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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。
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：。
核工程基础试题及答案高中一、选择题（每题2分，共20分）1. 核反应堆中，中子的主要作用是什么？A. 产生热量B. 维持链式反应C. 产生放射性废物D. 冷却反应堆2. 以下哪种物质不是核燃料？A. 铀-235B. 钚-239C. 钍-232D. 铅3. 核能发电的主要优点是什么？A. 燃料来源广泛B. 环境污染小C. 建设成本低廉D. 运行维护简单4. 核反应堆中，控制棒的作用是什么？A. 吸收中子，控制反应速率B. 产生中子C. 散热D. 保护反应堆结构5. 核裂变过程中，释放的能量主要来源于什么？A. 中子的撞击B. 原子核的分裂C. 原子核的结合D. 电子的移动6. 核聚变与核裂变的主要区别是什么？A. 核聚变释放的能量更多B. 核聚变不产生放射性废物C. 核聚变需要更高的温度D. 核裂变是可控的，核聚变不是7. 核电站的冷却系统的主要作用是什么？A. 产生蒸汽B. 吸收热量C. 维持反应堆压力D. 保护环境8. 核电站的放射性废物处理方式通常包括哪些？A. 深埋地下B. 回收利用C. 直接排放D. 焚烧处理9. 核安全文化的核心是什么？A. 技术先进B. 管理严格C. 公众参与D. 经济效益10. 核能利用的最终目标是什么？A. 提高能源效率B. 减少温室气体排放C. 实现能源自给自足D. 替代所有其他能源答案：1. B2. D3. B4. A5. B6. C7. B8. A9. B 10. D二、填空题（每空1分，共10分）1. 核反应堆的类型包括_________、_________、_________等。
2. 核能发电过程中，通过_________将核能转化为热能，再通过_________将热能转化为电能。
3. 核反应堆中的燃料棒通常由_________制成，以提高中子的利用效率。
4. 核事故的国际核事件分级表（INES）将核事故分为0到7级，其中7级为_________。
5. 核能利用中，放射性废物的处理和处置是环境保护的重要环节，需要遵循_________、_________、_________等原则。
反应堆工程面试题库1. 请解释什么是反应堆工程？反应堆工程是研究和设计核反应堆的工程学科。
它涉及到核材料的选择和处理、核反应堆的设计和构建、核反应堆的操作与控制、核反应堆的安全与保护等方面的知识和技术。
反应堆工程的目标是研究和开发可靠、高效、安全的核能系统。
2. 请介绍一下常见的反应堆类型。
常见的反应堆类型包括：- 沸水反应堆（BWR）：核裂变产生的能量用于产生蒸汽，直接驱动涡轮机发电。
- 压水反应堆（PWR）：核裂变产生的能量通过冷却剂传递给另一个循环，在该循环中产生蒸汽，驱动涡轮机发电。
- 重水反应堆（CANDU）：使用重水作为冷却剂和中子减速剂。
- 高温气冷堆（HTGR）：使用氦气作为冷却剂，使反应堆的工作温度更高，提高发电效率。
- 快中子反应堆（FBR）：使用高能中子来维持核链式反应，能够有效利用铀-238等次品。
3. 在反应堆工程中，什么是反应堆的临界状态？反应堆的临界状态是指核链式反应中的裂变和控制反应之间保持平衡，核裂变的速率与控制器输入的中子数操作力之间的关系。
在临界状态下，核裂变产生的中子数与消耗的中子数相等。
4. 请解释什么是核反应的反应系数？核反应的反应系数是指反应堆中的反应物料、温度和反应堆控制系统的变化对反应堆反应性能的影响程度。
反应系数可以用来描述反应堆对某一变化的响应。
常见的反应系数包括温度反应系数、燃料浓度反应系数等。
5. 请说说核反应堆的安全控制措施。
核反应堆的安全控制措施包括：- 燃料棒设计：使用可靠的燃料材料和结构材料，并考虑燃料棒的布局和冷却方式。
- 控制棒：用于调节反应堆的中子通量，控制核反应的过程。
- 冷却系统：用于控制反应堆的温度，防止燃料过热。
- 事故响应系统：包括紧急冷却系统、放射性堆芯损坏控制系统等，用于应对可能的事故情况。
- 安全控制系统：用于监测和控制核反应堆运行的安全性。
- 建筑屏蔽：用于阻挡辐射并减少对环境的影响。
6. 反应堆的冷却剂有哪些？常见的反应堆冷却剂包括：水（轻水和重水）、氦气、碳二氧化物和液态金属（例如钠和铅铋合金）等。
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。
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。
