清华大学核反应堆物理分析
评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用
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摘要热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型具有良好的发展前 景 热 管 冷 却 空 间 堆堆芯使用的材料与传统压 水 堆 相 比 有 很 大 不 同以 RPD7C:cU堆 芯 为 例广 泛 使 用 了 含 有 F3C% J/[3 等 元 素 的 材 料 为 研 究 相 应 的 评 价 核 截 面 数 据 对 热 管 冷 却 空 间 堆 核 设 计 产 生 的 影 响以 RPD7C:cU空间堆核设计为平台选用不同来源不 同 版 本 的 评 价 核 数 据对 堆 芯 在 不 同 构 型 下 的 临 界 安全进行了计算对 F3C%等耐高温材料的中子截面 数 据 对 空 间 堆 核 设 计 结 果 的 影 响 进 行 了 评 价比 较了使用 1(EZ[<1ZZc1(EJ 等常用评价 库 的 核 数 据 时 的 计 算 结 果对 主 要 核 素 的 截 面 数 据 进 行 了 敏 感 性 系 数 计 算 并 分 析 指 出 了 未 来 空 间 堆 发 展 对 相 关 评 价 核 数 据 的 需 求 关 键 词 评 价 核 数 据 空 间 堆 热 管 核 设 计 中图分类号:J?"!!! 文献标志码,!!!文章编号*)))D@I?*")*+)#D**+@D)+ &'(*)'#!?+6MN'")*+'!"')#'**+@
压水堆核电站大破口失水事故分析
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科学岛分院2019年博士研究生公开招考笔试科目及参考教材
科学岛分院2019年博士研究生公开招考
笔试科目及参考教材
一、英语（必考）
（一）参考教材
1、《博士研究生英语入学考试纲要》（中国科学技术大学出版社，2015年11月，陈纪梁编）；
2、《博士研究生入学考试英语试题及详解》（中国科学技术大学出版社，2015年11月，陈纪梁编）。
（二）考试形式
闭卷考试
二、专业课
（一）光学学科
注：报考光学学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。
（三）等离子体物理学科
注：报考等离子体物理学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。
（五）凝聚态物理学科
注：报考凝聚态物理学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。
（六）材料物理与化学学科
注：报考材料物理与化学学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。
（七）计算机与控制学科
涵盖专业：计算机应用技术（081203）、检测技术与自动化装置（081102）、模式识别
注：报考计算机与控制学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。
（八）生物物理学学科
注：报考生物物理学学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。
核物理学的发展历程与技术应用
核物理学的发展历程与技术应用林增祥（南京工业大学制药与生命科学学院，江苏南京，210009）摘要：本篇主要阐述了核物理学的概念、发展历程及其应用等，尤其是对核物理学与现代经济的社会的互动关系作了深入的分析。
核物理与核技术是当今世界最有生命力、发展最迅速、影响力最大、成果最多的学科之一。
随着各国政府和科研机构的大力支持和关注，核技术在21世纪将会得到更大的发展。
关键词：核技术应用；核物理；现状；发展趋势一，引言1896年贝克勒尔发现铀的天然放射性,从此诞生了一门新的科学:原子核科学技术。
1919年卢瑟福利用天然α射线轰击各种原子,确立了原子的核结构,随后又首次用人工方法实现了核反应。
但是用天然射线源能够研究的核反应很有限,人们开始寻找一种可以产生具有不同能量的各种粒子束的装置,于是粒子加速器应运而生。
同时,为了探测各种射线和核反应的产物,还需要有辨别粒子种类和能量的探测器及相应的电子学设备。
在研究核物理的过程中人们发现,放射性一方面可能造成人体的伤害,另一方面它也可以在医学,工农业和其它方面有许多应用。
于是相应地,辐射防护技术与射线应用技术也发展起来。
此外,核物理的研究还导致了许多放射性核素的发现。
它们的半衰期长至数千万年,短至不足1秒。
