核反应堆工程

2008年上海交通大学研究生入学考试课程《核反应

堆工程》

考试大纲

1．该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分

2．主要参考书目：

核反应堆物理：

谢仲生主编，《核反应堆物理分析（上册）》，原

子能出版社，1994。

谢仲生、张少泓，《核反应堆物理理论与计算方

法》，西安交通大学出版社，2000。

核反应堆热工：

于平安等编著，《核反应堆热工分析》，原子能出

版社，1986。

于平安等编著，《核反应堆热工分析》，上海交通

大学出版社，2001。

核反应堆物理基础

1．核反应堆的核物理基础

1．中子与原子核的相互作用

相互作用的机理、中子吸收和中子散射

2．中子截面和核反应率

截面、自由程、中子通量密度、核反应率的概念

宏观截面的计算，各类型截面随中子能量的变化规律

3．共振现象与多普勒效应

4．核裂变过程

裂变能的释放、反应堆功率和中子通量密度之间的关系、裂变中子、裂变产物

5．链式裂变反应

临界条件、四因子模型

2．中子慢化与慢化能谱

1．中子的弹性散射过程

弹性散射动力学、慢化剂的选择

2．无限均匀介质的慢化能谱

慢化方程、含氢无吸收介质的慢化谱

3．热中子堆的近似能谱

3．中子扩散理论

1．单能中子扩散方程

斐克定律、单能中子扩散方程

2．非增殖介质扩散方程的解

4．均匀反应堆的临界理论

1．均匀裸堆的单群临界理论

均匀裸堆的单群扩散方程、单群临界条件及临界时的中子通量密度分布

2．双区反应堆的单群临界理论

双区反应堆的单群扩散方程、临界条件及临界时的中子通量密度分布

3．双群扩散方程

5．非均匀反应堆

1．栅格的非均匀效应

6．反应性随时间的变化

1．核燃料中铀-235的消耗、钚-239的积累

2．氙-135中毒

平衡氙中毒、最大氙中毒、功率瞬变过程中的氙中毒、氙震荡

3．钐-149中毒

4．燃耗深度与堆芯寿期

5．核燃料的转换与增殖

7．温度效应与反应性控制

1．反应性温度效应

反应性温度效应及其成因、堆芯内各种成分的反应性温度系数、温度反馈对反应堆安全的意义

2．反应性控制的任务

剩余反应性、控制棒价值、停堆深度

3．压水堆的几种反应性控制方式

8．核反应堆动力学

1．反应堆周期

2．点堆中子动力学方程

3．反应性阶跃扰动情况下堆内中子通量随时间的瞬态变化反应性方程、瞬发临界条件

核反应堆热工基础

1、传热学基础

1、热量传递的基本方式

基本概念：导热，对流，热辐射，传热过程，传热系数

2、导热基本定律

基本概念：导热系数，热流密度，温差

导热计算：导热基本定律（傅立叶定律），导热微分方程

式，通过平壁的导热，通国圆筒壁的导热

3、对流换热基本定律

基本概念：对流换热系数，热流密度，温差，层流换热，紊流换热，强制对流换热，自然对流换热，雷诺数，格拉晓夫数，努谢尔特数，影响换热系数的因素

对流换热计算：对流换热基本定律（牛顿冷却公式），对流换热系数，强制对流换热，自然对流换热，换热微分方程式

4、凝结与沸腾换热

基本概念：凝结换热现象，膜状凝结，珠状凝结，影响膜状凝结的因素

沸腾换热，池式沸腾，管内沸腾，过冷沸腾，饱和沸腾，核态沸腾，过渡沸腾，膜态沸腾

5、辐射换热

基本概念：热辐射，辐射常数，吸收率，黑体辐射，灰体辐射辐射换热计算：辐射换热公式（斯蒂芬－玻尔兹曼定律）

6、传热过程与换热器

基本概念：传热过程分析，热阻，温差，换热器，间壁式换热器传热计算：传热方程式，传热量计算

2、反应堆内热量的产生与输出

1、堆内热源的产生

堆芯内热源：（裂变碎片动能，裂变中子的动能），包括：燃料元件内释热，反应堆结构部件（燃料包壳，定位格架，控制棒导管）的释热，控制棒内的释热，慢化剂内的释热，

堆芯内热源的空间分布：

堆芯外结构部件的释热：（反射层，热屏蔽，压力容器）

停堆后的释热：（剩余裂变功率，衰变功率），裂变产物的衰变，中子俘获产物的衰变

2、燃料元件的径向导热

热量传导路径：燃料元件芯块内的导热（有内热源），芯块表

面到包壳内表面的传热（间隙热阻），包壳内表面到外表面的导热（无内热源）

热量传导计算：燃料芯块内的温度分布，燃料热导率，燃料芯块与包壳之间的间隙热传导，包壳中的温度降

3、燃料元件包壳外表面到冷却剂的传热

元件壁面与冷却剂之间的对流换热过程：

基本概念：单相流，多相流，两相流，强迫对流传热，自然对流传热，含汽量，空泡份额，滑速比，两相流的流型，泡状

流，塞状流，环状流，雾状流，欠热沸腾起始点，汽泡脱离壁面起始点，沸腾传热，临界热流密度，沸腾传热特性曲线

对流换热计算：对流换热公式，单相对流传热系数，强迫对流传热系数，自然对流传热系数，两相对流的传热系数，流动沸腾的传热系数，泡核沸腾的传热系数，过渡沸腾的传热系数，膜态沸腾的传热系数

