核反应堆工程概论作业全集详解
核反应堆工程概论第3章
2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程:
S－∑aΦ － ∙J = 0 引入斐克定律：
D Φ－∑aΦ + S = 0
19
2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程: 反应堆功率运行中，中子源最初来自于裂变， 所以S与Φ有一定的比例关系(如S可以表示成 S＝ ν∑fΦ)，扩散方程最终可写成如下的简单形式： ΔΦ ＋ B2Φ = 0 B2称为材料曲率。求解通量随空间的变化归 结为求解上述二阶偏微分扩散方程。 上述扩散方程(扩散近似)成立的条件：散射各 向同性，介质均匀，吸收较弱，距离边界较远。
27
3.1、反应堆临界的概念
反应堆最重要的就是要能够维持连 续稳定的运行，即维持连续稳定的链式 核裂变反应。这种状态称为临界状态。 若裂变反应率自发地不断增加，称之为 超临界，反之为次临界。 倍增因子K：反应堆内中子产生率与消 失率的比值，或：代中子比值。
28
倍增因子k
新生一代中子数 k 直属一代中子数 系统内中子的产生率 k 系统内中子的总消失（吸收＋泄漏）率 系统内中子的产生率 k 系统内中子的吸收率 系统内中子的吸收率 PL 系统内中子的吸收率＋系统内中子的泄漏率 k k PL
25
2.4、扩散理论小结
反应堆物理分析的首要任务是得到中子 通量。一般情况下，中子通量是中子能 量、空间位置、时间等的函数(更细致 的考虑要包含空间角度，即中子输运理 论)。我们的处理办法是分离变量和离 散化，根据实际需要求得中子通量，从 而知道各种核反应的反应率。
26
三、反应堆临界理论
3.1、反应堆临界的概念 3.2、四因子、六因子公式 3.3、扩散方程确定的临界条件
17
2.1、中子流密度与斐克定律
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
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、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂 设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确 保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
2.1、纵深设防（1）
内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督
核反应堆工程概论第7章详解
16
2.4 工质的物性
比热： dq=cdT 对于气体有定压比热Cp和定容比热Cv
在可逆过程中： 定压：dq= CpdT 定容：dq= CvdT
17
2.4 工质的物性
18
2.4 工质的物性
19
2.5 热力学第一定律
数学描述：
一般表达式：
微分形式：dQdEsys e2dm2 e1dm1dW
4
2、热力学的基本知识
2.1 热力学 2.2 工质及其状态参数 2.3 平衡状态 2.4 工质的物性 2.5 热力学第一定律 2.6 工质的热力过程 2.7 热力循环 2.8 热力学第二定律
5
2.1 热力学
热力学：研究伴有热效应的自然界中一切物 理及化学工程的能量关系和能量转换的科 学。
几个概念： 热力系或热力系统 环境或外界 界面或边界 热源和冷源
11
5）焓
定义：复合状态参数。 数学描述： h=u+pv H=mh
单位：J，J/kg
12
6）熵
定义：导出参数，不能直接测量，由基本状 态参数推导出来。 数学描述： dS=dQ/T ds=dq/T
单位：J/kg.K
13
2.3 平衡状态
定义：均匀一致 状态参数：p、v、T、u、h、s
工质的状态：固、液、汽 状态方程：（工质物性的描述）
26
3、反应堆热工分析的内容
1）堆芯材料和热物性 （第一节第五小节）
2）反应堆的热源 （第二节）
3）稳态热工分析 （第二节传热分析，第三节水力分析）
4）瞬态热工分析 （第五节）
27
4、堆芯材料和热物性
堆芯结构材料包括：
1）燃料元件用材料：燃料芯块材料、燃料包壳材 料、燃料组件和部件材料、导向管材料；
核反应堆工程作业3
4-1 一个圆林状燃料元件樁燃料芯块宜径为4,兀件外径为《燃料的体积发热率为常数％
（1）写出元件表面热流密度,线发热率的表达式。
（2）若燃料芯块H径为0.843cm：元件棒外径0.97cm:燃料元件外表血的热
流密度为244.5kW/ui2,求：
①燃料的体积发热率为q、…
②燃料元件的线发热率如
*1 J t
酔 /厂口’ 二 2 T 二沃・H，~rr^
9 c/u. ~ 0、沙＜c-i . 厶二久口3 ：以二汐比&侈7 吋L二工1幺二/"仟说/
洛
纟-“厶=7、旳N
4-2二氧化铀林状燃料芯块外表血温度691 r,若芯块的线发热率为
400W/cm,试丿IJ积分热导率法计算芯块中心温度（用课木表4-5的热导枳分
衣）。
冠i 『："丁 =总并”小塔=乃以丁 k 』T H JW 汀沖…北叙7
汕％
0 Y -To 已“⑶- 讣）•竺二畔 刁 I 、＜ I - %丫6。
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
核反应堆工程概论作业全集
核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。
试计算该人体的活度。
2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+ 使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n = 1.008665。
