核反应堆物理分析和原子核物理习题

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1、1100. 单位体积内有多种元素的原子核，其宏观截面的表达式是什么？答案： 设单位体积内有几种原子核，其核子数分别为 N1NiNn；其对应的微观截面为 1 i n；则其宏观截面 的表达式为：iini NN11 101. 什么是复核模型？答案： 是用来解释入射粒子与靶核发生核反应的一种物理模型。复核模型认为核反应存在一个复核的中间阶段，其过程可表为：a+AB *C+c其中 a入射粒子；A靶核；B *复核，一般处在激发态；C新核；c出射粒子。102. 试说明微观截面的大致变化规律。答案： 微观截面在不同入射中子能量及不同靶核质量数的情况下，差别是很大的。对压水堆最重要的几个核反应，一般均可按中子能

2、量不同分为三个区域：在低能区，微观截面或者保持常数（对(n,n)反应）或者与成正比（对(n,)反应和(n,f)反应） 。)1(E在该区以上是共振区。有多个共振峰存在。在高能区是微观截面的平滑区。103. 试说明 235U 的裂变截面随中子能量的大致变化规律。答案： 在低能区（热中子）(E n100ev)， f基本上是平滑地随能量增加而下降，从10ba-1.5ba。可见压水堆将快中子慢化成热中子是十分重要的。104. 简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。答案： 这是研究反应堆中子动力学的一种近似方法，这种模型假定反应堆内各空间点上的中子通量、密度等参数随时间的变化规律是安全一样的。这时我们把反

3、应堆看作一个集中参数的系统，即一个没有空间分布的“点堆”来研究反应堆。105. 写出点堆动力学方程组。答案： 61)()(1)()( iiefdf tSCtNltktNi=1，2，6)()()()( ttlttCiieffi为 7 个联立的微分方程组，其中：N(t)：为与时间相关的中子密度；2Keff(t)：为与时间相关的 Keff； eff、 ieff：分别为总有效缓发中子份额和第 I 组有效缓发中子份额；l= Keff：为瞬发中子平均寿命，为瞬发中子代时间； i：为第 i 组先驱有效衰变常数；Ci(t)：为与时间相关的第 i 组缓发中子先驱核密度；S(t)：为外中子源强度。106. 解释上

4、题等号右边各项的物理意义。问一临界反应堆阶跃输入一正反应性，试求中子密度的时间响应 N(t)，假定无任何反馈，且外中源 S(t)0。答案： ：t 时刻单位时间内瞬发中子的产生数。)(1)(Nltkefef：t 时刻第 16 组缓发中子的产生率的总和。61)(iiC：t 时刻第 i 组缓发中子先驱核的产生率。)(Nltkieff iCi(t)：t 时刻第 i 组缓发中子先驱核的衰变率。S(t)：为外中子源强度。107. 当 01181. 压水反应堆的转换比（CR）大约等于0.6。182. 写出（n,）反应的一般反应式，并举一重要例子。答案： AZX+10n( A+1ZX) A-3Z-2Y+42H

5、e例：反应堆内热中子与硼10（ 105B）的（n,）反应为105B+10n 73Li+42He 硼吸收中子的反应在低能区，此核反应的截面大，所以 10B 广泛用作热中子反应堆的控制材料。也经常用来制作中子探测器。183. 列举反应堆内一重要的（n,p）核反应式。答案： 例： 168O+10n 167N+11H其中的 16N 的半衰期为 7.3 年，它放出 和 射线，这一反应是一回路水的放射性主要来源。184. 1.N16 是如何产生的？ 2.N16 如何衰变？答案： 1. 168O（n,p） 167N 2. 167N- 168O185. 试举出两种与中子或 射线有关的导致水辐射分照的核反应。答

6、案： 1. 168O（n,p） 167N152. 中子慢化或 射线电离使得：2H 2O2H 2+O2186. 由任何能量的中子都能引起核裂变的原子有U235， Pu239， Pu241和 U233，而只能由快中子才能裂变的有 U238和 Th232。187. 各举出二个自发核反应与诱发核反应的例子。答案： 自发核反应：放射性衰变，自发裂变。诱发核反应：诱发核裂变，中子活化反应。188. 铀235 核发生裂变反应的一般表示式及含义。答案： WnXUnAZ10*2369102359 21)(其中 为中等质量数的核，称为裂变碎片；XAZ21, 为每次裂变放出的中子数。W 为释放的能量。189. U2

