本試題解答集收集了國(guó)內(nèi)各壓水堆核電站1993年以來(lái)員和應(yīng)堆物樅課程時(shí)進(jìn)行課外輔助柆習(xí)之用也可供員和高級(jí) 核物理和中子物 功率、功率分布、功率偏移、中子通量密度分 1-－n1 衰變：質(zhì)量數(shù)不變，原子序數(shù)增加1（對(duì)－衰變）或減少1（對(duì)+衰 ③發(fā) 射線：質(zhì)量數(shù)與原子序數(shù)保持不 (n， 壓水堆中射線的來(lái)源主要有 ； 、效應(yīng)、電子 射線采用的兩種方法是采用高密度的物和足夠的厚度，實(shí)際采用的材料有鉛，重混凝土，水等。U-235（n，） [236 236U+ 填空題：大亞灣核電站第一循環(huán)堆芯中布置有可燃毒物管。其起主要作用的核素是10 （n，）

10

7Li4He 核反應(yīng)堆內(nèi)，熱中子與硼–1010B1n7Li4He。這種反應(yīng)類型是（n,）–10用于溶硼控制,硼鋼可燃毒物管及BF 555，510B+1

7Li4He 5555（1）冷卻劑 （3）（5）量。[解答]： ( ( 92U+0 (92) (93) (94) （2）165Y+1

X+

( ( (84Po+n→(84)X1→(82) （2）210Bi→(

（3）130Cs(130X+

90 210

239 120X+118X+2n

239PuM9表示，裂變碎片Xl、X2M1WW(M9M1M23m0)C2（1） 94 (39)X1+55Cs+3n（2）241（3）105

(

（4）130

1-（1）自發(fā)裂變：252 (110) 140 （3）—衰變：105 ( Th+（4（n， 1-239 ???X135X+3n+W

94 39X1(55)X2+3n+W 1-熱中子反應(yīng)堆中，裂變中子的能量從熱中子到 [MeV]，平均能量是 [MeV]，快中子通過(guò)彈性散射 [米/秒]；熱中子的平均速度與慢化劑溫度有關(guān)，當(dāng)慢化劑溫度增加時(shí)，中子的平均速度 平衡狀態(tài)的熱中子，其速度分布近似地服從于-分布。1-判斷正、誤（0，錯(cuò)的畫×，不畫不給分[×]A.當(dāng)堆芯慢化劑體積與體積之比一定時(shí)，若棒直徑增大，則中子[0]B.當(dāng)堆芯棒直徑一定時(shí)，若慢化劑體積與體積之比增加，則逃脫[0]C.當(dāng)維持反應(yīng)堆功率一定時(shí)，隨著燃耗增加，棒中的熱中子通量[0]D.隨著燃耗增加，平均中子將會(huì)減小[×]E.隨著燃耗增加，235U的緩發(fā)中子先驅(qū)核的半衰期變長(zhǎng)，因此導(dǎo)致緩發(fā)中子有效份額eff減小。慢化劑體積增加，慢化增強(qiáng)，快中子相對(duì)容易地慢化到238U的能區(qū)隨著燃耗的增加，棒的熱中子宏觀裂變截面f下降。若保持功率P恒定，則由于P ，熱中子通量密度必然增大。隨著燃料燃耗增加，緩發(fā)中子有效份 eff減小。平均中子壽 lp eff ldeff，因l<<ld，所以平均中子l減小隨著燃耗增加，緩發(fā)中子有效份額eff減小，這不是因 U的緩的小，從而導(dǎo)致全堆的eff的減小。

1-235U裂變碎片動(dòng)能：在芯 裂變中子動(dòng)能：結(jié)構(gòu)材料、慢化 ； 射線能量：結(jié)構(gòu)材料、慢化劑 ；裂 衰變能量：結(jié)構(gòu)材料、慢化劑 衰變能量：芯塊、元件包殼 ；中 ；釋在堆內(nèi)的總能量約為： 1- 射線的主要來(lái)源有：核裂變的瞬發(fā)射線 裂變產(chǎn)物的緩 中子俘獲反應(yīng)放出 N個(gè)自由核子靠核力組成一個(gè)重核,其質(zhì)量虧損為M1。若組成兩個(gè)中等質(zhì)量的核,其質(zhì)量虧損為M2，試以質(zhì)能表示該重核裂變?yōu)閮蓚€(gè)中等質(zhì)量的核后所裂變后放出的能量為：E( 200MeV，主要形式是裂變碎片的動(dòng)能，次要的有二次中子的動(dòng)能、瞬發(fā)射線能量、裂變碎片的衰變能、裂變碎片衰變能以及中微1-發(fā)生吸收反應(yīng)，與H2OH核發(fā)生彈性散射而慢化1-采用化學(xué)反應(yīng)和高溫、高壓等物理不能(能、不能)改變放射性衰變的性質(zhì)。放射性物質(zhì)按照指數(shù)規(guī)律衰減。放射性衰變主要分為：α衰變和β衰變。γ多余的能量以電磁輻射(電磁輻射、電離輻射、放射性氣體)的形式發(fā)出的。①裂變碎片的動(dòng)能；②裂變中子的動(dòng)能；④裂變產(chǎn)物放出的 射線（2）①由于裂變碎片的質(zhì)量大，在堆芯內(nèi)的射程短，因此裂變碎片的動(dòng)能幾乎②由于裂變中子在慢化劑中通過(guò)與慢化劑核的彈性碰撞而損失能量，因此③由于射線在低質(zhì)量數(shù)的輕介質(zhì)中具有很強(qiáng)的力，因此瞬發(fā)射線和裂變產(chǎn)物發(fā)出的射線只能在棒、棒包殼、堆芯結(jié)構(gòu)材料以及④由于、射線的力很差，它們完全被阻擋在包殼以內(nèi)，因此裂變產(chǎn)物放出的、射線的能量主要在和包殼中轉(zhuǎn)換為熱能。1-U-239（1）238U+1 [239

