核反应堆控制与运行复习题
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。
核反应堆控制课后习题答案
核反应堆控制课后习题答案核反应堆控制课后习题答案核反应堆控制是核能技术中至关重要的一环。
它涉及到对核反应堆中核裂变链式反应的控制，以维持稳定的核反应过程，并确保核能的安全和可持续利用。
在核反应堆控制的学习中，习题是一种重要的学习方式，通过解答习题可以帮助学生加深对核反应堆控制的理解和应用。
下面将为大家提供一些核反应堆控制课后习题的答案。
习题一：核反应堆控制中，什么是临界状态？答案：临界状态是指核反应堆中核裂变链式反应的产生速率与消失速率相等的状态。
在临界状态下，核反应堆中的裂变产物和中子的生成速率与其消失速率相等，从而实现核反应的稳定。
习题二：核反应堆控制中，什么是反应率？答案：反应率是指核反应堆中核反应的发生速率。
它可以分为正反应率和负反应率。
正反应率表示核反应的发生速率大于消失速率，导致核反应堆中核反应增加；负反应率表示核反应的发生速率小于消失速率，导致核反应堆中核反应减少。
习题三：核反应堆控制中，什么是反应度？答案：反应度是指核反应堆中核反应的发生程度。
它是用来衡量核反应堆中裂变产物和中子的生成速率与消失速率之间的比例关系。
反应度越高，表示核反应堆中的核反应越活跃，反应速率越大。
习题四：核反应堆控制中，什么是反应性系数？答案：反应性系数是指核反应堆中核反应率对某一参数变化的敏感程度。
常见的反应性系数有温度反应性系数、燃料浓度反应性系数和冷却剂浓度反应性系数等。
通过控制这些反应性系数，可以实现对核反应堆的控制。
习题五：核反应堆控制中，什么是控制棒？答案：控制棒是用于调节核反应堆反应性的装置。
它通常由具有吸中子能力的材料制成，如硼、银等。
通过控制棒的插入和抽出，可以改变核反应堆中中子的流动情况，从而实现对核反应的控制。
习题六：核反应堆控制中，什么是临界态调整？答案：临界态调整是指通过改变核反应堆的反应性参数，使其达到临界状态的过程。
在核反应堆的设计和运行中，需要进行临界态调整，以确保核反应堆的稳定和安全运行。
核反应堆控制与运行复习题
1、列出压水堆核电站主要控制系统。
2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。
3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。
4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。
5、画出大亚湾核电站运行梯形图。
6、画出核电站A模式运行梯形图7、简述燃耗对功率分布的影响。
8、简述限制功率分布的有关准则。
9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差10、简述控制棒驱动机构提升程序。
11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。
18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。
20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，靠改变上充流量来实现水位调节。
23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。
24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭）26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。
27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、除氧器水位控制。
30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。
核反应堆物理基础-第二批复习、练习题解答
第二批复习-练习题详解1 中子（1）缓发中子的一个重要的特点是：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。
选C项。
（2）由于缓发中子具有较低的动能，与瞬发中子进行比较，它们只需同慢化剂的核进行较少次数的碰撞就可以变为热中子，进而可能在反应堆燃料中引起热裂变。
也就是说，缓发中子更有可能在反应堆燃料中引起热裂变。
选C项。
（3）缓发中子是某些裂变碎片（即所谓先驱核）放射性衰变的产物。
选C项。