在不同场合下选择适当的放射性核素,可以做示踪剂,测年工具或药物使用。
这就是放射性核素技术(或称为同位素技术)。
上述粒子加速器技术,核探测技术与核电子学,射线和粒子束技术,放射性核素技术等,通常统称为核技术[1]。
概括而言,核技术就是利用放射性现象,物质(包括荷能粒子)和规律探索自然,造福人类的一门学科,其主要内容是研究射线,荷能粒子束和放射性核素的产生,与物质相互作用,探测和各种应用的技术。
核科学与核技术在二十世纪取得了辉煌的成就。
近年来虽然生物、信息等学科成为大家关注的焦点，但核科学仍然保持着旺盛的生命力。
当前核科学与核技术发展的特点是：一方面探索物质深层次结构的努力在放射性核束物理、核天体物理、粒子物理等领域继续深入地发展，另一方面各种核技术，如加速器技术、核探测技术、核分析技术、核成像技术、核辐照技术、新型辐射光源技术、同位素技术、核能技术与核武器技术等均得到了迅速的发展并在农业、人口与健康、能源、环境、信息、材料、国家安全等领域以及生命科学、地球科学、凝聚态物理、考古学等多种学科的基础研究中得到了日益广泛的应用。
中国原子能科学研究院
中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院2012年博士研究生招生专业目录一、单位简介中国原子能科学研究院创建于1950年，是中国核科学技术的发祥地，也是中国重要的不可替代的从事先导性、基础性、前瞻性核科学技术研究的综合性研究基地，著名科学家吴有训、钱三强、王淦昌、戴传曾、孙祖训、樊明武、赵志祥等著名科学家曾先后担任院（所）长，共有60余位院士曾在我院工作或学习过。
现有两院院士4人，高级科研与工程技术人员660余人。
博士生导师近140人，硕士生导师180多人。
原子能院下设核物理研究所、反应堆工程研究设计所、放射化学研究所、核技术与计算机应用研究所、同位素研究所、放射性计量测试部、辐射安全研究所。
中国核数据中心、中国快堆研究中心、北京串列加速器核物理国家实验室、核工业保障技术重点实验室、国防科工委放射性计量一级站、国家同位素工程技术研究中心等设在该院。
原子能院拥有国内核研究领域较完善的设备和设施，进行着核物理、核化学与放射化学、反应堆工程、加速器技术、核电子学与探测技术、同位素技术、放射性计量与辐射防护、新材料、生物医学工程、强激光应用和信息技术等广泛领域的研究，与世界上40多个国家和地区的科研院所及国际原子能机构等国际组织有着广泛的科技合作与交流，科研成果丰厚，近三十年来共获得国家和部级科技成果一千余项。
公开出版物有《原子能科学与技术》、《核化学与放射化学》、《同位素》、《质谱学报》等。
原子能院热诚欢迎广大考生报考。
二、报名须知１、2012年我院面向全国招生一次，计划招生50名（招生名额不分到专业，视报名情况确定）。
招生类别为统招统分。
2、凡符合国家规定报考条件的人员可在报名时间内登陆我院网站（)，进入博士研究生招生系统，填写报考信息后下载报考登记表，加盖档案所在单位人事部门公章，按要求提交所有材料及报名费200元，即完成报名。
3、报名时间：2011年12月1日至2010年12月31日。
考试时间：2012年3月13日至14日。
热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析
摘要有 别 于 传 统 堆 芯 热 管 冷 却 反 应 堆简 称 热 管 堆 固 态 堆 芯 具 有 高 温 热 膨 胀 效 应 该 特 性 产 生 了 中 子 物 理热 工力 学简 称 核 热 力相 互 耦 合 的 效 应 本 文 根 据 固 态 堆 芯 热 膨 胀 反 应 性 反 馈 机 制 与 热 管 传 热 过 程 建 立 固 态 堆 芯 三 维 动 态 几 何 的 核 热 力 耦 合 方 法 应 用 核 热 力 耦 合 方 法 对 ABC&:D 热 管 堆 进 行 稳 态 分 析 结 果 表 明 正 常 工 况 下 堆 芯 从 冷 态 到 热 态 变 化 过 程 中 核 热 力 反 应 性 反 馈 约 为 E?!*(1/其 中 堆 芯 热 膨 胀 效 应 约 占 总 反 馈 的 F*G 核 热 力 耦 合 分 析 表 明 热 膨 胀 效 应 是 固 态 堆 芯 负 反 馈 与 自 稳 调 节 的 主 导 效 应 但 另 一 方 面 显 著 的 热 应 力 将 威 胁 堆 芯 完 整 性 从 而 影 响 反 应 堆 安 全 在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能 关 键 词 热 管 冷 却 反 应 堆 核 热 力 耦 合 热 管 模 型 中图分类号:H>)F!!! 文献标志码-!!!文章编号+***I=F>+)*)+&+I*+?FI*, !"#+*%,!>?7JK%)*)+%J;'83K83%*)+!