（2）Pu-239的形成和積累對(duì)反應(yīng)性有貢獻(xiàn)，因?yàn)樗且环N熱中子易裂變物質(zhì)；但從反應(yīng)堆控制的角度講，反應(yīng)堆的響應(yīng)會(huì)變得更快，這是因?yàn)镻u-239的緩發(fā)中子份額是0.0020，比U-235的（0.0065）小，所以，隨燃耗加深Pu-239不斷積累（EOL，使反應(yīng)堆中總的有效緩發(fā)中子份額eff下1-試分析235U成質(zhì)量數(shù)為117和118的兩個(gè)裂變核將釋放出多少裂變（比結(jié)查曲線可知：裂變前每個(gè)核子的比結(jié)合能為7.5[MeV裂變后比結(jié)合能為則結(jié)合能凈增：(117+118)8.42357.5211.5MeV]1-“0“×[×]A.[×]B.某核素正在放 射線，則該核素正在進(jìn) 衰變[0]C.[×]D.當(dāng)核素發(fā) 射線后，該核素就變成了它的一種同位素[×]E.核素能級(jí)變化的主要原因是它發(fā)出了射線射線。[0]F.[0]G.原子核不穩(wěn)定的原因是它所包含的中子數(shù)與質(zhì)子數(shù)之比超出了某個(gè)[×]H.238U239Pu[×] [0] H1- 有兩種不同的吸收熱中子材料它們的微觀及宏觀吸收截面分別 1、 aa和1aa

2

a1>a2，在什么條件下一定會(huì)有a1>a2 ∵ Na，因此必須考慮單位體積內(nèi)的核子數(shù)N1和N2。如N1 >N2a 則一定會(huì)有1>2 ZAYA4 Z X，該核反應(yīng)是衰變 Z 1- 2.43，?0.9270，Pf0.9922，Pth0.9622，p 示的部分中子鏈中各環(huán)節(jié)中子數(shù)（取整數(shù)235U裂變235U裂變 收的中子數(shù)2000個(gè)NN(1

NPth(1-

/ 因235U裂變產(chǎn)生的某代中子數(shù)為N，試從k以六因子表示的（keff 念出發(fā)，填圖說(shuō)明這N個(gè)裂變中子到它們成為熱中子為止，經(jīng)過(guò)什么樣的中間快裂變?cè)鲋当禢快裂變?cè)鲋当禢235UNNPf(NPfp)N(1Pf)N(1Pf)熱中 快中NPf(1p)個(gè)238U吸收1- 根據(jù)典型的中子平衡循環(huán)（如圖，此時(shí)keff可寫成keff因裂子的名稱并計(jì)算它們的值（結(jié)果保留小數(shù)點(diǎn)后四位。變[解答 子 400/3401快裂變因子 410/4001 逃脫幾率：p370/40709091；熱利用因子：f 340/36709264；

407/4100367/37009919

泄漏3（n1泄漏3U-238快裂變?cè)鲋?0U-238快裂變?cè)鲋?0個(gè)

（n

400（nPfpPthf（nPf

410（nPf410

（nPf(140740737340

367

370輻射俘獲個(gè)

非所吸收27個(gè)

泄漏3

（nPf（nPfp(1（nPf / （nPfpPth(11- (NPthf進(jìn)入熱能區(qū)進(jìn)入熱能區(qū)2000被燃料吸收1784890235U裂邊產(chǎn)2162個(gè)被結(jié)構(gòu)材料吸收的中子數(shù)76個(gè) 吸收 中子 894熱中子不泄漏因子Pth；f

熱裂變因子。（保留小數(shù)點(diǎn)后四位

keff以六因子表示的概念出發(fā)，請(qǐng)列出圖中包含2000個(gè)2000個(gè)收185個(gè)15個(gè)1800個(gè)70個(gè)被非所子130個(gè)逃脫吸收幾率：熱中子利用系數(shù) 1-假定壓水型堆芯內(nèi)第N代產(chǎn)生了1000個(gè)裂變中子，以六因子的物理模型keff 1.0250，f0.9270 ＞1，其余均2.43， 1⑵⑶⑿⑶⑿⑾⑽的中子數(shù)928個(gè)U238增加25個(gè)中子N1000 ⑷⑺⑻⑹熱中子數(shù)65⑵1000－0010012－0=25⑶1000=100105=1025⑷Pf=－812=92105=1017⑸p=⑹1017－92=925⑺Pth=1－35/925=929－=890⑻80(180×270=65個(gè)；⑼80=90097=825⑽825×（1－/）=25(12353=413個(gè)；⑾825×（/）=82(235=412個(gè)；⑿=1-假定壓水型堆芯內(nèi)第N代產(chǎn)生了1000個(gè)裂變中子，按六因子的物理模型，填寫下一代中子平衡循環(huán)示意圖中各環(huán)節(jié)增減的中子（整數(shù)已知：1.0250，f0.8483，Pf0.9922，Pth0.9622，p0.9095， 925被燃料輻射俘獲的熱中子數(shù)：925被燃料輻射俘獲的熱中子數(shù)：343個(gè)慢化過(guò)程中被238U核吸收的中子數(shù)：92 第N代產(chǎn)生的由于238U核的快裂變?cè)黾恿?5個(gè)中子被燃料吸收的熱中子數(shù)：755個(gè)泄漏的熱中子數(shù)：35收的熱中子數(shù)：1351-①20238U②20③50個(gè)中子被238U吸收④40⑤170個(gè)熱中子被非物質(zhì)吸收⑥100235U⑦260238U235U通過(guò)計(jì)算確定反應(yīng)堆所處的狀態(tài)（即臨界、次臨界、超臨界寫出中子循環(huán)中各個(gè)階段的中子數(shù)2.520 n8 40(1 n8/ 由此可見(jiàn)，反應(yīng)堆處在臨界狀態(tài)1-在一個(gè)臨界的熱中子反應(yīng)堆中，堆芯內(nèi)由熱中子裂變產(chǎn)生的快中子總數(shù)為n0。已知的宏觀裂變截面為Σf，宏觀吸收截面為Σa，反應(yīng)堆的六因子分別為 熱裂變因子：逃脫幾率 快裂變因子 熱中子不泄漏幾率 快中子不泄漏幾率 ①被吸收的熱中子總數(shù)③快中子泄漏數(shù)④熱中子泄漏數(shù)⑤被238U吸收的快中子數(shù)① 0f② nPpPf ③ 0(1④ 0fp(1⑤ 0f(1⑥ nP

f 1-f脫幾率pNTL

n0 Pf100001.025( 2204② n0Pf 100001.0250.7850.801( 1-（舍入快裂變凈增40快裂變凈增40個(gè)初始1000個(gè)快中子N0=1000快中子不泄漏幾Lf140逃脫共振吸收幾率=0.8逃脫共振吸收幾率=0.8100個(gè)熱中子泄漏熱中子不泄漏幾180個(gè)中子被率 出堆熱中子利用系數(shù)

