哈工程核反应堆物理2012回忆版

核反应堆物理试题及答案一、单项选择题（每题2分，共20分）1. 核反应堆中，中子的平均自由程是指（）。

A. 中子在反应堆中自由运动的平均距离B. 中子在反应堆中被吸收或散射的平均距离C. 中子在反应堆中被裂变的平均距离D. 中子在反应堆中被慢化的平均距离答案：B2. 核反应堆的临界状态是指（）。

A. 反应堆功率为零B. 反应堆功率为最大C. 反应堆中中子的产生率等于中子的消失率D. 反应堆中中子的产生率大于中子的消失率答案：C3. 核反应堆中，快中子是指（）。

A. 能量高于1MeV的中子B. 能量低于1eV的中子C. 能量在1eV到1keV之间的中子D. 能量低于1MeV的中子答案：A4. 核反应堆中，慢化剂的主要作用是（）。

A. 增加中子的产生B. 减少中子的消失C. 降低中子的能量D. 提高中子的穿透力答案：C5. 核反应堆中，冷却剂的主要作用是（）。

A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 吸收中子答案：A6. 核反应堆中，控制棒的主要作用是（）。

A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 吸收中子答案：D7. 核反应堆中，燃料棒的主要作用是（）。

A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 吸收中子答案：B8. 核反应堆中，反射层的主要作用是（）。

A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 反射中子答案：D9. 核反应堆中，中子通量密度是指（）。

A. 单位时间内通过单位面积的中子数B. 单位时间内通过单位体积的中子数C. 单位面积上的中子数D. 单位体积上的中子数答案：B10. 核反应堆中，中子注量率是指（）。

A. 单位时间内通过单位面积的中子数B. 单位时间内通过单位体积的中子数C. 单位面积上的中子数D. 单位体积上的中子数答案：A二、填空题（每题2分，共20分）1. 核反应堆中，中子的慢化过程是通过与______相互作用实现的。

答案：慢化剂2. 核反应堆中，中子的倍增过程是通过______实现的。

• 物理原理——核反应堆物理 • 传热原理——核反应堆热工水力学 • 控制原理——核反应堆控制 • 结构原理——核反应堆结构力学 • 安全原理——核反应堆安全 • ……
其中最核心、最有特色的是反应堆的物理原 理，核反应堆物理是其下各门课程的基础。
核反应堆物理
• 核反应堆物理揭示核反应堆的特有的性质
与核物理的区别
核反应堆
核反应堆就是一个能实现可控自持链式反 应的装置。
其功能是提供能量（核能）和中子。
核能可用于如下领域：
核电厂 核供热 核能海水淡化 舰船核动力 空间核动力（卫星、宇宙飞船） 核能制氢 。。。
中子用途：
放射性同位素生产 材料改性 核孔膜生产 优质单晶硅生产 中子照相 中子治疗癌 科学研究 。。。
第8章讲中子和伽玛的辐射效应，
第9章讲屏蔽，
第10章讲反应堆堆芯传热，
第11章讲反应堆的安全审评和如何取得许可执照。
本课程主要介绍反应堆物理相关内容，注意强 调物理与工程问题的关系，力图使学生对核能 工程中的种种问题有深刻的认识。
这些知识不仅对从事核事业的人有用，对当代 任何一位高素质人士了解国际政治、国家安全 和发展战略都有莫大的好处。
放射性核素的衰变规律
单位时间内发生衰变的放射性核的数目与 该时刻存有的该种放射性核的数目成正 比。
dN
N
dt
称为衰变常数,它与时间无关，
与核素的化学状态、温度、压力等
因素都无关。
dN (t)
N (t)
dt
N (0) N 0 (初 始 条 件 )
N (t) N 0 e t
放射性核的平均寿命
平均寿命是衰变常数的倒数 t1 例如 ＝0.02/s 则 t ＝ 50ｓ

核反应堆物理-复习重点--答案汇总-图文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：分类的着眼点 A．用途名称和特征 A1 动力堆：发电，供热，作为推进动力 A2 生产堆：生产钚－239或氚A3 研究试验堆 A4 特殊用途堆 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。

二、反应性温度效应 (4)
2.3 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， 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。 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。 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， 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。 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， 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。 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。 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。 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。
二、反应性温度效应 (1)
2.1 反应性温度系数 反应性温度系数(1) 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。运行时 温度升高到运行温度。 温度升高到运行温度。材料温度的改变一般情况下 对反应性有很大的影响。温度变化一个单位(K, C) 对反应性有很大的影响。温度变化一个单位 带来的反应性变化定义为反应性温度系数α 带来的反应性变化定义为反应性温度系数 T： αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 反应堆内温度的变化是不均匀的， 反应堆内温度的变化是不均匀的，各种材料温 度变化对反应性的影响也不尽相同， 度变化对反应性的影响也不尽相同，所以温度的变 化要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。 化要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。对应的 温度系数称为燃料反应性温度系数， 温度系数称为燃料反应性温度系数，慢化剂反应性 温度系数等。 温度系数等。