收 稿 日 期 )*)+I*>I+*修 回 日 期 )*)+I*!I+> 基 金 项 目 国 家 自 然 科 学 基 金 ++F,!)+F中 核 集 团 青 年 英 才 项 目 " 通 信 作 者 马 誉 高
2023年核电技术与控制工程专业考研方向和院校排名
2023年核电技术与控制工程专业考研方向和院校排名一、核电技术专业考研方向核电技术专业是指应用核物理和核工程原理和技术研究、设计、建设和运行核电站的人才培养。
考研方向主要包括：核反应堆物理、核反应堆热工水力学、核电站安全、核电站控制、核辐射防护等。
1. 核反应堆物理核反应堆物理是核电站中最基本的科学问题之一，包括核反应堆中裂变链式反应的物理过程、核反应堆的燃料组织、辐射平衡、核燃料的物理特性等内容。
在考研中，可以学习核反应堆物理的基本原理、理论模型、核反应堆的特性分析与计算方法等内容。
2. 核反应堆热工水力学核反应堆热工水力学是指研究核反应堆内流体的流动、传热、蒸汽发生等过程，与安全、经济和高效运行相关的各种热力学问题。
考研中可以学习核反应堆热工水力学在核电站设计和运行中的应用。
3. 核电站安全核电站安全是指在核电站设计、建设和运行过程中制定、实施和维护的一系列措施，以确保核电站的安全性和实现高效运行。
在考研中可以学习核电站安全的概念、理论、方法和控制技术等，了解核电站安全相关法律政策和标准，并掌握安全监控、安全评估和应急措施等知识。
4. 核电站控制核电站控制是指实现核反应堆和相关系统的控制管理工作，以保证核电站按照要求的安全、可靠、高效的运行。
在考研中可以学习核电站控制方法、核反应堆的控制理论及控制系统的设计和运行。
5. 核辐射防护核辐射防护是指在核电站设计、建设、运行和废弃处理过程中对职业人员、公众、环境等进行有效的核辐射防护。
在考研中可以学习核辐射防护基础知识、核辐射源的物理特性、辐射计量学、防护剂、防护措施和应急管理等相关内容。
二、核电技术专业考研院校推荐1. 清华大学清华大学核能与新能源技术研究所是我国少有的开设核能领域研究与教育的高校之一，核电技术专业在清华大学排名非常靠前。
2. 上海交通大学上海交通大学核科学与工程研究所是华东地区唯一的核科学与工程学科系，具有深厚的学术背景和研究实力，核电技术专业在上海交通大学排名靠前。
2013年清华大学校级“优秀博士硕士学位论文”获奖名单
徐恪
在线社会网络中信息传播的测量、分析与建模
陈金元
郑海涛
基于语义的移动信息推送平台
明华
冯建华
文档全生命周期管理中的区间持久性top-k查询技术研究
李孟兴
石纯一
基于规则和案例推理技术的电力设备故障红外诊断系统
王鑫
袁春
分布式视频编码边信息和相关噪声模型算法研究
自动化系
杨云杰
彭黎辉
电容成像测量策略设计及图像重建算法研究
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吕俊复
循环流化床锅炉燃烧系统非均匀性问题的模型研究
电机系
钟海旺
夏清
内嵌网损的日前发用电计划模型与方法研究
张俊勃
韩英铎
基于广域信息的电力系统动态建模与应用
魏韡
梅生伟
电力系统鲁棒调度模型与应用
陈艳波
卢强
基于统计学习理论的电力系统状态估计研究
电子系
曾维亮
陆建华
宽带无线预编码调制关键技术研究
谢尚然
李艳和
工业工程系
袁浠卉
李志忠
数字化工作环境下班组成员相互意识对事故诊断的影响
佟悦
赵磊
城市货物配送中运输资源分配问题及算法研究
戴晨旭
王凯波
直立单晶硅生长过程的质量控制方法研究
钟明
廖立新
集装箱码头出偶集装箱堆场位置分配算法研究
陈永涛
戚铭尧
带产能约束的多层级批量规模与机器调度问题研究
