堆物理复习题

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..。

第二批复习-练习题详解1 中子（1）缓发中子的一个重要的特点是：在产生出来时，与大多数其它裂变中子相比，具有较低的动能。

选C项。

（2）由于缓发中子具有较低的动能，与瞬发中子进行比较，它们只需同慢化剂的核进行较少次数的碰撞就可以变为热中子，进而可能在反应堆燃料中引起热裂变。

也就是说，缓发中子更有可能在反应堆燃料中引起热裂变。

选C项。

（3）缓发中子是某些裂变碎片（即所谓先驱核）放射性衰变的产物。

选C项。

（4）在裂变中子中，瞬发中子占绝大部分（占裂变中子的99%以上）。

选C项。

（5）同第（2）题。

选D项。

（6）瞬发中子在裂变的10-17至10-14秒内（孕育时间）产生，而不到1%的缓发中子（以U-235为例）是在裂变后远大于上述时间（最大可达几分钟）内陆续发射出来的。

所以在裂变后10-6秒产生的中子是一个缓发中子。

选B项。

（7）缓发中子更有可能成为热中子，其理由见1-（2）题。

选B项。

（8）缓发中子的孕育时间约为12.5秒，中子的寿命约为10-5秒，所以平均代时间约为12.5秒。

选B项。

（9）因为瞬发中子的动能较大，要变成热中子，需要比缓发中子更多的碰撞次数。

选A项。

（10）因为瞬发中子的动能较大，当其能量大于1.1兆电子伏时，能引起U-238核的快裂变。

而缓发中子的初始能量较低（例如：U-235核热中子裂变的缓发中子能量小于500千电子伏），引起U-238核的快裂变的可能性很小。

选A项。

（11）U-238核的裂变具有阈能的特点：当中子的能量小于阈能时，裂变截面为0。

U-238核的裂变阈能大于1MeV。

热中子的能量接近零；刚产生的缓发中子的平均能量约为0.5MeV；U-238核的共振能区约在1000eV以下；只有刚产生的瞬发中子，其平均能量为2MeV，才有可能引起U-238核的快裂变。

所以可以排除A、C、D三项，选B项。

2 中子生命循环（12）eff k =1.002 > 1，但远远小于βeff 。

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：。

开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧毁，相当于引入正的反应性（提棒引入正 反应性；少氙引入正反应性）两个正反应性叠加。 6、
135
Xe 和钐中毒【 Sm () 】的区别：
作业题：1,4,5,6,7
第八章 反应性效应与反应性控制 1 、反应性温度系数：单位温度变化所引起的反应性变化， T
VH 2o VUO2
增加， 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，因而使有效增殖因数 k 增加。另一方面，
VH 2o VUO2
的增加表示栅元
中慢化剂的含量增大， 使得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。在低的
VH 2o VUO2
VH 2o VUO2
， k 下降。
S N 方法；
3. keff 和堆芯的计算： 扩散理论；
4、空间自屏效应：外层燃料核 对内层燃料核的屏蔽作用：缺 点：热中子吸收系数 f 减小； 优点：燃料核共振中子吸收能力减小，逃脱共振俘获概率 p 增大。
5、栅格几何参数的选择 1．最佳栅格：在给定燃料富集和慢化剂材料的情况下，存在着使栅格的无限增殖因数达到 最大值或临界体积为极小的栅格几何参数称为最佳栅格。 2． k 左侧为慢化不足（欠慢化）栅格，右侧为过分慢化栅格。 3．实际栅格选在 k 极大值的左边，即欠慢化区。 原因： 当温度升高， 水的密度下降，
VH 2o VUO2
值时，前一种效应是主要的，因此
VH 2o VUO2
的增加使得 k 增加。但是当
增加到某个值的时候，由于共振吸收的减少，所带来的 k 的增益恰好被慢化剂中有害
吸收增大所引起的 k 下降所抵消，若再进一步增加 3、压水堆的计算流程 1. 栅 元 均 匀 化 ： 碰 撞 概 率 法 （CPM） 、 S N 方法、蒙特卡洛 方法（MC） ； 2. 组件均匀化：穿透概率法、

第二批复习、练习题及参考答案1 中子（1）缓发中子是这样一些中子：A．与周围的介质达到了热平衡；B．像热中子那样产生出来；C．在产生出来时，与大多数其它裂变中子相比，具有较低的动能；D．多数铀-235核裂变是由它们而引起的。

[答案]：[ ]。

（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：A．在反应堆燃料中引起快裂变；B．被慢化剂核所俘获；C．在反应堆燃料中引起热裂变；D．被堆外核仪表探测到。

[答案]：[ ]。

（3）缓发中子是这样一些中子：A．与周围的介质达到了热平衡；B．在裂变时，在10 14秒内产生；C．它们是某些裂变碎片放射性衰变的产物；D．多数铀-235裂变由它们而引起。

