW ⨯，反应堆的效率是80%，每个铀核裂变时释放的能量为200MeV .试求：(1)核电站在一年的不间断工作中将获得多少核能？(2)此核电站在一年的不间断工作中消耗多少克含5%的浓缩铀235？12．假设每个铀235发生核裂变时平均释放200MeV ，则1kg 铀在裂变中所释放的能量是多少？三峡电站年均发电量108.48610kW h ⨯⋅，如果要建一座年发电量与三峡电站相同的核电站，则它每年要消耗多少铀235？三、单选题13．原子反应堆是实现可控的重核裂变链式反应的一种装置，它主要的组成部分有( )．A．核燃料棒、减速剂、冷却系统、控制棒和防护系统B．核燃料棒、减速剂、发热系统、传热系统和防护系统C．核燃料棒、减速剂、碰撞系统、传热系统和防护系统D．核燃料棒、中子流、原子能聚存系统、输送系统和防护系统14．核电站的建设可以缓解地球上的化石能源的消耗，现今核电站所产生的能量主要来自核燃料内部的( )．A．化学反应B．放射性衰变C．裂变反应D．聚变反应15．日本东北部海域里氏9.0级地震所引发的福岛核电站泄漏事故，让全世界都陷入了恐慌．下面有关核辐射的相关知识，说法正确的是( )．A．核泄漏中放射性物质都是天然放射性元素B．放射性辐射对人类都是有害的C．可以通过改变放射性物质的外部环境来改变放射性元素衰变的快慢D．α、β、γ三种射线中只有γ射线是不带电的16．在反应堆中，为了使中子的速度减慢，可选用作为中子减速剂的物质是( )．A．氢B．铀C．镉D．水17．下列不属于反应堆的用途的是( )．A．发电B．火箭、潜艇、航空母舰的动力装置C．产生放射性同位素D．生产核武器18．关于核能，下列说法不正确的是( )．A．核能是一次能源B．核能是二次能源C．核能是新能源D．核能是干净能源19．关于核电站，下列说法不正确的是( )．A．核反应堆能直接将核能转化为电能B．核电站与火力发电站的发电机原理是一样的C．核电站里要利用汽轮机来转化能量D．核电站的废料有放射性20．核电最大的优点是( )．A．产量大B．可控制C．可重复利用D．安全、干净的能源参考答案1．链式反应再生率核反应堆【解析】【详解】[1][2]核裂变就是指较大的原子核利用中子轰击裂变成两个较小的原子的过程，这些中子再引起其他铀核裂变就可以使裂变反应不断进行下去，这种反应叫做链式反应；要使核能长期释放，必须有效地控制这种反应的速度，就必须建立一种装置，使重核不但能进行链式反应，而且中子的再生率是可以控制的，[3]核反应堆就是一种能控制这种反应速度的装置。
核反应堆物理分析习题答案 第七章
（2）、（3）两式的差异在于：
由△ φ引致的产生率： I f
（4）
由△ φ引致的消失率率： I I f
（5）
λI是碘的衰变 常量，表示衰
变概率，恒小
于1
I f I I f （6）
在开始阶段I-135的浓度是净增长的！
增大通量密度瞬 间碘的消失率：
a0
Xe
I I
Xe
I
Xe
a0
I
λI=2.87×10-5；λXe=2.09×10-5
≈1
exp[(I
Xe )t]
1
Xe
a0
Xe
1
Xe
a0
I
t
I
1
Xe
ln 11aXaXee00XIe
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Σf/Σa=0.6）
N Xe (t)
( I Xe ) f 0
Xe
a0
Xe
exp( Xet )
I I
f 0 Xe
exp(Xet)
exp(I t )
可求得最大氙浓度NXemax
最大氙毒性：
代入 tmax
max
p a max
a
N Xe Xe
a max
I [NI () I f ] I NI () I I f
在经历时间 t后，消失 率为：
反应堆物理习题答案
反应堆物理习题答案反应堆物理习题答案反应堆物理是核能工程领域中的重要学科，它研究核反应堆中的裂变过程、中子输运、反应性能以及热工水力等问题。
在学习反应堆物理的过程中，习题是不可或缺的一部分。
通过解答习题，我们可以更好地理解和掌握反应堆物理的基本原理和计算方法。
下面是一些常见的反应堆物理习题及其答案。
习题一：某核反应堆的中子速度分布函数为：f(v) = 0.5e^(-0.5v) ，其中v为中子速度，单位为km/s。
求该反应堆中中子的平均速度。
解答：中子的平均速度可以通过计算速度分布函数的加权平均值得到。
即v_avg = ∫v*f(v)dv= ∫v*0.5e^(-0.5v)dv= -2e^(-0.5v)(2+v)|0到∞= 4 km/s因此，该反应堆中中子的平均速度为4 km/s。
习题二：某反应堆的裂变截面为σ_f = 1.5×10^(-24) cm^2，吸收截面为σ_a = 0.8×10^(-24) cm^2，散射截面为σ_s = 0.7×10^(-24) cm^2。
求该反应堆的中子繁殖比。
解答：中子繁殖比是衡量反应堆裂变能源释放程度的重要参数，可以通过裂变截面和吸收截面的比值来计算。
即k = σ_f / σ_a= (1.5×10^(-24) cm^2) / (0.8×10^(-24) cm^2)= 1.875因此，该反应堆的中子繁殖比为1.875。
习题三：某反应堆的热功率为1000 MW，裂变截面为σ_f = 1.8×10^(-24)cm^2，每次裂变释放的平均能量为E_f = 200 MeV。
求该反应堆每秒发生的裂变事件数。
解答：反应堆的热功率可以通过裂变截面、每次裂变释放的平均能量和裂变事件数的乘积来计算。
即P = σ_f * E_f * N= (1.8×10^(-24) cm^2) * (200 MeV) * N= (1.8×10^(-24) cm^2) * (200×10^6 eV) * N= (1.8×10^(-24) cm^2) * (200×10^6 × 1.6×10^(-19) J) * N= 5.76×10^(-3) J * N由于1 MW = 10^6 J/s，所以1000 MW = 10^9 J/s。
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。
