反应堆期末复习资料
核反应堆物理分析复习重点
l t s td
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a 0 v0
核反应堆物理分析 慢化时间
ts
Eth
E0
s dE v E
（在 10 到 10 秒量级）
-4
-6
热中子反应堆中，中子的平均寿命主要由热中子的平均寿期即扩散时间决定。 7、无吸收介质内在慢化区能谱近似服从 1/E 分布或称之为费米谱分布。 8、有效共振积分： I I i a ( E ) ( E )dE
qr E f f r
f r
3.12 10
10
W m3
18、裂变产物：非对称性：对称裂变产额小，非对称裂变产额大。 19、裂变中子能谱 ：裂变中子的最概然能量稍低于 1Mev。
20、瞬发中子(prompt neutrons)：伴随着裂变产生而没有可测延迟的中子，占 99%。 缓发中子(delayed neutrons)：裂变碎片衰变过程中发射出来的中子，<1%。 缓发中子先驱核: 在衰变过程中产生的，最终能够产生缓发中子的核（碎片） 。 21、有效增值因数 K eff ：
2
第五章 分群扩散方程 1、两步近似法求群常数： <1>制作与具体反应堆能谱无关的多群微观常数 <2>根据具体反应堆栅格的几何材料组成，在多群常数库的基础上，来计算其具体的中子能谱和少群常
核反应堆物理分析 数。
2、内外迭代法求多群扩散方程： 内迭代：又称为源迭代通过源迭代求特征值的迭代过程 外迭代：对源迭代过程中出现的扩散方程进行具体数值求解的过程 第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算 1、空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料所吸收， 造成燃料快内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃料里层 的燃料核未能充分有效地吸收中子，即外层燃料核对内层燃料核 起了屏蔽作用，称为空间自屏效应。 缺点：热中子利用系数 f 减小，燃料得不到充分利用 2、解释右图（6-2）
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。
《反应堆安全分析》复习题资料
《反应堆安全分析》复习题资料2007年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。
答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水；e放射性废物的处理与贮存。
2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。
员、公众及环境免遭过量放射性风险。
照射保持在合理可行尽量低的水平，并低于国际辐射防护委员会（ICRP）规定的限制；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。
3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。
际屏障。
纵深防御：包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。
分别为：1）高质量的设计、施工和运行，防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出，防止异常工况发展为事故；3）专设安全设施，防止事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境；5）厂外应急计划与措施，限制危害和后果。
多层屏障：轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。
另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。
则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。
4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。
厂的运行。
出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。
失效。
5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。
答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。
【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。
设施。
专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳消氢和净化系统。
6、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。
反应堆热工水力期末复习资料
反应堆热工复习第一章一、核能的优缺点1、优点：核能对环境的污染较少；不产生二氧化碳；能量密度高；运输成本低；运行时间长，不需要中途加料；热能产生不需要空气；2、缺点：产生大量的放射性物质；热效率低；不便于调峰；潜在危险大；二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？压水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，冷却剂在流过堆芯时一般不发生饱和核态沸腾。
沸水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，堆芯中的水处于饱和沸腾状态，一回路工作压力比压水堆低很多，没有蒸汽发生器。
重水堆：使用重水做慢化剂，使用天然铀作为燃料，冷却剂系统可由一或两个回路组成。
三、反应堆热工分析主要包括那些内容？分析燃料原件内的温度分布、冷却剂的流动和传热特性、预测在各种运行工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。
四、第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？第二章一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。