质量单位为原子质量单位u ：1u = 1.6605655x10-27kg 。
假设前两个反应以相同的速率同时发生，而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。
试估算1kg 的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。
将结果与1kg 的235U 裂变所释放的能量相比较。
2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶，氧是2x10-4靶。
试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。
比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。
2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体)，试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。
2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。
3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。
试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。
时间T、T0、t均以天为单位。
235煤？假设：核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。
核反应堆内的裂变能皆由235U产生，每次裂变的可回收能量为200MeV。
煤的热值取每吨7x106Kcal。
第三章中子的扩散、慢化与临界理论3.1试确定在H、C介质中2.0MeV的快中子慢化到1.0eV所经历的平均碰撞次数。
1核反应堆工程概论第一章
52
53
压水堆核电厂
54
压水堆核电厂
站
位于江苏连云港市连云区高公岛乡 田湾。 1999年10月20日正式开工 。 规划4台百万千瓦核电机组。 一期建设2台单机容量106万千瓦的 俄罗斯AES-91型压水堆核电机组。 设计寿命40年。 反应堆厂房采用双层安全壳。 双堆电站建成价为32.04亿美元，比 投资1511美元/千瓦。
7
五、核能的特点
世界第一座反应堆的诞生
1942年12月2日，当地时间下午3时25分，美国芝加 哥大学斯塔格运动场西看台下边的一个网球厅。 40吨天然铀和385吨石墨砖交替堆砌7.5×7.5×6。 世界上第一座核反应堆。 恩里科.费米 43位科学家。
第一次自持链式反应，从而实现了受控的核能释 放，也是原子时代的出生证。
41
新一代核电厂 AP1000
42
新一代核电厂 AP1000
43
新一代核电厂 AP1000
44
新一代核电厂 AP1000
45
新一代核电厂 AP1000
46
新一代核电厂 AP1000
47
新一代核电厂 AP1000
48
新一代核电厂 AP1000
49
压水堆核电厂
50
压水堆核电厂
51
压水堆核电厂
15
秦山三期
秦山三期（重水堆）核电站 工程是我国首座商用重水堆 核电站。 采用加拿大成熟的坎杜6重水 堆核电技术，建造两台70万 千瓦级核电机组，设计寿命 为40年。项目总投资28.80亿 美元。 1号机组于2002年11月19日首 次并网发电，并于2002年12 月31日投入商业运行 。2号 机组于2003年6月12日首次并 网发电，并于2003年7月24日 投入商业运行 。
核反应堆工程概论
PPT文档演模板
核反应堆工程概论
2.1、纵深设防
通常是通过三级安全防线的考虑来贯彻 第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行 中采用多种有效措施，把发生事故的几率降到最小程度。 要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特 性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗 余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的 结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
与核安全相比，核安全文化是一种意识形态。
PPT文档演模板
核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（1）
PPT文档演模板
核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（2）
l 核安全文化作用于或表现在下面两个领域 核电厂领导阶层和国家政策方面：
PPT文档演模板
核反应堆工程概论
1、核安全的目标
安全的总目标：
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、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
PPT文档演模板
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
核反应堆物理分析作业一答案谢仲生
1-1.一出土文物中C-14与C-12质量之比为6.56:1013,而大气正常的C-14与C-12比值为1.2:1012,已知T1/2(C-14)为5730年,试计算该文物距今历史年代。
