核反应堆工程 复习参考题-2016

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，控制困难。

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。

7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算？

结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，ΔE=ΔmC2

定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比（ΔE/A）

8、什么是核反应截面，分哪几类，其物理意义是什么？

如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度

（1）微观截面假设在1cm3的物质中，有N个原子核，在该物质的一个面上射入一个中子，则每一个原子核与一个入射的中子发生核反应的概率定义为微观截面σ，单位为m2，有时也用靶恩（10-28m2）为单位（又分为裂变、散射和吸收三种截面）

（2）宏观截面如果每立方米的物质中含有N个核，则乘积σN等于每立方米靶核的总截面，称宏观截面，用 表示，单位是m-1，物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的概率。

9、什么是中子通量，其物理意义如何？

单位时间内通过单位面积的中子数。等于中子密度与其平均速度的乘积，单位常用“中子/平方厘米·秒”表示。按中子能量不同，又可分为热中子通量和快中子通量两种。是衡量反应堆的一个重要指标

10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些？

铀-235核每次裂变所释放的平均值约为207MeV，绝大部分能量是以裂变碎片的动能形式释放出来，除了中微子能量，其它能量都可以“回收”

11、什么是瞬发中子和缓发中子，缓发中子在反应堆中有何影响？

瞬发中子：99%以上的中子是在裂变瞬间发射出来的，这些中子叫瞬发中子缓发中子：裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子。平均能量比瞬发中子能量低，对反应堆的控制起重要作用

12、什么是四因子公式，其对核反应堆的设计具有什么参考作用？

无限增殖因数：对于无限大的反应堆，中子不泄露概率为1，此时的有效增殖因数，称为无限介质增殖因数

快中子增殖因数ε

逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率。

热中子利用系数f：被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质(包括燃料在内)吸收的热中子总数的份额。

热中子裂变因数h：燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总数之比。

反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成（k∞）及几何形状（Λ）

13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的，该作

用的好坏与哪两个主要因素有关？

弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程。

非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理。

弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制。

中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关

14、什么是对数能降？

对数能降定义式：

E0----选定的参考能量，E0=2MeV；

E ----一次碰撞后的中子能量

15、反应性负温度系数是什么，其在核反应堆安全运行中的作用？

温度增加1K时k eff的相对增加量，负温度系数对反应堆安全运行具有重要意义，要求负温度系数实际是要求反应堆系统具有一定的自衡能力，主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的，温度升高，共振吸收增加，因此产生了负温度效应

16、核反应堆反应性控制方法有哪些？

根据不同堆型，为保证反应堆安全运行，用来对反应性进行有效控制和调节的各种部件、机构、过程和方法。

主要有控制棒控制、化学控制剂—载硼运行、可燃毒物控制三种。

17、燃料组件的骨架结构组成有哪些，燃料元件棒的主要结构有哪些？

17x17型燃料组件骨架结构：由定位格架、控制棒导向管、中子注量率

测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架。

燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成。