反应堆物理习题集答案

《反应堆物理习题集答案》由会员分享，可在线阅读，更多相关《反应堆物理习题集答案（7页珍藏版）》请在金锄头文库上搜索。

1、1反应堆物理习题1. 水的密度为 103kgm 3，对能量为 0.0253eV 的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为 0.332b 和 2.710-4b，计算水的宏观吸收截面。2.22*10-2cm-12. UO2 的密度为 10.42103kgm 3， 235U 的富集度 =3(重量百分比) 。已知在 0.0253eV 时， 235U 的微观吸收截面为 680.9b， 238U 为 2.7b，氧为 2.710-4b，确定 UO2 的宏观吸收截面。0.5414cm-13强度为 中子/厘米 2秒的单能中子束入射到面积为 1 厘米 2，厚 0.1 厘米的靶上，10靶的原子密度为 原子/厘米 3，

2、它对该能量中子的总截面（微观）为 4.5 靶，求4.8（1）总宏观截面（2）每秒有多少个中子与靶作用？0.216cm-18.64*1084用一束强度为 1010 中子/厘米 2秒的单能中子束轰击一个薄面靶，我们观测一个选定的靶核，平均看来要等多少时间才能看到一个中子与这个靶核发生反应？靶核的总截面是 10靶。1013s5能量为 1Mev 通量密度为 中子/厘米 2秒中子束射入 薄靶上，靶的面积为 0.51250C12厘米 2、厚 0.05 厘米，中子束的横截面积为 0.1 厘米 2，1Mev 中子与 作用的总截面（微观）为 2.6 靶，问（1）中子与靶核的相互作用率是多少？（2）中子束内一个中

3、子与靶核作用的几率是多少？已知 的密度为 1.6 克/厘米 3。C121.0435*1012cm-3s-11.043*10-3cm26一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？ 0xIe根 据在 2 个平均自由程不与介质发生作用的机率为: 220.135e在 1/2 个平均自由程不与介质发生作用的机率为 : 6e27已知天然硼内含 10B19.78%，它对 2200 米/ 秒热中子吸收截面为 3837 靶，另含 11B80.22%，它对于热中子吸收截面可忽略不计，为了把热中子流从 /厘米 2秒减弱到710.1/厘米 2分，问要多厚的 或 层，设碳化硼

4、的密度为 2.5 克/厘米 3，平均分子CB432OH量近似为 56，硼酸的密度为 1.44 克/厘米 3，平均分子量近似为 62。 （忽略 H、C 、O 的吸收）对于 ：0.254cmCB4对于 ：1.955cm32OH8设水的密度为 1 克/厘米 3，平均分子量近似为 18，氢 靶。氧 靶，32.0a02.a试计算水的宏观吸收截面，又设为了控制目的，在水中溶入了 2000ppm 的硼酸，那么宏观吸收截面增大为原来的多少倍？其它所需数据见上题。0.023cm-11.104 倍9用能量大于 2.1Mev 的中子照射铝靶可发生 反应， 有 放HMgnAl12727g27射性，半衰期 10.2 分

5、，今有长 5 厘米宽 2 厘米厚 1 厘米的铝板放在中子射线束内受垂直照射，中子能量大于上述能量，流强为 107 中子/厘米 2秒。如果在长期照射停止后，经过20.4 分钟，样本有 微居里的 放射性，试计算其核反应微观截面。 （已知铝的密2103.度为 2.7 克/厘米 3）0.278()靶10一个反应堆在 30000 千瓦下运转了 10 天，然后停闭，问在“冷却”30 天以后由于裂变产物衰变而生的能量释放率是多少？ 160.20.2(30,1).8203(31) 4dP11反应堆电功率为 ，设电站效率为 32%。试问每秒有多少个 核发生裂MW235U变？运行一年共需要消耗多少易裂变物质？一座

6、同功率火电厂在同样时间需要多少燃料？已知标准煤的发热值为 29/QJkg366 19131300.2= .70()2.P S裂 变 率19 3235.7524.6.45()6.0M kg对于煤：6 90.3.810()291k12在核反应堆中氚是 吸收热中子，经过 反应产生。这个反应符合 1/v 率6Li63(,)LinH在 0.0253eV 时的反应截面为 940b ,证明每克 在热中子通量密度 下每年的产氚产量是T92.810T/atomsgyr13设在无限大非增殖的扩散介内有二个点源，源强均为 S 中子/秒，二者相距 2a 厘米，如图所示。试求（1） 点上的中子通量密度及中子流密度矢量（

7、2） 点上的中子通量密1P 2P度及中子流密度矢量。SS aaP1P2a(第 13 题图)14设无限大均匀的非增殖介质内在 处有一无限大平面中子源，每秒每平方厘米产0X生 S 个单速中子，试证明该介质内中子通量密度的稳定分布为 、exp()2XLSXD其中 D 为扩散系数, L 为扩散长度。15某一半径为 50cm 的均匀球堆，堆内中子通量密度为 r0628.sin153中子/厘米 2秒，其中 r 为距离堆中心的距离，系统的扩散系数为 0.80cm，计算（1）堆内通量密度的最大值是多少？（2）反应堆内任意一点的中子流密度矢量。 （3）每秒从堆内泄漏出去的中子数为多少？（1）堆内通量密度最大值在

8、 处，此时：0中子/ 厘米 2秒13 1250.628.44（2） （中子/ 厘米132sin0.68.0cos.0628()4 rrrJrDe 2秒）（3） （中子/秒）15(50).rNredA16有一边长 a=800cm 的均匀裸立方体堆，堆内热中子量 2Z,YXT，如图所示，温度为 400，热扩散系数和扩散长zaCosyxaCos102度的测量值分别为 0.84cm 和 17.5cm， （1）计算堆内任意一点的中子流密度矢量， （2）每秒从反应堆泄漏出多少热中子？（3）反应堆内每秒吸收的热中子数为多少？（4）一个热中子从堆内泄漏出去的几率是多少？（1）根据斐克定律，可得： 9 2()