4、沿冷却剂通道的输热

冷却剂将热量输送到堆外过程：

输热量计算：

5、燃料元件及冷却剂通道的轴向温度分布

基本过程：轴向功率分布，径向传热

温度计算：冷却剂温度分布，包壳外面温度分布，包壳内温度分布，燃料元件芯块表面温度分布，燃料元件中心温度分布

3、流体动力学

1、单相流的压降

基本概念：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，单相通道的流动压降，等温流动的摩擦系数（圆形通道，非圆形通道），加热或冷却下流动的摩擦系数，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩小，弯管，接管，阀门）

压降计算：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，单相通道的流动压降，等温流动的摩擦系数（圆形通道，非圆形通道），加热或冷却下流动的摩擦系数，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩小，弯管，接管，阀门）

2、两相流的压降

基本概念：均匀流模型，分离流模型，

压降计算：两相面直通道的流动压降，提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩

小，弯管，接管，阀门，孔板）

3、流量计算

基本概念：封闭回路中的流量，强制循环，泵消耗功率，自然循环

流量计算：封闭回路中的流量计算，强制循环流量，自然循环流量

4、流量分配

基本概念：并联通道，闭式通道，开式通道，影响流量分配的因素

流量计算：并联闭式通道的流量分配计算，（压力分布，质量守恒方程，动量守恒方程，能量守恒方程）

5、流动不稳定性

基本概念：流动不稳定性，流动不稳定性的不利影响，水动力不稳定性，并联通道不稳定性，流型不稳定性，动力学不稳定性，热振荡

4、反应堆稳态熱工设计

1、压水堆熱工设计准则

设计准则：

2、热点因子

基本概念：热点，热点因子，热流密度核热点因子，热流密度工程热点因子，降低热点因子的方法

3、热通道因子

基本概念：热通道，焓升核热通道因子，焓升工程热通道因

子，焓升工程热通道分因子，降低焓升热通道因子的方法

4、流动沸腾的临界热流密度

基本概念：流动沸腾的热流密度，流动沸腾的临界热流密度，影响临界热流密度的因素

临界热流密度计算：W－3公式

5、最小烧毁比

基本概念：偏离泡核沸腾比，最小烧毁比

计算：偏离泡核沸腾比，最小烧毁比

6、单通道模型

反应堆输出熱工率，燃料元件传热面积，平均通道的冷却剂质量流速，平均通道的压降，反应堆进口温度或出口温度，热通道因子，热点因子，最大热流密度，最大线功率密度，堆芯平均功率密度，热通道的有效驱动压头，热通道冷却剂焓场，热通道内燃料元件温度场

7、子通道模型

分析方法：通道间质量，动量，热量的交换，通道划分，计算步骤

8、蒸汽发生器内的传热

一回路熱工参数：冷却剂工作压力，冷却剂的流量

蒸汽发生器内热量的传输：

冷却剂流量与工质流量之间的关系：

哈工程——核反应堆物理试题

哈尔滨工程大学——《核反应堆物理分析》复习资料 ——邓立例1 由材料组份→临界尺寸有一由235U 和普通水均匀混合的实验用柱形热堆235U 浓度0.0145g/cm 3 。用单群修正理论计算最小临界体积下的圆柱体积尺寸。已知: 235 U 对热中子的微观吸收截面为590靶，水的微观吸收截面为0.58靶，η=2.065，热中子在水中扩散面积 22 8.1TM L cm =，227M cm τ=。例1解：由圆柱堆结果可知220 23H B π=，22 02 3(2.405)2R B ?= 由单群修正理论的临界方程：22 11k M B ∞ =+ 可得：2 2 1k B M ∞-= （1）求：k pf εη∞=，由于无238U ，1p ε== 即：k f η∞= 其中： aF aF aM f ∑= ∑+∑，令aF aM z ∑= ∑，则： 1z f z = + 1.13F A aF aF F aF F M aM M aM A aM M N N A z N N A ρσσρσσ∑= ===∑ 则： 0.531f =， 1.0965k ∞= （2）求：2 2T T T M L τ=+ 11133()3sM T TM T s sF sM D D = =≈=∑∑+∑∑ （,sF sM F M N N σσ） 2223.841TM T aF aM T TM T T a L D D L cm z = =≈=∑∑+∑+ F FM T TM F T F TM D D ττ→→= ==∑∑ 则：2 22 30.84T T T M L cm τ=+= 2 32 21 1.09651 3.1291030.84 k B cm M --∞--= ==? 代入以上结果可得：097.23H cm =，2 2 2 3(2.405)52.662R cm B ==