（4）在裂变中子中，瞬发中子占绝大部分（占裂变中子的99%以上）。
选C项。
（5）同第（2）题。
选D项。
（6）瞬发中子在裂变的10-17至10-14秒内（孕育时间）产生，而不到1%的缓发中子（以U-235为例）是在裂变后远大于上述时间（最大可达几分钟）内陆续发射出来的。
所以在裂变后10-6秒产生的中子是一个缓发中子。
选B项。
（7）缓发中子更有可能成为热中子，其理由见1-（2）题。
选B项。
（8）缓发中子的孕育时间约为12.5秒，中子的寿命约为10-5秒，所以平均代时间约为12.5秒。
选B项。
（9）因为瞬发中子的动能较大，要变成热中子，需要比缓发中子更多的碰撞次数。
选A项。
（10）因为瞬发中子的动能较大，当其能量大于1.1兆电子伏时，能引起U-238核的快裂变。
而缓发中子的初始能量较低（例如：U-235核热中子裂变的缓发中子能量小于500千电子伏），引起U-238核的快裂变的可能性很小。
选A项。
（11）U-238核的裂变具有阈能的特点：当中子的能量小于阈能时，裂变截面为0。
U-238核的裂变阈能大于1MeV。
热中子的能量接近零；刚产生的缓发中子的平均能量约为0.5MeV；U-238核的共振能区约在1000eV以下；只有刚产生的瞬发中子，其平均能量为2MeV，才有可能引起U-238核的快裂变。
所以可以排除A、C、D三项，选B项。
2 中子生命循环（12）eff k =1.002 > 1，但远远小于βeff 。
核反应堆课后题
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。
核反应堆系统与设备前5章复习题
核反应堆系统与设备前5章复习题第一、二章1、以下符号各代表什么意思？1R某309；9DC210；1RCP001PO；2ABP001PO；GRE003VV；REA065VB；RCP005MP；007LT；1RCVA001注：R-反应堆厂房；D-柴油机厂房；AB(H)P-低压给水加热器系统；RCP-反应堆冷却剂系统；GRE---汽机调节系统；REA-反应堆硼和水补给系统；M-经传送器；L-就地；A-中压电缆P41-462、压水堆本体由哪几部分组成，各部分功能是什么（了解即可）？反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖、控制棒驱动机构3、堆芯有多少燃料组件？请描述燃料组件的构成。
157个燃料组件；每个燃料组件共有264根燃料元件棒、24根控制棒导向管和一根中子注量率导管，按17某17排列成正方形栅格，共289个棒位。
沿高度方向有8个定位格架和3个中间搅混架4、第一循环时堆芯有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件49可燃毒物组件66初级中子源组件2次级中子源组件2阻力塞组件385、分述第一燃料循环时堆芯各功能组件的作用。
控制棒组件作为中子吸收剂，起到调节堆内功率水平、温度和停堆的作用；可燃毒物组件是平衡第一次装料后的后背反应性；初级中子源组件在新堆初次启动时，产生用于指示中子水平的中子；次级中子源组件在反应堆内受中子照射后才激活成为中子源，在满功率运行2个月后，其放射性强度可允许停堆12个月后再启动时使用；阻力塞组件用来堵住燃料组件的导向管，以防止堆芯冷却剂旁路6、第八循环堆芯内有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件61次级中子源组件2阻力塞组件947、燃料包壳材料是什么？为什么不采用不锈钢做包壳材料？M5锆合金材料；因为不锈钢中子吸收率高，不适合做包壳材料8、什么是黑棒和灰棒？黑棒组件和灰棒组件的区别是什么？银铟铬棒是黑棒，不锈钢棒是灰棒；黑棒组件完全由24根黑帮组成，灰棒组件由8根黑帮和16根灰棒组成，它们吸收中子的能力不同9、吊篮与压力容器如何连接？吊篮外壁与压力容器内壁之间的环腔有什么作用？吊篮上部法兰吊挂在压力容器内壁的凸肩上；(形成冷却剂通道)10、二次支撑组件的作用是什么？当堆芯吊篮法兰断裂时，限制堆内构件向下位移，防止控制棒束组件与对应燃料组件中的导向管不正对，妨碍紧急停堆11、压水堆是如何在设计上减少堆芯中子对压力容器辐照的？堆内围板、辐板、吊篮和水都起到了减少堆芯中子对压力容器辐照的作用12、写出控制棒驱动机构的7步提升顺序。
核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆与核动力厂-反应堆及核动力装置的功率控制
核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆与核动力厂-反应堆及核动力装置的功率控制[单选题]1.压水堆在正常运行工况下，大多数控制棒组都处在堆芯上部，仅（）组控制棒组插入堆芯，受功率调节系统控（江南博哥）制，进行堆功率调节。