125個(gè)熱中子被非

熱中子裂變凈增5051-已知天然硼的熱中子微觀吸收截面 [cm2]中子吸收截面]（H3BO3，使慢（取天然硼B(yǎng)的原子量為AB=10.82，伽數(shù)N0=6.023×1023[molNA2x aNA2xB 2a 0.022 1047106[g]0 6.023 755100 1[mgB]/1[kg(H2O1[gB]/1[g(H2O10 x 10

1-100個(gè)快中子，其中：10個(gè)快中子泄漏、15個(gè)熱中子泄漏、其余的熱中子中有60％被吸收，如果取的宏觀裂變截面與吸收截面之比f(wàn)/a0.8522.43，請(qǐng)通過(guò)計(jì)算來(lái)判斷此時(shí)反 100

n1 10 2.43 93.166 1- （計(jì)算結(jié)果保留兩位小數(shù)在臨界狀態(tài)，個(gè)中子中，必須用1個(gè)中子來(lái)維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。 R (1/) 41.15% 1 2.43 A/) (1.1872.43) 48.85%1-“0“× A.對(duì)快中子的吸收截面大、散射平均自由 B. D.a ： s、慢化比Rs/th和對(duì)熱中子的吸收截面th來(lái)衡量；理想的中子慢化劑要求R大和tha a因熱中子吸收截面thaaR大、tha s小，不具備理想慢化劑的性質(zhì)。1-在堆芯某處，單位體積內(nèi)有熱中子吸收元素的核子數(shù)為N，該元素對(duì)熱中子的微觀吸收截面 宏觀吸收截面a N 熱中子通量th n Nan 1-[答案]：[C]各舉出一例并說(shuō)明這種反應(yīng)在堆芯內(nèi)的重要作用。裂變反應(yīng)：如 彈性散射：如：快中子與水中H核的彈性散射：n(快)+H ，在PWR中快中子慢化成熱中子的主要途徑。 239Pu+，是PWR中產(chǎn)生再生239Pu的核反應(yīng) 1-舉例說(shuō)明以下反應(yīng)對(duì)熱中子反應(yīng)堆的重要作用（每個(gè)舉一個(gè)例子（3（n，p）（4（n，子更容易引起235U核裂變，因此彈性散射是熱中子反應(yīng)堆中的一種非常（2）238Uβ衰變后生成新239Pu。中子與冷卻劑水（H2O）中的氧原子的（n，p）反應(yīng)，造成H2O的輻照這是檢測(cè)SG傳熱管破裂的重要依據(jù)。，1-47己知反應(yīng)堆堆芯的平均宏觀熱中子吸收截面為∑a，試導(dǎo)出熱中子在堆芯內(nèi)xPa的表達(dá)式。 穿行距離x被吸收的中子數(shù)＝n(0)n(x) 初始總中子 dn

nadxn n(0)eax n eaxa

微分方程化dy=aydx（a為常數(shù)）的解為：y=y0e積分：x

c(c1-已知堆芯的緩發(fā)中子有效份額 p pkeff1.0023分鐘堆芯內(nèi)的熱平均中子 d l 10 0.993513 d

（ l亦算對(duì)3 60 2135G n(t n

7.11091-（在下劃線上填入合適的符號(hào)或符號(hào)的組合） s中子在被吸 單位時(shí)間、單位體積內(nèi)的中子與單個(gè)原子核發(fā)生吸收反應(yīng)的次數(shù)為：aφ 單位體積內(nèi)所有中子在1秒鐘內(nèi)穿行的距離之和為：φ 料中穿行單位距離引起核裂變的次數(shù)為：Σf單位時(shí)間、單位體積內(nèi)中子與靶核發(fā)生的吸收反應(yīng)次數(shù)為： 在體積為V的中，單位時(shí)間內(nèi)發(fā)生的裂變反應(yīng)次數(shù)為：1-假定只有一個(gè)中子能群（單群近似 （x=as、f指吸收、散射、裂變 中單位體積內(nèi)所有的中子在單位時(shí)間內(nèi)穿行的軌跡長(zhǎng)度之和等 中子在介質(zhì)中穿行單位距離被介質(zhì)中的原子核吸收的幾率等 中子在被吸收之前所走過(guò)的距離的平均值 1/ v，宏觀吸收截面為a1/(v等于l。對(duì)于有限大介質(zhì)，這個(gè)參數(shù)必須用P1-已知堆芯均勻化的熱中子宏觀吸收截面a0.15[cm1]。通過(guò)硼化引入了反應(yīng) 100[pcm]，試硼濃度增量CB[ppm]。?。篴天然硼的微觀吸收截面 B755[b]，1[b]10a天然硼B(yǎng)的原子量： AB10.82；伽數(shù) 6.0231023[mol慢化劑密度 0.75kefff，因此可忽略其它因子的變化，只考慮熱中子利用系數(shù)f的變化。a a/a/aaa Faa

aklneff 00

a 1因?yàn)椋?/p>

mB BA B AB其中mBmABm

ABa BaN aN e0 75510 6.023103.57106g/cm3。 3.57 4.76 4.76ppm] 天然硼是一種熱中子的常用材料，其熱中子宏觀吸收截面Σa100[cm1]，若將一束強(qiáng)度為I0的單方向入射的熱中子減弱至原來(lái)的0.1％，硼層厚度應(yīng)為硼硼x

I(x)adx I ax I a1

lnI(ln1

6.91102cma x a

1- a a子吸收可忽略若將一束強(qiáng)度為I0的單方向入射的熱中子減弱至原來(lái)的 eAN0a硼硼x

I(x)adx I ax I 1lnI( I

a a

1-（n，f③輻射俘獲反應(yīng)：239Pu238U對(duì)中子的輻射俘獲反應(yīng)，然后經(jīng)衰變而生④放出帶電粒子的反應(yīng)(n，)（n，p：10BVVER反應(yīng)堆冷卻劑中加入了大量的硼酸以補(bǔ)償較大的過(guò)剩反應(yīng)性，10B與熱中子之間的反應(yīng)主要是(n)（n，p）16N16N衰變放出和，使冷卻劑帶放射性。1-55根據(jù)“放射性物質(zhì)衰變的快慢正比於放射性物質(zhì)的總量”的自然規(guī)律，什么是放射性衰變常數(shù)，什么是半衰期。

