核反应堆物理基础部分习题及答案
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 aE nn x E e e λμπ-Ω=+u r其中：,a λ为常数， μ是Ωu r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Ωu r与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ωu r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 πμπ+∞-=+Ω⎰⎰u r20000(1cos )sin 2x aE ndE d e e d ππϕμμμπ+∞-=+⎰⎰⎰00(1cos )sin x aE n e e dE d πλμμμ+∞-=+⎰⎰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=u r u r（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=+⎰⎰u r 2220000sin cos sin d d d d ππππϕθθϕϕθθ=+⎰⎰⎰⎰002(cos )(2sin cos )404d πππθπμμμππ=- +=+=⎰对比：2400(1cos )(1cos )sin d d d πππμϕμμμ+Ω=+⎰⎰⎰u r220sin 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。
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--∞==?=?。
核反应堆物理基础-第二批复习、练习题答题卷和答案
第二批复习、练习题及参考答案1 中子（1）缓发中子是这样一些中子：A．与周围的介质达到了热平衡；B．像热中子那样产生出来；C．在产生出来时，与大多数其它裂变中子相比，具有较低的动能；D．多数铀-235核裂变是由它们而引起的。
[答案]：[ ]。
（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：A．在反应堆燃料中引起快裂变；B．被慢化剂核所俘获；C．在反应堆燃料中引起热裂变；D．被堆外核仪表探测到。
[答案]：[ ]。
（3）缓发中子是这样一些中子：A．与周围的介质达到了热平衡；B．在裂变时，在10 14秒内产生；C．它们是某些裂变碎片放射性衰变的产物；D．多数铀-235裂变由它们而引起。
[答案]：[ ]。
（4）以下哪一项是瞬发中子的特点？A．在诞生时平均动能小于0.1MeV；B．是由处于受激状态的裂变产物的核发射出来的；C．在数量上占裂变中子的99%以上；D．在裂变后平均13秒才释放出来。
[答案]：[ ]。
（5）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：A．泄漏出堆芯；B．在慢化剂中被吸收；C．引起铀-238核的裂变；D．引起铀-235核的裂变。
[答案]：[ ]。
（6）在裂变后10 6秒产生的中子是一个。
A．热中子；B．缓发中子；C．瞬发中子；D．俘获中子。
[答案]：[ ]。
（7）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：A．被慢化剂俘获；B．成为一个热中子；C．泄漏出堆芯；D．在反应堆核燃料中引起快裂变。
[答案]：[ ]。
（8）以下哪一类中子的平均代时间为12.5秒？A．瞬发中子；B．缓发中子；C．快中子；D．热中子。
[答案]：[ ]。
（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：A．要成为热中子，需要更多的碰撞次数；B．被铀-238核在1到1000eV之间的一个共振能峰所俘获；C．在产生时具有较低的动能；D．引起一个铀-235核的热裂变。
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。
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）。
核反应堆物理分析习题答案
1、 H 和O 在1000eV 到1eV 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以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 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''-- αυυυ≤'≤()f d αυυυυυυ='→'' 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c E 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1gg g E E E -∆=-的中子数g Q 。
《核反应堆物理分析》课后习题答案(部分)
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)。
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。
CNPEC核反应堆物理基础考题2011
2011届CNPEC 核反应堆物理基础考试试卷一、概念题 （2×8=16分）1、核衰变的半衰期：2、中毒效应：3、核反应率：4、反应堆寿期：5、燃耗效应：6、宏观截面：7、控制棒干涉效应：8、有效增殖系数：二、选择题（2×10=20分）1、均匀圆柱形裸堆中子通量的径向分布为 函数。
A J r 02405(.Re )；B cos()πz He ；C sin()πz He ；D e Z He。
3、释放1兆瓦日的能量需要消耗多少克235U ？( )。
A 1克；B 1.05克；C 1.23克；D 12.3克。
4、92235U 核的热中子裂变的缓发中子有效份额β值为( )。
A 0.26%；B 0.65%；C 0.21%；D 0.74%。
5、铀235核每次裂变放出并可收回的能量是（ ）。
A 2000Mev ；B 200ev ；C 200Mev ；D 168Mev 。
6、下列材料中不适合做慢化剂的是（ ）。
A 石墨；B 重水；C 轻水；D 硼酸。
7、从堆芯物理设计的角度，关于压水堆两根燃料棒之间的距离下列说法正确的是（）。
A 应尽可能近； B 应尽可能选；C 远近都行；D 应保证正常运行时M T a 为负。
8、反应堆临界时几何曲率2g B 与材料曲率2m B 的关系（ ）。
A 22m gB B <； B 22m g B B >； C 22m g B B =； D 22m g B B <<。
9、以下全部属于易裂变核的是（ ）。
A 235U 、238U 、239Pu ；B 232Th 、235U 、239Pu ；C 232Th 、235U 、241Pu ；D 233U 、235U 、239Pu 。
10、反射层节省与反射层厚度的关系是（ ）。
A 反射层越厚，反射层节省越大；B 反射层越薄，反射层节省越大；C 随着反射层厚度的增加，反射层节省先增大后减小；D 随着反射层厚度的增加，反射层节省先增大后达到一定值。
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。
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 。
《核反应堆物理分析_谢仲生修订版_部分习题...
裂变U235数：
Pth nf 200 10 6 1.6 10 19 3.125 109 0.977 10 20 / s 200 10 6 1.6 10 19
第一章、核反应堆的核物理基础
年U235消耗量
m year 5
a nf 365 24 3600 f
NA
M5
680.9 365 24 3600 583.5 235 23 6.02 10 1403 103 g 1.403t 0.977 10 20
∴
5 1017 r (0) lim (r ) lim sin( ) r 0 r 0 r R 5 1017 r lim r 0 r R
5 10
17
R 3.14 1018中子 / 米2 秒
(b)中子流密度
J (r ) Dgrad
( r ) D e r
e 为径向单位矢量
5 1017 r 5 1017 r 2 ∴ J (r ) 0.8 10 sin( ) cos( ) e 2 R r R R r
解：热功率：
990 106 Pth 3.1109W 0.32 Pe
衰变热功率：
Pd 4.11011 Pth [ 0.2 ( T ) 0.2 ]( MeV / s) 6.6 102 Pth[ 0.2 ( T ) 0.2 ](W ) 2.1108 [ 0.2 ( T ) 0.2 ](W )
反应堆物理分析课后习题
第一章、核反应堆的核物理基础
1、某压水堆采用二氧化铀作燃料，其富集度为2.43%（重 量），密度为104公斤/米3，计算：当中子能量为0.025电 子伏时，二氧化铀的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 1 解： c5 [1 0.9874( 1)]1 1 [1 0.9874( 1)]1 0.0243 0.0246
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)。
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：。