核反应堆课后题
核反应堆物理分析习题答案
核反应堆物理分析习题答案第四章1.试求边长为,,a b c （包括外推距离）的长⽅体裸堆的⼏何曲率和中⼦通量密度的分布。
设有⼀边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长⽅体裸堆，0.043,L m =42610m τ-=?。
（1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中⼦通量密度分布。
解：长⽅体的⼏何中⼼为原点建⽴坐标系，则单群稳态扩散⽅程为：222222()0a a D k x y zφφφφφ∞++-∑+∑= 边界条件： (/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ===（以下解题过程都不再强调外推距离，可认为所有外边界尺⼨已包含了外推距离）因为三个⽅向的通量拜年话是相互独⽴的，利⽤分离变量法：(,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将⽅程化为：22221k X Y ZX Y Z L∞-++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z=-=-=- 想考虑X ⽅向，利⽤通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+代⼊边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a aππ=?==?=同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z aaaπππφφ=其中0φ是待定常数。
其⼏何曲率：22222()()()106.4g B m a b cπππ-=++=（1）应⽤修正单群理论，临界条件变为：221gk B M∞-= 其中：2220.00248M L m τ=+=1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ3222002222cos()cos()cos()()a bc a b c f f f f f f VP E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑??3182102() 1.00710f f P m s E abcπφ--?==?∑2.设⼀重⽔—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?。
核反应堆物理分析修订版(课后习题答案)
由于外推距离很小可以忽略，可以只考虑堆体积内的吸收反应率： Ra
a
( x , y , z ) dxdydz
2a
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
0 .274 3 10 17 ( 1 .55 10 s
19 1
)3
(
a a ) 2 2
3-9，解：根据课本中（3-23）式和（3-24）式得：
第一章 核反应堆的核物理基础
1-2，解： 235U 单位体积内的原子核数：
N 235U 19.05 106 6.02 1028 4.88 1028 m 3 ， a, 235U 680.9 10 28 m 2 235
通过以上方法求，也可以查附录 3 得：
H 2 O 单位体积内的分子数： N H 2O 3.34 10 28 m 3 ， a, H 2O 0.664 10 28 m 2 ；
当 A>10 时
( A 1) 2 A 1 )， ln =1+ ln ( 1 A 1 2A
2
。
2 A 3
所以 H =1+
( A 1) 2 A 1 ) 1， ln ( 2A A 1
2 2 A 3
=0.12。
H O =
2
2 H H O O 0.57。 2 H O
293 （ TM 为介质的温度 570 K ） 6.1m 1 ， TM
计算此反应堆的慢化能力：
S N H O ( S ) H O N Al ( S ) Al N
2 2
235
U
( S )U 1.16m 1
课本中（2-79）中子温度： Tn TM (1 C
核反应堆物理分析课后习题及答案
核反应堆物理分析答案第一章1-1.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 b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U -235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有：555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以，26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U -235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()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-∑=⨯=⨯=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 -∑=∑+∑+∑=1-3、求热中子（0.025电子伏）在轻水、重水、和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞次数。
沪科版高二(下)第十二章E.反应堆核电站课后练习
沪科版高二（下）第十二章E.反应堆核电站课后练习 学校:___________姓名：___________班级：___________考号：___________一、填空题1．为了能有效地控制裂变的________速度，就必须建立一种装置，使重核不但能进行链式反应，而且中子的________是可以控制的，这种装置叫做________.2．反应堆主要由________、________、________、________和________等构成． 3．利用反应堆中的核燃料________放出的核能转变为________的发电厂，叫做________.4．核电是________、________、________的能源.5．用人工方法控制核裂变________并获得________的装置，叫做核反应堆．核反应堆由________、________、________、________和________构成．6．反应堆中的控制棒的作用是吸收________，将它抽出或插入反应堆，可以加快、减速或停止________．进入反应堆内部的水，一方面作为________，另一方面作为________，将反应产生的热量带走．核燃料被封装在厚重的钢制压力容器内，这个容器既能 ________、________，还要能吸收逃离堆芯的________.7．核电站由核岛（主要包括________和________）、常规岛(主要包括________和________)及配套设施组成．