或N 0t 0， t當(dāng)N(t) N0/2時(shí)的時(shí)間為半衰期。這時(shí)的t表示為T1/2。eT1/

ln21-中子散射包括彈性散射和非彈性散射。對(duì)于熱中子反應(yīng)堆，最重要的中子散射是彈性散射，因?yàn)闊嶂凶臃磻?yīng)堆主要依靠這種中子與原子核的相互作用使快中子慢化。熱中子反應(yīng)堆中常見(jiàn)的四種中子吸收反應(yīng)為：（n，γ）（n，f）（nα）（n，p）。在研究中子與原子核相互作個(gè)中子與單位體積內(nèi)的原子核發(fā)生某種反應(yīng)的總幾率稱為宏觀截面。在6組，其中最長(zhǎng)的一組緩發(fā)中子的平均約為80 [秒]。平均有效緩發(fā)中子份額隨堆芯燃耗而減小，這是因?yàn)槎研緝?nèi)239Pu的積累堆周期要比壽期初的反應(yīng)堆周期短。緩發(fā)中子對(duì)反應(yīng)堆穩(wěn)定性的貢獻(xiàn)比瞬子每代時(shí)間增加 的平均動(dòng)能較?。ㄝ^大、較小、基本相同。1-B氫(H)、氧(O)和天然硼(B)的熱中子微觀吸收截面分別為：H0.33[靶]、O2104[靶]、755[靶]。天然硼的原子量為AB10.82，伽數(shù)N06.021023[mol]。B已知在純慢化劑H2OH3BO3后，其熱中子宏觀吸收截面增加了50％。試計(jì)算：純水的熱中子宏觀吸收截面（小數(shù)點(diǎn)后保留四位 CHBO[g/kg]。[注] 2AHO1216182H 0.332 210－4 H==AHA

H

0.6610

33AH

13 16 0.333 2 3756[靶]H3NxN0AH

H

HO3 3 0.50.0221 3[g]6.023 75610 1.51kg硼水溶液中硼酸（硼酸濃度H 10001.510 1.5H 示，即：gH3BO3/kgH2O，簡(jiǎn)寫為“g/kg1[gH3BO3/kgH2O]174.83[ppm]。下田灣核電廠的首次啟動(dòng)不使用外部，而是利用堆芯中235U和238U的lkg]235U：0.33[次/sec]lkg]238U：6.58[次已知田灣核電廠第一循環(huán)堆芯平均富集度約為2.45％，每根棒含1.575[kg]的UO2，每次裂變釋放的中子數(shù)為2.43。請(qǐng)估算田灣核電廠初始堆芯總的自發(fā)裂變強(qiáng)度（[中子/sec]（結(jié)果保留兩位小數(shù)） 1.575311 79841.5kg]2UU AU 70378.8kg]。U22238U

238 70378.8 68654.5kg]235U 70378.8 .3kg] 6.58 0.33 4.52105[裂變/sec] 4.52 1.10106[中子/sec]（235U的自發(fā)裂變，計(jì)算結(jié)果稍有不同，亦算對(duì)[注]：這是一種近似的算法，因題目要求“估算,這種算法不會(huì)引起大的誤差,

235U5 5 鈾的富集 是指在金屬鈾中235U所占的重量百分比。由此可得N0

N0

而 c5) 2 269.9256。MU70376.195[kg]1-（ ]”中，正確的畫0，錯(cuò)誤的畫×，不畫不給分[0A.keff[×]B.在臨界的反應(yīng)堆中， 0 1[×]C.熱中子逃脫238U吸收的幾率稱之為逃脫幾率[×]D.在反應(yīng)堆中，除了238U以外，其它元素不會(huì)出現(xiàn)對(duì)中子的吸收[0]E.1秒[0]F.若中子在介質(zhì)中穿行的速度為v、平均吸收自由a、不泄漏幾率pL，則 /)P表示中子的平 a LaL[×]G.單個(gè)中子與單個(gè)靶核發(fā)生散射反應(yīng)的次數(shù)的平均值為s[0]H.中子在被吸收之前所走過(guò)的距離的平均值為1/a[×]I.單位時(shí)間單位體積內(nèi)的中子與單個(gè)原子核發(fā)生吸收反應(yīng)的次數(shù)為a[0]J.一個(gè)中子在中穿行1[cm]引起核裂變的次數(shù) f 子的平均為 td，式中ts快中子在慢化劑內(nèi)的慢化無(wú)限介質(zhì)子的平均進(jìn)行怱正，為此，須對(duì)l乘以中子不泄漏幾率PL。gL gL1- 41013 sec]的中子場(chǎng)a子微觀吸收截 ]a1位小數(shù)a5a5

N(t)t0，N5(t)N5(0)。235a235N5 N5a235

N5N5

e 0.42tta68710 41-235U①裂變碎片的動(dòng) ②瞬發(fā)射線和裂變產(chǎn)物發(fā)出的射 ③裂變產(chǎn)物放出的、射 ④裂變中子的動(dòng)能 。這四部分能量分別在反應(yīng)堆的何處轉(zhuǎn)換為熱能，其理由是什么？[解答]：①在芯塊中轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮?，因?yàn)榱炎兯槠馁|(zhì)②在棒、棒包殼、堆芯結(jié)構(gòu)材料以及壓力殼等材料中轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮埽?③在和包殼中轉(zhuǎn)換為熱能，因?yàn)?、射線力很差，④在慢化劑(或冷卻劑)慢化劑核的彈性碰撞而損失能量。1-的宏觀裂變截面 宏觀吸收截面 熱裂變因子：逃脫幾 熱中子不泄漏幾率 快中子不泄漏幾率 n0PfpPthfN

PfpPth faf n0 Pf)N

Pfp(1Pf(1

p)

Pf

faN3：快中子泄漏數(shù)；N4：熱中N5：被238U吸收的快中子數(shù)2-235U裂變反應(yīng)的一般表達(dá)式（帶原子量及原子序數(shù)）235U

[92 Z1XZ2Y+0n+WZ1XZ2Y為中等質(zhì)量數(shù)的核，稱為裂變碎片；為每次裂變放出的平均次級(jí)中子數(shù)；W為釋放的能量。1- 原子序數(shù)減少2衰變：質(zhì)量數(shù)不變?cè)有驍?shù)增加1衰變：質(zhì)量 不原子序數(shù)不變衰變：質(zhì)量數(shù)減少原子序 不變1- 射線的來(lái)源主要有核裂變、裂變產(chǎn)物放射、活化產(chǎn)物放射性衰變、中子輻射俘獲（n，）反應(yīng)、快中子非彈性散射（至少列出四種。正 。射線通常采用的兩種方法是：高密度的物質(zhì)和足夠的厚度。實(shí)際采用的材料有鉛、重混凝土、水等。1-N(t)N0exp(t/Te)或 N0exp[(t/T1/2)N(t)0.95N0，t30[天]l 0.69330 0.693 405[天] 1-將Ra（天然 放射性同位素）和Be放在一起就可作成一個(gè),其產(chǎn)生中子 二次常用Sb-Be源。其最終產(chǎn)生中子的核反應(yīng)式為9 1-因

t

p

[天] 1.7

45

1.0108n/sec] 當(dāng)換料后啟動(dòng)時(shí)二次源強(qiáng)度為1.0×108n/sec]1-在堆芯的導(dǎo)向管內(nèi)，放入一直徑為3[mm]A（如圖(a)所示A12（具235U235U235U238U238U與中子的吸收235U235U235U238U1-a已知在常溫下純水的密 a