[答案]：[ ]。

（4）以下哪一项是瞬发中子的特点？A．在诞生时平均动能小于0.1MeV；B．是由处于受激状态的裂变产物的核发射出来的；C．在数量上占裂变中子的99%以上；D．在裂变后平均13秒才释放出来。

[答案]：[ ]。

（5）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：A．泄漏出堆芯；B．在慢化剂中被吸收；C．引起铀-238核的裂变；D．引起铀-235核的裂变。

[答案]：[ ]。

（6）在裂变后10 6秒产生的中子是一个。

A．热中子；B．缓发中子；C．瞬发中子；D．俘获中子。

[答案]：[ ]。

（7）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：A．被慢化剂俘获；B．成为一个热中子；C．泄漏出堆芯；D．在反应堆核燃料中引起快裂变。

[答案]：[ ]。

（8）以下哪一类中子的平均代时间为12.5秒？A．瞬发中子；B．缓发中子；C．快中子；D．热中子。

[答案]：[ ]。

（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：A．要成为热中子，需要更多的碰撞次数；B．被铀-238核在1到1000eV之间的一个共振能峰所俘获；C．在产生时具有较低的动能；D．引起一个铀-235核的热裂变。

核反应堆物理分析考试重点复习资料及公式整理核反应堆物理复习分析资料整理中⼦核反应类型：势散射、直接相互作⽤、复合核的形成微观截⾯：⼀个粒⼦⼊射到单位⾯积内只含⼀个靶核的靶⼦上所发⽣的反应概率，或表⽰⼀个⼊射粒⼦同单位⾯积靶上⼀个靶核发⽣反应的概率。

宏观截⾯：表征⼀个中⼦与单位体积内原⼦核发⽣核反应的平均概率。

中⼦通量：表⽰单位体积内所有中⼦在单位时间内穿⾏距离的总和。

核反应率：每秒每单位体积内的中⼦与介质原⼦核发⽣作⽤的总次数(统计平均值)。

多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加⽽增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升⽽增加，同时峰值也逐渐减⼩，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。

截⾯随中⼦能量的变化规律：1）低能区（E<1eV），吸收截⾯随中⼦能量减⼩⽽增⼤，⼤致与中⼦的速度成反⽐，亦称吸收截⾯的1/v区。

2）中能区（1eV10keV）,截⾯⼀般都很⼩，通常⼩于10靶，⽽且截⾯随能量变化也趋于平滑。

中⼦循环：快中⼦倍增系数ε：由⼀个初始裂变中⼦所得到的，慢化到U-238裂变阈能以下的平均中⼦数。

逃脱共振⼏率P：慢化过程中逃脱共振吸收的中⼦所占的份额。

热中⼦利⽤系数f:(燃料吸收的热中⼦数)/（被吸收的全部热中⼦数，包括被燃料，慢化剂，冷却剂，结构材料等所有物质吸收的热衷⼦数）。

有效裂变中⼦数η：燃料每吸收⼀个热中⼦所产⽣的平均裂变中⼦数。

快中⼦不泄漏⼏率Vs：快中⼦没有泄漏出堆芯的⼏率。

热中⼦不泄漏⼏率Vd：热中⼦在扩散过程中没有泄漏出堆芯的⼏率。

四因⼦公式：＝εPfη六因⼦公式：K＝εPfηVsVd直接相互作⽤：⼊射中⼦直接与靶核内的某个核⼦碰撞，使其从核⾥发射出来，⽽中⼦却留在了靶核内的核反应。

中⼦的散射：散射是使中于慢化(即使中⼦的动能减⼩)的主要核反应过程。

⾮弹性散射：中⼦⾸先被靶核吸收⽽形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中⼦并发射γ射线⽽返回基态。

弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。

核反应堆物理分析答案第一章1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。

试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。

解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U -235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有：555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以，26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U -235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。

解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯则纯U -235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=⨯=⨯=总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑=1-3、求热中子（0.025电子伏）在轻水、重水、和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞次数。