7、35 裂变时出现哪些反应产物？答案： 裂变产物、中子、瞬发 射线、缓发 射线、 射线、中微子。190. 为什么说反应堆停堆后仍然是一个很强的放射源？答案： 反应堆虽然停堆了，但裂变产物仍然在衰变，时刻放出 射线与 射线。191. 铀235 核发生核裂变时，一般分裂成几块碎片？答案： 一般分列成两块大小不同的碎片：但偶而也有分列成三块碎片的。192. 什么是微观截面？答案： 微观截面是描写核反应发生几率大小的物理量，用符号 表示，NdXIl0式中：I 0入射粒子强度，单位时间垂直通过靶核单位面积的入射粒子数；dI入射粒子和单位时间上的靶核(NdX)发生核反应的数目；N靶核密度（单位体积靶核数）

8、；dX靶核厚度。微观反应截面即指一个入射粒子与单位面积上一个原子核发生反应的几率。单位为“靶恩” ，1 靶恩10 -24cm2。193. 怎样计算单位体积内第 i 种核素的原子核个数？答案： 核密度 Ni 是指单位体积内含有 i 种核素的原子核个数。可根据材料密度 1（克/cm 3） 。用下列计算出来：10AN式中 A1为 i 种元素的原子量；N0为阿佛加德罗常数，数量为 6.0231023/克原子。194. 什么叫“I/v 吸收体”？16答案： 如果微观截面的大小正好和中子速度的大小成反比，这种情况就称为1/v 特性。在低能区（E1 0d) 瞬发超临界 1+ /(1+)：缓发中子份额274.

9、 当 0.002 时，分别以 U235 和 Pu-239 为燃料的反应堆各处于何种状态？答案： U235 为燃料的反应堆处于超临界状态，而以 Pu-239 为燃料的反应堆处于瞬发临界状态。275. PWR 堆中测量反应性的方法是什么？有哪些优点？答案： PWR 堆中测量反应性的方法是反应性模拟法。 可测正负反应性； 可在零功率或有功率情况下进行测量； 测量时间短。276. 反应堆从寿期初到寿期末，堆芯某处的中子通量与该处的功率密度之比是如何变化的？为什么？答案： 中子通量与该处的功率密度之比将逐渐增大，这是因为随着燃耗加深，宏观裂变截面 f下降，所以为保持功率不变，中子通量 必须提高。277.

10、 反应堆功率 P 与平均中子通量 有何关系？26答案： 反应堆功率 P 正比于裂变反应率 Rf，而 Rf是平均中子通量 与宏观裂变截面 f的乘积，所以 P 正比于 。278. 运行期间，中子通量受哪些因素的影响？试举三例。答案： 1.控制棒2.慢化剂密度3.中子毒物（裂变产物，可燃毒物等）4.堆芯装载情况燃耗 反应堆功率279. 试分析冷却剂密度降低对反应性的双重影响。答案： 冷却剂密度降低一方面意味着中子慢化变差，泄漏增加，反应性减小，另一方面冷却剂里的中子俘获也减小从而增加了反应性。280. 试列举三种反应性系数。答案： 如冷却剂温度系数，燃料温度系数，空泡系数和功率系数等。281. 反应

11、性温度系数包括快变化的燃料温度系数与慢变化的 慢化剂温度系数。282. 什么是慢化剂温度系数？答案：慢化剂温度每变化 1所引起反应性的变化。283. 影响慢化剂温度系数的主要因素是什么？答案：PWR 内影响慢化剂温度系数的主要因素是冷却剂平均温度、冷却剂内硼浓度、燃耗和水铀体积化等。284. 试说明冷却剂内含硼量 1ppm 的具体意义。答案：1 公斤水中含有 1 毫克天然硼，称含硼量为 1ppm，1ppm10 -6285. 当一回路温度升高时，一回路水中的硼浓度是否变化？答案：不变。286. 什么是燃料温度系数？答案： 堆芯燃料有效温度每变化 1引起的反应性变化值。287. 影响燃料温度系数的