因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡、燃料自屏效应燃料布置：通过合理布置不同富集度的燃料可以有效的展平堆芯功率分布，提高反应堆热功率。
控制棒：合理的布置有利于堆芯径向功率的展平，但给轴向功率分布带来不利的影响。
水隙及空泡：水隙引起的附加慢化作用使得该处的中子通量上升，水隙周围的燃料原件功率上升。
而空泡中蒸汽的密度比水小得多，慢化作用弱，其会导致周围燃料原件功率下降。
燃料自屏效应：热中子主要被棒外层燃料吸收，造成燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，使得燃料块内层功率较低。
二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成？他们各具有什么特点？1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。
2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。
3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。
核反应堆工程 复习参考题
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，控制艰难。
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。
核反应堆热工分析复习
第一部分名词解释第二章堆的热源及其分布1、衰变热: 对反应堆而言, 衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。
第三章裂变能近似分布: 总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R射线能量 13是缓发B和R射线能量同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。
第四章堆芯功率分布和因素: 径向贝塞尔函数轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡第五章堆的传热过程2、积分热导率: 把对温度的积分作为一个整体看待, 称之为积分热导率。
3、燃料元件的导热: 指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。
4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换, 即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。
5、自然对流: 指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动, 而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。
6、大容积沸腾: 指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。
7、流动沸腾: 也称为对流沸腾, 通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。
8、沸腾曲线: 壁面过热度（）和热流密度的关系曲线通常称为沸腾曲线。
9、ONB点：即沸腾起始点, 大容积沸腾中开始产生气泡的点。
10、CHF点: 即临界热流密度或烧毁热流密度, 是热流密度上升达到最大的点。
Critical heat flux11、DNB点: 即偏离核态沸腾规律点, 是在烧毁点附件表现为q上升缓慢的核态沸腾的转折点H。
Departure from nuclear boiling12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增, 导致受热面的温度骤升。
达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。
13、快速烧毁: 由于受热面上逸出的气泡数量太多, 以至阻碍了液体的补充, 于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层, 从而使传热性能恶化, 加热面的温度骤升；14、慢速烧毁: 高含汽量下, 当冷却剂的流型为环状流时, 如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化, 液体层就会被破坏, 从而导致沸腾临界。
核反应堆复习题目.docx
第一章1.某压水堆釆用[/O?做燃料，其富集度为2.43% (重量)，密度为lxl04^/m3,试计算: 当中子能量为0. 0253eV时，UO2的宏观吸收截面和宏观裂变截面(富集度表示在铀中所占的重量百分比)。
解：在中子能量为0. 0253eV时，([/5)=680. 9b 丐(U5)=583. 5b cr fl(t/8) =2. 7b q(O) =0. 00027b 以c,表示富集铀内U-235与U-238核子数之比，£表示富集度，则有：235C5235C5 + 238(1 -c5)c5 ={1 + 0.9874(--l)f' =0. 0246£M(U?2)=235C5+238(1-C5)+16X2=269.9N(UO2) = 1°°S©O2)X N A=2.23X 1028{m3)- MCUO?)所以，Mt/5) = c5WQ) =5.49xl026(m 3) N(U8) = (l~c5 )N(UO2 ) = 2.18 X IO28(in3) N(O) = 2N(U?2)= 4.46 xlO28 (m-3) % (g) - N(U5)q (U5) + N(U8)巧(U8) + Ng(O)=0.0549 x 680.9 + 2.18x2.7 + 4.46 x 0.00027 = 43.2(加_)工f (U?2)= N(t/5)刃(t/5) = 0.0549x583.5 = 32.0(府3)2.某反应堆堆芯由U-235, 和人/组成,各元素所占体积比例分别为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：b“(U5) = 680.9b由289 页附录3 查得，0. 0253eV 时：\(Al) = 1,5m"1,(H2<9) = 2.2tn' ,M(U) = 238.03,/?([/)-19.05 xlO3^g/7773可得天然U 核子数密度N(U) = 100Q p(U)N A/M(U) = 4.82 xlO28(”尸)则纯U-235 的宏观吸收截面：(U5) = N(U5)x c>a(U5) = 4.82x680.9 = 3279.2 (”厂)总的宏观吸收截面：= 0.002S a(C/5) + 0.6S fl(H2O) + 0.398S a(AZ) = 8.4 (m1)解：当中子能量为0. 0253eV时，(y a = 680.9Z? (AZ)-1.5777-1, E…(H2<9) =2.2m_l , M(C/) = 238.03p(C/) = 19.O5xlO3^/m3易知，2L O =工“,5 +工“.址。