A.1B.1-2C.2D.2-3正确答案：B[单选题]4.对于由235U核燃料主要运行的反应堆，瞬发中子占全部裂变中子的（）%。
A.0.65B.97.4C.99.35D.99.74正确答案：C[单选题]5.对于由235U核燃料主要运行的反应堆，缓发中子占全部裂变中子的（）%。
A.0.65B.97.4C.99.35D.99.74正确答案：A[单选题]6.在水慢化的反应堆中，快中子的慢化时间约为（）s。
A.6×10-6B.6×10-5C.6×10-4D.6×10-3正确答案：A[单选题]7.在水慢化的反应堆中，热中子扩散时间约为（）s。
A.2.1×10-6B.2.1×10-5C.2.1×10-4D.2.1×10-3正确答案：C[单选题]8.在热中子反应堆内，快中子的慢化时间比热中子扩散时间要（）得多，相差约（）个数量级。
B.小2C.大1D.大2正确答案：B[单选题]9.在水慢化的反应堆中，平均中子寿命大约为（）s。
A.2×10-6B.2×10-5C.2×10-4D.2×10-3正确答案：C[单选题]10.从不平衡系统内热中子扩散方程的数学推导，可以得到反应堆内K 过剩>0时，中子注量率随时间（）。
A.按指数规律减少B.按指数规律增加C.按对数规律减少D.按对数规律增加正确答案：B[单选题]11.在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。
考虑缓发中子后，代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的（）。
A.算术平均值B.权重平均值C.平方平均值D.几何平均值正确答案：B[单选题]12.在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。
核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆工程基础-反应性与反应性的控制
核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆工程基础-反应性与反应性的控制[单选题]1.K过剩称之为过剩增值系数，K过剩=（）。
它代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界（江南博哥）度)的一种量度。
A.K有效-1B.K效-1C.(K有效-1)/K有效D.（K效-1）K有效正确答案：A[单选题]2.（）代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。
A.有效增殖系数B.过剩增殖系数C.临界系数D.中子通量正确答案：B[单选题]3.过剩增殖系数代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。
但在应用中往往用过剩增殖系数的相对值ρ来表示，简称之为反应性，ρ=（）。
A.K过剩×K有效B.K过剩/K有效C.K过剩×（K有效-1）D.K过剩/（K有效-1）正确答案：B[单选题]5.在核燃料裂变产生的几百种裂变产物中，对反应堆链式反应危害最大的是（）。
A.135IB.135XeC.131ID.135Te正确答案：B[单选题]6.Xe135的热中子吸收截面非常大，在E=0.0253eV处为（）靶。
A.2.7×105B.2.7×106C.2.7×107D.2.7×108正确答案：B[单选题]7.Xe135的热中子吸收截面非常大，在E=0.0253eV处为2.7×106靶，在（）eV处有共振峰。
A.0.008B.0.08C.0.8D.8正确答案：B[单选题]8.Xe135的热中子吸收截面非常大，在热能区平均的吸收截面大约为（）靶。
A.3×105B.3×106C.3×107D.3×108正确答案：B[单选题]9.“氙毒”指的是Xe元素的同位素（）。
A.131XeB.132XeC.134XeD.135Xe正确答案：D[单选题]10.在（）中，氙中毒的影响较小。
2024年核技术及科普知识考试题库(附含答案)
2024年核技术及科普知识考试题库（附含答案）一、单选题1.核裂变反应中释放的能量主要用于什么？A、加热反应堆容器B、转换为电能C、产生新的原子核D、发射中子标准答案:B2.核反应堆是通过受控制的（）反应，将核能缓慢地释放出来的装置，原子弹则是通过不受控的这种反应，使强大的核能瞬间释放出来。