哈尔滨工程大学（2012）一．选择题1.1mol理想气体从P1，V1，T1分别经（1）绝热可逆膨胀到P2，V2，T2；（2）绝热对抗恒外压膨胀到,,;若P2=，则（）A：=T2 ，=V2，=S2 B：>T2 ，<V2，<S2C：>T2 ，>V2，>S2 D：<T2 ，<V2，=S22.今有一球形肥皂泡，半径为r，肥皂水溶液的表面张力为，则肥皂泡内附加压力是（）A/r B. p =/2r p =4/r D. p=3．若某液体在毛细管内呈凹液面，则该液体在该毛细管中将（）A．沿毛细管上升 B.沿毛细管下降C．不上升也不下降 D.不能确定4.在相同温度及浓度下，同一高聚物在良性溶剂中与在不良性溶剂中其散射光强度是（）A．在良性溶剂中的散射光强度大于在不良溶剂中的散射光强度B．在良性溶剂中的散射光强度小于在不良溶剂中的散射光强度C．二者散射光强度相等D．不能确定5下述说法中，不正确的是（）A.理想气体经历绝热自由膨胀后，其热力学能变化为零B.实际气体经历绝热自由膨胀后，其热力学能变化不一定为零C.实际气体经历绝热自由膨胀后，其温度不一定降低D.实际气体经历绝热恒外压膨胀时，温度一定降低6. 一定量的某理想气体从同一始态（p1,V1,T1）出发，分别经绝热可逆膨胀到终态（P2，V2，T2）和反抗恒外压p2绝热膨胀到终态，则（）A．T2（可）>T2（不），W2（可）>W2（不）B．T2（可）>T2（不），W2（可）<W2（不）C．T2（可）<T2（不），W2（可）>W2（不）D．T2（可）<T2（不），W2（可）<W2T1加热到T2S1，相同量的气体在恒压下由T1加热到T2，则S1S2的关系为（）A S2 B. S2 S2 D. S2=08．某化学反应在等温等压（298.2K、101.3kPa）下进行时，放热40000J，若使反应通过可逆电池完成时，吸收4000J，则系统可能做的最大电功为（）A．40000J B. 4000J C. 44000J D. 36000J9. 关于Henry定律中，下列说法中不正确的是（）A．溶液中所溶解的气体分子必须同液面上的该气体分子状态相同时，才能应用Henry定律B．是一个实验常数，与溶剂，溶液和外界条件有关C．P是液面上的平衡压力D．由可证明，定温下溶解于某一液体中的某气体的溶解体积与它的平衡分压无关10.若使二氧化碳在水溶液中的溶解度最大，应选择的条件是（）A．高温高压 B. 低温高压 C. 低温低压 D. 高温低压11. 已知水的三相点T0=273.16K，p0=610.62Pa。

1、辐射俘获（n,γ）
堆内重要的俘获反应有：
238 92
U n
1 0
239 92
U
239 92
U
23分
1 0
_
239 93
NP
2.3天
233 90

239 94
Pu
232 90
233 90
Th n


Th


Th
22分
233 91
Pa
R nv
可以有不同核反应率 吸收核反应率
Ra nv a
裂变核反应率 R f nv f
对多核素物质，核反应率为
R nv 1 nv 2 nv i
i 1 m
R nv
2、中子通量密度(中子注量率)
定义:
φ=nv
（中子/厘米2 .秒）
在反应堆内，某点的中子通量密度等于该点的中子 密度与该点中子速率的乘积，它表示单位体积内所 有的中子在一秒钟内穿行距离的总和。中子通量密 度是核反应堆物理中一个重要的参数，它的大小反 映出堆芯内核反应率的大小，因此也反映出堆的功 率水平。在热中子动力堆内，热中子通量密度的量 级一般约为1013至1014中子/厘米2· 。 秒 采用中子通量密度，核反应率 可以写成
应的一种，用符号A(a,f)表示，中子诱发裂变为最重
要的一种诱发裂变。裂变过程除了放出2-3个中子外，
还释放出约210MeV的能量。
一些核，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241
等在各种能量中子作用下都能发生诱发裂变，而且
在低能中子作用下更容易发生裂变，称这些核为易 裂变核，在自然界中唯一存在的易裂变核只有铀235；核素钍-232、铀-238和钚-240等只有在能量高