解：设大气正常的C-14与C-12的核密度分别为N 14与N 12，文物中C-14核密度为'14N ，则由衰变规律有：1/20.693/'1414t T N N e −×= 根据题意，0.693/57301314141212 6.56:10t M N e M N −×=，其中12141412121.2:10M N M N = 故有：130.693/57301213126.56:101.2:105730 6.56:10ln(5000()0.693 1.2:10t e t a −×==−×≈1-2.一核弹头中含有1.4kgU-235，其半衰期为7亿年，试计算100年后该弹头剩余U-235的质量（精确到8位有效数字）。
如果换为Pu-239，又会是多少（半衰期2.4万年）？Pu-240呢（半衰期6.6千年）？解：由衰变规律，有：'82352351/2exp(0.693/) 1.4exp(0.693100/710)m m t T =−×=−××=1.3999999 (kg) 同理可得：'4239239'3240240exp(0.693100/2.410) 1.3959795(kg)exp(0.693100/6.610) 1.3853748 (kg)m m m m =−××==−××=1-3.U-238半衰期为45亿年，当今地球上天然U-238与U-235质量份额分别为99.28%和0.72%。
试求45亿年前二者的质量份额。
解：设45亿年前地球上U-238和U-235质量分别为5m 和8m ，当今则为'5m 和'8m ， 由'5''58100%0.72%m m m ×=+，可得：''85137.89m m = 由衰变规律，有：'555,1/2exp(0.693/)m m t T =−×''555exp(0.69345/7)83.91m m m =×= 同理，''8852275.78m m m ==所以45亿年前U-235质量份额为55883.91100%23.3%83.91275.78m m m ×==++ 相应U-238质量份额为76.7%。
《核工程概论》第3章 核反应堆结构和材料
3.2 反应堆压力容器
当前压水堆的压力容器材料普遍选用低合金钢。 低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018cm2 的辐照后，脆性转变温度明显升高，这是危及反 应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能量的措施有：严格限制铜和磷的含 量，添加少量铝、钒、铬、铂、镍等元素。
反应堆压力容器是由容器本体以及双头螺栓连接 的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金 锻钢环形锻件焊接而成。反应堆压力容器包容堆 内构件、堆芯，以及作为冷却剂和慢化剂的水。 为防止锈蚀，凡与水接触的容器内表面都堆焊不 锈钢覆面层。
3.2 反应堆压力容器
反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内 构件，使核燃料的裂变链式反应限制在一个密 封的金属壳内进行。一般把燃料元件包系统称为第二 道屏蔽。
压力容器外形尺寸大、质量大，加工制造技术 难度大，特别是随着核电站单堆容量增大，压 力容器的尺寸也越来越大。
第3章 核反应堆结构和材料
3.1 概述
压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足 物理设计和热工设计的基本要求，既要保证可控 的裂变链式反应可靠地进行，又要把裂变产生的 热量及时带出。一般来说压水堆主要是由反应堆 压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机 构等组成。
反应堆的外壳称为压力容器，运行在很高的压力 下，容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压 力容器上带有若干个接口管嘴，整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座支撑。
近代压水堆的压力容器增大，下封头设有中子通 量测量管，需要较大的下堆腔。因此，在核电站 中，利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支 撑，整个压力容器依靠接管和与接管相连的钢垫 支撑在混凝土的基础上。
3.3 反应堆堆内构件
反应堆堆内构件包括吊篮部件、压紧部件、堆内 温度测量系统和中子通量测量管等。其作用是：
七章节核反应堆热工
1.4、慢化剂（2）
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
常用液体慢化剂：
常用的液体慢化剂有水和重水
2、反应堆的热源
2.1、裂变能及其在堆芯内的分布 2.2、影响堆芯功率分布的因素 2.3、燃料元件内的功率分布 2.4、核热管因子 2.5、控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及分布
第七章：核反应堆热工
核反应堆工程概论
一、反应堆热工分析的任务
反应堆热工分析是研究在反应堆及其回路 系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性、燃料 元件的传热特性的一门工程性很强的学科。其研 究内容涉及反应堆的各种工况，以满足动力堆安 全、经济和实用。
反应堆的堆型不同，它们的结构形式、冷 却剂特性、运行参数和安全要求等方面也有很大 差异。我们选择压水堆作为主要讨论对象。
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。
缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大、价格昂贵、泄漏问题。
1.4、慢化剂（1）
对固体慢化剂的要求：
具有一定的结构强度 良好的导热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 与冷却剂相容 原子密度高 便于加工，成本低廉
可用的固体慢化剂：
有内热源的情况
有内热源的导热微分方 程：
2t qv 0 k
2是拉普拉斯符， t是温度， qv是体积释热率， k是导热率 圆柱形燃料芯块：
d 2t 1 dt qv 0 dr 2 r dr ku 平板形燃料芯块：
d 2t qv
dx 2
ku
3.1.1.1、堆内的导热过程（2）
核反应堆物理分析课后习题参考答案
1-1.某压水堆采用UO2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，UO2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： 由289页附录3查得，0.0253eV时： 以c5表示富集铀内U-235与U的核子数之比，表示富集度，则有： 所以， 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H2O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： 由289页附录3查得，0.0253eV时： 可得天然U核子数密度 则纯U-235的宏观吸收截面： 总的宏观吸收截面： 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。解：设碰撞次数为t 1-4、试比较：将2.0MeV的中子束强度减弱到1/10分别需要的Al，Na， 和Pb的厚度。 解：查表得到E=0.0253eV中子截面数据： Σa Σs Al： 0.015 0.084 Na： 0.013 0.102 Pb： 0.006 0.363 Al和Na的宏观吸收截面满足1/v律。 Q：铅对2MeV中子的吸收截面在屏蔽中是否可以忽略？(在跨越了可分 辨共振区后截面变得非常小) Σa=Σa(0.0253)(0.0253/2×106)^1/2 Σa Al 0.0169×10-4 Na 0.0146×10-4
三章
3.1 有两束方向相反的平行热中子束射到235U薄片上，设其上某点自左 面入射的中子束强度为1012 cm-2·s-1。自右面入射的中子束强度2×1012 cm-2·s-1。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设Σa = 19.2×102 m-1，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：3×1012 (cm-2·s-1) （2）若以向右为正方向：-1×1012 (cm-2·s-1) 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）19.2•3×1012 = 5.76×1013 (cm-3·s-1) 3.2 设在x处中子密度的分布函数是 其中：λ，ɑ为常数，μ是与x轴的夹角。求：
2核反应堆工程概论第二章
二、中子核反应
2.2 非弹性散射 类似于弹性散射，但是靶核的能级状 态有所升高。碰撞后，中子的能量和运 动方向均有所改变。伴随着靶核的γ衰 变。高能中子与重核的散射反应主要是 非弹性散射。
17
二、中子核反应
2.3 中子俘获反应 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获。靶核 的能级状态升高，因此通常伴随着β、γ衰 变。这类反应在反应堆中通常相当于损失中 子。反应堆中一般情况下不希望看到中子损 失。但是，通常是利用某些吸收中子能力很 强的材料来实现反应堆的控制。另外，某些 不裂变材料的靶核吸收中子后最终可以部分 地转化为可裂变材料(转化比与增殖比)，为人 工制造可裂变材料提供了途径：
238U
＋n → 232Th ＋ n →
→ 239Np → 239Pu 233Th → 233Pa → 233U
239U
18
二、中子核反应
2.4 裂变反应 (1) 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获之后， 靶核变成了两个碎片（其他物质的原子核）， 同时释放出2－3个中子和能量（结合能）。并 非所有的物质与中子作用都可以发生裂变。自 然界中存在的物质只有235U与中子作用可以发生 裂变反应。人工制造的裂变材料包括233U、 239Pu等。通过比较裂变临界能(Ecr)与靶核吸收 一个中子所释放的结合能(Eb)来认定易裂变核 素(如235U)与可裂变核素(如238U)。
ci371010bq12原子核内核子间的作用力13结合能与比结合能原子核的质量比组成它的核子的总质量小表明由自由核子结合而成原子核的时候有能量释放出来这种由自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合比结合能曲线
核能技术设计研究院
第二章：核物理基础
核反应堆工程概论
第二章：核物理基础
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。
《反应堆工程设计》作业及答案
《反应堆工程设计》课程设计作业题目题目试对下面描述的问题进行5000个中子，250次循环的临界计算。
1．如下图所示，中间黑色部分为Pu 239(100%)圆筒，外围包着的是天然U反射层，初始燃料源处于(3.5, 0, 0)点。
其数据如下：Pu: ρ＝15.8g/ccU: ρ＝18.8g/cc含量：238 99。