9、6.5410sin)cos(s() cos()i( s)in()(/)JDijkxyzziaaxyzjakaA中 子 厘 米 秒（2）1.03*10 16 （3）7.25*10 17（4）1.4%17证明半径为 R 的临界均匀球裸堆的通量密度分布为 ，其中 P 为反rREPfRsin42应堆的总功率， 为每次裂变释放的能量。 为宏观裂变截面，r 为离球心的距离。Ef18证明长方体均匀裸堆的通量密度分布为 , PfRVEP87.3YbcosXasZcs为反应堆总功率，V 为反应堆体积。19高 100cm、直径 100cm 的圆柱形均匀裸堆运行在稳定功率 20MW 上，如果原点取在5堆的中心，则在

10、 r=0，z=-25cm 处的功率密度为多少？6.557*10-5 MW/cm3 20半径为 45cm 的球形均匀裸堆中测得在离堆中心 r= 15cm 处裂变密度为 次裂105.2变/厘米 3秒，问（1）堆运行在多大稳定功率上？（ 2）在堆中心裂变密度为多少？（1）1.122MW （2）3.02*10 11cm-3s-121有一个由 和石墨均匀混合而成的厚度为 200cm 的临界的无限大平板裸堆，最大U235通量密度为 中子/厘米 2秒，利用修正的一群理论计算：（1）反应堆曲率；（2）10的临界原子密度；（3）热扩散面积；（4） 值；（5）堆内任意一点的热中子通25 K量密度及中子流密度矢量；

11、（6）这个平板堆每平方厘米产生的热功率。已知 的热裂U235变因数 ，热吸收截面 靶，热裂变截面 靶，石墨的热扩散065.2T90TaF0Tf面积 ，中子年龄 ，热扩散系数为 0.84cm，热吸收截成Mcm3L2Mcm368靶，密度 。.Ta1.g/(1) 242()90()Bca(2) 1738.5()FNm(3) 222()46.8TMLfc(4) 1.37k(5) 250cos()x1.46.94in0Ji(6) 21325.2()affpEMeVcms A22由 和 Be 均匀混合而成的半径为 50cm 的球形裸反应堆在 50kW 热功率上运行，U235利用修正的一群理论计算：（1）

12、的临界质量；（2）反应堆的热中子通量密度；U35（3）从反应堆泄漏的中子数；（4） 的消耗率。热裂变因数、热吸收截面、热裂变截6面见上题，Be 的热扩散面积 ，中子年龄 热扩散系数为22TMcm480L2TMcm100.50cm，热吸收截面 靶，密度 。.a3/g5.(1) 31FVg(2) 122sin()7.90sin(.68)4fprrREr(3) 22 144.50()fpJSdDdVsREA(4)燃耗率：1.23.05.61()pgay23由 和石墨均匀混合而成的立方体裸堆原子密度之比为 ，利用修U235 51.0FMN正的一群理论计算：（1）临界尺寸；（2）临界质量；（3）当反应堆

13、运行在 1kw 时最大热中子通量密度。 及石墨的有关数据见题 21。235(1) .94()acm(2) 42351.70()FFAMNVg(3) 921max.86.()fpcsE24设一重水铀反应堆堆芯的 k 1.28，L 21.810 2 m2，1.2010 2 m2。试按照单群理论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时总的中子不泄漏率。中子不泄漏率： 10.785LPk25、设有一圆柱形铀水栅格装置，R 0.50m ，水位高度 H1.0m ，设栅格参数为：k 1.19，L 26.610 4 m2，0.5010 2 m2。（1）试求该装置的有效增殖因数 keff（2

14、）当该装置恰好达到临界时，水位高度 H 等于多少？（3）设某压水堆以该铀水栅格作为芯部，堆芯的尺寸为 R1.66m ，H 3.50m ，若反射层节省估算为 r0.07m ，H0.1m。试求反应堆的初始反应性 0（1）1.0027 7（2） 0.972Hm（3） 1.4K26、一球形裸堆，其中燃料 235U（密度为 18.7103kg/m3）均匀分布在石墨中，原子数之比 Nc/N510 4，有关截面数据如下： ； ； 0.cab584f510b；2.43，D0.009m，试用单群理论估算这个堆的临界半径和临界质量。61.05()Rcm4.781()MVkg27、一球壳形反应堆，内半径为 R1，外

15、半径为 R2，如果球的内、外均为真空，求证单群理论的临界条件为： 12tantB28根据对实验堆的测量显示：每发射出 100 个中子，慢化过程中 10 个中子泄露，在慢化到热中子后 15 个中子泄露，在慢化的过程中没有中子被吸收，在热能被吸收的中子中，60%的中子被燃料吸收。(a)在观察过程中的倍增因数是多少？(b)如果热中子泄露降低 1/3 则 k 改变多少？（堆内燃料 =2.07 =2.42）0.9315LKfpP.6229某压水堆 中的 的浓度为 3%，用它作燃料，若燃耗深度为 10000 兆瓦日/吨2UO35，试估计原来装入堆中的 有百分之多少被“烧”掉了。2 263.87%30在热中子临界裸堆中，通过移动一块吸收材料使得吸收截面减少 0.5%，计算与之对应的反应性变化。0.531设装载有 100，000kg 富集度为 3% UO2 的热中子反应堆，在 51013n/cm2*s 的恒定中子通量密度下运行一年，热中子吸收截面为 500bar， 235U 的俘获裂变比