❖ 热屏蔽
虽然堆芯吊篮的厚度
已能为压力容器壁提供对 堆芯快中子的辐照防护， 而借助热屏蔽可在辐照最 大区域(距压力容器壁最 近的堆芯四角)加强这种 防护，热屏蔽由四块不锈 钢板组合成不连续的圆筒 形，在反应堆中心轴的四 个象限位置上(即0°、 90°180°、和270°)直 接用螺钉连接在堆芯吊篮 外壁上。这些热屏蔽还支 撑辐照样品监督管。
固定堆芯上部支承筒； 固定导向管；
固定冷却剂搅混装置 。
❖ 堆芯上部支承筒：其作用是连接导向管支撑板与堆芯上 栅格板和保证两者间的空间距离，并在堆芯出口处为反 应堆冷却剂提供流道。堆芯上部支承还用作热电偶导管 的支承并使流到热电偶监测处的冷却剂受到适当的搅混。
❖ 导向管支撑板：它是一个焊接构件，由一块厚板、一个 法兰和一个环形段组成。在厚板上固定着棒束控制导向 管、热电偶导管和热电偶管座。环形段固定在厚板上， 而厚板与法兰相连接。该法兰与堆芯吊篮上法兰间放置 着压紧弹簧，并且一起被固定在反应堆压力容器和压力 容器顶盖之间。所有堆芯测温热电偶导管集装到四个热 电偶管座上，四个管座固定在导向管支撑板上，并通过 压力容器顶盖上的管座及管座顶端的密封机构穿出压力 容器。
❖ 堆内构件的主要功能
为反应堆冷却剂提供流道；
为压力容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射 的影响；
为燃料组件提供支撑和压紧； 固定监督用的辐照样品；
为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提 供机械导向；
平衡机械载荷和水力载荷；
确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定 的温度。
❖ 堆芯围板组件：
该组件安装在堆芯吊篮内部，它是由围板和 辐板组成的，围板将布置燃料组件的整个活 性区的外形紧紧围住，以便从燃料组件外面 旁路流走的冷却剂减至最少，八层辐板确保 围板和堆芯吊篮间的牢固连接。

核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。

其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。

2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。

3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。

4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。

5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。

在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。

6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。

7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。

8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。

9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。

11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。

核反应堆安全复习大纲第一章 核安全基本概念1．核电厂的安全问题，轻水反应堆核电站安全性主要与那些因素有关？1，强的放射性 2，有可能发生比设计功率高的多的超功率事故，裂变能量有可能瞬时大量释放。

(核裂变，书上如是简单的说) 3，高温高压水 4，衰变热 5，核电厂在运行过程中，会产生气态，液体及固态放射性废物，有处理和贮存问题。

2. 停堆时衰变热大小以及随时间的变化。

衰变热能够魏格纳•韦(Wigner-Way)公式估算：0.20.2d 00P t =0.0622P [()]t t t ---+（）式中Pd 为β和γ射线衰变产生的功率， P0为停堆前的反应堆功率， t0为停堆前反应堆运行的时间（单位为秒），s ，t 为停堆后的时间（单位为秒）。

衰变热随停堆后时间的变化可利用最新的经验公式或由精确程序计算，并可以绘成曲线供使用。

计算中，假定停堆前反应堆已运行了很长时间。

即使在停堆后几小时，衰变热产生率仍有额定功率的1%。

如不提供适当的冷却，衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损，导致裂变产物的释放。

停堆后衰变热的变化:3．核安全的三要素或说三项基本功能是什么？在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行三个基本安全功能：控制反应性；排出堆芯热量；包容放射性物质，控制排放，限制事故释放。

在HAF102中，针对水堆和压力管式反应堆对三个基本安全功能作出了进一步的划分。

（1）反应性控制，它决定了反应堆的功率。

核电厂设计必须保障在任何情况下，反应性是可控制的。

（2）余热载出，堆运行后产生的大量裂变产物在停堆后继续衰变，发出衰变热，堆在长时间内向外输出热量，必须要有冷却手段，否则堆会烧干失水融化，造成放射性释放。

（3） 放射性包容，为此设计了多道屏障：a 燃料包壳，b 一回路压力边界，c 安全壳完整性。

4. 基本安全目标是什么?核电厂安全性的含义?我国HAF102法规对核安全目标的陈述，安全的总目标，以及辐射防护目标和技术安全目标的含义。

…… 第m代末时的中子数Nm：S0· (1＋K＋K2＋……＋Km)。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/2/25
62.有外中子源时的启动物理过程
25