A：原子核B：核裂变C：链式裂变标准答案:C3.核辐射防护中，哪种物质常用于吸收中子？B、硼C、镉D、铝标准答案:C4.以下哪项不是核辐射防护的三大原则？A、时间防护B、距离防护C、能量防护D、屏蔽防护标准答案:C5.在核反应堆中，哪个系统负责将热量从反应堆中带走？A、控制系统B、冷却系统C、燃料系统D、屏蔽系统标准答案:B6.在核辐射防护中，哪种物质常用「屏蔽丫射线和X射线？B、铝C、塑料D、玻璃标准答案:A7.从反应堆堆芯卸出的乏燃料首先会存储在()。
A：后处理厂B：乏燃料水池C：高放废物处理场标准答案:B8.()属于第四代核能系统。
A：压水堆B：沸水堆C：超临界水堆标准答案:C9.放射性核素的原子核数目衰变到原来O时所需的时间，称之为半衰期。
A：二分之一B：三分之一C：四分之一标准答案:A10.核反应堆的种类繁多，分类方法也很多，一般是根据用途分为O三种。
A：研究堆、生产堆、动力堆B：发电堆、供热堆、船用堆C：快中子堆、中能中子堆、热中子堆标准答案:A11.核能除了用于发电、供热外还可以用于（）。
A：制氢B：海水淡化C：AB都可以标准答案:C12.世界上拥有运行核电机组最多的国家是（）A：美国B：法国C：日本D：中国标准答案:A13.一座百万千瓦级的压水堆核电站每年产生的乏燃料约为（）。
A：25吨B：250吨C：2500吨标准答案:A14.百万千瓦压水堆核电站安全壳的钢筋混凝土外壁厚度约为（）。
A：1米B：10厘米C：10米标准答案:A15.大气中逐年增加的二氧化碳等温室气体更多地吸收了地球的长波热辐射而使地球表面升温。
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。
核反应堆控制与运行复习题
核反应堆控制与运行复习题第一部分：选择题1. 核反应堆控制系统的主要功能是什么？A. 保证反应堆的安全运行B. 提高反应堆的功率输出C. 减少反应堆的抗扰性D. 增加反应堆的核裂变率2. 以下哪个不是核反应堆的几种常见控制方式？A. 手动控制B. 自动控制C. 半自动控制D. 远程控制3. 核反应堆控制系统最重要的参数是什么？A. 反应堆的功率B. 反应堆的热量C. 反应堆的压力D. 反应堆的放射性4. 以下哪个不是核反应堆的主要控制策略？A. 比例控制B. 确定性控制C. 模糊控制D. 预测控制5. 核反应堆的稳定性是指什么？A. 反应堆最终达到新的稳定状态的能力B. 反应堆对异常情况的适应能力C. 反应堆在任何情况下都能保持稳定的能力D. 反应堆在正常运行时的稳定状态第二部分：简答题1. 请简要说明核反应堆的控制系统的基本工作原理。
核反应堆控制系统主要由控制棒、反应堆压力控制系统和冷却系统组成。
控制棒用于调节核反应堆中的中子通量，从而控制反应堆的核裂变率。
当控制棒插入时，中子通量减少，反应减慢；当控制棒抽出时，中子通量增加，反应加快。
反应堆压力控制系统用于调整反应堆的冷却剂流量，以保持合适的冷却剂温度和压力。
冷却系统用于冷却反应堆，防止温度过高引起事故。
2. 什么是核反应堆的稳态？核反应堆的稳态是指反应堆在长时间运行后，各主要参数（如功率、温度、压力）不再有较大的变化，并能在一定范围内维持稳定。
稳态包括热态稳态和动态稳态。
热态稳态是指反应堆的温度、压力和功率在一定范围内基本稳定，并且随时间的推移变化较小。
动态稳态是指处于热态稳定的反应堆，对外界干扰具有一定的抗扰性，并能在一定范围内维持稳定。
3. 核反应堆控制系统中常用的控制策略有哪些？常用的核反应堆控制策略包括比例控制、确定性控制、模糊控制和预测控制。
比例控制是根据反馈信号的幅度变化比例来调整控制器输出的控制策略。
确定性控制是根据系统的确定性模型来设计闭环控制器。
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，控制艰难。
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。
核反应堆复习题目.docx
第一章1.某压水堆釆用[/O?做燃料，其富集度为2.43% (重量)，密度为lxl04^/m3,试计算: 当中子能量为0. 0253eV时，UO2的宏观吸收截面和宏观裂变截面(富集度表示在铀中所占的重量百分比)。