2745％235 0.72％2．如下图所示，中间黑色部分为Pu 239(100%)圆筒，外围包着的是天然U反射层, 初始燃料源处于(3.5, 0, 0)点。
其数据如下：Pu: ρ＝15.8g/ccU: ρ＝18.8g/cc原子百分比：238 99.2745％235 0.72％3. Exercise 3 is a bare (unreflected) UO2F2 solution cylinder.The weight percent of 235U in the uranium is4.89 %. The solution has a radius of 20.12 cm and a height of 100.0 cm. An aluminum tank with a thickness of 0.1587 cm on the sides and bottom, and a height of 110.0 cm contains the solution. There is no lid on the tank. The region from the top of the solution to the top of the aluminum tank is void. The data for this problem follows:溶液密度：0.096586 atoms/b-cm 铝密度：2.7g/cc溶液原子百分比：H1: 5.7058e-2，O8:3.2929e-2，F9: 4.3996e-3，U238 2.0909e-3 U235 1.0889e-4初始燃料源位置（0 0 50）4．Exercise 4 consists of two identical U(93.4)O2F2 solution cylinders inside a water tank. Assume the water reflector density is 1 g/cc and has a minimum thickness of 20 cm except on one side of the first cylinder where the thickness is only 10 cm. The height of the water is at the top of the open aluminum containers. The data for this problem is:初始燃料源位置：（0 0 35），（ 17 0 35）5．Exercise 5 is a 3x2 array of plutonium nitrate solution cylinders. Plutonium nitrate solution is contained in six stainless steel cylinders with a 10 cm surface separation between tanks. The data for this problem are:铁，铬，镍的同位素在材料中的原子百分比为：24050 7.195e-4 24052 1.38589e-224053 1.5713e-3 24054 3.903e-426056 3.704e-3 26056 5.80869e-226057 1.342e-3 26058 1.773e-428058 4.432e-3 28060 1.7069-328061 7.42-e5 28062 2.363e-428064 6.05e-5初始燃料源位置为：（0 0 19.62）（35.58 0 19.62）（71.16 0 19.62）（0 35.58 19.62）（35.58 35.58 19.62）（71.16 35.58 19.62）6．Exercise 6 is a hexagonal array of seven open U(93.2% enrichment)O2F2 solution cylinders. The uranium-fluoride solution is contained in seven aluminum cylinders with a 7.60 cm surface separation between cylinders. There is 20 cm of water reflection below and radially about the cylinders. There is no water above the aluminum containers. The data for this problem are:初始燃料源位置：（0 0 11.7），（-23.1 0 11.7），（23.1 0 11.7），（-11.55 20.0 11.7）（-11.5 -20.0 11.7），（11.55 20.0 11.7），（11.5 -20.0 11.7）附加题：1）请试图描述出下列图形：相互垂直的燃料棒与控制棒几何参数及核材料参数由自己进行适当地选取（任意）2）请试图描述出下列图形：长方体燃料棒与控制棒在反应堆内的布置几何参数及核材料参数由自己进行适当地选取（任意）3）请试图描述出下列图形：六棱柱燃料棒与控制棒在反应堆内的布置几何参数及核材料参数由自己进行适当地选取（任意）附加题三请根据IAEA 网站及相关核科学文献资料完成一种反应堆堆芯的燃料组件与控制棒的布置。
核反应堆工程概论第4章
11
三、裂变产物中毒
由于裂变和衰变，核反应堆中发生 着大量的物质转换。特别是裂变产生的 裂变产物。一些新产生的物质对中子平 衡有重要的影响。特别是各别裂变产物 具有很大的中子吸收截面，典型的裂变 产物是钐(149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸 收裂变产物分为两类：寿命长的称为 “结渣”，寿命短的称为“中毒”。下 面讨论135Xe的中毒效应。