(完整版)反应堆期末复习资料
1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。
①反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。
②在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。
③水、重水、石墨等。
1、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？①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%②缓发中子不可以忽略不计③缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。
反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。
2、解释碘坑现象和强迫停堆时间。
船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。
①刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。
②在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
③船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。
3、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。
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1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。
1 反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。
2 在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。
3 水、重水、石墨等。
1、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？1 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%2 缓发中子不可以忽略不计3 缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。
反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。
2、解释碘坑现象和强迫停堆时间。
船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。
1 刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。
2 在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
3 船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。
3、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。
4、如何保证压水堆慢化剂温度系数为负值？举例说明负温度系数对反应堆安全运行作用。
1 为了保证慢化剂温度系数为负值，设计时要注意水铀比，保证处于欠慢化区；运时要注意控制硼浓度不要超过最大值。
2 例如，由于误操作或其他原因，在运行过程中控制棒突然上提了一段，致使k突然上升，这时中子通量密度将骤然增加，温度也将突然上升，若反应堆具有负温度系数，则随着温度升高，k值将变小，从而使中子通量密度下降，有自动降温以利于安全的趋势。
5、反应堆堆芯燃料管理的主要任务是什么？反应堆堆芯燃料管理的主要任务是在满足电力系统能量需求和在电厂设计规范和安全的要求下，为电厂的运行循环做出其经济安全运行的全部决策。
主要包括下列变量的确定：新燃料的富集度，批料数或一批换料量，循环长度，循环功率水平，燃料组件装载方案，控制毒物的布置和控制方案。
6、简述热中子反应堆中子循环过程，并写出四因子公式。
1 一代热裂变中子，由于238U的快裂变，中子数增加到ε倍。
这些快中子有一部分泄露出堆外，留在堆内的中子在慢化过程中经过共振能区，又被吸收了一部分。
热中子也会有一部分泄露出堆外，留在堆内的热中子，一部分被燃料吸收，一部分被结构材料、慢化剂吸收。
被燃料吸收的中子一部分发生辐射俘获反应，一部分发生裂变反应，生成新的裂变中子。
2 四因子公式K∞=εpfη，其中ε为快中子增殖系数；p为逃脱共振吸收率；f为热中子利用系数；η为热中子裂变因数。
7、为什么反应堆温度变化后，反应性会发生改变？1 燃料温度升高时由于多普勒效应，将使共振峰展宽，共振吸收中的“能量自屏现象”和“空间自屏”效应都将减弱，从而使有效共振积分增加，逃脱共振吸收概率减小，有效增殖因子下降。
2 慢化剂温度升高时，慢化剂密度减小，慢化剂相对燃料的有害吸收将减小，使有效增殖因子增大，同时是慢化剂的慢化能力减小，因而共振吸收增加，有效增殖因子下降。
8、分别说明内-外、外-内装料方案的布置方式及其优缺点。
1 内-外装料方案中，芯部自馁向外分为三区，新料装在堆芯最内区，少过一个循环的燃料组件布置在中间区，最外区布置烧过两个循环的燃料。