解：在中子能量为0. 0253eV时，([/5)=680. 9b 丐(U5)=583. 5b cr fl(t/8) =2. 7b q(O) =0. 00027b 以c,表示富集铀内U-235与U-238核子数之比，£表示富集度，则有：235C5235C5 + 238(1 -c5)c5 ={1 + 0.9874(--l)f' =0. 0246£M(U?2)=235C5+238(1-C5)+16X2=269.9N(UO2) = 1°°S©O2)X N A=2.23X 1028{m3)- MCUO?)所以，Mt/5) = c5WQ) =5.49xl026(m 3) N(U8) = (l~c5 )N(UO2 ) = 2.18 X IO28(in3) N(O) = 2N(U?2)= 4.46 xlO28 (m-3) % (g) - N(U5)q (U5) + N(U8)巧(U8) + Ng(O)=0.0549 x 680.9 + 2.18x2.7 + 4.46 x 0.00027 = 43.2(加_)工f (U?2)= N(t/5)刃(t/5) = 0.0549x583.5 = 32.0(府3)2.某反应堆堆芯由U-235, 和人/组成,各元素所占体积比例分别为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：b“(U5) = 680.9b由289 页附录3 查得，0. 0253eV 时：\(Al) = 1,5m"1,(H2<9) = 2.2tn' ,M(U) = 238.03,/?([/)-19.05 xlO3^g/7773可得天然U 核子数密度N(U) = 100Q p(U)N A/M(U) = 4.82 xlO28(”尸)则纯U-235 的宏观吸收截面：(U5) = N(U5)x c>a(U5) = 4.82x680.9 = 3279.2 (”厂)总的宏观吸收截面：= 0.002S a(C/5) + 0.6S fl(H2O) + 0.398S a(AZ) = 8.4 (m1)解：当中子能量为0. 0253eV时，(y a = 680.9Z? (AZ)-1.5777-1, E…(H2<9) =2.2m_l , M(C/) = 238.03p(C/) = 19.O5xlO3^/m3易知，2L O =工“,5 +工“.址。
核电技术与控制工程基础知识单选题100道及答案解析
核电技术与控制工程基础知识单选题100道及答案解析1. 核电站利用核能发电，其能量转化过程是（）A. 核能→机械能→电能B. 核能→内能→机械能→电能C. 化学能→内能→机械能→电能D. 核能→内能→电能答案：B解析：核电站先将核能转化为内能，使水变成水蒸气，水蒸气推动汽轮机转动，将内能转化为机械能，汽轮机带动发电机发电，将机械能转化为电能。
2. 核反应堆中的控制棒是用来控制（）A. 反应速度B. 反应温度C. 燃料的燃烧D. 反应产物答案：A解析：控制棒通过吸收中子来控制核反应的速度。
3. 以下哪种核反应堆使用天然铀作为燃料（）A. 压水堆B. 沸水堆C. 重水堆D. 快中子增殖堆答案：C解析：重水堆可以使用天然铀作为燃料。
4. 核电站中防止放射性物质泄漏的关键屏障是（）A. 燃料包壳B. 压力容器C. 安全壳D. 以上都是答案：D解析：燃料包壳、压力容器和安全壳都是防止放射性物质泄漏的重要屏障。
5. 在核电厂中，将蒸汽的热能转化为机械能的设备是（）A. 锅炉B. 汽轮机C. 发电机D. 冷凝器答案：B解析：汽轮机将蒸汽的热能转化为机械能。
6. 核反应堆冷却剂的主要作用不包括（）A. 带走热量B. 慢化中子C. 防止堆芯过热D. 产生蒸汽答案：D解析：产生蒸汽不是冷却剂的主要作用。
7. 以下哪种材料常用于核反应堆的结构材料（）A. 铝B. 铜C. 不锈钢D. 塑料答案：C解析：不锈钢具有较好的强度和耐腐蚀性，常用于核反应堆的结构材料。
8. 核电厂的核废料通常具有（）A. 高放射性B. 低放射性C. 无放射性D. 放射性不稳定答案：A解析：核废料通常具有高放射性。
9. 控制核反应堆功率的主要手段是（）A. 改变燃料浓度B. 调整控制棒位置C. 改变冷却剂流量D. 调节蒸汽压力答案：B解析：调整控制棒位置来控制中子数量，从而控制反应堆功率。
10. 以下哪种不是核电厂的安全系统（）A. 紧急停堆系统B. 余热排出系统C. 燃料加注系统D. 安全注射系统答案：C解析：燃料加注系统不属于安全系统。
反应堆运行1-14题 习题
零功率物理试验功率水平测定
（1）零功率并非功率为零 （2）零功率过低，仪表的噪音对测量干扰严 重；零功率过高，燃 料温度效应将干扰试验结果； （3）测定方法 测量时，引入周期100秒的反应性。通量上升，如不按指数变 化，说明燃料处于加热状态，应比此低一个量级作为低功率
标准。 低功率物理试验
低功率物理试验是在热态、功率水平稍高于零功率水平的堆物理特性实验 试验数据为运行服务和校核理论计算
验收标准:
1稳压器安全阀不动作; 2蒸汽发生器安全阀不动作; 3安全注射系统不动作; 4蒸汽发生器释放阀在超压后3秒内启动,卸压 后又能及时关闭; 5全部控制棒组必须下落插入堆芯 ； 6 汽轮机脱扣后2秒内,反应堆功率必须下降到 15% P.