哈尔滨工程大学834核反应堆物理2020考研专业课初试大纲

2020年考试内容范围说明考试科目名称: 核反应堆物理考试内容范围: 一、核反应堆的核物理基础 1.掌握截面、中子通量密度和核反应率的概念。 2.掌握截面随中子能量的变化规律。 3.掌握核裂变过程。 4.掌握反应堆内中子的循环过程。二、中子的扩散与慢化 1.掌握中子的慢化。 2.掌握热中子反应堆内的中子能谱的分布规律。 3.掌握中子扩散方程及边界条件。 4.掌握非增殖介质内中子扩散方程的解法。 5.掌握分群扩散方法。 6.掌握扩散长度、慢化长度、徙动长度。三、均匀反应堆的临界理论 1.掌握增殖介质内中子扩散方程的解法。 2.掌握热中子反应堆的临界条件。 3.掌握单群修正理论。 4.掌握反射层对反应堆的影响。四、反应性的变化 1.掌握反应性的概念。 2.掌握中毒效应及对反应堆的影响。 3.掌握燃耗效应对反应堆的影响。 4.掌握核燃料的转换与增殖。五、温度效应与反应性控制 1.掌握反应性温度系数及其对反应堆的影响。 2.掌握温度效应的机理及影响因素。 3.掌握反应性控制的原理。 4.掌握反应堆中反应性控制的方法及其特点。六、反应堆中子动力学 1.掌握缓发中子在反应堆动力学中的作用。 2.掌握点堆中子动力学方程及其解，并能够用其分析问题。 3.掌握反应性变化时中子密度的响应，并能够用其分析问题。七、中子输运理论 1.掌握中子输运方程及其边界条件。考试总分：150分考试时间：3小时考试方式：笔试考试题型：简答题（50~60分）计算题及证明题（60~70分）综合题（30分）参考书目 [1]曹欣荣.核反应堆物理基础.原子能出版社，2011 [2]谢仲生.核反应堆物理分析.西安交通大学出版社，原子能出版社，2004

哈工程核反应堆物理2012回忆版

哈尔滨工程大学核反应堆物理2012回忆版（简答题第8题后半个小问题记得不是很清楚了，其它七个小问基本全部全面，其中序号可能有部分出入。解答题语序可能不能完全对上号，但题意表达齐全，第四题滴字不漏，数据分毫不漏，此题是曹欣荣赵强版课后习题第21题和第23题的改版，数据都没换；第五题的两个小问的问题有点乱，实在是记不清楚了，只写了个大概，部分字母表示不是很准确）一、简答题：（每道10分，共80分） 1.热中子反应堆中为什么要使用慢化计？慢化计的选择原则？ 2.缓发中子是如何产生的？缓发中子在反应堆中的作用？ 3.什么是多普勒效应？为什么燃料的温度系数是负值？ 4.简述热中子反应堆的中子循环过程，并写出四因子公式。 5.简述新堆启动、功率平衡、升功率、降功率、停堆和在重新启动过程中钐数目的变化？ 6.什么是反应堆堆芯寿期？比较在平衡氙堆芯寿期情况和最大氙堆芯寿期情况对反应堆运行有什么影响？ 7.什么是微分价值和积分价值？造成控制棒间的相互干涉效应的原因？ 8.简述热中子反应堆内热中子能谱分布，分析共振吸收的变化对反应堆微观截面的影响？二、（10分）一无限大平板，k00=1，(两边加反射层，将所有的中子都放射会堆芯所有中子都反射回堆芯，没有泄露)，问中子通量密度能否在一稳定功率下运行？不可以，说明理由；可以，请推导出。三、（20分）一无限高宽a长b的方形热中子反应堆，单位高度上所产生的功率为P，每次核裂变释放的能量为Er,宏观裂变截面为(佘格马f)，求出其中子通量密度分布。四、（20分）有一个由和石墨均匀混合而成的半径为100cm的临界的球形裸堆，利用修正的一群理论计算：临界质量。已知的热裂变因数n=2.065，热吸收截面590靶，石墨的热扩散面积3500cm2，中子年龄368，热吸收截成0.003靶，密度1.6g/cm3。五、（20分）考虑缓发中子和外在中子源存在，运用点堆模型（1）分析有效增殖因子小于1时，能否使中子通量密度在一稳定水平运行，若不能说明原因，若能请求出？（2）若反应堆周期小于80秒，紧急停堆需要多长时间中子通量密度与原中子通量密度之为，以及后续中子通量变化情况？

核反应堆物理课程报告

核反应堆物理课程报告罗晓 2014151214

有关反应堆反应性的研究报告作者：罗晓摘要：本学期我们进行了《反应堆物理》课程的学习，在学习之尾，为了检验学习成果，特在此做有关反应堆反应性的研究报告。在反应堆研究的各个方面，反应性的研究不可忽视，在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。为了对立面的有关机理进行更加详细的了解,下面对各种反应性进行了综合分析,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。关键词：反应堆、反应性、控制首先，我们在此解释反应性的概念。宏观上来说，反应性即为反映核反应堆状态的一种物理量。数学定义如下：其中：k 为反应堆的有效增值系数从上式来看，反应性表征了反应堆偏离临界状态的程度。在反应堆内引入反应性有很多种办法，而经常用到的有如下几种:(1)向堆内插入可移动的且具有较强中子吸收能力的控制棒，常采用由银－铟－镉合金组成的控制棒组件，他们通过控制棒驱动机构有效控制，我们将这部分反应性记为1ρ ;(2)向堆芯内装入对中子吸收截面较大的固体物质———可燃毒物，在堆芯运行期间，随着核燃料一起逐渐被消耗掉，我们将其记为2ρ ;(3)在轻水堆中，将对中子吸收截面较大的物质溶解在冷却剂中，将其称为可溶毒物，用 3ρ 表示。以上引入的这些反应性，无论是因操作需要而人为引入的，还是由于意外事故的发生而造成的(如控制棒被抛出或冷却剂泵损坏)，他们都是通过改变外加中子吸收物质来实现的。同时，反应堆内反应性的变化应该考虑一下三种情况：（1）温度效应因反应堆温度效应变化而引起的ρ发生变化的效应，称为反应性的温度效应。温度效应可以用反应性温度系数来衡量。负的温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。 1=K K ρ-