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.为什么压水堆在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆和沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.与分散式压水堆相比，一体化压水堆的优点和缺点是什么？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在相同的反应堆功率下，为什么重水反应堆的堆芯比压水反应堆的堆芯大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.白沫在石墨气冷堆中的作用是什么？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子反应堆在核能利用中扮演什么角色？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.使用铀作为反应堆冷却剂时应注意什么？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考问题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆通常使用轻水作为慢化剂ij？3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.反射器对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“冲坑”的形成过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水反应堆的反应性通常采用什么方法控制？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简要描述反应堆中子密度在小阶跃反应性变化下的响应。
第三章思考题1.可用于压水堆的裂变同位素是什么？它们是如何产生的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷u02作燃料？3.简要描述u02的熔点和导热系数随温度和辐照程度的变化。
4.简述u02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件包壳的功能是什么？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.当错误的合金用作包层时，为什么要将其使用温度限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错误的合金镀层氢脆效应的危害是什么？如何减少这种不利影响？10.什么是u02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较小有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位网格的功能是什么？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.控制棒通常使用哪些元件和材料？16.简单说明ag-in-cd控制材料的核特性。
核反应堆物理分析习题答案 第七章
（2）、（3）两式的差异在于：
由△ φ引致的产生率： I f
（4）
由△ φ引致的消失率率： I I f
（5）
λI是碘的衰变 常量，表示衰
变概率，恒小
于1
I f I I f （6）
在开始阶段I-135的浓度是净增长的！
增大通量密度瞬 间碘的消失率：
瞬间增大φ，令φ’= φ+△ φ
（1）
增大通量密度瞬 间碘的产生率：
I f ( ) I f I f
增大通量密度瞬 间碘的消失率：
I [NI () I f ]
I NI () I I f
（2） （3）
利用（1）的等式关系，并比较（2）、（3）两式
对上式求导，令导函数为零,求最大氙浓度时间
经整理，得：
exp[(I
Xe )t]
Xe (2I
I
I
Xe
I
I
Xe
a0
2 Xe
)
Xe
I
(Xe
Xe
a0
)
右边分式上下同除以 I I Xe
exp[(I
Xe )t]
2I
2 Xe
1
Xe
a
由：
N Xe (t)
( I Xe ) f 0
Xe
a0
Xe
exp( Xet )
I I
f 0 Xe
exp(Xet
)
exp(I
t
)
得：
N Xe max
核反应堆物理-复习重点--答案
第一章核反应堆的核物理基础（6学时）1.什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少;3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性,需要妥善保存;2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。
2.核反应堆的定义。
核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
核反应堆分类：3.原子核基本性质。
核素：具有确定质子数Z和核子数A的原子核。
同位素：质子数Z相同而中子数N不同的核素。
同量素：质量数A相同，而质子数Z和中子数N各不相同的核素.同中子数：只有中子数N相同的核素。
原子核能级:最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态.激发态是不稳定的，会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量.核力的基本特点：1）核力的短程性2）核力的饱和性3）核力与电荷无关4.原子核的衰变。
包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义;理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变,称为放射性同位素。
核衰变:有些元素的原子核是不稳定的,它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数:它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，标志着衰变的快慢。
半衰期:原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
衰变类型细分前后变化射线性质ααZ减少2，A减少4 电离本领强，穿透本领小ββ—Z增加1，A不变电离本领较弱,穿透本领较强β+ Z减少1,A不变电子俘获Z减少1，A不变γγ激发态向基态跃迁电离本领几乎没有，穿透能力很强5.结合能与原子核的稳定性。
反应堆物理习题集答案
反应堆物理习题1. 水的密度为103kg ／m 3，对能量为0.0253eV 的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为0.332b 和2.7×10-4b ，计算水的宏观吸收截面。
2.22*10-2cm -12. 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。
0.5414cm -13．强度为10104⨯中子/厘米2·秒的单能中子束入射到面积为1厘米2，厚0.1厘米的靶上，靶的原子密度为240.04810⨯原子/厘米3，它对该能量中子的总截面（微观）为4.5靶，求（1）总宏观截面（2）每秒有多少个中子与靶作用？0.216cm -1 8.64*1084．用一束强度为1010中子/厘米2·秒的单能中子束轰击一个薄面靶，我们观测一个选定的靶核，平均看来要等多少时间才能看到一个中子与这个靶核发生反应？靶核的总截面是10靶。
