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北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理基础核工程与核技术应用涉及到核能的利用和应用，涵盖了核反应堆物理基础等多个方面的知识。
对于准备参加北京市考研核工程与核技术应用专业的同学们来说，复习资料的准备是非常重要的。
本文将提供一份详实的北京市考研核工程与核技术应用复习资料，其中包含了核反应堆物理基础等相关内容。
希望能帮助到大家的复习工作。
一、核反应堆物理基础核反应堆是利用核裂变或核聚变反应生成巨大能量的装置。
它由反应堆芯、冷却剂系统、冷却剂循环系统和安全系统等组成。
核反应堆物理基础是核工程与核技术应用中最基础的部分，对于我们理解核反应堆的工作原理和性能参数有着重要的意义。
核反应堆物理基础涵盖了以下几个方面的内容：1. 核反应堆的工作原理：介绍了核反应堆中的核裂变和核聚变反应过程，以及如何利用这些反应释放能量。
2. 反应堆材料与燃料元件：介绍了核反应堆中使用的燃料元件和结构材料，包括浓缩铀、钚等核燃料。
3. 反应堆控制与安全：介绍了核反应堆的控制方法和控制系统，以及如何确保核反应堆在工作过程中的安全性。
4. 反应堆参数与性能指标：介绍了核反应堆的常用性能参数，如功率密度、热输出等。
二、复习资料推荐为了帮助大家更好地学习和复习核工程与核技术应用专业的核反应堆物理基础知识，我为大家准备了以下几份优质的复习资料推荐：1. 《核反应堆物理基础》教材：这是一本权威的教材，涵盖了核反应堆物理基础的各个方面内容，是备考核工程与核技术应用考研的必备资料。
2. 《核反应堆原理与设计》：这本专业书籍详细介绍了核反应堆的原理和设计方法，对于进一步理解核反应堆物理基础非常有帮助。
3. 相关学术论文和期刊：阅读与核反应堆物理基础相关的学术论文和期刊，可以了解最新的研究进展和应用案例。
三、复习方法与技巧在复习核工程与核技术应用专业的核反应堆物理基础知识时，除了准备好复习资料，还需要掌握一些复习方法与技巧。
以下是一些建议供大家参考：1. 制定合理的复习计划：根据自己的实际情况，制定一份合理的复习计划，合理分配时间，保证每一个知识点都得到复习和巩固。
核反应堆物理试题及答案一、选择题（每题2分，共20分）1. 核裂变反应中，中子的倍增系数K大于多少时，反应堆才能维持自持链式反应？A. 0B. 1C. 0.5D. 1.1答案：B2. 以下哪种物质不是核反应堆的慢化剂？A. 石墨B. 重水C. 轻水D. 铅答案：D3. 核反应堆的临界质量是指：A. 反应堆中可裂变核素的质量B. 反应堆达到临界状态所需的最小质量C. 反应堆中所有核素的总质量D. 反应堆中中子的总质量答案：B4. 核反应堆中，中子通量密度的单位是：A. 秒^-1B. 厘米^-2C. 厘米^-2·秒^-1D. 秒^-1·厘米^-2答案：D5. 核反应堆的热中子通量密度通常在什么数量级？A. 10^10 n/cm^2·sB. 10^12 n/cm^2·sC. 10^14 n/cm^2·sD. 10^16 n/cm^2·s答案：C二、填空题（每题2分，共20分）1. 核反应堆的冷却剂主要作用是__________和__________。
答案：移走热量；防止反应堆过热2. 核反应堆的燃料棒通常由__________和__________组成。
答案：燃料芯块；包壳3. 核反应堆的控制棒通常由__________材料制成。
答案：中子吸收4. 核反应堆的热效率是指__________。
答案：输出功率与输入功率的比值5. 核反应堆的功率调节通常通过__________来实现。
答案：调整控制棒的位置三、简答题（每题10分，共40分）1. 请简述核反应堆中慢化剂的作用。
答案：慢化剂的作用是将快中子减速至热中子，以增加中子与可裂变核素的相互作用概率，从而维持链式反应。
2. 核反应堆中控制棒的作用是什么？答案：控制棒通过吸收中子来控制核反应堆的中子通量密度，进而控制核反应堆的功率。
3. 核反应堆的冷却系统有哪些类型？答案：核反应堆的冷却系统包括自然循环冷却系统、强迫循环冷却系统和气冷系统等。
核反应堆课后题第一章思考题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。
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 。
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。