12、主要因素是什么？答案： 238U 和 240Pu 等核素的变化；燃料有效温度的变化。288. 蒸汽泡的含量如何影响反应性。答案：蒸汽泡量的增加导致慢化剂密度减小，这样热中子数目减小；在欠慢化反应堆中反应性减小。289. 试给出慢化剂温度系数、燃料温度系数和空泡系数的数量级。答案： 10-4/ 10-5/ 10-3/v%290. 什么是功率系数？答案：单位功率变化所引起的反应性变化称为功率系数（即功率反应性系数或微分功率系数） 。它是燃料温度系数、慢化剂温度系数和空泡系数等的总和。291. 什么是功率亏损（Power Defect）?答案：因堆功率上升使反应性有损失，即向反应堆引入了一个负反应性

13、，这一反应性损失即称为功率亏损（即为功率系数的积分） 。27292. 功率亏损的重要意义是什么？答案：随功率上升向堆引入负反应性，要补偿这部分反应性，就需要提升控制棒或稀释硼浓度。这一特性可限制功率自动上升，使反应堆具有自稳性。特别当反应堆运行在高功率后降功率，例如停堆时间较长则向反应堆内引入正反应性，这在停堆后重新启动前，进行反应性平衡计算时必须要考虑到它的影响。293. 说明秦山核电厂的慢化剂温度系数随温度的变化规律。答案：当慢化剂温度降低时，负温度系数将减少，因此，当反应堆启动时，为了保证足够大的负温度系数，要求慢化剂温度不能低于 200。294. 秦山核电厂规定最低临界温度是多少？在该

14、温度下慢化剂温度系数是“”值还是“一”值？答案： 设计规定的最低临界温度为 280（经核安全局同意可于 260启动秦山反应堆） 。在该温度下慢化剂温度系数为“”值。295. 用图说明秦山厂的控制棒位置对慢化剂温度系数的影响。28答案： 对上题图 5.6 和本题图 5.5 进行比较后可以得出：控制棒插入时的温度系数要比控制棒抽出时更负一些，在硼浓度为 1000ppm 的情况下，抽出控制棒甚至会出现正温度系数。296. 用图说明秦山核电厂的硼浓度变化对慢化剂温度系数的影响。图 D29答案： 对图 D 和图 E 进行比较后可以得出：随着硼浓度的降低，慢化剂负温度系数明显增大。为了满足控制上的需要，寿

15、期初的硼浓度约为 1000ppm。到寿期末时，堆内残留的硼浓度约为 10ppm。297. 硼价值是如何随 Tavg 而变化的？为什么？答案： 当 Tavg 增加时，硼价值负值就减小。当 Tavg 增加时，含溶解硼的水使从堆芯区域排出。在堆芯内硼浓度保持恒定时，温度升高导致堆芯含硼减少，这就使得堆芯内由硼产生的总 pcm 被减少。这表明 pcm/ppm 是随温度增加而减小的。298. a. 硼价值为何随硼浓度变化而变化？b. 处在低硼浓度的 EOL 时减硼会产生什么问题？答案： a. 由于每个硼原子对吸收现有中子具有大得多的竞争性，因此，硼浓度越高，硼价值就越低。b. 当 EOL 设法减低硼浓度时，需加大量的水来完成稀释工作。这会产生大量的废水，增加硼回收系统的工作负荷。为了降低硼回收系统的工作量，当冷却剂硼浓度为 100ppm 以下时，实际上用离子交换除硼。299. 给出秦山核电站 K 与 关系的示意图：suHN答案： NH单位体积内的氢原子数；单位体积内的铀235 原子数。su图 E30300. 试问秦山核电站反应堆的水铀比 是选在最大值的左侧？还是右侧？suHN还是最大值？为什么？答案： 选在最大值的左侧，即反应堆处于“欠慢化状态” 。以得到负的慢化剂温度系数。301. 试解释“过慢化”与“欠慢化” 。答案： 过慢