核工程学考试试题及答案第一部分：单选题（每题2分，共20分）1. 核反应堆中的燃料是指：A. 用于控制核反应的物质B. 用于制造核武器的物质C. 用于提供热能的物质D. 用于吸收辐射的物质答案：C2. 核反应过程中，丰度最高的天然铀同位素是：A. 铀-235B. 铀-238C. 铀-234D. 铀-233答案：B3. 核裂变反应是指：A. 重原子核裂变成2个或多个较轻的核B. 轻原子核聚变成2个或多个重的核C. 轻原子核裂变成较重的原子核D. 重原子核聚变成较轻的原子核答案：A4. 核电站的核燃料常用的是以下哪种物质：A. 氢B. 氮C. 铀D. 铁答案：C5. 核事故中释放到环境中的主要辐射物质是：A. 氢气B. 氙气C. 乙烷D. 氡气答案：B6. 核电站中，用于控制反应堆功率的设备是：A. 冷却剂B. 反应堆堆芯C. 铅蓄热堆D. 控制体系答案：D7. 核功率是指：A. 反应堆一次裂变所释放的能量B. 反应堆一秒内释放的能量C. 反应堆一小时内释放的能量D. 反应堆一年内释放的能量答案：B8. 核电站的一级安全屏障是：A. 反应堆堆芯B. 反应堆压力容器C. 冷却剂循环系统D. 辅助冷却系统答案：B9. 核反应堆的主要原理是通过控制什么来控制核裂变过程：A. 温度B. 压力C. 流速D. 反应性答案：D10. 核电站的核废料是指：A. 用过的燃料B. 未使用的燃料C. 反应堆内的辐射物质D. 反应堆外的辐射物质答案：A第二部分：问答题（每题10分，共30分）1. 请简要说明核电站的工作原理。
核电站的工作原理是利用核反应堆中的核燃料产生核裂变过程中释放的能量，然后将产生的热能转化为蒸汽，通过蒸汽驱动涡轮发电机组发电。
核反应堆控制核裂变过程，控制体系用于调节反应堆功率。
核电站还包括冷却剂循环系统、辅助冷却系统、安全系统等部分，以确保核反应的安全可控。
发电过程中会产生核废料，需要进行妥善处理和处置。
可转换核素：由于能量大于1MeV以上的中子能够引起铀-238、钍-232转化，所以称这两种核素为可裂变核素。
铀-238、钍-232可分别转化为钚-239及铀-233所以又称它们为可转化核素。
核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。
核燃料中必须是：1含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或两种；2能够产生裂变并释放裂变能。
易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂变的核素为易裂变核素，如铀-235、铀-233、钚-239三种核素。
一次核燃料和二次再生核燃料:在三种易裂变核素中，由于铀-235是存在于大自然矿物中的，所以叫一次核燃料；而铀-233和钚-239是用人工方法制造得到的，所以又称为二次再生核燃料。
链式裂变反应：当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核（裂变碎片）。
与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放蕴藏在原子核内部的核能。
在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断地继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。
反应堆分类：按中子能量分：快中子堆、中能中子堆、慢中子堆；按形式分：非均匀堆、均匀堆；按燃料分：钍堆、浓缩铀堆、天然铀堆；按冷却剂、慢化剂分：熔盐堆、有机堆、沸水堆、压水堆、重水堆、石墨气冷堆、石墨冷水堆；按用途分：研究堆、生产动力堆、动力堆、生产堆。
一回路系统组成：反应堆、蒸汽发生器、稳压器和主循环泵（即主冷却泵）等设备及它们之间的管系组成；一回路系统功用：冷却堆芯并带出热量；二回路系统组成：蒸汽发生器、汽轮机、冷凝水器、给水预热器和给水泵等设备及它们之间的管系所组成。
正常情况下：压力调节系统可以通过稳压器的喷淋系统和电加热系统维持回路中的工作压力在整定值范围内波动；事故情况下：当一回路压力急剧升高时，压力调节系统可以使卸压阀和安全阀自动启动，将稳压器中的蒸汽分别排往卸压箱和大厅，以实现超压保护；当稳压器压力降低及水位上升超过整定值时，稳压器内部的电加热器开始加热，使系统因加热而升压。
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。
