反应堆材料(题库)

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/A8、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 vπr u224、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;可显着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UO2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..为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量..是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分;其单位为W/cm..27、什么是偏离泡核沸腾;对应英文缩写是什么偏离泡核沸腾DNBDeparture from nucleate boiling;在加热过程中;由于产生的气泡数量很多;甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱;当气泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时;就发生了偏离泡核沸腾..28、加热通道内流动包含哪几个区域加热通道内流动区域的划分：1.单相流区;不存在气泡;液体单相流2.深度欠热区;贴近加热壁面液膜达到饱和温度;开始生成气泡;表现为“壁面效应”3.轻度欠热区;越过净蒸汽起始点;气泡脱离壁面;表现为“容积效应”4.饱和沸腾区;此区热量完全用来产生蒸汽29、临界热流密度和沸腾临界的概念临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时;加热表面上的气泡很多;以致使很多气泡连成一片;覆盖了部分加热面..由于气膜的传热系数低;加热面的温度会很快升高;而使加热面烧毁..这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHFCritical Heat Flux..30、单相流压降通常由哪几部分组成;各部分对应具体作用是什么提升压降31、截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别;如何相互转化容积含气率β：单位时间内;流过通道某一截面的两相流总容积中;气相所占的容积份额..截面含气率 ：也称空泡份额;指两相流中某一截面上;气相所占截面与总流道截面之比..32、V f之比;单相临界流速如何计算;这种流动就称为临界流或阻塞流..临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要..临界流量的大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力;而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间..K—定压比热容与定容比热容之比R—气体常数T—温度34、达到临界压力比就可以实现临界流速对吗;为什么不对35、什么是流动不稳定性;常见的有哪几种类型流动不稳定性：是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中;流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡..36、什么是自然循环;形成自然循环的条件是什么自然循环是指在闭合回路内依靠热段上行段和冷段下行段中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环条件：1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失2.自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行;如果中间被隔断;就不能形成自然循环37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响主要考虑热工水力学因素和设备成本;所谓热工水力学;也就是研究反应堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析..对于轻水堆;由于压力决定水的饱和温度;即水保持液态或饱和蒸汽的温度;是热工水力设计的一个重要方面;但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动的影响较小;可以说是温度决定压力..对于气冷堆;冷却剂的热力学参数受压力影响大;热工水力学设计直接和压力有关..对于压水堆核电厂;一回路压力决定一回路水的饱和温度;继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率..压力升高可以提高热效率;但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计;并且压力升高将带来各主设备承压需求上升;成本和制造难度上升;通常压水堆取15Mpa左右的工作压力;对应冷却剂330度左右的温度限制..沸水堆由一回路直接产生蒸汽;蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力;而沸水堆堆芯冷却剂为两相流;冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力学和材料性能限制;通常温度为286度;压力7.3Mpa..沸水堆由于堆芯较压水堆大;并且压力容器内需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等;压力容器比压水堆要大;较低的压力也有利于压力容器制造..38、热管和热点的定义热管hot-channel：假设在相对孤立的冷却系统中;积分功率输出最大的冷却剂通道热点hot-point：堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点..39、压水堆主要热工设计准则有哪些燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度燃料元件外表面不允许发生沸腾临界必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中;不发生流动不稳定性40、热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密度的影响核：描述中子通量分布不均匀工程：描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀----可用加工误差和统计方法得到41、降低核热管因子有哪些具体途径降低热管因子的途径：a)核方面设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等b)工程方面合理控制加工、安装误差；改善冷却剂分配不均匀；加强横向交混等42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什么在单通道模型中;把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的;堆芯高度上与其他通道之间没有质量、动量和能量交换..这种分析模型不适合用于无盒组件那样的开式通道..为了使计算更符合实际;开发了子通道模型..这种模型认为到相邻通道的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换;因此各通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化;热通道内冷却剂的焓和温度也会有所降低;相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低..43、什么是最小烧毁比MDNBR在反应堆热工计算中;为了安全起见;要保证在反应堆运行时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量;就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数;以保证不出现烧毁事故..这个安全系数称烧毁比..把通道中临界热流密度q DNB与实际热流密度q act二曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁比;用MDNBR表示..44、如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度的现象由于工程上不可避免的误差;会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值.. 45、反应性控制分哪三类什么是反应堆的固有安全性紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反应能力;使反应堆紧急关闭..压水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯..功率控制：要求某些控制棒动作迅速;即使补偿微小反应性瞬态变化..补偿控制：分补偿控制棒和化学控制棒两种..依靠核反应反应堆本身设计特点;不依靠外界能源和动力;所固有的安全性能..46、大破口事故共分几个阶段;各是什么1喷放阶段;此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；2再充水阶段;此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部；3再淹没阶段;此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；4长期堆芯冷却阶段;堆芯完全淹没;低压安注系统投入并足以去除衰变热..47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害安装点火器;降低氢气扩散范围和降低氢气浓度;从而降低事故风险..采用复合器;缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制..48、核电站的反应堆有几道安全屏障;各是什么燃料元件包壳：将裂变产物包容在元件内..二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管;叠成柱体;组成了燃料棒..由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封;在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出;一旦有破损;要能及时发现;采取措施..一回路压力边界：有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成;包括稳压器、蒸汽发生器、传热管、泵和连接管道等..这屏障足可挡住放射性物质外泄..即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏;放射性物质也不会从它里面泄漏出来..安全壳：将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内..事故发生时;能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去;是保护核电站周围居民安全的最后一道防线..。

