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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。
核工程基础试题及答案高中一、选择题（每题2分，共20分）1. 核反应堆中，中子的主要作用是什么？A. 产生热量B. 维持链式反应C. 产生放射性废物D. 冷却反应堆2. 以下哪种物质不是核燃料？A. 铀-235B. 钚-239C. 钍-232D. 铅3. 核能发电的主要优点是什么？A. 燃料来源广泛B. 环境污染小C. 建设成本低廉D. 运行维护简单4. 核反应堆中，控制棒的作用是什么？A. 吸收中子，控制反应速率B. 产生中子C. 散热D. 保护反应堆结构5. 核裂变过程中，释放的能量主要来源于什么？A. 中子的撞击B. 原子核的分裂C. 原子核的结合D. 电子的移动6. 核聚变与核裂变的主要区别是什么？A. 核聚变释放的能量更多B. 核聚变不产生放射性废物C. 核聚变需要更高的温度D. 核裂变是可控的，核聚变不是7. 核电站的冷却系统的主要作用是什么？A. 产生蒸汽B. 吸收热量C. 维持反应堆压力D. 保护环境8. 核电站的放射性废物处理方式通常包括哪些？A. 深埋地下B. 回收利用C. 直接排放D. 焚烧处理9. 核安全文化的核心是什么？A. 技术先进B. 管理严格C. 公众参与D. 经济效益10. 核能利用的最终目标是什么？A. 提高能源效率B. 减少温室气体排放C. 实现能源自给自足D. 替代所有其他能源答案：1. B2. D3. B4. A5. B6. C7. B8. A9. B 10. D二、填空题（每空1分，共10分）1. 核反应堆的类型包括_________、_________、_________等。
2. 核能发电过程中，通过_________将核能转化为热能，再通过_________将热能转化为电能。
3. 核反应堆中的燃料棒通常由_________制成，以提高中子的利用效率。
4. 核事故的国际核事件分级表（INES）将核事故分为0到7级，其中7级为_________。
5. 核能利用中，放射性废物的处理和处置是环境保护的重要环节，需要遵循_________、_________、_________等原则。
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。
核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆工程基础-反应性与反应性的控制[单选题]1.K过剩称之为过剩增值系数，K过剩=（）。
它代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界（江南博哥）度)的一种量度。
A.K有效-1B.K效-1C.(K有效-1)/K有效D.（K效-1）K有效正确答案：A[单选题]2.（）代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。
A.有效增殖系数B.过剩增殖系数C.临界系数D.中子通量正确答案：B[单选题]3.过剩增殖系数代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。
但在应用中往往用过剩增殖系数的相对值ρ来表示，简称之为反应性，ρ=（）。
A.K过剩×K有效B.K过剩/K有效C.K过剩×（K有效-1）D.K过剩/（K有效-1）正确答案：B[单选题]5.在核燃料裂变产生的几百种裂变产物中，对反应堆链式反应危害最大的是（）。
A.135IB.135XeC.131ID.135Te正确答案：B[单选题]6.Xe135的热中子吸收截面非常大，在E=0.0253eV处为（）靶。
A.2.7×105B.2.7×106C.2.7×107D.2.7×108正确答案：B[单选题]7.Xe135的热中子吸收截面非常大，在E=0.0253eV处为2.7×106靶，在（）eV处有共振峰。
A.0.008B.0.08C.0.8D.8正确答案：B[单选题]8.Xe135的热中子吸收截面非常大，在热能区平均的吸收截面大约为（）靶。
A.3×105B.3×106C.3×107D.3×108正确答案：B[单选题]9.“氙毒”指的是Xe元素的同位素（）。
A.131XeB.132XeC.134XeD.135Xe正确答案：D[单选题]10.在（）中，氙中毒的影响较小。
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。
核工业试测试题与参考答案一、单选题（共47题，每题1分，共47分）1.压水堆核电站防止事故发生和减轻事故后果的核安全级部件是：( )A、核 II 级B、核 IV 级C、核 I 级D、核 III 级正确答案：A2.从断裂力学的角度而言，应着重提高 NDT 方法的 ( )A、记录准确度B、检测灵敏度C、定位、定量精度D、自动化程度正确答案：C3.堆焊层采用奥氏体不锈钢的主要原因： ( )A、增加传热性能B、增强设备韧性C、耐腐蚀性D、以上都对正确答案：C4.核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是 ( )A、提高抗拉强度B、提高耐腐蚀C、提高耐磨性D、以上都对正确答案：B5.我国自行研制建造的第一座核电站是： ( )A、熔盐堆B、压水堆C、重水堆D、石墨堆正确答案：B6.我国核电站建设质量保证依据法规是： ( )A、ISO9000B、HAF003C、CNNC[1998]6 号文D、IAEA50-C-QA正确答案：B7.受力构件受到中子辐照后，其脆性转变温度将会： ( )A、升高B、降低C、无规律D、不变正确答案：A8.剂量当量的单位 ( )A、希沃特(雷姆)B、戈瑞(拉德)C、贝克(居里)D、伦琴正确答案：A9.核安全法规 HAF003 是 ( )A、强制执行文件B、参考性文件C、指导性文件D、以上说法都不正确正确答案：A10.核安全法规 HAF003 是A、强制执行文件B、参考性文件C、指导性文件D、以上说法都不正确正确答案：A11.