反应堆工概论整理

第一章反应堆简介 1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。 2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆 3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础 1. 原子与原子核 92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数 2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸) 原子核带正电，半径为1213 10~10cm --，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u 3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。核素的表示A Z X。4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量 5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即 0e t N Nλ-=

6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变 Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成） Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子 Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线 7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期，1/20.693T λ= 。平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间，1/τλ= 8. 放射性活度及其单位放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==? 9. 原子核内核子间的作用力原子核内核子间的作用力（核力）是短程力，与电荷无关，具有饱和性，且与核子的自旋态有关 10. 结合能与比结合能自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能，原子核平均每个核子的结合能称为比结合能 11. 质量亏损原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ?,2E Mc ?=?即为结合能 12. 裂变能与聚变能重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能；轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能 13. 弹性散射弹性散射：中子与靶核碰撞过程中，动能、动量守恒，靶核的能级状态没有改变的反应。碰撞后，中子的运动方向和能量都有所改变，中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现 14. 非弹性散射非弹性散射：类似于弹性散射，但是靶核的能级状态有所升高。常伴随靶核的γ衰变，高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射

反应堆工程概论

△名词概念类★简答类 △裂变中子中还有不到1%的中子是在裂变碎片过程中发射出来的这些叫缓发中子 △缓发中子的能谱不同于瞬发中子的能谱缓发中子的平均能量要比瞬发中子低 △虽然缓发中子在裂变中子中所占份额很小（小于1%）但他对反应堆的动力学过程和反应堆控制却又非常重要的影响 △在热中子反应堆内中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射 △微观截面：假设在1cm的物质中有N个原子核在这个物质的一个面上射入一个中子我们把每一个原子核与一个入射中子发生核反应的概率定义为微观面枪单位为米方 △宏观截面：如果每立方米的物质中含有N个核则乘积枪N等于每立方米靶核的总截面用符号它的量纲是长度的倒数 △反应堆堆芯满足的要求：1堆芯功率分布应尽量均匀以使堆芯有最大的功率输出2尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命以适当减少换料操作次数5堆芯结构紧凑换料操作简便△压水堆采用17X17排列燃料组件每个组件中有289个栅元设有24根控制棒导向管和一根堆内中子通量测量管其余264个栅元装有燃料棒 △组件：1燃料元件棒2燃料组件的骨架结构3控制棒组件4可燃毒物组件5中子源组件6阻力塞组件 △陶瓷燃料优点（相对金属铀）：1熔点高2热稳定性和辐照稳定性好3化学稳定性好与包壳和冷却剂材料的相容性好 △体积释热率定义：Qv=Ef·Rf 分别代表燃料的体积释热率每次核裂变产生的能量燃料内的核反应率 △燃料温度系数：燃料温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性变化称为燃料温度系数△慢化剂温度系数：慢化剂温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性称为慢化剂温度系数△中毒效应：热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物其中子吸收截面较大故对p有明显的影响裂变产物分：稳定或长寿命的称为结渣短寿命的称为毒物毒与渣对反应性的影响称为反应性的毒渣效应简称中毒效应 △影响堆芯内功率分布的主要因素：1燃料装载的影响2反射层的影响3控制棒的影响4结构材料、水隙和空泡的影响5燃料元件自屏蔽效应的影响 △核反应堆安全对策1保证反应堆得到安全可靠的控制2确保堆芯冷却3包容放射性产物△反应性控制类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制 △核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性引发放射性物质泄漏的事故引起原因1堆芯失去冷却或冷却不充分2堆芯的反应性快速不可控制升高 △核反应堆严重事故分为：1堆芯溶化事故2堆芯解体事故 △把核反应堆运行工况分为四类：1正常工况和运行瞬变2中等频率事件3稀有事故4极限事故以上四类事故也称为设计基准事故DBA ★为何热中子反应堆中选用轻水作慢化剂：因为是含氢物质慢化能力大价格低廉 ★反射层对反应堆的作用：1减少芯部中子的泄漏从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小这样可以节省一部分燃料2提高反应堆的平均输出功率 ★简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用：若反应堆具有负的温度系数则随着温度升高k值将变小从而使中子通量也跟着下降这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。 ★什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿命：通常把单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的度量有燃耗深度=Nt·t÷Wu 堆芯寿命：当反应堆的有效增殖因数降到1时反应堆