西安交通大学——核反应堆物理分析(共470题)从反应堆物理的角度看，良好的慢化剂材料应具有什么样的性能？答案：慢化剂是快中子与它的核发生碰撞后能减速成热中子的材料，这与它的三种中子物理性能有关：δ－平均对数能量缩减；Σs－宏观散射截面；Σa－宏观吸收截面。

综合评价应是δ和Σs都比较大而Σa又较小的材料才是较好的慢化材料，定量地用慢化能力δΣs和慢化比δ和Σs/Σa来比较。

试列出常用慢化剂的慢化能力和慢化比。

核力所具有的特点是什么？答案：基本特点是：核力是短程力，作用范围大约是1～2×10-13cm；核力是吸引力，中子与中子，质子与中子，质子与质子之间均是强吸引力。

核力与电荷无关。

核力具有饱和性，每一核子只与其邻近的数目有限的几个核子发生相互作用。

4. 定性地说明：为什么燃料温度Tf越高逃脱共振吸收几率P越小？答案：逃脱共振吸收几率P是快中子慢化成热中子过程中逃脱238U共振吸收峰的几率，在燃料温度低的时候，ζa共振峰又高又窄，如图所示，当燃料温度升高后，238U的ζa的共振峰高度下降了，然而却变宽了，因而不仅原来共振峰处能量的中子被吸收，而且该能量左右的中子也会被吸收。

温度越高共振峰变得越宽，能被该共振峰吸收的中子越多，逃脱共振吸收几率P就越小，这种效应也称为多谱勒展宽。

试定性地解释燃料芯块的自屏效应。

答案：中子在燃料中穿行一定距离时的吸收几率，可表示为：P(a)=1-e-X/λ其中λ为吸收平均自由程，X为中子穿行距离。

一般认为X＝5λ时，中子几乎都被吸收了[P(a)→1]。

对于压水堆，燃料用富集度为3.0%的UO2，中子能量为6.7ev，穿行距离在5λa=0.0315cm内被吸收的几率为99.3%，所以很难有6.7ev的中子能进入到燃料芯块中心，这种现象称为自屏效应。

6. 什么是过渡周期？什么是渐近周期？答案：在零功率时，当阶跃输入－正反应性ρ0（ρ0<β）后，反应堆功率的上升速率（或周期）是随ρ0输入后的时间t而改变的（如图所示）。

核反应堆物理分析问答答案问答题：1、试从物理⾓度分析压⽔堆燃料温度反应性反馈和慢化剂温度反应性反馈的机理燃料温度反应性反馈主要是由燃料共振吸收的多普勒效应所引起的。

