哈工程核反应堆物理2012回忆版
核反应堆物理试题及答案
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，中子的平均自由程是指（）。
A. 中子在反应堆中自由运动的平均距离B. 中子在反应堆中被吸收或散射的平均距离C. 中子在反应堆中被裂变的平均距离D. 中子在反应堆中被慢化的平均距离答案：B2. 核反应堆的临界状态是指（）。
A. 反应堆功率为零B. 反应堆功率为最大C. 反应堆中中子的产生率等于中子的消失率D. 反应堆中中子的产生率大于中子的消失率答案：C3. 核反应堆中，快中子是指（）。
A. 能量高于1MeV的中子B. 能量低于1eV的中子C. 能量在1eV到1keV之间的中子D. 能量低于1MeV的中子答案：A4. 核反应堆中，慢化剂的主要作用是（）。
A. 增加中子的产生B. 减少中子的消失C. 降低中子的能量D. 提高中子的穿透力答案：C5. 核反应堆中，冷却剂的主要作用是（）。
A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 吸收中子答案：A6. 核反应堆中，控制棒的主要作用是（）。
A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 吸收中子答案：D7. 核反应堆中，燃料棒的主要作用是（）。
A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 吸收中子答案：B8. 核反应堆中，反射层的主要作用是（）。
A. 传递热量B. 产生中子C. 慢化中子D. 反射中子答案：D9. 核反应堆中，中子通量密度是指（）。
A. 单位时间内通过单位面积的中子数B. 单位时间内通过单位体积的中子数C. 单位面积上的中子数D. 单位体积上的中子数答案：B10. 核反应堆中，中子注量率是指（）。
A. 单位时间内通过单位面积的中子数B. 单位时间内通过单位体积的中子数C. 单位面积上的中子数D. 单位体积上的中子数答案：A二、填空题（每题2分，共20分）1. 核反应堆中，中子的慢化过程是通过与______相互作用实现的。
答案：慢化剂2. 核反应堆中，中子的倍增过程是通过______实现的。
核反应堆物理分析_前言.
其中最核心、最有特色的是反应堆的物理原 理，核反应堆物理是其下各门课程的基础。
核反应堆物理
• 核反应堆物理揭示核反应堆的特有的性质
与核物理的区别
核反应堆
核反应堆就是一个能实现可控自持链式反 应的装置。
其功能是提供能量（核能）和中子。
核能可用于如下领域：
核电厂 核供热 核能海水淡化 舰船核动力 空间核动力（卫星、宇宙飞船） 核能制氢 。。。
中子用途：
放射性同位素生产 材料改性 核孔膜生产 优质单晶硅生产 中子照相 中子治疗癌 科学研究 。。。
第8章讲中子和伽玛的辐射效应，
第9章讲屏蔽，
第10章讲反应堆堆芯传热，
第11章讲反应堆的安全审评和如何取得许可执照。
本课程主要介绍反应堆物理相关内容，注意强 调物理与工程问题的关系，力图使学生对核能 工程中的种种问题有深刻的认识。
这些知识不仅对从事核事业的人有用，对当代 任何一位高素质人士了解国际政治、国家安全 和发展战略都有莫大的好处。
放射性核素的衰变规律
单位时间内发生衰变的放射性核的数目与 该时刻存有的该种放射性核的数目成正 比。
dN
N
dt
称为衰变常数,它与时间无关，
与核素的化学状态、温度、压力等
因素都无关。
dN (t)
N (t)
dt
N (0) N 0 (初 始 条 件 )
N (t) N 0 e t
放射性核的平均寿命
平均寿命是衰变常数的倒数 t1 例如 ＝0.02/s 则 t ＝ 50ｓ
核反应堆物理-复习重点--答案汇总-图文
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。
核反应堆物理基础Chapter4
二、反应性温度效应 (4)
2.3 慢化剂的反应性温度系数
慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，主要途径如下： 慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，主要途径如下： 慢化剂密度变化。以水为例，温度升高慢化能力降低， 慢化剂密度变化。以水为例，温度升高慢化能力降低，能谱变 硬。 慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能谱变硬。 慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能谱变硬。 对于热中子反应堆来讲，一般情况下，能谱变硬时，反应性降低。 对于热中子反应堆来讲，一般情况下，能谱变硬时，反应性降低。因 为能谱变硬时，燃料的共振吸收增加，裂变材料的裂变截面降低， 为能谱变硬时，燃料的共振吸收增加，裂变材料的裂变截面降低，中 子泄漏也会有所增加。但这并非是绝对的。影响反应性有诸多因素。 子泄漏也会有所增加。但这并非是绝对的。影响反应性有诸多因素。 各种因素因为能谱的变化进而影响反应性的趋势不尽相同， 各种因素因为能谱的变化进而影响反应性的趋势不尽相同，要看最后 的综合效果，也看反应堆的设计。 的综合效果，也看反应堆的设计。有些强吸收体的中子截面呈 1/v 变 化规律。能谱变硬时，吸收能力减弱，引起反应性增加。 化规律。能谱变硬时，吸收能力减弱，引起反应性增加。如果这种吸 收作用在反应堆中占主导地位，则总的反应性温度系数就会是正的。 收作用在反应堆中占主导地位，则总的反应性温度系数就会是正的。
二、反应性温度效应 (1)
2.1 反应性温度系数 反应性温度系数(1) 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。运行时 温度升高到运行温度。 温度升高到运行温度。材料温度的改变一般情况下 对反应性有很大的影响。温度变化一个单位(K, C) 对反应性有很大的影响。温度变化一个单位 带来的反应性变化定义为反应性温度系数α 带来的反应性变化定义为反应性温度系数 T： αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 反应堆内温度的变化是不均匀的， 反应堆内温度的变化是不均匀的，各种材料温 度变化对反应性的影响也不尽相同， 度变化对反应性的影响也不尽相同，所以温度的变 化要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。 化要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。对应的 温度系数称为燃料反应性温度系数， 温度系数称为燃料反应性温度系数，慢化剂反应性 温度系数等。 温度系数等。
哈尔滨工程大学(2012)
哈尔滨工程大学（2012）一．选择题1.1mol理想气体从P1，V1，T1分别经（1）绝热可逆膨胀到P2，V2，T2；（2）绝热对抗恒外压膨胀到,,;若P2=，则（）A：=T2 ，=V2，=S2 B：>T2 ，<V2，<S2C：>T2 ，>V2，>S2 D：<T2 ，<V2，=S22.今有一球形肥皂泡，半径为r，肥皂水溶液的表面张力为，则肥皂泡内附加压力是（）A/r B. p =/2r p =4/r D. p=3．若某液体在毛细管内呈凹液面，则该液体在该毛细管中将（）A．沿毛细管上升 B.沿毛细管下降C．不上升也不下降 D.不能确定4.在相同温度及浓度下，同一高聚物在良性溶剂中与在不良性溶剂中其散射光强度是（）A．在良性溶剂中的散射光强度大于在不良溶剂中的散射光强度B．在良性溶剂中的散射光强度小于在不良溶剂中的散射光强度C．二者散射光强度相等D．不能确定5下述说法中，不正确的是（）A.理想气体经历绝热自由膨胀后，其热力学能变化为零B.实际气体经历绝热自由膨胀后，其热力学能变化不一定为零C.实际气体经历绝热自由膨胀后，其温度不一定降低D.实际气体经历绝热恒外压膨胀时，温度一定降低6. 一定量的某理想气体从同一始态（p1,V1,T1）出发，分别经绝热可逆膨胀到终态（P2，V2，T2）和反抗恒外压p2绝热膨胀到终态，则（）A．T2（可）>T2（不），W2（可）>W2（不）B．T2（可）>T2（不），W2（可）<W2（不）C．T2（可）<T2（不），W2（可）>W2（不）D．T2（可）<T2（不），W2（可）<W2T1加热到T2S1，相同量的气体在恒压下由T1加热到T2，则S1S2的关系为（）A S2 B. S2 S2 D. S2=08．某化学反应在等温等压（298.2K、101.3kPa）下进行时，放热40000J，若使反应通过可逆电池完成时，吸收4000J，则系统可能做的最大电功为（）A．40000J B. 4000J C. 44000J D. 36000J9. 关于Henry定律中，下列说法中不正确的是（）A．溶液中所溶解的气体分子必须同液面上的该气体分子状态相同时，才能应用Henry定律B．是一个实验常数，与溶剂，溶液和外界条件有关C．P是液面上的平衡压力D．由可证明，定温下溶解于某一液体中的某气体的溶解体积与它的平衡分压无关10.若使二氧化碳在水溶液中的溶解度最大，应选择的条件是（）A．高温高压 B. 低温高压 C. 低温低压 D. 高温低压11. 已知水的三相点T0=273.16K，p0=610.62Pa。