精仪系
冯煦
孙利群
基于正交偏振谱技术的活体微循环成像理论及实验
阎培渝
硅质铁尾矿粉用作混凝土掺合料的应用研究
水利系
张晓颖
丛振涛
降水随机特征及流域产流研究
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1、热中子反应堆内，瞬发中子的平均寿期比自由中子的半衰期（ ）。
A、短的多；B、长的多；C、一样大。
1、某压水堆采用二氧化铀作燃料，其复集度为2.43%（重量），密度为104公斤/米2，计算：当中子能量为0.025ev时，二氧化铀的宏观吸收截面和宏观裂变截面（复集度表示铀－235在铀中所占的重量百分比）。
2、某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和0.398，计算堆芯的总吸收截面（0.025ev）。
3、求热中子（0.025ev）在轻水、重水和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞数。
4、试比较：将2.0M电子伏的中子束减弱到1/10所需的铝、钠和铝和铅的厚度。
5、一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？ 6、堆芯的宏观裂变截面为5米-1，功率密度为20×106瓦/m3,求堆芯内的平均中子通量密度。
7、有一座小型核电站，电功率为15万千瓦，设电站的效率为27%，试估算该电站反应堆额定功率运行一小时所消耗的铀－235数量。
8、某反应堆在额定功率500兆瓦下运行了31天后停堆，设每次裂变产生的裂变产生的裂变产物的放射性活度为1.08×10-16t-1.2居里，此处t为裂变后的时间，单位为天，试估计停堆后24小时堆内裂变产物的居里数。
9、1）计算并画出中子能量为0.025电子伏时的复集铀的参数η与复集度的函数关系。
2）有一座热中子反应堆，无限增值系数为1.10，快中子裂变因子，逃脱共振几率和热中子利用系数三者的乘积为0.65，试确定该堆所用核燃料铀的复集度。
10、某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和0.398，求堆芯的中子温度、热中子平均宏观截面和热中子利用系数。
设堆芯是均匀的，介质温度为570开， （ξσs）H2O=0.4567×10-26米2，（ξσs）Al=0.1012×10-28米2， （ξσs）U=0.126×10-28米2，堆芯的热中子能谱为麦克斯韦谱。
11、计算温度为535.5开、密度为0.802×103的水的热中子平均宏观吸收截面。
12、设核燃料中铀－235的浓缩度为3.2%（重量），试求其铀－235与铀－238的核数之比。
13、为使铀的η＝1.7，试求铀中铀－235的复集度为多少（设中子能量为0.0253电子伏）。
14、为了得到1千瓦小时的能量，需要使多少铀-235产生裂变。
15、反应堆的电功率为1000兆瓦，设电站的效率为32%。
问每秒有多少个铀－235核发生裂变？问运行一年共需消耗多少公斤易裂变物质？一座相同功率煤电厂在同样时间需要多少燃料？已知煤的燃烧热为Q=29兆焦/公斤。
16、某压水的电功率为990兆瓦，设电站的效率为32%，运行了3个月后停堆。
试计算停堆后1分钟、1小时、10小时、1天10天、1月后的衰变热。
同样计算运行一年后停堆的情况。
17、试求1吨天然铀的放射性强度和具有相同的放射性强度的21084Po的质量。
（～0.35居里；～80毫克） 1、有二束方向相反的平均热中子束射到铀－235的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为1016中子/米2秒。