1.12 丰度： 某种同位素的原子数目在该元素原子总数中所占的份额， 称为这种同位素的丰度。 1.13 富集度：某种同位素的重量在该元素总重量中所占的份额，称为这种同位素的富集度。 2、 中子与原子核发生相互作用的方式有三种： 2.1 势散射：弹性散射，散射前后动量动能守恒，所有能量中子都可以发生； 2.2 直接相互作用：直接与靶核内某个核子碰撞，使其从核里面发射出来，包括：中子留在 核内的反应（n,p） ，同时放出 射线；发射出一个中子（n,n）非弹性碰撞；有阈值； 2.3 复合核的形成；
中能区：重核——强烈共振；轻核——第一激发态能量高，中能区不出现共振，在高能区出 现； 高能区：共振峰间距变小，开始重叠，以致不可分辨，变化缓慢平滑。 散射截面： 非弹性散射截面：有阈能，阈能大小与质量数有关，质量数越大，阈能越低，低于阈能，截 面为 0； 弹性散射截面：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的， s 基本为常数；轻核和中等 质量核，低能中能为常数，高能区出现共振现象；重核，共振区出现共振弹性散射。 7、多普勒效应的概念以及对反应堆安全的影响 堆温度升高，铀 238 吸收共振峰展宽，使得更多中子被共振吸收；堆功率上升——燃料温度 上升——多普勒展宽使得更多中子被共振吸收——裂变链式反应减慢——堆功率下降。
3、微观截面的物理意义：平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生相互作用的概率大 小的一种度量：单位： m 2 ，常用单位“巴恩” ；宏观截面的物理意义：表征一个中子与单
位体积内的原子核发生相互作用的概率大小； 或者表征一个中子在穿行单位距离与核发生相 互作用的概率大小，单位 m 通常用cm ； 微观截面和宏观截面的计算： N ； 单元素材料单位体积内的原子核数 N
新生一代中子数 直属上一代中子数

选择题1）缓发中子的存在使中子倍增周期 A 。

A：变大B：变小C：不变2）在有源的次临界反应堆内，中子通量是C 的。

A：不断上升B：不断下降C：一定4）中子通量是：[C] 。

A 单位时间单位体积内的中子总数；B 单位时间内通过单位体积的中子总数；C 单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和；D 单位时间内单方向通过单位面积的中子总数。

8）“功率亏损”的定义是：[A]A不反应堆功率上升时向堆芯引入的负反应性总值；B当慢化剂温度上升时向堆芯引入的负反应性总值；C当反应堆功率上升时向堆芯引入的正反应性总值；D当燃料温度降低时向堆芯引入的正反应性总值；21) 反应堆功率正比于 B 。

A：最大通量B：平均通量C：最小通量22) 处在临界状态下的反应堆的功率是 C 。

A：很高的B：一定的C：任意的25）反应堆在稳定功率运行时，假定所有其它条件不变，分别发生了如下的变化：1）功率上升；2）控制棒组下插。

则两种情况下的△I变化方向为：[D]。

A. 1)正；2)正。

B. 1)负；2)正。

C. 1)正；2)负。

D. 1)负；2)负。

解释所选答案的理由：1）由于△I=PT－PB，功率上升后，堆芯出口温度上升，导致堆芯下半部功率升高，△I减小；2）控制棒下插，堆芯上半部功率减小，堆芯轴向功率峰值将偏向堆芯下半部，△I减小。

26）反应堆在寿期中以75％FP运行，假定控制棒处在全提位置，那么在发生以下变化后，反应堆功率分布向堆芯顶部偏移最大的情形应当是：[A]。

A. 降低功率。

B. 降低冷却剂硼浓度。

C. 降低堆芯平均温度。

D. 降低反应堆冷却剂系统压力。

27）当反应堆以75％FP运行，一束中心控制棒下插到底与同一束控制棒下插50％，那么，比较这两种情形，正确的说法是：[B]。

A. 控制棒下插到底引起轴向功率分布的变化大。

B. 控制棒下插到底引起径向功率分布的变化大。

C. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化大。

D. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化小。

Ci(t)：为与时间相关的第i组缓发中子先驱核密度；
S(t)：为外中子源强度。
106.解释上题等号右边各项的物理意义。问一临界反应堆阶跃输入一正反应性ρ，试求中子密度的时间响应N(t)，假定无任何反馈，且外中源S(t)＝0。
答案： ：t时刻单位时间内瞬发中子的产生数。
：t时刻第1－6组缓发中子的产生率的总和。
132.试说明次临界反应堆内中子总数表达式的由来？
答案：假定外中子源和中子通量密度分布是均匀的（即点堆模型），设中子源每代发出S个源中子，那么在反应堆内经过增殖后
第一代末的中子数N1=S+SKeff
第二代末的中子数N2=S+SKeff+SK2eff
……
第m代末的中子数Nm=S(1++Keff+K2eff+……+Kmeff)
答案：次临界下稳定后增加公式：
∴ 稳定后有：N=1050×105=1.05×108中子
135.假定全部为新装燃料的反应堆内已测过235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。堆的次临界度为1pcm，假定中子不会从堆内泄漏出去，堆外无中子射入反应堆。试从理论上估算：当中子数趋于稳定时，中子总数约为多少？
答案：原子序数Z相同但质量数A不同的核素叫同位素。
铀的同位素有23392U、23592U、和23892U
钚的同位素有23994Pu、24094Pu、和24194Pu
氢的同位素有11H、21H、和31H
140.天然铀中U－238约占99.3%，U－235约占0.7%。
141.天然硼中B－10约占18.83%，B－11约占81.17%，对中子吸收最强的是B－10。
在该区以上是共振区。有多个共振峰存在。在高能区是微观截面的平滑区。103.试说明235U的裂变截面随中子能量的大致变化规律。