电气绪论

第一章绪论 1-1（2）能源分类的方法有哪些？试简述电能的特点及其在国民经济中的地位和作用。答：按获得方法分为一次能源、二次能源；按被利用程度分为常规能源和新能源；按能否再生分为可再生能源和新能源；按能源本身的性质分为含能体能源和过程性能源。特点：便于大规模生产和远距离输送，方便转换和易于控制；损耗小；效率高；无气体和噪声污染。电能的应用影响到社会物质生产的各个方面，也广泛渗透的人类生活的每个层面。1-3能量有哪些基本形式？答：第一机械能。它包括固体和流体的机械动能和势能、弹性能及表面张力能等。其中动能和势能是人类较早认识的能量。第二热能。它是由构成物质的原子及分子运动与振动的动能，表现为物体温度的高低。第三化学能。化学反应所放出的能量，利用最普遍的化学能是燃烧碳和氢，而这两种元素是煤、石油、天然气中最主要的可燃元素。第四辐射能。它是物质以电磁波形式释放的能量。如太阳能就是辐射能的一种。第五核能。它是蕴藏在原子核内的粒子间相互作用释放出的能量。释放巨大核能的核反应有：核裂变和核聚变反应。第六电能。它是电子运动和积累相关的能量。可以是电池中的化学能转化而来或是通过发电机将机械能转换而来。 1-4、简述在旋转电机中的能量转换基本原理。在发电机里，电磁转矩是制动性质的转矩，即电磁转矩的方向与拖动发电机的原动机的驱动转矩的方向相反，原动机的驱动转矩克服发电机内制动性质的电磁转矩而做功，将机械能转换为电能。而在电动机里，电磁转矩是驱动电机旋转的原动力，即电磁转矩是驱动性质的转矩，在电磁转矩作用下，将电能转换为机械能。 1-5、电力系统、电力网及动力系统由那些要求？ 1、电力系统：由发电机、变压器、线路、用电设备以及其测量、保护、控制装置等按一定规律联系在一起组成的用于电能生产、输送、分配和消费的系统称为电力系统。 2、电力网：电网是由变压器和各种电压等级输电线路组成的，用于电能输送和分配的网路。（其中电压等级在110kV及以上的电力网主要用于电能的远距离输送，称为输电网；35kV及以下的电力网主要用于向用户配送电能，称为配电网。） 3、动力系统：电力系统及其动力部分的总体称为动力系统。动力部分包括火力发电厂的锅炉、汽轮发电机；水电厂的水库、水轮机；原子能电厂的反应堆、汽轮机等。 1-6大型电力系统能带来那些技术经济效益： ①提高供电的可靠性②减少系统装机容量③减少系统备用容量④采用高效率大容量的发电机组⑤合理利用资源，充分发挥水电在系统中的作用。 1-7⑴电力系统的主要特点：⑵对电力系统的要求：特点：①电能不能大量储存②暂态过程十分短暂③地区性特点较强④与国民经济密切相关。要求：①为用户提供充足的电力②保证供电的安全可靠③保证良好的电能质量④提高电力系统运行经济性 1-8简述衡量电能质量的主要指标，并举例说明其重要性。 ①电压：电热装置消耗的功率与电压的平方成正比，过高的电压将损坏设备，过低的电压则达不到所需要的温度。②频率：频率降低将使电动机的转速下降，影响生产效率和电机的寿命；频率增高会使转速上升，增加功率消耗，使经济性降低。③波形：影响电机的正常运行和效率，危害电气设备的安全运行，例如谐波放大或谐振过电压烧坏变电站中无功补偿电容器。

核反应堆物理分析习题答案第三章

第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算：（1）该点的中子通量密度；（2）该点的中子流密度；（3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。解：（1）由定义可知：12 21 310I I cm s φ+ - --=+=? （2）若以向右为正方向：12 21 110J I I cm s + - --=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。（3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω= + 其中：,a λ为常数， μ是Ω与x 轴的夹角。求：（1）中子总密度()n x ；（2）与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3）中子流密度(,)J x E 。解：由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有：（1）根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d λπμπ +∞ -= +Ω?? 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππλ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λ μμμ+∞ -=+? ? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令n m 为中子质量，则2 /2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ= （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得： cos sin cos μθ?= 则涉及角通量的、关于空间角的积分： 240 (1cos )(1sin cos )sin d d π π μθ?θθ+Ω=+?? 2220 sin cos sin d d d d π πππ ?θθ??θθ= +? ??? 00 2(cos )(2sin cos )404d π π πθπ μμμππ =- +=+=?