1013s5．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。
1.0435*1012cm -3s -1 1.043*10-3cm 26．一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？0x I I e -∑=根据在2个平均自由程不与介质发生作用的机率为:220.1353e e λ-∑-==在1/2个平均自由程不与介质发生作用的机率为:2120.6065e e λ-∑-==7．已知天然硼内含10B19.78%，它对2200米/秒热中子吸收截面为3837靶，另含11B80.22%，它对于热中子吸收截面可忽略不计，为了把热中子流从7107.1⨯/厘米2·秒减弱到 1/厘米2·分，问要多厚的C B 4或32BO H 层，设碳化硼的密度为2.5克/厘米3，平均分子量近似为56，硼酸的密度为1.44克/厘米3，平均分子量近似为62。
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 。
核反应堆工程习题答案
核反应堆工程习题答案核反应堆工程习题答案核反应堆工程是核能领域中的重要分支，涉及到核能的利用和安全。
在核反应堆工程的学习过程中，习题是非常重要的一部分，通过解答习题可以加深对核反应堆工程原理和应用的理解。
下面将针对一些核反应堆工程习题给出详细的解答。
1. 核反应堆中最常用的燃料是什么？为什么选择这种燃料？核反应堆中最常用的燃料是铀-235（U-235）。
选择这种燃料的原因主要有以下几点：首先，U-235具有较高的裂变截面，即在中子入射时发生裂变的概率较高。
这意味着使用U-235作为燃料可以在较低的中子通量下维持连续的链式反应，提高反应堆的效率。
其次，U-235的丰度相对较高。
自然铀中U-235的丰度只有0.7%，而在浓缩铀燃料中，U-235的丰度可以达到3-5%。
这样可以减少燃料的体积和重量，提高反应堆的紧凑性和运行效率。
最后，U-235的裂变产物相对较少。
U-235在裂变时会产生一些中子和裂变产物，其中有一部分中子可以继续引发其他核反应，维持连锁反应。
而裂变产物则会吸收中子，降低反应堆的效率。
U-235的裂变产物相对较少，可以减少这种负面影响。
2. 什么是反应堆的临界状态？如何调节反应堆的临界状态？反应堆的临界状态是指反应堆中的裂变反应速率与中子损失速率之间达到平衡的状态。
在临界状态下，反应堆中的裂变反应将持续进行，而中子数目将保持稳定。
要调节反应堆的临界状态，可以通过控制反应堆中的中子通量来实现。
增加中子通量可以提高裂变反应的速率，使反应堆处于超临界状态；减小中子通量可以降低裂变反应的速率，使反应堆处于亚临界状态。
调节中子通量的方法有多种，其中最常见的是使用反应堆控制棒。
反应堆控制棒是一种可以插入或抽出反应堆芯的装置，通常由吸中子材料制成。
通过调节控制棒的位置，可以改变中子通量的大小，从而调节反应堆的临界状态。
3. 反应堆的冷却剂有哪些？各有什么特点？反应堆的冷却剂是用于吸收和带走核反应堆中产生的热量的介质。
核反应堆工程部分习题参考
hg 2754.1kJ / kg ， g 44.357kg / m3 ， f 717.04m3 / kg
通道入口处水的温度为： t0 tsat 15 282.6C 查软件得： p 8.3MPa ， t0 282.7C 时： h0 1249.33kJ / kg 同 6.1 题相类似， 余弦方式加热时， 采用上一题的余弦加热时的公式， 沸腾起始点满足：
2
由工具软件 Matlab 算得 J1 2.405 0.5191，所以：
4 0.5191 max 0.2748 1013 / (cm2 s) 2.748 1012 / (cm2 s) 2.405 d 2
2
堆芯内燃料总体积 Vc n ( ) h 10000 ( 代入数据得：
核反应堆工程部分习题参考
注：来源于曾做过的热工水力部分习题。题目可能有出入，部分经验公式可能有差别，仅供 参考。 第四章 1 假设堆芯内所含燃料是富集度 3%的 UO2 ，慢化剂为重水 D2 O, 慢化剂温度为 260℃，并 且假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都适用 1/v 定律。 试计算中子注量率 为 10 /(cm ∙s)处燃料元件内的体积释热率。 解： 铀 235 的丰度为:
Pc 1.60211010 E f N5 f Vc ，Pt 的单位为 kW Fu
2.405r z cos ， Re Le
E f=200MeV，由上题计算知：N5 =7.05*1020 /cm3 ，σ f=3.524*10-22 / cm2 由（3-17）式，圆柱体热中子注量率分布： 0 J 0 则平均中子注量率为：
1647.1C
故 T0
z Tm z 1647.1C 1927.3C
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)。
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第一章思考题
1.压水堆为什么要在高压下运行？
2.水在压水堆中起什么作用？
3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？
4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？
5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？
6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？
7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？
8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？
9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？
10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？
11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？
12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？
13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？
14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？
第二章思考题
1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?