之幾?（不考慮散射的作用；取伽數(shù)N06.0231023[mol1]；l[b]1024已知水的原子量A18，l[cm3] AN

3.3461022cm] N3.34610220.6610 0.0221cm1]0 Iex，即0 e 11%1-某熱中子反應(yīng)堆處在臨界狀態(tài)，已知每次裂變放出的中子 收數(shù)為50％。L 2.431 Lv

1-100030個(gè)快中子，其余的熱中子中有60％被吸收。取的宏觀裂變截面與吸收截面之比f(wàn)/a0.8522.43反應(yīng)堆處在什么狀態(tài)（即次臨界、臨界、超臨界（中子數(shù)目的計(jì)算舍入到整數(shù)

n1 1000 f

(被吸收的份額) a 30

0.919

30

150 43.35%)] 10001-已知在純慢化劑H2OH3BO3，使其熱中子吸收截面增加了10％，問(wèn)此時(shí)慢化劑中的硼濃度CB為多少[ppm]?H2純H2O的宏觀熱中子吸收截面 0.0221[cmH23硼酸的微觀熱中子吸收截面 H 756[靶3B的原子量：

10.82 00

伽數(shù)

6.0231023mol1][NxN03AH3

H

HO3 0.10.0221 4[gHBO]6.023 75610 3 1kg] 1000310 0.3[gH3BO3]

3 AH3

52.5[ppm]1-一個(gè)等效的圓柱形棒柵元的徑向剖面圖如圖所示。已知各個(gè)區(qū)的平均12a2。請(qǐng)寫出熱中子利用系數(shù)f的表達(dá)式。

②①0①區(qū)②①0②區(qū)：r1r2，水結(jié)構(gòu)材料 ， 22 (r22

r211 熱量中的總吸 v1 所有材料中的總吸 v1

v2a 2 2r2112a1 (r r2)a r211

1- wB[pcm/ppm]a天然硼的有效微觀吸收截面 a天然硼B(yǎng)的原子量

1

1024伽數(shù) N0[mol慢化劑密度 d試導(dǎo)出硼化前堆芯均勻化熱中子宏觀總吸收截面a的近似表達(dá)式（提示：只考a設(shè)部分的均勻化熱中子宏觀吸收截面為F，則初始的熱中子利用系數(shù)aFf aa假定硼化后堆芯宏觀吸收總截面增加 F k1k0ln0

ln NBN B

Bm 0amB其中m為每立方厘米慢化劑天然硼的增量B

106g/cm3]wBm B B0B

0

[cma a dN0 10 a a

[cm]1-水圍成的等邊三角形（a，如下圖所示：1水a(chǎn)1水a(chǎn) 其中3根棒的平均熱中子通量密度分別為1、2、3，平均宏觀吸收截面分別為1、2、3，水區(qū)的平均熱中子通量密度和宏觀吸收截面分別為HO和HO

，其中吸收反應(yīng) V 棒積為 2 2

r sin asin VROD(1 2 33 VROD(1 2 33 VHOHO 1 3 1 2 3

1H

1-假定有一個(gè)無(wú)泄漏（無(wú)限大）反應(yīng)堆，除堆內(nèi)唯一的可裂變物質(zhì)235U以外，忽（單群近似P(t)t時(shí)刻單位時(shí)間、單位體積內(nèi)產(chǎn)生的中子數(shù)，[sec1cm3]。A(t)t時(shí)刻單位時(shí)間、單位體積內(nèi)吸收的中子數(shù)，[sec1cm3]。N(t)t時(shí)刻單位體積內(nèi)的總中子數(shù)，[cm3]?！芶宏觀吸收截面，[cm1]∑f宏觀裂變截面，[cm1]v子通量密度，[sec1cm2]。 平均中子速度，[cmsec1]l無(wú)限大反應(yīng)堆的平均中子，[sec]kP(t)、A(t)、N(t) 證明N(t)/ l（1）P(t)、A(t)、N(t) v a u 由題中假定可知，四因子中的ε、p和f均為1。因此 v A(t)N(t)

1u uu可見(jiàn)：1剛好為無(wú)限大反應(yīng)堆的中 lu1- －放射源強(qiáng)度為每秒發(fā)射3.5×104[ Nexp(t) 0.95N0，t30[天] 30，∴T

585天]1-反應(yīng)堆的次級(jí)（Sb-Be）在換料停堆前強(qiáng)度為2108[n/sec]，其半衰期為61[天]36[天]換料大修后重新啟動(dòng)，試估算在重新啟動(dòng)時(shí)，該源的強(qiáng)度為多 N02t/T 1 236 20 6.64107n/sec]1-Be108[n/sec]重新啟動(dòng)反應(yīng)堆時(shí)要求源強(qiáng)不得低于1108[n/sec]。試問(wèn)下次啟動(dòng)必須限在多少 N0exp(t/T) 61[天 TT1/2ln 88.02[天]要 1108/1.6108 exp(t/88.02) t41.4[天]1-PWR子能譜較硬，采用Cd，主要因?yàn)樗菬嶂凶訌?qiáng)吸收體“黑體，而In則1.46[eV]中子能量處有吸收峰，Ag的熱中子及超熱中子吸收截面都比較大，所以這種合金具有較高的控制效率。此外，這種合金價(jià)格相對(duì)1-1[mg252Cf]（Cf為锎）每秒鐘的中子產(chǎn)額為2.2109，其強(qiáng)度每月（以30[天計(jì)）2.3%，試計(jì)算其半衰期為多少天？（精確到小數(shù)后一位0 N Net/T00 N(t)/ et/T0