18、在核反应堆的设计中，主要涉及哪几种材料的选择？①核燃料材料——提供核裂变②结构材料——实现功能性③慢化剂材料——慢化快中子④冷却剂材料——带走产生热能⑤控制材料——控制核反应堆19、核反应堆燃料类型有哪几种？与金属铀相比，陶瓷燃料的优缺点有哪些？燃料分类a)金属型----金属铀和铀合金适宜用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高)优点：银灰色金属，密度高(>18.6),热导率高,工艺性能好,熔点1133 ℃,沸点3600 ℃缺点：化学活性强，与大多数非金属反应金属铀的工作条件限制：•由于相变限制，只能低于665℃•辐照长大，定向长大限制低温工作环境•辐照肿胀现象，较高温度条件下金属燃料变形b)陶瓷型----铀、钚、钍的氧化物，碳化物或氮化物陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制（相变及肿胀效应）优点：熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好缺点：热导率低•二氧化铀陶瓷燃料优点：无同素异形体，只有一种结晶形态（面心立方），各向同性，燃耗深熔点高；未经辐照的测定值2805±15℃具有与高温水、钠等的良好相容性，耐腐蚀能力好与包壳相容性良好缺点：二氧化铀的导热性能较差，热导率低传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂。
c)弥散体型---含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中20、什么是辐照效应？主要包括哪几种形式？由辐照引起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化。
主要效应：电离效应、嬗变效应、离位效应电离效应：堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使其跳离轨道的电离现象，对金属性能影响不大，对高分子材料影响较大嬗变效应：受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应离位效应：中子与原子碰撞中，原子脱离点阵节点而留下一个空位。
如果不能跳回原位，则形成间隙原子，快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子，其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因。
离位峰中的相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相21、选择慢化剂需要注意哪些要求？重水做慢化剂有何优缺点？慢化剂：将裂变中子慢化为热中子，分固体慢化剂和液体慢化剂固体慢化剂（石墨、铍、氧化铍）：对石墨慢化剂性能要求：纯度高，杂质少，尤其硼、镉含量限制严格强度高，各向异性小耐辐照、抗腐蚀和高温性能好热导率高、热膨胀率小液体慢化剂（水、重水）：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在辐照条件下，重水与轻水均发生逐渐的分解，分离出爆炸性气体（D2和O2，或H2和O2的混合气体），该过程称作辐射分解。
重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度。
缺点是价格昂贵。
22、堆芯控制材料的要求有哪些？控制材料的性能要求：a)材料本身中子吸收截面大，子代产物也具有较高中子吸收截面b)对中子的吸收能阈广（热、超热中子）c)熔点高、导热性好、热膨胀率小d)中子活化截面小e)强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义，以及三者之间的转换关系？热流密度：也称热通量，一般用q表示，定义为：单位时间内，通过物体单位横截面积上的热量。
按照国际单位制，时间为s，面积为㎡，热量取单位为焦耳（J），相应地热流密度单位为J/(㎡·s)。
线功率密度：单位长度堆芯产生热功率燃料芯块的线功率q L ，燃料芯块的表面热流密度q ，燃料芯块的体积释热率q v ，三者关系：q L =q2πr u =q v πr u 2 24、 什么是核热管因子，其物理意义是什么？为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子。
热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子25、 影响堆芯功率分布的因素有哪些？燃料装载的影响（富集度最高的装在最外层，最低的燃料组件装在中央区，可显著增大堆芯总功率输出）反射层的影响(增加边沿中子通量)控制棒的影响（一定程度上改善中子通量在径向的分布）结构材料、水隙和空泡的影响（材料吸收中子，水隙提高热中子浓度，控制棒做成细长的形式，空泡使热中子通量下降）燃料元件自屏蔽效应的影响（慢化剂产生热中子，燃料棒内消耗中子）26、 什么是积分热导率，在实际中有何应用？UO 2燃料热导率随温度变化很大，采用算术平均温度来求解k u ，误差很大（温度的非线性函数），因此需研究k u 随温度的变化规律，从而引出积分热导率的概念。