3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？
8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？
9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题
1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？
2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？
3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？
6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？
7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？
8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？
9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？
10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？
11.控制棒直径较细有什么好处？
12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？
13.定位格架有何功用？
14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？
15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？
16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
17.为什么选用棚酸作为化学控制材料？
18.试给出可燃毒物的定义。
19.二氧化铀作燃料主要有哪些优缺点？
20.燃料芯块端头为什么要加工成倒角，两个端面为什么要加工成碟形？
21.新的燃料棒中充氨气的作用是什么？
第四章思考题
1.说明反应堆热源的由来及其分布。
2.停堆后的核反应堆释热包括哪几部分？
3.将堆芯燃料核反应释热量传输到反应堆外，依次经过哪三个过程？
4.燃料元件的导热过程遵循什么定律或方程？
5.影响堆芯功率分布的因素有哪些？
6.什么叫核热管因子，可是怎样计算的？
7.控制棒、结构材料释热的热源是什么？
8.简述积分热导率的概念；对棒状芯块其具体表达式是怎样的？
9.简述热屏蔽热源的由来及其计算。
10.什么是载热方程？写出载热方程数学表达式。
11.一个均匀无干扰的圆柱形反应堆，其径向和轴向的功率分布是怎样的？
12.何谓欠热沸腾，何谓欠热度？
13.W-3公式和W-2公式的适用植围有何差别？
14.稳定膜态沸腾传热的主要机理是什么？
15.何谓临界热流密度？
16.反应堆堆芯燃料采用分区装载有什么好处？
17.堆芯进口冷却剂平均温度T,.m，出口冷却剂平均温度T『＂＂＇，冷却剂总流量为M，写出堆芯功率的表达式。
18.何谓泡核沸腾，它有什么特点？
19.沸腾临界分几类，它们可能分别发生在什么样的情况下？
20.为什么在高热流密度下（例如压水堆情况）会发生DNB?
第五章思考题
1.单相流压降通常由哪几部分组成？
2.在单相流压降计算中，什么情况下不需要计算重位压降？什么情况下不需要计算加速压降？
3.两相流中的截面含气率与体积含气率有何差别？
4.在气－水两相流中定义了哪几种含气率，它们的含义是什么？
5.两相流压降计算中的均相流模型和分相流模型是如何定义的？
6.何谓临界流，研究临界流对反应堆的安全有何意义？
7.流动不稳定性有哪些危害，如何消除流动不稳定性？
8.何谓自然循环？
9.Ledinegg流动不稳定性会在什么条件下出现？
10.建立自然循环流动必须具备的条件是什么？
11.维持一回路的自然循环对压水堆的安全运行有什么作用？
12.影响压水堆自然循环的因素有哪些？
13.影响反应堆主冷却剂流动不稳定性的因素有哪些？
14.何谓两相流滑速比？
第六章思考题
1.确定反应堆玲却剂工作压力时应从哪些方面考虑？
2.在选定反应堆冷却剂进、出口温度或流量时应考虑哪些因素？
3.说明热管的定义。
4.目前压水堆主要热工设计准则有哪些？
5.为什么核电站压水反应堆要设计成冷却剂的平均温度较高的运行特性？
6.给出下列术语的定义：
（1）热流密度核热点因子：
（2）焓升核热管因子F1H;
（3）热流密度工程热点因子F:o
7.单通道模型分析法和子通道模型分析法的主要区别是什么？
8.在堆芯核燃料装载量一定的情况下，燃料棒尺寸的确定应考虑哪些因素？
9.降低热管因子的途径有哪些？
10.子通道划分时，要考虑一些什么因素？。