核反应堆物理基础PPT
1、辐射俘获（n,γ）
堆内重要的俘获反应有：
238 92
U n
1 0
239 92
U
239 92
U
23分
1 0
_
239 93
NP
2.3天
233 90
239 94
Pu
232 90
233 90
Th n
Th
Th
22分
233 91
Pa
R nv
可以有不同核反应率 吸收核反应率
Ra nv a
裂变核反应率 R f nv f
对多核素物质，核反应率为
R nv 1 nv 2 nv i
i 1 m
R nv
2、中子通量密度(中子注量率)
定义:
φ=nv
（中子/厘米2 .秒）
在反应堆内，某点的中子通量密度等于该点的中子 密度与该点中子速率的乘积，它表示单位体积内所 有的中子在一秒钟内穿行距离的总和。中子通量密 度是核反应堆物理中一个重要的参数，它的大小反 映出堆芯内核反应率的大小，因此也反映出堆的功 率水平。在热中子动力堆内，热中子通量密度的量 级一般约为1013至1014中子/厘米2· 。 秒 采用中子通量密度，核反应率 可以写成
应的一种，用符号A(a,f)表示，中子诱发裂变为最重
要的一种诱发裂变。裂变过程除了放出2-3个中子外，
还释放出约210MeV的能量。
一些核，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241
等在各种能量中子作用下都能发生诱发裂变，而且
在低能中子作用下更容易发生裂变，称这些核为易 裂变核，在自然界中唯一存在的易裂变核只有铀235；核素钍-232、铀-238和钚-240等只有在能量高
哈工大反应堆结构与材料-核反应堆结构-3
❖ 热屏蔽
虽然堆芯吊篮的厚度
已能为压力容器壁提供对 堆芯快中子的辐照防护， 而借助热屏蔽可在辐照最 大区域(距压力容器壁最 近的堆芯四角)加强这种 防护，热屏蔽由四块不锈 钢板组合成不连续的圆筒 形，在反应堆中心轴的四 个象限位置上(即0°、 90°180°、和270°)直 接用螺钉连接在堆芯吊篮 外壁上。这些热屏蔽还支 撑辐照样品监督管。
固定堆芯上部支承筒； 固定导向管；
固定冷却剂搅混装置 。
❖ 堆芯上部支承筒：其作用是连接导向管支撑板与堆芯上 栅格板和保证两者间的空间距离，并在堆芯出口处为反 应堆冷却剂提供流道。堆芯上部支承还用作热电偶导管 的支承并使流到热电偶监测处的冷却剂受到适当的搅混。
❖ 导向管支撑板：它是一个焊接构件，由一块厚板、一个 法兰和一个环形段组成。在厚板上固定着棒束控制导向 管、热电偶导管和热电偶管座。环形段固定在厚板上， 而厚板与法兰相连接。该法兰与堆芯吊篮上法兰间放置 着压紧弹簧，并且一起被固定在反应堆压力容器和压力 容器顶盖之间。所有堆芯测温热电偶导管集装到四个热 电偶管座上，四个管座固定在导向管支撑板上，并通过 压力容器顶盖上的管座及管座顶端的密封机构穿出压力 容器。
❖ 堆内构件的主要功能
为反应堆冷却剂提供流道；
为压力容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射 的影响；
为燃料组件提供支撑和压紧； 固定监督用的辐照样品；
为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提 供机械导向；
平衡机械载荷和水力载荷；
确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定 的温度。
❖ 堆芯围板组件：
该组件安装在堆芯吊篮内部，它是由围板和 辐板组成的，围板将布置燃料组件的整个活 性区的外形紧紧围住，以便从燃料组件外面 旁路流走的冷却剂减至最少，八层辐板确保 围板和堆芯吊篮间的牢固连接。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
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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？