核反应堆系统与设备前5章复习题第一、二章1、以下符号各代表什么意思？1R某309；9DC210；1RCP001PO；2ABP001PO；GRE003VV；REA065VB；RCP005MP；007LT；1RCVA001注：R-反应堆厂房；D-柴油机厂房；AB(H)P-低压给水加热器系统；RCP-反应堆冷却剂系统；GRE---汽机调节系统；REA-反应堆硼和水补给系统；M-经传送器；L-就地；A-中压电缆P41-462、压水堆本体由哪几部分组成，各部分功能是什么（了解即可）？反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖、控制棒驱动机构3、堆芯有多少燃料组件？请描述燃料组件的构成。
157个燃料组件；每个燃料组件共有264根燃料元件棒、24根控制棒导向管和一根中子注量率导管，按17某17排列成正方形栅格，共289个棒位。
沿高度方向有8个定位格架和3个中间搅混架4、第一循环时堆芯有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件49可燃毒物组件66初级中子源组件2次级中子源组件2阻力塞组件385、分述第一燃料循环时堆芯各功能组件的作用。
控制棒组件作为中子吸收剂，起到调节堆内功率水平、温度和停堆的作用；可燃毒物组件是平衡第一次装料后的后背反应性；初级中子源组件在新堆初次启动时，产生用于指示中子水平的中子；次级中子源组件在反应堆内受中子照射后才激活成为中子源，在满功率运行2个月后，其放射性强度可允许停堆12个月后再启动时使用；阻力塞组件用来堵住燃料组件的导向管，以防止堆芯冷却剂旁路6、第八循环堆芯内有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件61次级中子源组件2阻力塞组件947、燃料包壳材料是什么？为什么不采用不锈钢做包壳材料？M5锆合金材料；因为不锈钢中子吸收率高，不适合做包壳材料8、什么是黑棒和灰棒？黑棒组件和灰棒组件的区别是什么？银铟铬棒是黑棒，不锈钢棒是灰棒；黑棒组件完全由24根黑帮组成，灰棒组件由8根黑帮和16根灰棒组成，它们吸收中子的能力不同9、吊篮与压力容器如何连接？吊篮外壁与压力容器内壁之间的环腔有什么作用？吊篮上部法兰吊挂在压力容器内壁的凸肩上；(形成冷却剂通道)10、二次支撑组件的作用是什么？当堆芯吊篮法兰断裂时，限制堆内构件向下位移，防止控制棒束组件与对应燃料组件中的导向管不正对，妨碍紧急停堆11、压水堆是如何在设计上减少堆芯中子对压力容器辐照的？堆内围板、辐板、吊篮和水都起到了减少堆芯中子对压力容器辐照的作用12、写出控制棒驱动机构的7步提升顺序。
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，中子的来源主要是（）。
A. 裂变B. 衰变C. 聚变D. 人工加速器答案：A2. 核反应堆中，慢化剂的主要作用是（）。
A. 增加裂变反应B. 减少裂变反应C. 维持链式反应D. 吸收中子答案：C3. 下列哪种材料不适合用作核反应堆的慢化剂（）。
A. 石墨B. 重水C. 轻水D. 铅答案：D4. 核反应堆中，控制棒的主要作用是（）。
A. 产生中子B. 吸收中子C. 减缓中子速度D. 增加裂变反应答案：B5. 核反应堆的临界状态是指（）。
A. 反应堆功率为零B. 反应堆功率最大C. 反应堆功率恒定D. 反应堆功率无限增长答案：C6. 核反应堆中，燃料棒的主要作用是（）。
A. 产生热量B. 吸收中子C. 减缓中子速度D. 控制反应速率答案：A7. 核反应堆中，冷却剂的主要作用是（）。
A. 产生热量B. 吸收中子C. 减缓中子速度D. 传递热量答案：D8. 核反应堆中，反射层的主要作用是（）。
A. 增加裂变反应B. 减少裂变反应C. 维持链式反应D. 吸收中子答案：C9. 核反应堆中，安全棒的主要作用是（）。
A. 产生中子B. 吸收中子C. 减缓中子速度D. 增加裂变反应答案：B10. 核反应堆中，紧急停堆装置的主要作用是（）。
A. 产生中子B. 吸收中子C. 减缓中子速度D. 增加裂变反应答案：B二、多项选择题（每题3分，共15分）11. 核反应堆中，中子的类型包括（）。
A. 快中子B. 热中子C. 慢中子D. 冷中子答案：A, B, C12. 核反应堆中，慢化剂的材料可以是（）。
A. 石墨B. 重水C. 轻水D. 空气答案：A, B, C13. 核反应堆中，控制棒的材料可以是（）。
A. 铪B. 铍C. 硼D. 铅答案：A, C14. 核反应堆中，冷却剂的材料可以是（）。
A. 轻水B. 重水C. 二氧化碳D. 氦气答案：A, B, C, D15. 核反应堆中，反射层的材料可以是（）。
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。