从而有：
N m S0 1 K
m 1 eff
1 K eff
K eff
1

由于每一代的时间间隔很短，从而在宏观上较短 的时间内，可以认为反应堆内的中子已经经过了 足够多代的增殖，从而有：
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/2/25
60.反应堆物理启动试验
6
③提升功率试验

通过临界和低功率试验，为反应堆的安全运行提供了 必要的试验数据，反应堆可以逐级提升功率，一般分 为15％、25％、50％、75％和100％等几个功率水平。 在每一级功率水平上都要严格检查反应堆运行是否正 常，进行必要的调整与试验，分析安全可靠性，校核 各项指标是否符合设计要求。
6 d n t n i Ci q0 0 dt i 1 d C t i n C 0 i i i dt
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2019/2/25
62.有外中子源时的启动物理过程
N lim S0
m
1 K
m 1 eff
1 K eff
S0 1 K eff
Keff
2019/2/25
1
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
62.有外中子源时的启动物理过程
26

如果定义次临界系数M为：
M 1 1 K eff

那么上式可改写为：
S0 N M S0 1 Keff

2012年中科院806普通物理(乙)试卷回忆版写在前面:今年考试之前就苦于没有比较好用的806往年考，题，就给自己说过，考后一定要留下一份有参考价值的2012年的806考题，继承前辈们的衣钵。

今年的题目总体比较简单,考察的知识和2011年的震动,刚体最难不同,力,电,电磁感应均有涉及。

分数构成，选择题8*5，简答题7*3，大题20*4+9。

一、选择题1 关于万有引力中重心的理解，考察重心和质心在概念上的不同；2 关于天宫一号在近地轨道上受空气阻力，机械能，动能的变化情况；3 关于一个斜肩上面两肩静物体质量及两肩倾角对于处于光滑平面上面的斜肩的动力学影响；4 在库仑力的作用下，受力物体转动周期的2/3次方和两物体相距距离之间的关系；5 通有电流I的环形线圈中中点的磁感应强度大小；6用电感的时间常数推出电流公式，求导得出初始电流变化率；7热力学中温度是分子平均动能的度量；8是大家最为纠结的原子物理部分，只有这道选择题，非常简单，盖拉赫实验推导出电子自旋磁矩的纯在，纯酱油题，大家受惊了。

二、简答题1一个正方形物体推动一个边长的距离和通过转动达到相同位置，那个做工多，给出了边长和动摩擦系数两个条件；2 简述基尔霍夫定律（个人觉得这个题有歧义，有损这张本来出的蛮严谨的卷子的感觉，在热力学中和电学中都有这个定律，基于大纲在热力学部分没有提及，而又有熟练掌握复杂交直流电路的要求，顾故大胆假设为电学中的KCL和KVL，欢迎大家拍砖）；3 简述等倾条纹的特点；三、我没法上传图1，球壳最高点滚下，无摩擦，求最后速度，已知高度H，球壳内外半径（内径R/2），密度p。

2，若在和轨道无相对滑动的情况下求最后速度。

四、本次考试最难得题目吧，个人觉得1一节火箭，重量2m，装上燃料后2M，燃料以相对火箭V的速度喷出，从静止开始发射，忽略一切重力和空气阻力，问最后速度；2两节火箭，其余条件和1一样，分别空重m，带燃料重M，烧完第一节之后两节火箭分离，问最后速度。

2014年哈工程核反应堆物理回忆版一，简答题
1，利用热中子反应堆中子循环过程解释反应堆临界条件
2，什么是缓发中子，其作用是什么？
3，为什么热中子反应堆需要使用慢化剂，慢化剂选择原则是什么4，大型压水堆通常使用哪些控制方式，为什么？
5，
6，为什么要保证反应堆慢化剂的温度反应系数必须为负？如何保证慢化剂温度反应系数为负？
7，当向反应堆引入一个较大正反应性和一个很大负反应性时中子密度和反应堆周期的响应特性
二，输运方程：各项的含义及分群处理
三，给出球堆扩散方程，计算（1)()0
φ
(2)J(r)
(3)计算反应堆的中子泄漏率
四，给出铀装载量，初始剩余反应性，反应堆停堆深度，额定功率和反应堆运行功率随运行时间的变化图（梯形图）计算总的控制反应性和核燃料燃耗深度
五，铀235和石墨均匀混合的立方体堆，给出铀碳原子数比，铀和碳的微观截面，核燃料裂变因子，碳的扩散系数，扩散长度，中子年龄等，计算（1）临界尺寸（2）临界质量
六，两块不同厚度T1，T2，相同材料的无限平板，平行放置，相距
为a，平板相距空间为真空的反应堆，求反应堆临界条件。