核电站与其他发电厂的不同点，主要在________部分． 8．为了核电站的安全，防止放射性物质的泄漏，核电站设置了四道屏障，即________、________、________、________.9．利用________工作时释放出的能量使水汽化形成蒸汽以推动汽轮机组发电，这就是________的工作原理．10．核电站发电过程中的能量转化情况是：________能通过热交换器转化为内能，又通过汽轮机转化为________能，最后通过发电机转化为________能．二、解答题11．大亚湾核电站的某反应堆的输出功率恒为5310kW ⨯，反应堆的效率是80%，每个铀核裂变时释放的能量为200MeV .试求：(1)核电站在一年的不间断工作中将获得多少核能？(2)此核电站在一年的不间断工作中消耗多少克含5%的浓缩铀235？12．假设每个铀235发生核裂变时平均释放200MeV ，则1kg 铀在裂变中所释放的能量是多少？三峡电站年均发电量108.48610kW h ⨯⋅，如果要建一座年发电量与三峡电站相同的核电站，则它每年要消耗多少铀235？三、单选题13．原子反应堆是实现可控的重核裂变链式反应的一种装置，它主要的组成部分有( )．A．核燃料棒、减速剂、冷却系统、控制棒和防护系统B．核燃料棒、减速剂、发热系统、传热系统和防护系统C．核燃料棒、减速剂、碰撞系统、传热系统和防护系统D．核燃料棒、中子流、原子能聚存系统、输送系统和防护系统14．核电站的建设可以缓解地球上的化石能源的消耗，现今核电站所产生的能量主要来自核燃料内部的( )．A．化学反应B．放射性衰变C．裂变反应D．聚变反应15．日本东北部海域里氏9.0级地震所引发的福岛核电站泄漏事故，让全世界都陷入了恐慌．下面有关核辐射的相关知识，说法正确的是( )．A．核泄漏中放射性物质都是天然放射性元素B．放射性辐射对人类都是有害的C．可以通过改变放射性物质的外部环境来改变放射性元素衰变的快慢D．α、β、γ三种射线中只有γ射线是不带电的16．在反应堆中，为了使中子的速度减慢，可选用作为中子减速剂的物质是( )．A．氢B．铀C．镉D．水17．下列不属于反应堆的用途的是( )．A．发电B．火箭、潜艇、航空母舰的动力装置C．产生放射性同位素D．生产核武器18．关于核能，下列说法不正确的是( )．A．核能是一次能源B．核能是二次能源C．核能是新能源D．核能是干净能源19．关于核电站，下列说法不正确的是( )．A．核反应堆能直接将核能转化为电能B．核电站与火力发电站的发电机原理是一样的C．核电站里要利用汽轮机来转化能量D．核电站的废料有放射性20．核电最大的优点是( )．A．产量大B．可控制C．可重复利用D．安全、干净的能源参考答案1．链式反应再生率核反应堆【解析】【详解】[1][2]核裂变就是指较大的原子核利用中子轰击裂变成两个较小的原子的过程，这些中子再引起其他铀核裂变就可以使裂变反应不断进行下去，这种反应叫做链式反应；要使核能长期释放，必须有效地控制这种反应的速度，就必须建立一种装置，使重核不但能进行链式反应，而且中子的再生率是可以控制的，[3]核反应堆就是一种能控制这种反应速度的装置。
核反应堆物理分析习题答案 第七章
（2）、（3）两式的差异在于：
由△ φ引致的产生率： I f
（4）
由△ φ引致的消失率率： I I f
（5）
λI是碘的衰变 常量，表示衰
变概率，恒小
于1
I f I I f （6）
在开始阶段I-135的浓度是净增长的！
增大通量密度瞬 间碘的消失率：
a0
Xe
I I
Xe
I
Xe
a0
I
λI=2.87×10-5；λXe=2.09×10-5
≈1
exp[(I
Xe )t]
1
Xe
a0
Xe
1
Xe
a0
I
t
I
1
Xe
ln 11aXaXee00XIe
15.一座反应堆在1018中子/米2秒热中子通量密度下运行了很 长时间，然后完全停堆。试问氙浓度升到最大值将需要多长 时间？此时氙中毒的数值为多少？（设Σf/Σa=0.6）
N Xe (t)
( I Xe ) f 0
Xe
a0
Xe
exp( Xet )
I I
f 0 Xe
exp(Xet)
exp(I t )
可求得最大氙浓度NXemax
最大氙毒性：
代入 tmax
max
p a max
a
N Xe Xe
a max
I [NI () I f ] I NI () I I f
在经历时间 t后，消失 率为：
反应堆物理习题答案
反应堆物理习题答案反应堆物理习题答案反应堆物理是核能工程领域中的重要学科，它研究核反应堆中的裂变过程、中子输运、反应性能以及热工水力等问题。
在学习反应堆物理的过程中，习题是不可或缺的一部分。
通过解答习题，我们可以更好地理解和掌握反应堆物理的基本原理和计算方法。
下面是一些常见的反应堆物理习题及其答案。
习题一：某核反应堆的中子速度分布函数为：f(v) = 0.5e^(-0.5v) ，其中v为中子速度，单位为km/s。
求该反应堆中中子的平均速度。
解答：中子的平均速度可以通过计算速度分布函数的加权平均值得到。
即v_avg = ∫v*f(v)dv= ∫v*0.5e^(-0.5v)dv= -2e^(-0.5v)(2+v)|0到∞= 4 km/s因此，该反应堆中中子的平均速度为4 km/s。
习题二：某反应堆的裂变截面为σ_f = 1.5×10^(-24) cm^2，吸收截面为σ_a = 0.8×10^(-24) cm^2，散射截面为σ_s = 0.7×10^(-24) cm^2。
求该反应堆的中子繁殖比。
解答：中子繁殖比是衡量反应堆裂变能源释放程度的重要参数，可以通过裂变截面和吸收截面的比值来计算。
即k = σ_f / σ_a= (1.5×10^(-24) cm^2) / (0.8×10^(-24) cm^2)= 1.875因此，该反应堆的中子繁殖比为1.875。
习题三：某反应堆的热功率为1000 MW，裂变截面为σ_f = 1.8×10^(-24)cm^2，每次裂变释放的平均能量为E_f = 200 MeV。
求该反应堆每秒发生的裂变事件数。
解答：反应堆的热功率可以通过裂变截面、每次裂变释放的平均能量和裂变事件数的乘积来计算。
即P = σ_f * E_f * N= (1.8×10^(-24) cm^2) * (200 MeV) * N= (1.8×10^(-24) cm^2) * (200×10^6 eV) * N= (1.8×10^(-24) cm^2) * (200×10^6 × 1.6×10^(-19) J) * N= 5.76×10^(-3) J * N由于1 MW = 10^6 J/s，所以1000 MW = 10^9 J/s。
反应堆核物理基础习题集
选择题1）缓发中子的存在使中子倍增周期 A 。
A：变大B：变小C：不变2）在有源的次临界反应堆内，中子通量是C 的。
A：不断上升B：不断下降C：一定4）中子通量是：[C] 。
A 单位时间单位体积内的中子总数；B 单位时间内通过单位体积的中子总数；C 单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和；D 单位时间内单方向通过单位面积的中子总数。