变电站绪论

绪论本电力系统应包括变电，配电以及相应的通信、安全自动、继电保护、调度自动化等设施。在国家发展计划的统筹规划下，合理的开发资源，用最少的资金为国民经济各部门及人民生活提供充足、可靠、合格的电能。本次设计的变电站为110KV变电站，其下级负荷为35KV级乡镇企业、农业和10KV级工业及其它负荷。这些负荷不仅包括水泥厂、开关厂等工业部门，也有政府、市区等非电力工业是国民经济的一项基础工业和国民经济发展的先行工业，它是一种将煤、石油、天然气、水能、核能、风能等一次能源转换成电能这个二次能源的工业，它为国民经济的其他各部门快速、稳定发展提供足够的动力，其发展水平是反映国家经济发展水平的重要标志。变电站是联系发电厂和用户的中间环节，起着变换和分配电能的作用。这就要求变电所的一次部分经济合理，二次部分安全可靠，只有这样变电所才能正常的运行工作，为国民经济服务。变电站是汇集电源、升降电压和分配电力场所，是联系发电厂和用户的中间环节。变电站有升压变电站和降压变电站两大类。升压变电站通常是发电厂升压站部分，紧靠发电厂。将压变电站通常远离发电厂而靠近负荷中心。这里所设计得就是110KV降压变电站。它通常有高压配电室、变压器室、低压配电室等组成。变电站内的高压配电室、变压器室、低压配电室等都装设有各种保护装置，这些保护装置是根据下级负荷地短路、最大负荷等情况来整定配置的，因此，在发生类似故障是可根据具体情况由系统自动做出判断应跳闸保护，并且，现在的跳闸保护整定时间已经很短，在故障解除后，系统内的自动重合闸装置会迅速和闸恢复供电。这对于保护下级各负荷是十分有利的。这样不仅保护了各负荷设备的安全利于延长是使用寿命，降低设备投资，而且提高了供电的可靠性，这对于提高工农业生产效率是十分有效的。。由于本地区经济发展的需要电力供不应求的情况下，为了适应本地区经济的发展要在本地区建设110kV变电站。具体要求如下：工业部门对供电的要求不同。依照先行的原则，依据远期负荷发展本设计该变电所，本变电站主要任务是把110KV变成35kV和10kV电压供周边城乡使用。尤其对本地区大用户进行供电，改善提高供电水平，提高了本地供电质量和可靠性。现在，随着大电网系统的建设，输电的电压等级越来越高，这一方面使降低损耗的需要，另一方面也是工业生产等负荷发展的需要。我国目前广泛采用的输电等级有110KV、220KV等级别，还有500KV级的输电线路也在迅速发展，所以110KV级的变电站在电力系统中的应用也十分广泛。并且伴随电力系统中所用电气元件产品诸如断路器、继电器、隔离开关等性能指标的提高，变电站的功能也会越来越完善，可靠性也会得到很大的提高。

核反应堆工程概论作业全集介绍

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： 1 2122301H 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; 24 He = 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。 2.6 100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变？同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤？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。

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专业名称年份平均分最低分考生类别录取批次水声工程2016617611理科一批船舶与海洋工程2016609606理科一批电子信息工程2016608--理科一批航空航天类2016605601理科一批自动化类2016605600理科一批信息安全2016605--理科一批核工程与核技术2016604596理科一批港口航道与海岸工程2016604602理科一批核化工与核燃料工程2016601596理科一批能源与动力工程2016599596理科一批电子信息类2016599596理科一批经济学类2016599--理科一批材料科学与工程2016597--理科一批计算机科学与技术2016596596理科一批数学与应用数学2016596593理科一批物联网工程2016596595理科一批软件工程2016596593理科一批机械设计制造及其自动化2016595595理科一批工程力学2016594593理科一批土木类2016594592理科一批光电信息科学与工程2016594--理科一批轮机工程2016593--理科一批工业设计2016592--理科一批工商管理类2016591--理科一批化学工程与工艺2016591--理科一批金融学2016583--理科一批材料物理2016569--理科一批哈尔滨工程大学专业排名及分数线【文科】专业名称年份平均分最低分考生类别录取批次英语2016545540文科一批法学2016544540文科一批思想政治教育2016538537文科一批社会学2016538--文科一批

核反应堆工程---复习参考题-资料讲解

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

电厂动力工程工程概论总复习附解答修订稿

电厂动力工程工程概论总复习附解答 Coca-cola standardization office【ZZ5AB-ZZSYT-ZZ2C-ZZ682T-ZZT18】

1．燃煤火电厂的生产过程由哪些主要设备完成？答:（三大主机：锅炉，汽轮机，发电机）凝汽器，凝结水泵，回热加热器，给水泵等. 2.电力弹性系数=电力增长速度/国民经济总产值增长速度。 3．热力学第二定律揭示热功转换和能量传递过程中的什么问题？答:揭示了冷源损耗问题,只从一个热源吸热而连续做功的循环发动机是造不成功的,热向功的转化过程是非自发的,要是过程得以进行,必须付出一定的代价,此代价是使部分从高热源获取的能量排向低温热源,即系统从高热源吸取的热量中,除一部分转变成功外,另一部分必须排放到低温热源(冷源损耗不可避免),热机不可能将全部热能转化为机械能. 4．效率最高的理想循环是什么循环它由哪几个热力过程组成答:是卡诺循环,它有两个可逆等温过程和两个可逆绝热过程组成 5．水蒸汽的定压形成过程包括哪几个过程？答:1.过冷水加热到饱和水的预热阶段,所需热量为预热热;2.饱和水汽化成干饱和蒸汽的气化阶段,所需热量为汽化潜热;3.干饱和蒸汽加热成过热蒸汽的过热阶段,所需热量为过热热.（过冷水、饱和水、湿蒸汽、干饱和蒸汽、过热蒸汽五个典型状态）（水的基本朗肯循环：1-2为过热蒸汽在汽轮机内的理想绝热膨胀做功过程，所做的功为W=h1-h2;2-3为乏汽向凝汽器的理想定亚放热的完全凝结过程其放热量为 q2=h2-h3；3-4为凝结水通过水泵的理想绝热压缩过程，所消耗的功为Wp=h4-h3；4-1为高压水在锅炉内经定压加热，气化，过热而成为过热蒸汽的理想定压吸热过程，所吸收的热量为q1=h1-h4.） 6．什么是水的临界点水的临界压力、临界温度是多少当水的压力等于或超过临界压力时，水蒸汽的定压形成过程有什么不同答:当压力升高到某一值时,饱和汽和饱和水的比容差值为零,即饱和水和饱和汽没有任何差别,具有相同的状态参数且汽化潜热等于零,此时的状态点为“临界点”;Pc=22.129MPa;Tc=374.15℃；当水的压力等于或超过临界压力时，仅仅靠加热不能使水汽化，必须把水的压力降低到临界压力以下，再加热才能使水汽化。7．水蒸汽的基本朗肯循环包括哪几个过程在火电厂中分别在哪些设备中完成答：1.过热蒸汽在汽轮机内的理想绝热膨胀做功过程；2.乏汽（汽轮机排汽）向凝汽器（冷源）的理想定压放热的完全凝结过程；3.凝结水通过给水泵的理想绝热压缩过程；4.高压水在锅炉内经定压加热、汽化、过热而成为过热蒸汽的理想定压吸热过程。 8、为提高朗肯循环：尽可能抬高蒸汽的初亚和初温降低排气压力。受金属材料耐热性的限制和环境温度的限制。 8．中间再热循环与基本朗肯循环有什么区别采用中间再热技术的目的是什么答：中间再热循环在基本朗肯循环的基础上加入了“再热器”。目的：1.提高蒸汽在汽轮机中膨胀末了的干度；2.提高循环热效率，节省能源消耗。