燃料温度升⾼时由于多普勒效应，将使共振峰展宽。

共振吸收中的“能量⾃展现象”和⾮均匀将就中的“空间⾃屏”效应都将减弱，从⽽使有效共振积分增加。

因⽽，温度升⾼多普勒效应的结果使有效共振吸收增加，逃脱共振俘获概率减少，有效增殖因数下降，这就产⽣了负温度效应。

慢化剂温度反应性反馈要分情况讨论：（1）慢化剂温度增加时，慢化剂密度减⼩，慢化剂相对于燃料的有害吸收减⼩，这使有效增殖因数增加，所以该效应对αT M的贡献是正的效应。

（2）慢化剂密度⼩，使慢化剂的慢化能⼒减⼩，因⽽共振吸收增加，所以该将就对αT M的贡献是负的。

另外，慢化剂温度增加，使中⼦能谱硬化，引起235U、240Pu低能部分共振吸收增加，同时也使235U、240Pu⽐值下降，对反应性也引起负的效应。

反馈效果由这两⽅⾯共同作⽤，在⽋慢化区，反应性系数为负，⽐较理想。

2、选择燃料栅格参数（⽔轴⽐）的物理机理（1）V H2O /V U2O增加时，⼀⽅⾯由于栅元的慢化能⼒增⼤，慢化过程中的共振吸收减少，即逃脱共振俘获概率增加，因⽽，将使有效增殖因数k∞增加。

（2）另⼀⽅⾯，V H2O /V U2O增加时，栅元中慢化剂的含量增⼤，使热中⼦被慢化剂吸收的份额增加，因⽽，热中⼦利⽤系数下降⽽使k∞下降。

在V H2O /V U2O较⼩时，前⼀种效应是主要的，随着V H2O/V U2O增⼤，后⼀种效应开始变得更重要。

在这个过程中，我们可以选择出⽆限增殖因数达到极⼤值的最佳栅格。

3、试述反应性控制的任务和⽅式，并⽐较各种反应性控制⽅式的特点：反应性控制设计的主要任务是：采取各种切实有效的控制⽅式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满⾜反应堆长期运⾏的需要；通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布，使功率峰因⼦尽可能地⼩；在外界负荷变化时，能调节反应堆功率，使它能适应外界负荷变化；在反应堆出现事故时，能迅速安全地停堆，并保持适当的停堆深度。

核聚变反应堆的关键部件都需要哪些特殊材料在探索未来能源的道路上，核聚变一直被寄予厚望。

与传统的核裂变相比，核聚变具有能量输出巨大、燃料来源丰富、放射性废物少等诸多优势。

而要实现可控核聚变，构建高效稳定的核聚变反应堆，离不开一系列关键部件，这些部件对材料性能提出了极高的要求。

接下来，让我们一起了解一下核聚变反应堆的关键部件都需要哪些特殊材料。

首先，让我们来谈谈第一壁材料。

第一壁是直接面对高温等离子体的部件，它需要承受极高的热负荷、粒子流轰击以及强大的中子辐照。

因此，第一壁材料必须具备出色的耐高温性能、抗辐照损伤能力和低活化特性。

目前，钨及其合金被认为是一种很有前途的第一壁材料。

钨具有极高的熔点（约3422℃），能够在高温下保持良好的机械性能。

同时，钨的抗辐照性能也较为出色，可以有效抵抗中子辐照造成的损伤。

然而，钨的脆性较大，在实际应用中需要通过合金化或其他工艺手段来改善其韧性。

除了钨，碳化硅复合材料也是第一壁材料的研究热点之一。

碳化硅具有良好的高温强度、热导率和化学稳定性，同时抗辐照性能也不错。

它可以与其他材料复合，形成性能更优的复合材料，用于第一壁的制造。

接下来是包层材料。

包层的主要作用是实现氚的增殖和能量转换。

在包层中，需要使用能够与中子发生反应产生氚的材料，同时还需要将反应堆产生的热能有效地传递出去。

目前，常见的包层材料包括锂陶瓷和液态金属。

锂陶瓷如锂辉石等，具有良好的氚增殖性能，能够有效地吸收中子并产生氚。

然而，锂陶瓷的热导率相对较低，在传热方面存在一定的局限性。

液态金属，如铅锂合金，具有优异的传热性能，可以快速将热量导出。

同时，铅锂合金也能在一定程度上实现氚的增殖。

但液态金属的使用面临着腐蚀、流动稳定性等问题，需要进一步研究和解决。

再来说说偏滤器材料。

偏滤器负责排出等离子体中的杂质和氦灰，其工作环境极其恶劣，需要承受高温、强粒子流和强磁场的作用。

因此，偏滤器材料需要具备良好的热疲劳性能、抗侵蚀能力和抗等离子体溅射性能。

《核反应堆热工分析》复习资料大全1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的差不多特点:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。