8）“功率亏损”的定义是：[A]A不反应堆功率上升时向堆芯引入的负反应性总值；B当慢化剂温度上升时向堆芯引入的负反应性总值；C当反应堆功率上升时向堆芯引入的正反应性总值；D当燃料温度降低时向堆芯引入的正反应性总值；21) 反应堆功率正比于 B 。
A：最大通量B：平均通量C：最小通量22) 处在临界状态下的反应堆的功率是 C 。
A：很高的B：一定的C：任意的25）反应堆在稳定功率运行时，假定所有其它条件不变，分别发生了如下的变化：1）功率上升；2）控制棒组下插。
则两种情况下的△I变化方向为：[D]。
A. 1)正；2)正。
B. 1)负；2)正。
C. 1)正；2)负。
D. 1)负；2)负。
解释所选答案的理由：1）由于△I=PT－PB，功率上升后，堆芯出口温度上升，导致堆芯下半部功率升高，△I减小；2）控制棒下插，堆芯上半部功率减小，堆芯轴向功率峰值将偏向堆芯下半部，△I减小。
26）反应堆在寿期中以75％FP运行，假定控制棒处在全提位置，那么在发生以下变化后，反应堆功率分布向堆芯顶部偏移最大的情形应当是：[A]。
A. 降低功率。
B. 降低冷却剂硼浓度。
C. 降低堆芯平均温度。
D. 降低反应堆冷却剂系统压力。
27）当反应堆以75％FP运行，一束中心控制棒下插到底与同一束控制棒下插50％，那么，比较这两种情形，正确的说法是：[B]。
A. 控制棒下插到底引起轴向功率分布的变化大。
B. 控制棒下插到底引起径向功率分布的变化大。
C. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化大。
D. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化小。
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.为什么压水堆在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆和沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.与分散式压水堆相比，一体化压水堆的优点和缺点是什么？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在相同的反应堆功率下，为什么重水反应堆的堆芯比压水反应堆的堆芯大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.白沫在石墨气冷堆中的作用是什么？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子反应堆在核能利用中扮演什么角色？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.使用铀作为反应堆冷却剂时应注意什么？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考问题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆通常使用轻水作为慢化剂ij？3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.反射器对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“冲坑”的形成过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水反应堆的反应性通常采用什么方法控制？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简要描述反应堆中子密度在小阶跃反应性变化下的响应。
第三章思考题1.可用于压水堆的裂变同位素是什么？它们是如何产生的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷u02作燃料？3.简要描述u02的熔点和导热系数随温度和辐照程度的变化。
4.简述u02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件包壳的功能是什么？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.当错误的合金用作包层时，为什么要将其使用温度限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错误的合金镀层氢脆效应的危害是什么？如何减少这种不利影响？10.什么是u02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较小有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位网格的功能是什么？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.控制棒通常使用哪些元件和材料？16.简单说明ag-in-cd控制材料的核特性。
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第一章思考题
1.压水堆为什么要在高压下运行？
2.水在压水堆中起什么作用？
3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？
4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？
5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？
6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？
7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？
8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？
9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？
10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？
11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？
12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？
13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？
14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？
第二章思考题
1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?