电厂验收试验
(1)电厂可靠性验收试验
电厂处于100%P的稳定工况下，连续100个小时 以上，保证运行的可靠性。 要求100小时内，不 发生负荷减少,甚至停堆现象
依靠冷却剂泵产生的热量冷却剂系统达到正常运行温度 在堆芯无燃料元件的情况下进行 热态性能试验; 一回路充水排气升温到90℃，加LiOH调节水质、加联氨溶解氧 继续升温升压到15.5MPa，291.4 ℃； 一回路升温速率限制在28 ℃/h，稳压器升温速率限制在35 ℃/h ，单相时升压速率不超过0.4MPa/min
大型核电厂具有250个系统，西屋公司阀门40000多个， 火电厂阀门为4000多个。
使用饱和蒸汽
火电厂为过热蒸汽。饱和蒸汽热焓低，导致核电厂使用的 蒸汽管道和阀门比火电厂大。
压水堆核电厂运行具有汽轮机快速降负荷功能 ＊ 超温保护防止偏离泡核沸腾 ＊ 超功率保护防止燃料棒高的线功率密度
压水堆核电载硼运行 ＊必须具有负的慢化剂温度； ＊使控制棒在运行的上、下限之内，通量密度 分布得到改善；
反应堆考题2
学院专业学号姓名核反应堆物理分析课程试卷B一．名词解释：（5 x 4分=20分）1. 平均寿命2. 四因子公式3. 缓发中子先驱核4. 控制棒价值5. 剩余反应性二、选择题：（10 2分=20分）1. 下列哪些核素为可裂变同位素（）A．239Pu B. 240Pu C. 235U D. 232Th2. 压水堆分界能通常取下列哪个值？（）A. 0.0253eVB. 0.625eVC. 1eVD.1000eV3. 反射层的作用包括：（）A. 展平功率峰因子B. 提高功率C. 节省燃料D. 减少中子泄露4. 关于群常数下列说法不正确的是：（）A. 群常数可以在程序计算前确定B.群常数与燃耗深度有关C. 群常数与温度有关D. 群常数与中子通量有关5. 关于合理选取栅元下列说法正确的是：（）A. 单一介质为同一个栅元B. 芯部为一个栅元C. 均匀布置的芯部最小栅格结构D. 燃料棒6. 关于235U吸收中子的裂变产物中，下列说法不正确的是：（）A. 有毒物B. 有缓发中子先驱核C. 有快中子D. 有热中子7. 关于裂变产物中毒，下列说法不正确的是：（）A. 毒物即中毒B.反应性变化值C. 停堆后重启时不必考虑D. 达到平衡后不再具有毒性8. 关于核燃料转换，下列说法正确的是：（）A. 只在热堆中可以实现B. 只在快堆中可以实现C. 只在增殖堆中可以实现D. 上述三种堆中都可实现9. 关于硼浓度的说法正确的是：（）A. 越低越好B. 越高越好C. 额定功率运行保持定值D. 反应堆期初为正常运行最大值10. 关于应用点堆模型计算时，说法正确的是：（）A. 以反应堆中各点的中子通量密度一致为条件B. 以实际中子通量密度的均值为条件C. 不能反映中子通量随时间的变化D. 以变化前实际中子通量密度分布形状不变为条件三．简答题（4 x 5分=20分）1．热中子反应堆中子通量能谱分布如何？2. 反应堆采用的反应性控制方式主要有哪几类？3. 热中子堆的中子慢化时间远远小于扩散时间，能否在徙动长度计算中忽略慢化长度，为什么？4. 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？四．计算题：（总计40分）1．试求单群球形均匀裸堆临界时中子通量密度分布（10分）2．试列出135I和135Xe浓度随时间变化的方程，并求出平衡135Xe浓度（235U裂变产物中135I和135Xe的产额分别为γI 和γXe）。
《反应堆安全分析》复习题资料
20０7年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征(即安全考虑的出发点)。
答:a强放射性;b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水;e放射性废物的处理与贮存。
2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施,以保证工作人员、公众及环境免遭过量放射性风险。
确保在正常运行时核电厂及从系统释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平,并低于国际辐射防护委员会(ＩＣＲＰ)规定的限制;还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的;确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。
3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。
答际屏障。
纵深防御:包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。
分别为：1）高质量的设计、施工和运行,防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出,防止异常工况发展为事故；3)专设安全设施，防止事故发展为严重事故;4)事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境;5)厂外应急计划与措施,限制危害和后果。
多层屏障:轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障,即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。
另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。
则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。
4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。
答采用多个类似的系统并联或串联起来,以使某个系统失效时不影响电厂的运行。
出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。
(公因)失效。
5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。
答：:反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。
【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。
