核反应堆热工期末试卷

学院专业学号姓名核反应堆物理分析课程试卷 A一．名词解释：（5 x 4分=20分）1. 逃脱共振俘获概率2. 反应性温度系数3. 核反应率4. 缓发临界5. 最大氙中毒二、选择题：（10 2分=20分）1.下列核反应过程哪一种是中子慢化的主要因素？（）A. 直接非弹性散射B. 共振散射C. 弹性散射D. 非弹性散射2. 下列哪些核素为易裂变同位素：（）A．238U B. 233U C. 235U D. 232Th3. 热中子在下列介质中平均自由程最小的是哪一种？（）A．238UO2 B. 235UO2C. H2O D. 结构材料4. 关于合理选取栅元下列说法正确的是：A. 芯部均匀布置的各组成部分最小结构单元B. 芯部为一个栅元C. 单一介质为同一个栅元D. 燃料棒5. 下列哪些核素是反应堆的毒素？A. 238UB. 135XeC. 241AmD. 149Sm6. 235U吸收热中子后的裂变中子能量平均约为：（）A. 1MeVB. 2MeVC. 3MeVD. 10MeV7. 压水堆分界能通常取下列哪个值？（）A. 0.0253eVB. 0.625eVC. 1eVD.1000eV8. 下列关于斐克定律说法正确的是（）A. 仅适用于单能中子B. 仅适用于介质表面处C. 仅适用于稳态计算D. 不适用于强吸收体附近9. 关于反应堆保持临界下列说法正确的是：（）肯定大于1 B.功率一定是额定值 C. 材料曲率大于几何曲率 D. 反应性为零A. k∞10. 关于反应堆的周期，说法正确的是（）A. 瞬发中子密度变化e倍的周期B. 缓发中子密度变化e倍的周期C. 反应堆的稳定周期D. 反应堆额定功率运行时间三．简答题（4 x 5分=20分）1．截面随中子能量的变化规律如何？2. 紧急停堆后中子通量密度变化趋势？试估算关闭反应堆所需时间。

3. 直线外推距离对反应堆扩散方程求解有何作用？直线外推距离所包围的外表面是否有中子泄漏，为什么？4. 缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计？为什么？四．计算题：（总计40分）1．反应堆电功率为1000MW，电站的效率为40%。

A.结构完整性降低
B.热防护性能提高
C.化学稳定性增强
D.抗辐射性能提高
20.以下哪个环节不属于核反应堆耐火材料的安全防护考核内容？（）
A.材料选用
B.设计方案
C.生产制造
D.销售渠道
注意：请将答案填写在括号内，每题1分，共20分。
二、多选题（本题共20小题，每小题1.5分，共30分，在每小题给出的四个选项中，至少有一项是符合题目要求的）
B.碳素材料
C.铜合金
D.镁铝砖
2.耐火材料在核反应堆中的作用是什么？（）
A.提供结构支撑
B.导热
C.隔热防护
D.辐射防护
3.核反应堆中使用耐火材料的主要目的是？（）
A.提高能源效率
B.防止燃料泄漏
C.保障人员安全
D.提高反应堆运行速度
4.以下哪种情况下，耐火材料可能发生损坏？（）
A.高温环境
B.常温环境
A.实验室测试
B.现场检测
C.计算机模拟
D.原子力显微镜
5.以下哪些材料可以用作核反应堆的耐火材料？（）
A.氧化铝
B.氧化锆
C.镁铝砖
D.钨合金
6.耐火材料在核反应堆中的主要作用是什么？（）
A.隔热
B.防止燃料泄漏
C.吸收中子
D.防护辐射
7.以下哪些情况下耐火材料可能发生结构损坏？（）
A.高温
B.快速温度变化
B.提高材料熔点
C.减少材料热导率
D.提高材料抗热冲击性能
15.核反应堆耐火材料在高温环境下的主要失效形式是什么？（）
A.熔化
B.蠕变
C.热膨胀
D.热分解
16.以下哪种材料不适合作为核反应堆耐火材料？（）

当压水堆发生断电事故时，主循环泵停止运转。即使已快速 停堆，但由于还有剩余中子功率和衰变热，燃料元件会继续 释出热量。若反应堆具有较大的自然循环能力，就可以把堆 内的热量导出，防止事故发生。因此，主冷却剂系统的自然 循环能力是评价反应堆安全性的一项指标。
对于核动力船来说，具有较大的自然循环能力更为重要，它 表明在主循环泵停止运转的工况下船具有低速航行的能力。
FN, h
h h Gh L q m (z) h m 0 G m dz
L q h (z)
0
L q h (z)
dz
特别当Gh=Gm:
q h (z)dz Gh 0 FN, h L L q m (z) 0 G m dz 0 q m (z)dz [ q h (z)dz] / L 0 [ q m (z)dz] / L 0
热管内的冷却剂流量再分配指的是由于热管内产生汽泡而增大流动压降， 导致热管冷却剂流量减少，而多比的这一部分冷却剂就要流到堆芯其它相 邻的冷却剂通道上去。
FE, h,4
h h,max,4 h h,max,3
0 q h (z)dz
G m,h,min,4
L
0
L

G m,h,min,3 G m,h,min,4
FE, h,2
h h,max,2 h m,max
0 q h (z)dz
G m,h,min,2
L
0
L

G m,m G m,h,min,2
q m (z)dz G m,m
; ( q h (z)dz q m (z)dz) 0 0
L
L
f C Ren C( p pfr f
分配联箱（第三题）
Pfl Wf 2

核电站期末复习题核电站系统与设备期末复习题1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。

2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统及辅助系统组成。

3.通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供气系统。

4.核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。

5.核电厂选址应考虑核电厂本生特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三方面。

6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。

7.安全分级的主要目的是正确选择用于设备、制造和检验的规范和标准。

8.安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。

安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。

9.我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类和非抗震类（NA）。

10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。

11.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。

12.在堆芯热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少堆出入口温差。

13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用2~4条环路并联形成。

14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。

15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。

16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。

17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8MPa。

18.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。

19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。

20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。

21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。

22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。

23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。