优点：燃料燃耗比较均匀，中子泄露损失小；缺点：寿期初功率峰因子大，限制功率输出。
2 外-内装料方案中，新燃料在最外区，烧过一个循环的布置在中间区，最内区布置烧过两个循环的燃料。
优点：展平堆芯中子通量密度分布，功率峰因子下降；缺点：泄露损失大，循环长度缩短。
10、大型压水堆中通常采取哪些方法来控制反应性？为什么？①控制棒，可燃毒物，化学控制剂②控制棒采用对中子吸收截面大的物质制成，可以快速有效地改变反应堆内的反应性；采用化学控制剂，如将对中子吸收截面大的硼溶解在慢化剂中来控制反应性，这样可以使反应堆的反应性变化比较均匀，但调节过程缓慢；采用可燃毒物，可以减少控制棒的数量和水中的硼浓度，如硼是利用硼“燃耗”较快的特点，从而使可燃毒物管的中子吸收能力随反应堆燃耗加深而明显降低，这种补偿不需外部控制，是自动进行的。
11、反应堆可以在任意功率水平下达到临界状态，这一说法是否正确，为什么？正确。
因为临界状态是指反应堆内中子的生灭到达一种平衡状态，而与反应堆的功率水平无关，如不考虑热工条件，从理论上讲，反应堆可以在任意功率水平下达到临界状态。
1、设在无限大非增值的扩散介质内有一个点源，源强为S中子每秒，各项同性地在介质内扩散而达到稳定状态，请列出单速中子扩散方程并给出边界条件。
条件：1在扩散方程成立区域内，中子通量密度必须是个非负实数，处处有界；2在扩散性质不同的介质交界面附近，两侧的中子通量密度以及中子流密度矢量在界面上的法向分量必须相等；3在介质与真空交界面上，边界条件为：在无物理边界以外的外堆边界上，通量密度为0。
求控制棒位置方法。
以中子计数的倒数为纵坐标，控制棒的的位置为横坐标，求纵坐标为零处的位置。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
问答题1、优质慢化剂的三个主要性质是什么？②慢化剂的原子量应该多大为好？答案：1.吸收截面小；散射截面大；平均对数能量损失大。
2.原子量应尽可能小。
2、哪些反应堆可以用天然铀作燃料？答案：重水慢化、重水冷却热中子反应堆；石墨慢化、气体冷却热中子反应堆；石墨慢化、轻水冷却热中子反应堆。
3、试解释“过慢化”与“欠慢化”答案：过慢化：堆芯布置中包含的慢化剂多于为获得最大值所需的量，中子完全热化，多余的慢化剂导致中子吸收增加。
欠慢化：堆芯布置中包含的慢化剂少于为获得最大值所需的量，中子没有完全热化，U-238共振吸收变大。
5、过慢化反应堆的慢化剂温度系数为何值（是正还是负）？答案：过慢化反应堆的慢化剂温度系数为正。
慢化剂温度升高时变大7、什么叫毒素？答案：裂变产物中有些元素核，如氙和钐，具有相当大的吸收截面，它们将消耗堆内的中子，通常把这些吸收截面大的裂变产物叫毒素。
8、试给出“中子毒物”的定义，举出3种重要的中子毒物。
答案：中子毒物系指那些其热中子吸收截面值很大而明显降低反应堆反应性的核素，例如：控制材料中的镉；可燃或可溶毒物中的10B；裂变产物中的135Xe、149Sm和155Gd。
9、什么是非饱和性（或永久性）裂变产物？请写出几种较重要的非饱和裂变产物。
答案：裂变产物的生成率远比由于吸收中子或自身衰变的损耗率大，如。
热中子吸收截面特别大，在整个反应堆运行期内，由于吸收中子而消失的速率也比较小，在一个相当长的时间里其浓度将随时间的增长而不断增加，所以称之为非饱和裂变产物。
热中子吸收截面较大的非饱和裂变产物还有：镉—113、钐—151、钆—155和钆—157等。
16、动力反应堆中达到平衡浓度的时间哪个长？为什么？答案：达到平衡浓度的时间长得多，主要原因在于的热中子吸收截面远远大于钐（）的热中子吸收截面，而且还由于放射性衰变而消失，所以它很快就达到了平衡浓度。
17、反应堆停堆后Sm浓度和Xe浓度的变化有何不同？答案：停堆后由于149Pm的衰变而有所增多，然而149Sm不发生衰变，是一种稳定的核素，所以Sm将在堆内一直保持到反应堆恢复临界后由于吸收中子而减少，故停堆后149Sm浓度将会逐渐趋于某个与停堆前中子通量有关的浓度值。
停堆后，虽然由于裂变直接产生135Xe停止了，但由于135I的衰变会继续产生135Xe，而且其产生速度快于135Xe本身衰变速度，所以尽管135Xe由于本身的衰变最终将消失，但在停堆后开始阶段还是增加的，这样形成Xe浓度的一个峰值。
然后135I的衰变率变得小于135Xe的衰变率，135Xe浓度逐渐下降。
19、氙振荡的条件是什么？氙振荡有哪些危害？如何抑制氙振荡？答案：1.热通量>1014/cm2•sec，2.反应堆尺寸很大（堆芯尺寸超过30倍徙动长度）。
氙振荡使反应堆热管位置转移和功率密度峰值因子改变；并使局部区域的温度升度，若不加控制甚至会使燃料元件熔化；氙振荡还使堆芯中温度场发生交替地变化，加剧堆芯材料热应力的集中，使材料容易过早的损坏。
可通过称动控制棒来改变功率峰大小及轴向位置，即改变轴向偏移值(A0)，从而使氙振荡引起的功率偏移值得到控制，功率峰值受到抑制。
20、燃耗深度的定义是什么？单位是什么？答案：单位重量核燃料所发出的总能量称为燃耗深度。
单位常用MWd/tU21、什么是卸料燃耗深度？它受什么影响？答案：堆芯卸料时所达到的燃耗深度称为卸料燃耗深度。
它受两方面影响：1)反应堆核特性，主要是指反应堆中初始后备反应性；2)燃料元件本身的性能，主要是指燃料元件在各种工况下的稳定性。
22、什么叫做转换？什么是可转换同位素？什么是铀—钚循环和钍—铀循环？答案：通过可转换同位素产生易裂变同位素的过程叫做转换。
可用来生产易裂变同位素的核素称之为可转换同位素，例如238U，232T等。
在利用238U作核燃料时，利用238U和232Th产生再生燃料的过程分别叫做铀—钚循环和钍—铀循环。
26、随着燃耗的加深，使反应堆易于控制还是难以控制？为什么？[解答]：反应堆更难控制。
随燃耗增加，Pu积累的结果使总的下降。
由于减小，对于引入堆芯的一个较小的反应性变化，反应堆将会产生快得多的响应。
29、什么是中子的弹性散射？弹性散射在反应堆内有何重要意义？答案：散射前后粒子动能守恒的散射。
即中子与靶核作用后，中子重新射出，且动能降低，减少的动能成为靶核的动能，而靶核内能不变。
也可近似想象为两个弹性小球的碰撞，反应前后动量守恒，动能也守恒。
这种反应称为弹性散射。
在热中子反应堆中，快中子慢化成热中子，主要就是通过这种过程来完成的。
30、什么是中子与靶核的非弹性散射？答案：中子与靶核作用后，虽然也放出一个中子，但其动能的一部分（或全部）转变为靶核的内能或激发能，使靶核的内能发生了变化，新靶核处于激发态。