6
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数：
反应性温度系数为负值对反应堆安全有 利，反之不利。 反应堆设计要尽可能做到各种工况下温 度系数为负。
7
2.2、燃料的反应性温度系数
燃料的反应性温度系数： 燃料核截面在中能区段存在很多的强共振峰。 燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的 变化。温度升高时共振峰值降低，但微观截面曲 线下覆盖的面积保持不变，即所谓的共振峰展宽。 最常见的反应堆中装有大量的238U，它有强烈的共 振俘获吸收。温度升高时，共振峰展宽，落入共 振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，降低了 中子利用率。造成反应性下降。这一效应称为多 普勒(Doppler)效应。 238U的多普勒反应性温度系 数为负值。这对反应堆安全是非常重要的。
束
26
8
2.3、慢化剂的反应性温度系数
慢化剂的反应性温度系数： 慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，主要途径如下： 慢化剂密度变化。以水为例，温度升高慢化能力降 低，能谱变硬。 慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能 谱变硬。 对于热中子反应堆来讲，一般情况下，能谱变硬时，反应性 降低。因为能谱变硬时，燃料的共振吸收增加，裂变材料 的裂变截面降低，中子泄漏也会有所增加。但这并非是绝 对的。影响反应性有诸多因素。各种因素因为能谱的变化 进而影响反应性的趋势不尽相同，要看最后的综合效果， 也看反应堆的设计。有些强吸收体的中子截面呈 1/v 变化 规律。能谱变硬时，吸收能力减弱，引起反应性增加。如 果这种吸收作用在反应堆中占主导地位，则总的反应性温 度系数就会是正的。
第7章 核反应堆安全 核工程概论课件
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。
试计算该人体的活度。
2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n = 1.008665。
质量单位为原子质量单位u ：1u = 1.6605655x10-27kg 。
假设前两个反应以相同的速率同时发生，而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。
试估算1kg 的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。
将结果与1kg 的235U 裂变所释放的能量相比较。
2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶，氧是2x10-4靶。
试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。
比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。
2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体)，试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。
2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。
3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。
试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。
时间T、T0、t均以天为单位。
2.6 100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变？同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤？假设：核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。
核反应堆内的裂变能皆由235U产生，每次裂变的可回收能量为200MeV。
煤的热值取每吨7x106Kcal。
第三章中子的扩散、慢化与临界理论3.1试确定在H、C介质中2.0MeV的快中子慢化到1.0eV所经历的平均碰撞次数。
3.2（选做）无限大、中能段无吸收的慢化介质中快中子源强为So。
定义慢化密度q(E)为单位时间单位体积内慢化到能量E以下的中子数目。
中能中子段的通量可近似表示为(E)=C/E，其中C为常数。
试推导慢化密度的表达式。
并利用稳态情况下q(E)=So，确定常数C。
按照单群理论，分别求解下列问题：(1) K∞，(2)扩散长度，(3)反应堆材料曲率，(4) 具有最小堆芯体积的圆柱形反应堆临界尺寸，(5) 使K eff=1.2并堆芯体积最小的圆柱形反应堆几何尺寸。
思考造成水堆与石墨堆临界尺寸差别的原因。
第四章反应堆动态物理－反应性变化与控制4.1 裂变产物135I(碘)和135Xe(氙)的简化衰变链如下图所示，(1)：请列出碘和氙两个核素的平均核素密度(N I和N X)随时间变化的微分方程。
碘和氙的衰变常数为λI和λX，氙的微观吸收截面为σa。
(2)：给出反应堆稳定运行达到平衡状态时碘和氙的平均核素密度(N Io和N Xo)的解析表达式。