自右面入射的中子束强度为2×1016中子/米2秒。
计算：（a）该点的中子通量密度；（b）该点的中子流密度。
（c）设Σa＝19.2×102米-1，求该点的吸收率。
2、设在x处中子密度的分布函数是 n(x,E,Ω) =(n0/2π)×e-x/λeαE(1+cosμ) 其中，λ，α为常数，μ是Ω与x轴的夹角。
求：（a）中子总密度n(x);(b)与能量相关的中子通量密度Φ(x,E);(c)中子流密度J(x,E)。
3、试证明在中子通量密度为各向同性的一点上。
沿任何方向的中子流密度J+=Φ/4。
4、证明某表面上出射中子流J out、入射中子流J in和表面中子通量密度Φ（a）=2(J out +J in)。
5、在某球形裸堆（R=0.5米）内中子通量密度分布为 Φ（r）=(5×1017/r)sin(πr/R)中子/米2秒 试求：(a) Φ(0)； (b)J(r)的表达式，设D=0.8×10-2米； (c)每秒从堆表面泄漏的总中子数（假设外堆距离很小可略去不计）。
6、设一立方体反应堆，边长a＝9米。
中子通量密度分布为Φ（x,y,z）=3.1017cos(πx/a)cos(πy/a)cos(πz/a)中子/米2秒，已知D=0.84×10-2米，L=0.175米。
试求：（a）J(r)表达式； （b）从两端及侧面每秒泄漏的中子数； （c）每秒被吸收的中子数，（设外推距离很小可略去）。
7、圆柱体裸堆内中子通量密度分布为： Φ（r,z）=1016cos(πz/H)J0(2.405r/R)中子/米2秒其中，H、R为反应堆的高度和半径（假定外推距离可略去不计）。
试求：（a）径向和轴向的平均中子通量密度和最大中子通量密度之比； （b）每秒从堆侧表面和两个端面泄漏的中子数； （c）设H=7米，R=3米，反应堆功率为10兆瓦，σ5f=410靶，求反应堆内铀－235的装载量。
8、试计算E=0.025电子伏时的铍和石墨的扩散系数。
9、设某石墨介质内，热中子的微观吸收和散射截面分别为σa=4.5×10-2靶和σs=4.8靶。
试计算石墨的热中子扩散长度L和吸收自由程λa，比较两者数值大小，并说明其差异的原因。
10、设有一天然铀－石墨均匀介质，设其体积比为V c/V v＝60。
介质温度t=350摄氏度，试求该混合介质的扩散长度。
11、试计算t＝535开，ρ＝802公斤/米3时水的热中子扩散长度和扩散系数。
12、如图2－15所示，在无限介质内有两个源强为S中子/秒的电源，试求p1和p2的中子通量密度和中子流密度。
13、在半径为R的均匀球体中心，有一个各向同性的单位强度热中子源，介质的宏观截面为Σa。
试分别求：（a）介质Σa＝0； （b）两种情况下球体内的中子通量密度分布和中子自球表面逃到真空的几率是多少？为什么这两者不同？ 14、设有R=1.2米的石墨球内，球心有一电源S，源强为106中子/秒，试求r＝0.2，0.5和1米处的中子通量密度（已知石墨的1/L＝1.85米-1 D=9.4×10-3米）。
15、设有一强度为I中子/米2·秒的平均中子束入射到厚度为a 的无限平板层上。
试求：（a）中子不遭受碰撞而穿过平板的几率； （b）平板内中子通量密度的分布； （c）中子最终扩散穿过平板的几率。
16、设有如图2-16所示的单位平板状“燃料栅元”。
燃料厚度为2a。
栅元厚度等于2b。
假定热中子在慢化剂内已均匀分布源（源强为S）出现。
在栅元边界上的中子流为零（即假定栅元之间没有中子的净转移），试求：（a）屏蔽因子Q，其定义为燃料表面上的中子通量密度与燃料内平均通量密度之比； （b）中子被燃料吸收的份额。