压力容器在压力作用下，受到中子辐射，其脆性转变温度将会( )A、升高B、降低C、不变D、不一定正确答案：A12.对工作质量负主要责任的人是： ( )A、检验人员B、工作执行人员C、管理人员D、上级主管部门正确答案：B13.电离辐射按其照射方式可分为 ( )A、外照射和表面照射B、外照射和内照射C、环境辐射和直接照射D、以上都不对正确答案：B14.核电厂主要放射性物质有： ( )A、裂变产物B、活化产物C、活化的腐蚀产物D、以上都有正确答案：D15.在核电厂运行的三大目标中，最基本的考虑是： ( )A、经济性B、安全性C、可靠性D、以上三种都是正确答案：D16.压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成的回路，叫： ( )A、一次侧B、二次侧C、一回路D、二回路正确答案：C17.核总电发[1998]6 号文规定核工业无损检测人员资格考试的内容包括： ( )A、通用技术B、核工业专门知识C、实践能力D、以上都是正确答案：D18.文件控制的主要措施 ( )A、编、审、批制度B、发布和分发制度C、变更控制制度D、以上都是正确答案：D19.核电站一回路系统中常用的主要结构材料分为： ( )A、锻钢、铸钢、结构钢B、钛合金C、低碳钢、中碳钢、高碳钢D、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金正确答案：D20.在反应堆压力容器表面堆焊一层奥氏体不锈钢的目的在于：A、增强容器强度B、屏蔽中子辐照C、减少冷却剂的腐蚀及材料因氢化而变脆D、提高容器气密性，防止泄漏正确答案：C21.压水堆型核电站一回路系统中常用的结构材料是：A、锻钢、铸钢、结构钢B、低合金钢、不锈钢、镍基合金C、高合金钢、低合金钢、特种钢D、低碳钢、中碳钢、高碳钢正确答案：B22.合格的仪器应具备 ( )A、合适的量程B、适当的精度和准确度C、正确的型号D、以上都是正确答案：D23.在Γ点源与人之间设置 3 个半值层的屏蔽物质，则人员处Γ射线的强度将减至原来的 ( )A、三分之一B、八分之一C、九分之一D、六分之一正确答案：B24.压水堆和沸水堆都属于：A、轻水堆B、石墨堆C、重水堆D、气冷堆正确答案：A25.金属材料的断裂韧性 KIC 值与什么因素有关 ( )A、金属材料本身的性质B、外加的应力和受力方式C、几何形状和裂纹大小D、以上都是正确答案：A26.在下列金属材料中最容易产生再热裂纹的是： ( )A、低碳钢B、不锈钢C、与材料无关D、低合金钢正确答案：B27.对工作质量负主要责任的人是 ( )A、上级主管部门B、管理人员C、检验人员D、工作执行人员正确答案：D28.用来检测χ射线或γ射线辐射场的物理量是 ( )A、照射量B、剂量当量C、有效剂量D、吸收剂量正确答案：A29.秦山三期核电站堆型为： ( )A、重水堆B、石墨堆C、压水堆D、熔盐堆正确答案：A30.放射性工作人员的平均年照射的最大允许剂量当量为： ( )A、20mSvB、100mRemC、100mSvD、50Rem正确答案：A31.放射性工作人员年有效剂量限值中应包括A、天然本底照射，宇宙照射B、内照射和外照射C、医疗照射D、以上都是正确答案：B32.辐射防护的原则：A、正当化B、最优化C、个人剂量限值D、以上都是正确答案：D33.通过质量保证，促进达到质量要求的途径是 ( )A、确定所要求的技能B、选择合格的人员使用适当的设备C、明确承担任务者的个人职责D、以上都是正确答案：D34.我国核电站建设质量保证依据法规是 ( )A、ISO9000B、HAF003C、CNNC[1998]6 号文D、IAEA50-C-QA正确答案：B35.核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是：( )A、受高温B、受循环载荷C、受高压D、受中子与г射线辐射正确答案：D36.核电站的构成： ( )A、核蒸汽供应系统B、发电系统C、辅助系统D、以上都是正确答案：D37.压水堆核电站中，防止裂变产物逸出的设备称之为核安全 ( )A、1 级部件B、2 级部件C、3 级部件D、4 级部件正确答案：A38.核容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是 ( )A、受高温B、受循环载荷C、受高压D、受中子与γ射线辐射正确答案：D39.剂量当量的单位是 ( )A、希沃特(雷姆)B、贝克勒尔(居里)C、伦琴D、戈瑞(拉德)正确答案：A40.核工业无损检测人员技术资格考试包括： ( )A、核基本知识B、方法知识C、实践能力D、以上都有正确答案：D41.放射性的强度是用什么来度量的？A、活度B、源的尺寸大小C、能量D、源的种类正确答案：A42.我国对放射工作实行什么样的管理制度： ( )A、备案制度B、审批备案制度C、许可登记制度D、合同管理制度正确答案：C43.辐射防护实践的正当性是指 ( )A、不得损害人的健康B、保护环境，保护公众C、具有正当的理由，利益大于代价D、以上都不对正确答案：C44.核电站中防止事故发生和减轻事故后果的设备和部件称为 ( )A、一级部件B、二级部件C、三级部件D、四级部件正确答案：B45.对工作质量负主要责任的人是 ( )A、工作执行人员B、上级主管部门C、监督人员D、管理人员正确答案：A46.用于外照射个人剂量监测的法定剂量计为 ( )A、TLD (热释光剂量计)B、电子剂量计(DM-91)C、WBC (全身计数器)D、以上都可以正确答案：A47.对工作质量负主要责任的人是 ( )A、上级主管部门B、检验人员C、管理人员D、工作执行人员正确答案：D二、判断题（共55题，每题1分，共55分）1.ASME 标准是国际标准化委员会发布和推荐的标准。
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)。
体积释热率-131.60210v a f f q F E N σφ=⨯⨯：单位堆芯体积所释放热功率 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？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。