核反应堆工程概论作业全集

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： 12 122301H H He n +?→?+ 1 2121311H H H H +?→?+ 13122401H H He n +?→?+ 使用质量 1 1H = 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 = 1.6605655x10-27 kg 。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。

2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成 Pd=2.85x10-6T-1.2MeV/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。 2.6 100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变？同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤？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。

核工程概论习题

习题课：到黑板上演算。 1.四因子公式推导？ 2.避免瞬发临界的条件？第一章绪论 1.分别按用途、冷却剂为标准，细分核反应堆有哪些类型及其概念? 2.压水堆与沸水堆之间的主要差别是什么? 3.名词解释：功率密度、燃耗、乏燃料、燃耗、燃耗深度、比燃耗、核反应、链式裂变反应、链式核反应、核聚变、转换/增值、零功率(反应)堆、原型(反应)堆、中子通量密度、供热（反应）堆、研究（反应）堆、增殖（反应）堆、空间反应堆、微型中子源反应堆、脉冲（反应）堆、示范（反应）堆、商用（反应）堆、游泳池（反应）堆、高通量（反应）堆、一体化（反应）堆、热中子反应堆、快中子、超热中子、热中子、裂变中子、轻水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子增值堆、反应堆冷却剂、临界质量。 4.常用的冷却剂有哪些？轻水的特点是什么? 5.释放核能的途径？ 6.核反应堆的用途？ 7.如何选择冷却剂？ 8.压水堆中水的作用、压水堆名字的来历、压水堆优点、缺点? 9.燃料的循环有哪两种？ 10.重水堆的优点、缺点 11.高温气冷堆特点？ 12.为什么一般的热堆难以实现增值？ 13.何为快中子增值堆？ 14.快中子增值堆的增值过程？ 15.快堆的特点、冷却剂？ 16.核燃料循环体系的组成与流程？第二章原子核物理基础 1.中子与物质相互作用有哪几种类型? 2.在核反应堆内有哪些辐射类型?分别叙述这些辐射效应的特征。 3.比结合能概念与物理意义？ 4.裂变能量是如何表现与分配的？ 5.微观截面和宏观截面的物理意义、单位。 6.产生中子源的方法？第三章压水堆动力装置及本体结构 1.压水堆本体结构由哪几部分组成?其中堆芯由哪些部件组成? 2.压水堆动力装置组成? 3.目前压水堆的控制棒用什么材料做成?束棒型控制棒有什么优点? 4.常用的固体燃料有哪几种型式?试述UO2特点。 5.常用的结构材料是哪些? 6.中子源组件起什么作用?目前常用的中子源是什么材料? 7.堆内构件包括哪些部件?各起何作用? 8.对控制棒驱动机构有哪些要求? 9.一回路水的放射性剂量是如何产生的？ 10.名词解释：压力边界。 11.核电站的概念与工作原理。 12.压水堆核电站核岛中的四大部件是？第四章中子的扩散与慢化 1.自持链式裂变反应的条件是什么? 2.名词解释：临界质量、最小临界质量、临界尺寸、临界体积、最小临界体积、临界事故 3.在压水堆中，能否实现自持的链式反应，取决于中子的哪几种过程？ 4.四因子公式推导？