(3)：计算满功率稳态运行时N Xo的具体数值(注意T1/2 = ln2/λ)。
(4)：在(3)的基础上，估算由于135Xe的存在而导致的对K eff的补偿量，可忽略氙中毒对中子泄漏的影响。
135I(碘)和135Xe(氙)衰变链简化示意图第五章中子动力学5.1 求使反应堆稳定周期为20秒的阶跃反应性引入量。
取[v∑a (1+L2B2)]-1 = 10-4秒。
第六章反应堆辐射屏蔽思考题4.4 试述下列各单位的物理意义：贝可、戈瑞、希沃特、居里、伦琴、拉德、雷姆。
4.5 《辐射防护规定（GB8703-88）》对辐射工作人员和公众规定的年有效剂量当量限值各为多少？4.6 《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则（EJ317-88）》对压水堆核电厂的控制区分为哪几个工作区？它们的剂量当量率的限值各为多少？习题4.2 若辐射工作人员每年工作50周，每周工作40h，如果年有效剂量当量限值均匀分配，则每小时的剂量当量应控制为多少？4.3 在某核事件中一个2000人的城镇受辐射，其中500人受到0.001Sv，1000人受到0.002 Sv，另外500人受到0.003 Sv的剂量当量照射，求集体剂量。
第七章堆内热量的产生与传输思考题5.1 反应堆所允许释放的热功率主要取决于什么因素？5.2 堆内的热源起自何因？其空间分布如何确定？5.4 什么叫积分热导率？5.7气液两相流在垂直加热通道中流动时，一般有哪几种流型？5.8 按传热机理沸腾可分为哪几类？5.9 什么叫临界热流密度？习题5.1 某压水堆压力容器内表面某点处的γ光子注量率φγ值如附表所示（设γ光子按能量分为7群，每群的平均能量分别为Eγ=0.5；1；2；3；4；6；8MeV），压力容器材料的γ射线能量吸收系数可取铁的相应值，求该点处γ射线的体积释热率。
5.4 某压水堆中的某根燃料元件，其芯块直径d u=8.43mm，燃料元件外径d w=10mm，包壳厚度δ=0.7mm，最大线功率密度q l(0)=460W/cm，冷却剂进口温度T f,in=288℃，冷却剂工作压力p=15.5MPa，堆芯高度He≈H=2.9m，冷却该燃料元件的冷却剂流量W=0.333kg/s。
若轴向坐标z的原点取在元件的半高度处，燃料元件沿轴向的释热率按余弦分布，试求该燃料元件轴向z=+0.75m处[冷却剂与元件壁面间的传热系数h=4.73×104W/(m2·℃)；冷却剂比热容c p=5.46×103J/(kg·℃)，包壳热导率K w=20W/(m·℃)；间隙传热系数h g=5678W/(m2·℃) ]的冷却剂温度T f、包壳外表面温度T w、包壳内表面温度T g、燃料芯块表面温度T u和芯块中心温度T0。
第八章流体动力学思考题6.1 单相流压降通常有哪几项组成？引起这些压降的原因是什么？6.2 什么叫强制循环流动？什么叫自然循环流动？6.4 压水堆中，冷却剂流入堆芯时各通道的流量分配不均匀的原因有哪些？6.5 两相流动不稳定性对设备的运行和安全有什么不利影响？习题6.2 设有长度L=1.5m的竖直沸腾通道，通道的表面粗糙度相当于冷拉管。
通道的横截面为a×b=0.1×0.15m2。
只在它宽边的两个面上均匀加热，平均热流密度 q=80W/cm2，通道的运行压力p=7.446MPa。
进入通道的水是饱和水，入口流速v in=1.2m/s。
通道的平均壁面温度T w=292℃。
试计算通道内的流动压降。
6.4 有如图6.10的冷却剂系统，若堆芯高度H12=3.66m，蒸汽发生器U形管高度H30=H04=11.5m，冷却剂工作压力为15.5MPa，堆芯入口冷却剂温度为290℃，堆芯出口冷却剂温度为330℃，堆芯出口点2与蒸汽发生器入口点3之间的垂直高度H23=6m。
求主泵断电时一回路系统的自然循环驱动压头。
核反应堆工程概论2007.9 第九章反应堆稳态热工设计思考题7.1 试述热工设计准则。
7.2 何为热通道？何谓热点？7.5影响临界热流密度的因素是什么？7.6试述单通道模型与子通道模型的差异。
习题7.1 设反应堆中冷却剂的工作压力p=15.5MPa，质量流速G=8.19×106kg/(m2·h)，通道进口水的焓H f,in=1.279×106J/kg，通道的当量直径D e=12.52×10-3m。
冷却剂通道轴向某高度z处的含汽量x e,z=(-0.2252)，热流密度q z=1.255×106W/m2.试用W-3公式计算z处的临界热流密度q DNB（不考虑冷壁效应等的修正）。
7.2 已知某压水堆以二氧化铀作燃料，Zr-4合金做包壳，堆内热功率N T=2895MW，堆内冷却剂的工作压力p=15.5MPa，堆芯进口处的冷却剂总流量W t=5.02×106kg/h，燃料元件外径d w=9.5mm，包壳内径d g=8.36mm，芯块直径d u=8.19mm，栅距P=12.6mm，燃料元件按正方形栅格排列，每个燃料组件内的元件数为（17×17-25）根。
考虑到燃料装卸的要求，取组件间的水隙δ=0.8mm。
堆芯高度L=3.66m，设燃料元件内的释热量占堆总热功率的份额F u=97.4%，略去冷却剂中的释热量，可供冷却燃料元件的冷却剂有效流量W ef占总流量W t的91%。
焓升核热通道因子F NΔH=1.435，轴向核热通道因子F N z=1.54，热流密度核热点因子F N q=F NΔH F N z F N U=2.32；焓升工程热通道因子F EΔH=1.08，热流密度工程热点因子F E q=1.03。
热通道轴向功率最大值处在堆芯半高度处，且热点位于热通道内。
作为初步估算，可近似认为燃料元件表面及中心温度的最大值与热点重合。
临界热流密度q DNB=2.98×106W/m2，为动态留有一定余量取DNBR=2.0，要求燃料元件中心最高温度不超过2200℃。
、试用单通道模型对上述所给数据进行热工分析。