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：。
核能安全运行试题
核能安全运行试题
一、选择题
1. 核能安全运行是指（）。
A. 有效地控制核反应堆的功率
B. 保证放射性物质不泄漏到环境中
C. 使用先进的监控设备和技术
D. 执行核辐射保护措施
2. 核反应堆压力是（）。
A. 控制裂变反应速度的装置
B. 负责核反应堆冷却的组件
C. 保护核燃料免受辐射损坏的屏蔽
D. 用于储存核燃料的装置
3. 核电站事故的最高级别是（）。
A. 事故未出现
B. 事故
C. 严重事故
D. 重大事故
二、填空题
4. 核反应堆的冷却剂通常是（）。
冷却剂的使用可以控制核反应的速率。
5. 核电站在设计上通常采用多层防护措施，其中第一道防护层是（）。
第一道防护层的目的是防止放射性物质泄漏。
三、简答题
6. 请简要描述核电站中的核反应过程。
核电站中使用的核反应是核裂变反应。
核燃料中的重核裂变时会释放出能量和中子，中子会引发更多的裂变，形成连锁反应。
这一过程产生的热能用来发电。
7. 核能安全运行的重要性和影响。
核能安全运行的重要性在于保障公众和环境的安全。
核事故可能导致放射性物质泄漏，对人体和生态环境造成严重影响。
良好的核能安全运行可以避免事故发生，确保核能的持续、可靠和安全利用。
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1、列出压水堆核电站主要控制系统。
2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。
3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。
4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。
5、画出大亚湾核电站运行梯形图。
6、画出核电站A模式运行梯形图
7、简述燃耗对功率分布的影响。
8、简述限制功率分布的有关准则。
9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差
10、简述控制棒驱动机构提升程序。
11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？
12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？
13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？
14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？
15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？
16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？
17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。
18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？
19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区
和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。
20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？
21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施
22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，
靠改变上充流量来实现水位调节。
23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和
手动补给。
24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？
25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭）
26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。
27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？
28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？
29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、
除氧器水位控制。
30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。
直接注入时，低压安注泵从换料
水箱吸水，再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水。
31、安全壳隔离A阶段伴随安注系统启动同时发生，安全壳隔离B阶段伴随安全壳喷淋系
统启动同时发生。
32、画图并说明辅助给水系统汽动给水泵和电功给水泵的启动条件？
33、说出9种标准工况的名称及其主要参数
34、解释标准工况P-T图上每个限制的理由
35、简述逼近临界的策略
36、什么是冷态试验，什么是热态试验？
37、一回路升温、升压过程中压力、温度如何控制？
38、初次临界实验过程
39、模拟弹棒事故试验过程
40、什么是功率系数，如何测定？
41、带功率工况下慢化剂温度系数的测定？
42、冷却剂流量测量方法有：主泵电功率法、弯管流量计法、一、二回路热平衡法。
43、蒸汽发生器水分夹带试验通过示踪法方法测量
44、净电功率、电厂净效率
45、什么是冷态启动、热态启动
46、机组从换料冷停堆状态到满功率运行主要步骤
47、机组从满功率运行到换料冷停堆状态的主要步骤
48、功率运行时控制棒连续提升故障的主要现象、自动动作、立即动作、后续动作
49、控制棒掉落堆芯故障的主要现象、自动动作、立即动作、后续动作
50、53、发电机甩负荷的主要现象、自动动作、立即动作、后续动作。