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3-1.某裂变堆，快中子增殖因数1.05，逃脱共振俘获概率0.9，慢化不泄漏概率0.952，扩散不泄漏概率0.94，有效裂变中子数1.335，热中子利用系数0.882，试计算其有效增殖因数和无限介质增殖因数。
解：无限介质增殖因数： 1.1127k pf εη∞==不泄漏概率：0.9520.940.89488s d Λ=ΛΛ=×=有效增殖因数：0.9957eff k k ∞=Λ=3-2.H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面近似为常数，分别为20b 和38b 。
计算H 2O 的ξ以及在H 2O 中中子从1000eV 慢化到1eV 所需的平均碰撞次数。
解：不难得出，H2O 的散射截面与平均对数能降应有下述关系：σH2O ∙ξH2O =2σH ∙ξH +σO ∙ξO即：(2σH +σO )∙ξH2O =2σH ∙ξH +σO ∙ξOξH2O =（2σH ∙ξH +σO ∙ξO ）/(2σH +σO )查附录3，可知平均对数能降：ξH =1.000，ξO =0.120，代入计算得：ξH2O =(2×20×1.000+38×0.120)/(2×20+38)=0.571可得平均碰撞次数：Nc =ln(E 2/E 1)/ξH2O =ln(1000/1)/0.571=12.09≈12.13-3.在讨论中子热化时，认为热中子源项Q(E)是从某给定分界能E c 以上能区的中子，经过弹性散射慢化而来的。
设慢化能谱服从Ф(E)=Ф/E 分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由E c 以上能区，（1）散射到能量E （E<E c ）的单位能量间隔内之中子数Q(E)；（2）散射到能量区间ΔE g =E g-1-E g 内的中子数Q g 。
解：（1）由题意可知：()(')(')(')'cE s Q E E E f E E dE φ∞=Σ→∫对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为常数：/()(')(')'cE s E a Q E E f E E dE φ=Σ→∫在质心系下，利用各向同性散射函数：。
2-1.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 bσσσ===由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027ba O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，表示富集度，则有：ε555235235238(1)c c c ε=+−151(10.9874(1))0.0246c ε−=+−=22M(UO )()N UO 所以，(N (8)N U =()2N O =22()()a f UO UO Σ=Σ2-2.和0.398，解：由18由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m −−Σ=Σ=,()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−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 −Σ=Σ+Σ+Σ=P35，第6题1171721111PV V 3.210P 2101.2510m3.2105 3.210φφ−−−=Σ×××===×Σ××××Q P35，第12题每秒钟发出的热量：69100010 3.125100.32PTE Jη×===×运：'N =m =6吨2-3.为使铀的η＝1.7，试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。
西安交通大学攻读硕士学位研究生入学考试试题考试科目: 考试编号: 考试时间: 月 日午( 注: 所有答案必须写在专用答题纸上, 写在本试题纸上和其它草稿纸上一律无效)说明: 试题分为反应堆物理、 反应堆热工和原子核物理三部分。
考生能够任意选择其中一部分答题, 不可混选。
反应堆物理部分: 共150分 一、 术语解释( 30)1、 燃料深度2、 反应堆周期3、 控制棒价值4、 停堆深度5、 温度系数6、 多普勒效应7、 四因子模,8、 徙动长度9、 核反应率 10、 反应层节省二、 设吸收截面服从1/V 规律变化, 中子通量服从1/E 分布, 试求在能量(E 0,E c )区间内平均微观吸收截面的表示式。
( 15)三、 均匀球体的球心有一每秒各向同性发射出S 个中子的点源, 球体半径为R( 包含外推距离) , 试求经过该球表面泄漏出去的中子数。
( 30) ( 一维球体坐标下的亥母霍慈方程()()22-B =0r r φφ∇的通解为()re C r A r BrB +=r -e φ)四、 一个四周低反射层的圆柱形反应堆, 已知堆芯燃料的 1.16=∞K , 扩散长度2245cm L =,热中子年龄25cm =τ, 令堆芯的高度H 等于它的直径D, 并设径向和轴向( 单边) 反射层节省等于5cm, ①试求堆芯的临界大小;②设在该临界大小下, 将 1.25=∞K , 试求这是反应堆的反应性。
( 30)五、 请画出某一压水堆突然停堆时氙浓度和过剩反应性的变化曲线, 并在图中标明碘坑时间t 1, 强迫停止时间t o , 和允许停堆时间t p ; 并画出压水堆开堆、 突然停堆和再启动的整个过程中的钐浓度和过剩反应性的变化曲线。
( 30)六、 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理。
( 15)反应堆热工部分: 共150分 一、 名词解释( 30分, 每小题5分) 1、 积分导热率 2、 子通道模型 3、 失流事故 4、 接触导热模型 5、 热点因子 6、 失水事故二、 解答题( 30分, 每小10分)1、 请写出压水堆设计中的稳态热工设计准则。
第一部分 名词解释第二章 堆的热源及其分布1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。
第三章 堆的传热过程2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ⎰κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。
3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。
4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。
5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。
6、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。