反应堆物理分析第七章课后习
目 录
• 习题一：反应堆物理基础概念 • 习题二：反应堆的临界安全分析 • 习题三：反应堆的热工水力学分析 • 习题四：反应堆的控制和保护系统 • 习题五：反应堆的实验和模拟技术
01 习题一：反应堆物理基础 概念
核反应堆的工作原理
核反应堆是通过慢化剂将快中子减速，与铀-235核发生裂变反应，释放 出能量和新的中子，新中子再与其它铀-235核碰撞，引发链式反应，从 而持续产生能量的装置。
系统组成
反应堆控制系统包括控制棒驱动 机构、控制棒、化学抑制剂注入 系统、监测仪表和控制系统等部 分。
反应堆的保护系统及其功能
保护系统
反应堆保护系统主要用于监测反应堆 运行状态，一旦出现异常情况，立即 采取措施防止事故发生。
功能
保护系统具有监测中子通量密度、温 度、压力等参数的功能，当这些参数 超出安全范围时，保护系统会自动采 取措施，如停堆、注水等。
性能有重要影响。
热工水力传热特性
反应堆内的热量通过流体与堆芯 的传热表面传递至冷却剂，传热 表面的设计对反应堆的安全和性
能至关重要。
热工水力学的分析方法和实例
数值模拟方法
数值模拟方法是通过计算机程序模拟反应堆的热工水力学行为。这种方法可以模拟复杂的流动和传热过程，提供 定量的结果，是研究反应堆热工水力学的重要工具。
控制和保护系统的实例分析
实例一
法国的核电站采用全数字化控制系统，通过计算机算法实现快速、准确的控制 和保护功能。
实例二
美国的核电站采用模拟控制系统，通过模拟电路实现控制和保护功能，具有较 高的可靠性和稳定性。
05 习五：反应堆的实验和 模拟技术
反应堆实验的目的和分类
目的 验证反应堆物理理论

的正反应性。当终点选在全提位置则是整束（组）棒引入的正反应性。反之参考位置 选在全提位置，终点选在全插位置，则是全棒束（组）全插后引入的负反应性。 18. 为什么要对 T4 棒组作插入限制和咬量大小的规定？ 答案： 作插入限制的原因有： 保证在任何功率运行下有足够的停堆深度； 防止插入过量后造成下半堆芯过度的局部功率峰； 减小了弹棒事故后果的严重性。 保证其有适当的微分价值（通常规定为 2.0－2.5pcm/步） ，以确保对温度、功率、汽泡、硼 浓度等小反应性变化起到快速响应的作用。 19. 给出并解释 Keff 与堆芯寿期的关系曲线。 答案： 对一座新堆（或换料后的堆芯） ，其燃料装载量比临界质量要多，初始 Keff 比 较大，即剩余反应性比较大，除了冷态临界至热态满功率的温度效应及功率亏损外， 还必须用控制棒，可溶硼及可燃毒物来补偿，才能在反应堆中实现自持链式反应（反 应堆在满功率下临界运行） 。在寿期初（BOL） ，平衡氙，最大氙毒的负反应性使 Keff 急剧下降。随后，随着燃耗的增加，Keff 逐渐减小。直至 Keff 到 1.0 时完成该堆芯循环 寿期的运行。下图给出 Keff 与堆芯燃耗的关系曲线。曲线有两条 TL1 和 TL2 分别对应于 最大氙和平衡氙情况。
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20. 什么是“延长运行”？为什么要延长运行？以什么方式来实现延长运行？ 答案： “延长运行”是指提高这一循环燃料的燃耗达到延长换料周期的运行方式。反 应堆在满功率平衡氙下运行到寿期末 （EOL） ， Keff 已接近于 1.0， 按计划已到换料时间， 但由于主观上（电厂本身）或客观上（电网）的要求，必须再继续运行一段时间。实 现延长运行的方式有两种，一是降低功率运行，利用功率亏损和平衡氙毒所释放的正 反应性延长运行。二是降低冷却剂平均温度运行，这是利用温度效应所释放的正反应 性延长运行。原理上，降低冷却剂平均温度运行比较有利，因为可以在较高功率上运 行一段时间， 但实际上往往会带来控制系统的变更等的问题， 实现起来有一定的困难。 21. 试在坐标图上定性地绘出一新建电站的压水堆两种情况下临界硼浓度随燃耗的变化曲 线：(1) 热态满功率，无控制棒，无可燃毒物； (2) 热态满功率，无控制棒，有可燃毒物。