1289.2 893.4[天]252Cf893.4[天]1-（1）235U吸收1個(gè)熱中子產(chǎn)生的中子平均個(gè)數(shù)大約 （2）超臨界堆材料曲率B2與幾何曲率B2的關(guān)系為B B2（ （3）238U的吸收隨溫度的增加而增加（增加、基本不變、減小（增大、基本不變、減小）（增大、基本不變、減?。ㄔ龃?、基本不變、減小）隨著燃耗增加，平均中子將會(huì)減小，于是反應(yīng)堆控制難度增1-某熱中子反應(yīng)堆處在臨界狀態(tài)已知的平均熱中子微觀吸收截面a300[b]、微觀裂變截面f260[b]、熱裂變因子2.1PL0.1。試根據(jù)

因堆內(nèi)總中子數(shù)正比于1個(gè)中子來(lái)維持裂變鏈?zhǔn)椒碏 F AA

2.423 A

48.73%1-某壓水堆堆芯的緩發(fā)中子有效份額 0.0075。假定在停堆后3周，堆芯內(nèi) 10%FP，反8 /sec]/sec]， S keff)，那么源中子所占的百分比為S SS

keff) keff)

0.98 0.735% Q1-PWR235U消耗率隨時(shí)間的變eff在堆芯（尤其是新堆芯）BOL，熱功率的產(chǎn)生主要依靠235U的核裂變。隨著運(yùn)行時(shí)間的增長(zhǎng)，235U不斷消耗，另一種易裂變核239Pu不斷積累，而且239Pu235U的要大。此時(shí)熱功率的產(chǎn)生主要靠235U239Pu兩239Pu核裂變對(duì)熱功率的貢獻(xiàn)，在相同的功率水平，235U消耗率逐漸減小。N表示堆內(nèi)的中子數(shù)，則瞬發(fā)臨界是指通過(guò)一代瞬發(fā)中子的增殖，堆內(nèi)的中子數(shù)仍為N，即瞬發(fā)臨 eff)keff N

eff1-B4C10B與中子的反10B+1

7Li4He2.78[MeV] 運(yùn)行過(guò)程中總是維持不變。試估算：該B4C材料經(jīng)過(guò)一年的中子輻照后，消耗的10B原子數(shù)與初始的10Br。已知：天然硼中10B與11B的原子豐度比為18.881.2。B4C的密度 1.75[g/cm3]。0 6.021023[mol1]0

1013J]發(fā)熱率Qf Q/(2.781.61013 44.482.781.61013 11014 sec]f經(jīng)歷一年（T秒f T 243651 3.151021[cm]fB4CA 40.18811

A

6.02

4 1.431022cm]經(jīng)歷一年，10B。 3.15。

1.431-單項(xiàng)選擇（將正確答案的編號(hào)填入 ]中們將遭遇的核反應(yīng)類型以及對(duì)堆芯keff的影響應(yīng)當(dāng)是：[A] 238U239U239Pu，因而使keff增加。某PWR在壽期末維持80%FP穩(wěn)定運(yùn)行，如果在其后的三天員不采取任何行動(dòng)，keff的變化趨勢(shì)應(yīng)當(dāng)是：[D]。keffkeffkeffkeff1keffkeff1PWR7[米]的水層，硼濃度為2300[ppm]。以下的條件變化會(huì)使keff減小的是：[A]。一個(gè)無(wú)控制棒的乏組件從堆中取出2[C]一個(gè)用過(guò)的從堆芯中取出5[ppm]Ni1Ni1-PWR反應(yīng)堆內(nèi)重要的(n，)、(n，p)、(n，)核反應(yīng)，各寫出一例核反應(yīng)式， 反應(yīng)堆內(nèi)熱中子與10B引起的反應(yīng)10B(n， 10B+1

55在低能區(qū)，此核反應(yīng)的截面很大，所以10B廣泛用作熱中子反應(yīng)堆的反應(yīng)10B也常用于制作中子探測(cè)器。55

16N1H 716N的半衰期為7.3[秒]，它放出 射線，使冷卻劑帶放射性，這是檢7SG ， 238U+

239

239

239Pu 經(jīng)過(guò)一次衰變后，變

1-PWR反應(yīng)堆所發(fā)出的能量主要來(lái)自于中子引起235U核的裂變反應(yīng)，這種反應(yīng)所發(fā)出的能量可依據(jù)Emc2計(jì)算。在核反應(yīng)前、后，核子的總1個(gè)原子質(zhì)量單位（1[amu]，其轉(zhuǎn)換的能量約為931MeV]。as由程as/(a+s)。 1衡量中子慢化劑性能優(yōu)劣的綜合指標(biāo)為慢化比，其表達(dá)式 1（5）235U原子核每吸收一個(gè)熱中子，平均產(chǎn)生的快中子數(shù) 2（或）（6）反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的135I會(huì)衰變成135Xe，隨著堆芯溫度的升高，135I的衰變速率不變（加快、變慢、不變。 衰變而生成

239U，然后經(jīng)過(guò)2（8）10B與熱中子的反應(yīng)主要是（n）反應(yīng)，其反應(yīng)產(chǎn)物為7Li4He1-m（[amu]，所發(fā)出的能量E（[MeV]）約為 931m （200m、10m、931m。應(yīng)性可表示為：（N0 ；keff可表示為 235U核裂變發(fā)出的快中子能量平均約為 200； 0.4[MeV] s/a，稱之為慢化比，其中是每次碰撞的平均對(duì)數(shù)能降，s和a分別為慢化劑（芯塊、慢化劑）芯塊吸收一個(gè)熱中子，平均產(chǎn)生的快中子數(shù) 1n （n21n2、n反應(yīng)堆換料后再啟動(dòng)到滿功率運(yùn)行，裂變產(chǎn)物135I135Xe先（先、后 1-93下圖表示一個(gè)無(wú)泄漏的和慢化劑的柵元內(nèi)的中子循環(huán)的示意 到 2696個(gè)中子 pf N被吸收的中子數(shù)被非吸收的熱中子數(shù)被吸收的熱中子數(shù)快裂變因子 N/N0126/1000逃脫幾率 p Nr/(N0)196/1026熱中子利用系數(shù) Nf/ 858/(72858)熱裂變因子 N0/Nf1000/8581-a已知堆芯（包括和非）的平均宏觀吸收截面為a，平均宏觀吸收截面為F。若冷卻劑硼濃度增加CB后，堆芯平均總宏觀吸收截面增 aa與a相比小得多，試證明所引入的反應(yīng) 可近似地表達(dá)為a/( （提示：當(dāng) ，ln(1 a F/aa加硼后 a/( ln ln ln a/( ln[( a)/( ln{1[ a/(a+ a/(a+ 1-PWR反應(yīng)堆中的射線的主要來(lái)源有：核裂變產(chǎn)生瞬發(fā)射線；裂變產(chǎn)物的緩發(fā)射線中子俘獲反應(yīng)發(fā)出的射線活化產(chǎn)物的放射性衰變放出的射線；快中子的非彈性散射放出的射線。核裂變發(fā)出的能量中比例最大的是裂變碎片的動(dòng)能Z質(zhì)量為M，其原子核的符號(hào)用AX表示，那么質(zhì)量虧損 ZZ(Mp+Me)+(AZ)Mn 2.431-239Pu 衰變（半衰期T1/22.41104[年]）反應(yīng)式如下 241104 4He94 92U5.244[MeV]（[W]（1[MeV]1.6021013[J]，1[年]365.25[天伽數(shù)：NA6.0231023[mol（2位小數(shù) mN