7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。
8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=∆）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。
9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。
10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。
Critical heat flux11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。
Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。
达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。
13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升；14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。
15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。
2019年核工程基础考试大纲
考试形式和试卷结构
一、试卷满分及考试时间
试卷满分为150分，考试时间为180分钟。
二、试卷内容结构
核反应堆物理分析约50%
核反应堆热工分析约50%
三、试卷题型结构
名词解释题10小题，每小题3分，共30分
填空题6小题，每小题4分，共24分
解答题（包括证明题）12小题，共81分
计算题1小题，共15分
核工程基础
考试内容
一、核反应堆物理部分
1.反应堆物理部分核反应堆物理基础
中子与原子核的相互作用、中子截面和核反应率、截面随中子能量的变化、共振现象、原子核裂变过程
2.核反应堆中子学过程
链式裂变反应、中子的慢化过程、中子的扩散过程、中子扩散长度、慢化长度和徙动长度
3.中子扩散理论与计算
非增殖介质单能中子扩散方程计算、增殖介质单能中子扩散方程计算、多群中子扩散方程计算、核反应堆功率计算
4.中子能谱和群常数计算
裂变中子能谱、无限均匀介质的中子慢化能谱、共振能谱、热中子能谱、非均匀核反应堆能谱计算
5.燃耗与中毒
重同位素的燃耗、裂变产物的中毒、燃耗方程的数值计算、反应性系数与反应性控制、反应性温度系数、反应性系数计算、反应性控制
6.核反应堆动力学
缓发中子的作用、核反应堆点堆动力学、瞬发临界现象
二、核反应堆热工部分
1.堆的热源及其分布
核裂变能量及分布规律、裸堆概念、堆芯功率分布规律、影响功率分布的因素、燃料元件内功率分布、停堆后功率的组成及特点、剩余裂变功率的衰减、衰变功率的衰减
2.堆的传热过程
1 / 2。
西安交通大学2008年攻读硕士学位研究生入学考试试题（反应堆物理部分）参考答案一、术语解释 1、燃耗深度：对核燃料在反应堆内的停留时间和使用寿命，通常用燃耗深度来表示；燃耗深度是装入堆芯的单位重量核燃料所产生的总能量的一种度量。
补充知识：（1） 通常把装入堆芯的单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的单位， 即焦耳/公斤铀（J/kg ）。
但在工程中，习惯上常以装入堆内每吨铀所发出的热能（以为单位）作为燃耗深度单位，即兆瓦*日/吨铀。
1tuW tN α⋅=（兆瓦*日/吨铀）式中的tN和u W 分别为核燃料的质量（吨）和它所发出的能量（兆瓦 *日）。
若以为燃料，则它的单位为（兆瓦*日/吨铀）。
在计算核燃料质量时应该注意：它是指燃料中含有重元素（铀、钚和钍）的质量，例如以二氧化铀为燃料时，在 计算u W 时，必须把燃料中的氧所占分数扣出除。
（2） 燃耗深度的第二种表示形式为燃耗掉的易裂变同位素的质量B W 和装载的易裂变同位素质量f W 的比值：2100%B fW W α=⨯（3） 燃耗深度的第三种表示形式为：燃耗掉的易裂变同位素的质量BW （公斤）与装载的燃料质量uW （吨）的比值：3BuW W α=2、反应堆周期：中子密度变化 e 倍所需的时间称为时刻反应堆周期T 。
1()tn t eω 11T ω=通常还用中子密度的相对变化率直接定义反应堆周期T ，即令()n t T dn dt=3、控制棒价值：即控制棒的反应性价值，是指在堆芯内有控制棒存在时和没有控制棒存在时的反应性之差。
补充知识：（1）控制棒的微分价值：控制棒在堆芯不同高度处移动单位距离所引起的反应性变化。
控制棒位于顶部与底部时，非线性关系中部，微分价值较大，近似线性关系。
反应堆中调节棒的调节段一般都选择在堆芯的轴向中间区段。
（2）控制棒的积分价值：当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时，所引入的反应性。
参考位置选择堆芯顶部，则插棒向堆芯引入负反应性。
西交2008年一．名词解释燃耗深度：燃耗深度是核燃料在堆内停留时间和使用寿命的一种度量方式。
表征了单位质量核燃料产生总能量的能力，同时也是核燃料贫化程度的度量。
通常有以下几种表达方式：（1）BU=燃料发出的总能量重同位素质量（单位是MWd/tU ，或GWd/tU ） （2）F =100%B FW W α⨯（其中WB 为燃耗掉的易裂变同位素质量，WF 为燃料中的易裂变同位素总质量）（3）100%B U UW W α=⨯（其中WB 为燃耗掉的易裂变同位素质量，WU 为燃料中重同位素总质量）反应堆周期：反应堆中子通量密度或功率变化e 倍、2倍或10倍所需要的时间，对应地称为e 倍周期、倍周期和10倍周期。
应该指出的是，通常反应堆周期都是指的反应堆的渐进周期。
控制棒价值：（1）积分价值：控制棒从某一参考位置插入到某一高度是所引入的反应性；（2）微分价值：控制棒在不同高度移动单位距离所引起的反应性变化。
停堆深度：反应堆所有棒束（停堆棒和控制棒）全部插入堆芯时的次临界反应性。
温度系数：反应堆温度变化1摄氏度或1开尔文所引起的反应性变化。
多普勒效应：由于靶核存在热运动导致入射单能中子与靶核间的相对动能存在能量的展宽，当介质温度升高后，中子与靶核相对能量展宽增大，同时共振峰的峰值降低的现象。
四因子模型：四因子模式是从中子循环的角度考察无限增殖介质中子倍增系数的一种模型，具体可写成inf k pf ηε=，其中……（各因子什么意思自己看书）徙动长度：M ==……（各因子什么意思自己看书）， 核反应率：x R φ=∑，表示单位体积单位时间发生x 反应的数目。
反射层节省：由于反射层的存在使得从活性区泄漏出去的部分中子经散射返回活性区，提高了不泄漏几率，使得反应堆的临界尺寸与裸堆相比有所减少，减少的量用反射层节省表示。
二．设吸收截面服从1/v 规律变化，中子通量服从1/E 分布，试求在能量（E0，Ec ）区间内平均微观吸收截面的表达式。