3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？
8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？
9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题
1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？
2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？
3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？
6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？
7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？
8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？
9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？
10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？
11.控制棒直径较细有什么好处？
12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？
13.定位格架有何功用？
14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？
15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？
16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
17.为什么选用棚酸作为化学控制材料？
18.试给出可燃毒物的定义。
19.二氧化铀作燃料主要有哪些优缺点？
20.燃料芯块端头为什么要加工成倒角，两个端面为什么要加工成碟形？
21.新的燃料棒中充氨气的作用是什么？
第四章思考题
1.说明反应堆热源的由来及其分布。
2.停堆后的核反应堆释热包括哪几部分？
3.将堆芯燃料核反应释热量传输到反应堆外，依次经过哪三个过程？
4.燃料元件的导热过程遵循什么定律或方程？
5.影响堆芯功率分布的因素有哪些？
6.什么叫核热管因子，可是怎样计算的？
7.控制棒、结构材料释热的热源是什么？
8.简述积分热导率的概念；对棒状芯块其具体表达式是怎样的？
9.简述热屏蔽热源的由来及其计算。
10.什么是载热方程？写出载热方程数学表达式。
11.一个均匀无干扰的圆柱形反应堆，其径向和轴向的功率分布是怎样的？
12.何谓欠热沸腾，何谓欠热度？
13.W-3公式和W-2公式的适用植围有何差别？
14.稳定膜态沸腾传热的主要机理是什么？
15.何谓临界热流密度？
16.反应堆堆芯燃料采用分区装载有什么好处？
17.堆芯进口冷却剂平均温度T,.m，出口冷却剂平均温度T『＂＂＇，冷却剂总流量为M，写出堆芯功率的表达式。
18.何谓泡核沸腾，它有什么特点？
19.沸腾临界分几类，它们可能分别发生在什么样的情况下？
20.为什么在高热流密度下（例如压水堆情况）会发生DNB?
第五章思考题
1.单相流压降通常由哪几部分组成？
2.在单相流压降计算中，什么情况下不需要计算重位压降？什么情况下不需要计算加速压降？
3.两相流中的截面含气率与体积含气率有何差别？
4.在气－水两相流中定义了哪几种含气率，它们的含义是什么？
5.两相流压降计算中的均相流模型和分相流模型是如何定义的？
6.何谓临界流，研究临界流对反应堆的安全有何意义？
7.流动不稳定性有哪些危害，如何消除流动不稳定性？
8.何谓自然循环？
9.Ledinegg流动不稳定性会在什么条件下出现？
10.建立自然循环流动必须具备的条件是什么？
11.维持一回路的自然循环对压水堆的安全运行有什么作用？
12.影响压水堆自然循环的因素有哪些？
13.影响反应堆主冷却剂流动不稳定性的因素有哪些？
14.何谓两相流滑速比？
第六章思考题
1.确定反应堆玲却剂工作压力时应从哪些方面考虑？
2.在选定反应堆冷却剂进、出口温度或流量时应考虑哪些因素？
3.说明热管的定义。
4.目前压水堆主要热工设计准则有哪些？
5.为什么核电站压水反应堆要设计成冷却剂的平均温度较高的运行特性？
6.给出下列术语的定义：
（1）热流密度核热点因子：
（2）焓升核热管因子F1H;
（3）热流密度工程热点因子F:o
7.单通道模型分析法和子通道模型分析法的主要区别是什么？
8.在堆芯核燃料装载量一定的情况下，燃料棒尺寸的确定应考虑哪些因素？
9.降低热管因子的途径有哪些？
10.子通道划分时，要考虑一些什么因素？。