七，给出一段关于反应堆B生产环239的材料
（1）反应堆B生产环239的原理
（2）为什么Xe135会使反应堆“死机”，反应堆又会“复活”？
（3）为什么增加铀装载量能解决反应堆“死机”和“复活”。

化学补偿的优点：

减少控制棒数目，使电厂反应堆具有较大的剩余 反应性，减少换料次数提高经济效益。 降低功率峰因子，提高平均功率密度。 有了化学补偿控制，在正常运行期间，减少插入 堆芯控制棒的数目，减少对功率畸变的影响。 反应性变化控制较慢。 硼浓度大小对慢化剂温度系数有很大影响，为保 证反应堆安全，必须限制硼浓度的大小，一般压 水堆硼浓度不超过1300ppm。为了弥补不足，通常 装入一定量的固体可燃毒物来协调。
缺点：

可燃毒物的特点：

较大的中子吸收截面，且中子俘获后形成的产物 其吸收截面尽可能小。 可燃毒物消耗所释放的反应性英语燃料消耗所减 少的剩余反应性相匹配，使其在堆芯寿期末产生 的负反应性可以忽略。 补偿一部分燃耗所需的反应性，随着反应堆运行 可燃毒物与燃料一起消耗。 利用可燃毒物的合理布置，进一步展平堆内的功 率分布。
任务：

3.12 堆内燃料管理
核燃料管理：指核燃料的取得，辐照，处理等各种 工艺过程的管理。分为以下三方方面： 燃料的前端管理（采矿，冶炼，转型，浓缩，元 件制造） 堆内燃料管理（燃料装换，功率分布分析及反应 性控制等） 燃料的后端处理（燃料的储存，输运，后处理及 放射性废物处置）
（1）改变核燃料含量 （2）改变中子慢化能力 （3）改变中子泄露损失 （4）改变堆内吸收
压水堆的控制方式：
控制棒 液态化学补偿 固体可燃毒物 采用这三种方式向结合的控制，主要是因为初始剩 余反应性较大，当反应堆从冷态到热态补偿的负温 度系数较大，控制棒的效率低，中子通量分布不均 匀，功率峰因子增大，限制堆功率输出。 控制毒物的价值 剩余反应性 停堆深度
3.13 核反应堆动力学

反应堆周期：中子密度变化e倍所需的时间。 缓发中子的作用：缓发中子的份额虽然少，但其 缓发时间长，缓发效应大大增加了两代中子之间 的平均寿命，从而滞缓了中子密度的变化率。所 以缓发中子效应在研究反应堆的瞬态过程和反应 堆控制时不可忽略。反应堆控制实际上正是利用 了缓发中子的作用才得以实现。

1，堆内热源的由来和分布特点。

裂变（1）瞬发裂变碎片的动能（在燃料元件内）；裂变中子的动能（大部分在慢化剂中）；瞬发γ射线的能量（堆内各处）。

（2）缓发裂变产物衰变的β射线能（大部分在燃料元件内）；裂变产物衰变的γ射线（堆内各处）过剩中子引起的（n,γ）反应瞬发和缓发来源是过剩中子引起的裂变反应加（n,γ）反应产物的β衰变和γ衰变能（堆内各处）。

2，影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？（1）燃料布置，目前核电厂压水堆通常采用分压装载的方案。

优点，功率分布得到了展平；燃料的平均燃耗提高了。

（2）控制棒，均匀布置有利于径向中子通量的展平，但给轴向功率分布带来了不利影响。

（3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用使该处的中子通量上升因而使水隙周围远见的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。

克服方法，采用棒束控制棒组件。

空泡将会导致堆芯反应性下降，空泡的存在能减轻某些事故的严重性。

沸水堆，下部插入。

4，燃料的自屏效应。

5，堆内结构材料3，控制棒中的热源来源是什么？（1）吸收堆芯的r辐射。

（2）控制棒本身吸收的中子的（n，α）或者（n，γ）反应。

4，热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？（1）裂变中子的慢化。

（2）吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量。

（3）吸收各种γ射线的能量。

5，反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。

（1）燃料棒内储存的显热。

（2）剩余中子引起的裂变。

（3）裂变产物的衰变以及中子俘获产物的衰变。

特点，在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速的衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。

6，铀-235作为燃料的压水堆，每次裂变释放出来的总能量约为多少？在大型压水堆的设计中，往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几？200Mev97.4%7，与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比，现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么？（1）功率的分布得到了展平，这对提高整个反应堆的热功率都是有利的。