第二是工作压力能够降低。

为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。

5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高〔要紧由于D吸取中子截面远低于H〕●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线〔8000～10000兆瓦日／T〔铀〕为压水堆1/3〕●为减少一回路泄漏〔因补D2O昂贵〕对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率〔750～850℃，热效率40％〕●高转换比，高热耗值〔由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸取中子截面小。

转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

核反应堆物理分析试卷答案第一题核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。

下列答案是关于核反应堆物理分析的问题。

1.什么是核反应堆？答：核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。

它包括核燃料、反应堆容器、调节材料和冷却剂等组成部分。

2.核裂变和核聚变有什么区别？答：核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程，同时释放出大量的能量。

而核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程，同样释放大量的能量。

3.核反应堆的冷却剂有哪些常见的种类？答：常见的核反应堆冷却剂包括水、氦气和液态金属等。

水冷反应堆是最常见的类型，它使用轻水或重水作为冷却剂。

4.什么是反应堆容器？答：反应堆容器是核反应堆的外部保护层，用于隔离放射性物质和与环境的接触。

它通常由厚重的钢材制成，具有良好的辐射屏蔽能力。

5.如何控制核反应堆的输出功率？答：核反应堆的输出功率可以通过控制反应堆的燃料进出、调节材料的位置和冷却剂的流动速度来实现。

调整这些参数可以改变核反应的速率，从而控制输出功率。

第二题核反应堆物理分析试卷的第二题是选择题。

1.下列哪种冷却剂常用于快中子反应堆？a.水b.氦气c.液态金属d.压缩空气答：c. 液态金属2.反应堆容器的作用是什么？a.控制反应堆的输出功率b.保护冷却剂免受辐射c.隔离放射性物质与环境接触d.调节核反应堆的温度答：c. 隔离放射性物质与环境接触3.下列哪种过程释放的能量最大？a.核裂变b.核聚变c.化学反应d.物理燃烧答：b. 核聚变第三题核反应堆物理分析试卷的第三题是简答题。