哈工程《核反应堆物理基础》整理

燃耗深度：是燃料贫化程度的一种度量，通常把单位质量燃料所发出的能量称为燃耗深度。后备反应性：控制棒积分价值微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。宏观截面：一个中子与单位体积靶物质内的原子核发生某类反应的几率或总的有效截面。平均自由程：中子在相继两次相互作用间所穿行的距离称为自由程，其平均值称为平均自由程。中子核反应率：单位时间单位体积介质内中子与核发生反应的次数。裂变产物：裂变碎片和它们的衰变产物都叫裂变产物。反应堆功率：反应堆单位时间释放出的热能，称反应堆的热功率。热中子：当慢化下来的中子与弱吸收介质（如堆内的慢化剂）原子或分子达到热平衡时，中子的能量基本上满足麦克斯韦分布规律，这种中子称为热中子。堆芯寿期：反应堆满功率运行的时间为反应堆的堆芯寿期。停堆深度：多普勒效应：共振吸收截面随温度展宽的现象，称为多普勒展宽或多普勒效应。斐克定律：中子流密度J的大小与能量密度梯度成正比。控制棒的微分价值：控制棒的价值：反应堆定义：核反应堆是一种能以可控方式实现自续链式裂变反应的装置。原子核结合能：核力与静电斥力之差就是使原子核结合在一起的能力，与之相应的能量称为核的结合能。剩余功率：来源有二、一为停堆后某些裂变产物还继续发射缓发中子，引起部分铀核裂变；二是裂变产物继续发射的β、γ射线在堆内转化成了热能。第二种称为衰变热。碘坑时间：从停堆时刻起直到剩余反应性又回升到停堆时刻的值时所经历的时间称为碘坑时间。燃耗效应：燃料的耗损将引起剩余反应性的下降，这种效应称为反应性的燃耗效应。温度效应：因反应堆温度变化而引起反应性发生变化的效应，称反应性的温度效应。允许停堆时间：若剩余反应性大于零，则反应堆还能靠移动控制棒来启动，这段时间称为允许停堆时间。强迫停堆时间：若剩余反应性小于零，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。反应堆周期：反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间。剩余反应性：堆芯没有任何控制毒物时的反应性。瞬发临界：反应堆仅依靠瞬发中子就能达到临界的状态。 1.热中子反应堆中为什么使用慢化剂，慢化剂的选取原则是什么？答：反应堆内裂变产生的中子具有相当高的能量，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都发生在这一能区，所以在热中子反应堆中要使用慢化剂。慢化剂的选取要求慢化能力越大越好，即平均对数能量缩减越大越好，同时还要求宏观散射截面越大越好，这样发生碰撞的几率较大；宏观吸收截面越小越好，这样热中子利用率高。（轻元素、大的下平均对数能降增量值、较大的散射截面，较小的吸收截面、价格便宜） 2.缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不到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？缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到1%。在反应堆动力学分析计算，缓发中子不可以忽略。缓发时间较长，缓发效应效应大大增加了两代中子之间的平

核反应堆物理分析公式整理

第1章—核反应堆物理分析中子按能量分为三类: 快中子(E ﹥0.1 MeV),中能中子(1eV ﹤E ﹤0.1 MeV),热中子(E ﹤1eV). 共振弹性散射 A Z X + 01n → [A+1Z X]* → A Z X + 01n 势散射 A Z X + 01n → A Z X + 01n 辐射俘获是最常见的吸收反应.反应式为 A Z X + 01n → [A+1Z X]* → A+1Z X + γ 235U 裂变反应的反应式 23592U + 01n → [23692U]* → A1Z1X + A2Z2X +ν01n 微观截面 ΔI=-σIN Δx /I I I IN x N x σ-?-?= = ?? 宏观截面 Σ= σN 单位体积内的原子核数 0N N A ρ= 中子穿过x 长的路程未发生核反应，而在x 和 x+dx 之间发生首次核反应的概率 P(x)dx= e -Σ x Σdx 核反应率定义为 R nv =∑ 单位是中子∕m 3?s 中子通量密度 nv ?= 总的中子通量密度Φ 0 ()()()n E v E dE E dE ?∞ ∞ Φ==?? 平均宏观截面或平均截面为 ()()()E E E E dE R E dE ????∑∑== Φ ? ? 辐射俘获截面和裂变截面之比称为俘获--裂变之比用α表示 f γ σασ= 有效裂变中子数 1f f a f γνσνσν ησσσα === ++ 有效增殖因数 eff k = +系统内中子的产生率系统内中子的总消失（吸收泄漏）率

四因子公式 s d eff n pf k k n εη∞ΛΛ= =Λ k pf εη∞= 中子的不泄露概率 Λ= +系统内中子的吸收率系统内中子的吸收率系统内中子的泄露率热中子利用系数 f =燃料吸收的热中子被吸收的热中子总数第2章-中子慢化和慢化能谱 2 11A A α-??= ?+?? 在L 系中，散射中子能量分布函数 []'1 (1)(1)cos 2 c E E ααθ= ++- 能量分布函数与散射角分布函数一一对应 (')'()c c f E E dE f d θθ→= 在C 系内碰撞后中子散射角在?c 附近d ?c 内的概率: 2d 2(sin )sin d ()42 c c r r d f d r θπθθθθ θθπ= ==对应圆环面积球面积能量均布定律 ()(1)dE f E E dE E α' ''→=- - 平均对数能降 2(1)11ln 1ln 121A A A A αξαα-+?? =+=- ?--?? 当A>10时可采用以下近似 22 3 A ξ≈ + L 系内的平均散射角余弦0μ 00 1223c c d A π μθθ== ? 慢化剂的慢化能力 ??s 慢化比 ??s /?a 由E 0慢化到E th 所需的慢化时间t S ()th E s s E E dE t v E λλξ? =- =-?