6.023 2.521024Nln2

2.52 2.301012[sec1]

2.41 365.25 5.2441.6021013J] 2.30 5.2441.60210 1- 關(guān)于一個(gè)原子的質(zhì)量單位（[amu]）的說(shuō)法，正確的有：[B、C、 6 6 伽常數(shù)的倒數(shù)從質(zhì)能轉(zhuǎn)換的角度看 下面關(guān)于結(jié)合能和比結(jié)合能的說(shuō)法，正確的有：[A、C、判斷正誤（正確的畫0、錯(cuò)誤的畫X，不畫或錯(cuò)畫不得分[X]1）中子可以通過(guò) 中子的為等于T1/2/ln2。[0]2）[X]3）在熱中子反應(yīng)堆中，快中子慢化的唯一途徑是快中子與慢化劑核的[X]4）如果不堆芯功率分布，則堆芯的中子的泄漏會(huì)增加[X]5）兩束相同的控制棒，若一束控制棒全部下插的總反應(yīng)性價(jià)值為 [0]6）所謂的Doppler加寬，是指當(dāng)溫度升高時(shí)，由于235U原子核振動(dòng)加劇，使得處在能量附近的中子與235U原子核的相對(duì)運(yùn)動(dòng)速度剛好等于能量所對(duì)應(yīng)的速度1-某PWR采用UO2作，已知的物理參數(shù)如下235U熱中子微觀吸收截面：a5680238U熱中子微觀吸收截面：a82.7235U熱中子微觀裂變截面：f5584238U熱中子微觀裂變截面：f80中的235U原子數(shù)密度：N58.0651020[cm]中的238U原子數(shù)密度]UO2

a81024 (8.0651020 (2.71024 2.26310220.610[cm] f5(5841024 (8.0651020 f

0.772因此吸收一個(gè)熱中子，平均產(chǎn)生的裂變能量為f f fa

154.4MeV]1-宏觀裂變截面為f、a，反應(yīng)堆的六因子分別為：熱中子利用系數(shù)：f熱裂變因子：逃脫幾率 快裂變因子：熱中子不泄漏幾率 快中子不泄漏幾率：nfnf0 af tn0f f fpt f

ft fa

2- 1.61019[焦耳]。200[兆電子伏特]2001061.610 3.21011[瓦秒]要發(fā)出1[瓦]的熱功率所需要的核數(shù)n為 1/3.210113.11010[次/秒]2-f已知：宏觀裂變截 為0.06[cmfP1[瓦]311010[次裂變]。ffP

/(3.11010Pf0.06[cm1]ff(3.11010P)f(3.1101030)/1.551018個(gè)/cm2sec]2- 30堆平均宏觀裂變截面： 0.06[cm要發(fā)出（忽略快中子的貢獻(xiàn)

(3.1 1.551013[個(gè)/cm2sec]2-（ 關(guān)于從壽期初到壽期末滿功率運(yùn)行時(shí)的堆芯軸向功率峰的位置，說(shuō)法在壽期初，軸向有兩個(gè)功率峰，一個(gè)位于堆芯上半部，一個(gè)位于堆芯下半部。2-235U200[MeV]，1[MeV]1.6021013[J]，取阿伏伽常數(shù)N06.0231023[mol]。如果反應(yīng)堆每天裂變消耗2[kg]235U，且忽略其它可裂變材料的貢獻(xiàn)（1）∵1[kW]1000[ 1000/(1.60210 6.241015[MeV/sec]∴產(chǎn)生1[kW]6.241015 3.121013次裂變/sec]3.12101324 2.710182[kg]235U20006.023 5.1310245.131024/2.7 1.9106[kW]1900[MW]2-假定235U每次裂變釋放的能量為200[MeV]，大亞灣核電廠反應(yīng)堆堆芯額定熱功率P 反應(yīng)堆以滿功率運(yùn)行1[天]所發(fā)出的能量相當(dāng)于燃燒多少噸標(biāo)準(zhǔn)煤？ 1.6021013[J]；伽數(shù) 6.0231023[molf235Ufa235Ua1[b]10

250290

芯塊中的平均熱中子通量密 51013[cm2sec標(biāo)準(zhǔn)煤的燃燒值 2.9107[J/kg] 2895106 2.5011014[J]∵1[W] 6.241. 103.121010[裂變∴1[J3.121010[裂變]N

Q3.12

2.50 3.12 7.810235Umfm

235NN

7.810

3043.33[g] 235U吸收一個(gè)中子后裂變所占份額為f/a。所以吸收消耗掉的235U原子數(shù)為： 3043.332903530.27[g] 8.625 2-某PWR中某個(gè)組件從堆芯卸出時(shí)，累計(jì)燃耗深度B 235U235U

250 290芯塊中的平均熱中子通量密度 51013[cm2secUO2235U

10.5 200伽數(shù) 6.0231023[mol 1024 1.61013J]

收集到同樣題目的解答兩套。QNPS-SRO SROAA

Na 6.023 7.501020cm3]23816考慮到235U核吸收中子后并不都發(fā)生裂變，有一部分發(fā)生輻射俘獲反應(yīng)而變成了236U。因此，發(fā)生裂變的235U核數(shù)為：NfN

f a

QNPS-SROQNPS-SRO

6.4661020cm3]

QNPS-SRO

fN10 25010 6.466 5 3 =10.5[g/cm3

30000103000010

1218[D2-已知堆芯的平均宏觀裂變截 0.085[cm1]，平均熱中子密度 8[cm3]，平均熱中子速度 2.5103[m/sec]，取每次裂變釋 的 E 200 1.602 [J]， 81072500 21013cm2sec1]f 0.0852 1.71012cm3sec1]fEf200[MeV]200[MeV]{1.0621013[J/MeV]}3.2041011[J] 1.7 3.20410 2-假定PWR某組件的物理參數(shù)如下