17、设有两个相邻的扩散区A和B：介质A为源介质。
介质B布包含中子源。
B对A的反照率β定义为β＝J出/J入。
其中J入和J 出分别是由A进入B和由B反射出来的中子流密度，试证明： （a）设B为无限厚平板介质时 （b）设B为厚度等于a的平板层介质时 18、如果在半径为R的球形介质中心有一中子源，球外为无限介质B所包围。
试求介质中子通量密度的分布以及介质B的反照率。
19、在一无限均匀非增值介质内，每秒每立方米均匀地产生S个中子，试求： （a）介质内的中子通量密度分布。
（b）如果x＝0处插入一片无限大的薄吸收片（厚度为t。
宏观吸收截面为Σa1）。
证明这时中子通量密度分布为： [ 提示：用源条件 ] 20、如图2-17所示，设有源强为S中子/米2。
秒的无限源放置在无限平板介质内，源距两侧平板厚度分别为a和b，试求介质内的中子通量密度分布[提示：这是非对称问题，x=0处的边界条件应为：（a）中子通量密度连续； （b） 21、在厚度为2a的无限平板介质内有一均匀体积源，源强为S中子/米3·秒，试证明其中子通量密度分布为： 22、设半径为R的均匀球体内。
每秒每单位体积均匀产生S个中子。
试求球体内的中子通量密度分布。
1、证明：当中子被自由质子散射时，散射中子和反冲质子的实验室系速度之间的角度总是90度。
2、设f（v－>v'）dv'表示L系中速度v的中子弹性散射后速度在v'附近dv'内的几率。
假定在C系中散射是各向同性的，求f（v->v'）的表达式，并求一次碰撞后的平均速度。
3、氢和氧在1000电子伏到1电子伏能量范围内的散射截面近似为常数，分别为20靶和38靶。
计算水的ξ以及在水中中子从1000电子伏慢化到1电子伏所需的平均碰撞次数。
4、（a）证明：一个中子依靠弹性散射从初始能量E0慢化到能量E所需的平均时间t――叫做弹性散射的慢化时间，可表示为 （b）设ξΣs与中子速度无关，试分别计算在轻水中和石墨中裂变中子（取E0＝2×106电子伏）慢化到1电子伏所需要的慢化时间。
5、设某吸收剂的微观吸收截面σa（E）服从定律，即σa（E）＝const，且假定近似中子能谱可用φ（E）～描述。
试求该吸收剂的第g群（E g－1，E g）的平均微观吸收截面σag。
6、在讨论中子热化时，认为热中子源项Q(E)是从某给定分界能Ec以上能区的中子，经过弹性散射慢化而来的。
设慢化能谱服从φ（E）＝φ0/E分布，试求在氢介质内每秒每立方米由Ec以上能区，（a）散射到能量E（E<Ec）的单位能量间隔内之中子数Q（E）；和（b）散射能量区间ΔE g＝E g－1－E g内的中子数Q R。
7、设在弱吸收情况下，可以认为φ（E）＝q（E）/ξΣsE，试求逃脱共振几率p（E）的表达式。
【提示：可从dq（E）＝－Σa（E）·φ（E）dE出发】 8、分别计算在石墨和重水中，中子自E0＝2兆电子伏慢化到E＝103电子伏和E＝0.625电子伏时的中子年龄。
9、单能快中子源在无限慢化剂平板内按函数 分布，其中S是常数，a是板的厚度。
（a）利用年龄理论计算年龄为τ的中子的慢化密度； （b）在中子慢化到年龄τ的过程中源中子从平板中泄漏的平均几率是多少？ 10、某种核在能量Er处有一个宽度为ΔE的强吸收共振，在这里Er比源中子的能量低得多。
并且ΔE《Er。
假定所有打在这种核上且能量在ΔE内的中子均被吸收。
证明对这个共振的逃脱共振几率是 1、设有一边长a＝b＝0.5米，c＝0.6米（包括外推距离）的长方形裸堆，L＝0.0434米，τ＝0.6米2，（a）求达到临界时所必须的k∞；（b）如果功率为5000千瓦，Σf＝4.01米-1，求中子通量密度分布。