1.解释核裂变和核聚变的物理原理。

答：核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程。

它发生时，高能中子被射入原子核，使得原子核不稳定，进而分裂成两个或多个更稳定的核。

这个过程中释放出大量的能量。

核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程。

通常需要高温和高压环境下才能发生聚变反应，这个过程中也会释放出大量的能量。

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。

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。

核聚变反应堆的材料选择核聚变作为一种潜在的几乎无限的清洁能源，一直以来都是科学研究的前沿领域。

然而，要实现可控核聚变并将其转化为实用的能源，面临着诸多挑战，其中材料的选择就是至关重要的一环。

在核聚变反应堆中，材料需要承受极端的条件，包括高温、高辐射、高压力和强磁场等。

首先是高温，核聚变反应需要在极高的温度下才能发生，通常要达到数千万摄氏度甚至更高。

在这样的高温下，大多数常规材料都会迅速熔化或气化。

因此，寻找能够耐高温的材料是首要任务。

目前，一些具有高熔点的金属和陶瓷材料被认为是潜在的候选者。

例如钨，它的熔点高达 3422℃，具有良好的热稳定性和机械强度，在高温环境下能够保持其结构和性能。

但钨也存在一些缺点，比如它的脆性较大，在复杂的应力环境下容易开裂。

陶瓷材料如碳化硅，也因其出色的耐高温性能而受到关注。

然而，陶瓷材料的韧性通常较差，需要通过特殊的工艺和设计来改善其力学性能。

除了高温，高辐射也是核聚变反应堆材料面临的严峻挑战。

在核聚变反应中，会产生大量的高能粒子和射线，这些辐射会对材料的原子结构造成损伤，导致材料的性能下降，甚至失效。

例如，辐射会导致材料的晶格缺陷增加，从而降低其热导率和电导率；还会引起材料的硬化和脆化，使其更容易破裂。

为了应对辐射损伤，需要选择具有良好抗辐射性能的材料。

一些特殊的金属合金，如奥氏体不锈钢，由于其复杂的晶体结构和化学成分，能够在一定程度上抵抗辐射损伤。

此外，一些含氦量低的材料也较为理想，因为氦在辐射环境下容易聚集形成气泡，从而破坏材料的结构。

高压力也是核聚变反应堆中不可忽视的因素。

在反应堆内部，等离子体的约束需要强大的磁场和压力来实现。

材料需要在这样的高压环境下保持其稳定性和密封性。

对于承受高压的部件，高强度的金属和合金材料是常见的选择。

例如，高强度的钛合金具有优异的抗压性能和耐腐蚀性，能够在复杂的压力环境下正常工作。

在核聚变反应堆中，材料还需要与等离子体直接接触或间接相互作用。

1.比较成熟的动力堆主要有哪些，它们各有什么特点？1）压水堆加压轻水作的冷却剂，控制棒为棒束型结构，正常运行水处于欠热状态；核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料，两回路布置，一回路压力15.5Mpa，二回路压力7.75Mpa；2）沸水堆加压轻水作冷却剂和慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱和沸腾状态蒸汽直接推动气轮机做功；3）重水堆重水堆慢化剂和冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成2.反应堆热工分析主要包括哪些内容主要是分析燃料元件内的温度分布，冷却剂的流动和传热特性，预测在各种工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力，温度，流量等参数随时间的变化过程3.试叙述堆的热源的由来及其分布堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev，其中裂变碎片占总能量的84％，在燃料元件内转换为热能；裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程，主要在慢化剂中；伽马射线（瞬发缓发）的能量分别在堆芯，反射层，热屏蔽和生物屏蔽中装化为内能，极少部分穿出堆外；高能贝塔粒子能量大部分在燃料元件内转化为热能4.影响堆功率分布的因素有哪些1）燃料布置，均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀，平均燃耗低，分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平，提高了整个堆的热功率，同时也提高了平均热耗。

2）控制棒，均匀的布置在具有高中子通量的区域，既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平，但对轴向功率有不利的影响：堆芯寿期初功率峰偏向上部。

3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用，使其周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度，空泡对中子慢话减弱，会导致堆芯反应性下降5.控制棒的热源：1.吸收堆芯的γ辐射；2.控制棒本身吸收中子的（n. γ）和（n. α）反应。

6.慢化剂产生的热量：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。

7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热和输热三个过程。

1、堆芯材料和热物性1.1、核燃料1.2、包壳材料1.3、冷却剂1.4、慢化剂1.1、核燃料z核燃料：裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料）铀－233钚－239转换燃料：钍－232铀－238z核燃料的形态：固态：实际应用的核燃料液态：未达到工业应用的程度1.1、核燃料z对固体核燃料的要求：ν燃料中易裂变原子密度高；ν具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内ν具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度ν在高温下与包壳材料的相容性好ν与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀ν工艺性能好，制造成本低，便于后处理1.1、核燃料z固体核燃料：ν金属铀与铀合金特点：密度高、热导率大、工艺性能好；辐照稳定性差，有“肿胀”现象；不能在现在动力堆中使用。

ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物氧化物的使用研究最多，轻水、重水、改进型气冷、快堆等均使用烧结的氧化物圆柱小块。

高温气冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体。

1.1、核燃料z固体核燃料：ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物氧化铀：特点热物性（熔点、密度、热导率、比热）钚、铀混合物：UO2+PuO2; UC+PuC; UN+PuNν弥散体燃料陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。

基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）1.1、核燃料z二氧化铀的堆内行为：二氧化铀燃料在反应堆内产生热能，由于其导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较大，芯块中心温度高达2000℃以上，而外缘温度只有500-600 ℃，形成大的温度梯度。

运行初期，芯块就由于热应力大而开裂，随着燃耗的加深，还将出现燃料的密实化，裂变产物析出，肿胀，裂变气体释放等。

1.1、核燃料z芯块开裂辐照时燃料芯块内的温度梯度可达103-104℃/cm，热应力超过了燃料的断裂强度。