反应堆工程概论

第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。

2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。

例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。

核素的表示AZX。

4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。

衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。

对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。

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。

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。

反应堆工程概论△名词概念类★简答类△裂变中子中还有不到1%的中子是在裂变碎片过程中发射出来的这些叫缓发中子△缓发中子的能谱不同于瞬发中子的能谱缓发中子的平均能量要比瞬发中子低△虽然缓发中子在裂变中子中所占份额很小（小于1%）但他对反应堆的动力学过程和反应堆控制却又非常重要的影响△在热中子反应堆内中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射△微观截面：假设在1cm的物质中有N个原子核在这个物质的一个面上射入一个中子我们把每一个原子核与一个入射中子发生核反应的概率定义为微观面枪单位为米方△宏观截面：如果每立方米的物质中含有N个核则乘积枪N 等于每立方米靶核的总截面用符号它的量纲是长度的倒数△反应堆堆芯满足的要求：1堆芯功率分布应尽量均匀以使堆芯有最大的功率输出2尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命以适当减少换料操作次数5堆芯结构紧凑换料操作简便△压水堆采用17某17排列燃料组件每个组件中有289个栅元设有24根控制棒导向管和一根堆内中子通量测量管其余264个栅元装有燃料棒△组件：1燃料元件棒2燃料组件的骨架结构3控制棒组件4可燃毒物组件5中子源组件6阻力塞组件△陶瓷燃料优点（相对金属铀）：1熔点高2热稳定性和辐照稳定性好3化学稳定性好与包壳和冷却剂材料的相容性好△体积释热率定义：Qv=Ef·Rf分别代表燃料的体积释热率每次核裂变产生的能量燃料内的核反应率△燃料温度系数：燃料温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性变化称为燃料温度系数△慢化剂温度系数：慢化剂温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性称为慢化剂温度系数△中毒效应：热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物其中子吸收截面较大故对p有明显的影响裂变产物分：稳定或长寿命的称为结渣短寿命的称为毒物毒与渣对反应性的影响称为反应性的毒渣效应简称中毒效应△影响堆芯内功率分布的主要因素：1燃料装载的影响2反射层的影响3控制棒的影响4结构材料、水隙和空泡的影响5燃料元件自屏蔽效应的影响△核反应堆安全对策1保证反应堆得到安全可靠的控制2确保堆芯冷却3包容放射性产物△反应性控制类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制△核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性引发放射性物质泄漏的事故引起原因1堆芯失去冷却或冷却不充分2堆芯的反应性快速不可控制升高△核反应堆严重事故分为：1堆芯溶化事故2堆芯解体事故△把核反应堆运行工况分为四类：1正常工况和运行瞬变2中等频率事件3稀有事故4极限事故以上四类事故也称为设计基准事故DBA★为何热中子反应堆中选用轻水作慢化剂：因为是含氢物质慢化能力大价格低廉★反射层对反应堆的作用：1减少芯部中子的泄漏从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小这样可以节省一部分燃料2提高反应堆的平均输出功率★简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用：若反应堆具有负的温度系数则随着温度升高k值将变小从而使中子通量也跟着下降这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。