250 29031014[cm2sec

10.5f200[MeV]（1[MeV]1.61013[J]；fa伽數(shù) 6.0231023[mol]a試求百分比燃耗（%（消耗的235U原子核數(shù)/UO2U原子核數(shù)。1[g]235U

Na 2001.6

6.023

7.07

[J]B 24000 2.07361015[J]B QB

6

235Ua m.N 6.023 7.521025a 1[噸]UO2U10N 238

6.023 2.231027

3.37%1[克]U-235能發(fā)出多少電能（[千瓦小時(shí)]）？1[兆電子伏特 1.60106[ 4.451020[千瓦小時(shí)伽常 6.02電站效 裂變產(chǎn)物釋放的射線 1[克]U-235的原子數(shù)1/2356.0210222.561021 [MeV]。所2.5610211794.4510202.04104[千瓦小時(shí)]33%2.0410433%6.78103[千瓦小時(shí)] 防止芯塊腫脹防止芯塊熔化為了防止損傷,最高溫度必須低于芯塊。芯塊中心溫度直2-某反應(yīng)堆在功率為P0是臨界,如果在時(shí)間 0[sec]時(shí)往堆芯階躍引入一個(gè)于eff的正反應(yīng)性,試證明經(jīng)過(guò)tE(tP(t)T（T為反應(yīng)堆周期BA

F(A)、ex 1ex C由于引入的正反應(yīng)性大于effP(t P(0)etT E(t P(et 0因?yàn)樗舶l(fā)超臨界，周期極短，在很短的時(shí)間內(nèi)et/T 1，即P(t) P。所以：E(t) P(t)T。02-判斷(正確的畫展0，錯(cuò)誤的畫×，不畫不給分)：由于田灣核電廠棒1.5[mm][×A.快中子通量密度和熱中子通量密度均為零。[×]B.由于熱中子的吸收幾乎為零，因此該處比芯塊表面處的熱中子通量[×]C.[0]D.解釋正確或錯(cuò)誤的理由孔，其中的快中子通量密度和熱中子通量密度絕對(duì)不會(huì)為零。因此A由于中心孔中沒(méi)有裂變物質(zhì)，它不可能產(chǎn)生功率，因此不存功率密度，故C是錯(cuò)誤的。2-選擇（將正確的答案填入“答案”后的 ]中[答案]：[A]75％FP50[答案]：[B]設(shè)置控制棒插入極限的目的有（限值彈棒事故降功率時(shí)，控制棒可盡可能多插以補(bǔ)償氙毒反應(yīng)性[答案]：[A、B、C]2-功率改變后氙濃度增加，AO的變化方向?qū)⑷Q于功率的軸向變化方向。即，如果原來(lái)功率峰在堆芯下半部，功率變化導(dǎo)致氙濃度增加，下半部的氙濃度增加使功率峰上移AO的變化為正反之如果原功率峰AO的變化為負(fù)。2-出堆芯情況下的反應(yīng)堆軸向功率分布P(z)示意圖。zH

00n在壽期初,因?yàn)槎研狙b載的都是新組件，可以不考慮燃耗對(duì)堆芯軸向n在滿功率工況下，通過(guò)堆芯的冷卻劑存在著出溫差T。在堆芯處，2-PWRn分散布置可以通量沒(méi)有控制棒的效應(yīng)等n為了減少負(fù)荷變化時(shí)對(duì)功率軸向分布的擾動(dòng)，保證有足夠的和線性的反應(yīng)性2-假定某壓水堆在壽期初（BOL）0.85，已知從壽期初到壽期末（BOL）的堆芯軸向功率偏移（AO）的變化P上P下

PP

P下 P 0.85(AO)BOL 下 P 0.85 下 (AO)EOL

AO(AO)EOL

( 即 REOL

0.07

2-請(qǐng)定性畫出田灣核電廠反應(yīng)堆穩(wěn)定功率運(yùn)行時(shí)從棒中心到冷卻劑的徑向

th(r2-為什么要進(jìn)行中子通量？主要的措施有哪些n堆內(nèi)的中子通量分布愈不均勻，能從給定體積的堆內(nèi)輸出的總功率就愈少，nhhh[0]假定控制棒位置不變，反應(yīng)堆從某個(gè)穩(wěn)定運(yùn)行狀態(tài)升功率后，堆芯徑向功率分布會(huì)有所。局部功率密度，使得徑向功率分布。2-21假定壓水堆在壽期初（BOL）和壽期末（EOL，其堆芯軸向上半部分與0.8851.174，試求從壽期初到壽期末，堆芯軸向功率偏移（AO）的變化AO。P上P下

由軸向偏移的定義 P下p p(AO)BOL

下

(AO)EOL

下

0.080

(AO)EOL( ( 2-熱態(tài)零功率、壽期初、無(wú)氙、ARO（棒全提出壽期初、無(wú)氙、熱態(tài)滿功率、 中稱，近似于余弦函 平（cos(zl)）分布。AO0堆芯下半部冷卻劑溫度低下 中zz心平面附近燃耗深，上、下部燃耗淺，其中上部燃耗淺，上部峰值較大， 中馬鞍形。AO≥0 平

zzzz2-置C上有一束控制棒掉棒，用硼稀釋方式使堆維持在相同功率下繼續(xù)運(yùn)行，試A-A徑向掉棒前后熱中子通量th全提棒時(shí)熱中子通量分布基本上符合函數(shù)（或者說(shuō)明形狀也行，反射層內(nèi)有熱中子峰。C位置落棒后，CC位置及附近區(qū)域形成th的凹坑，右邊的th比原來(lái)低，因?yàn)楸３止β什蛔儯宰筮叺膖h要比原來(lái)的高（如圖所示。I、AO的范圍（0，0，=0，簡(jiǎn)要說(shuō)明其原因堆 堆堆 AO I HZP時(shí)冷卻劑的 HFP時(shí)冷卻劑的 段、有氙無(wú)氙、控制棒狀態(tài)等。并簡(jiǎn)要說(shuō)明其理由。頂 中 1對(duì)于換料反應(yīng)堆若分區(qū)布置（由內(nèi)向外235U平均剩余濃度分別為2.1%、3.0%無(wú)無(wú) 層時(shí) （1）定性地繪出快中子通量密度在及水通道內(nèi)的分（圖中的A點(diǎn)至B點(diǎn)保持該段元件的功率密度不變隨燃耗加深該柵元的平均的熱中子通 BBA棒內(nèi)只產(chǎn)生快中子，而吸收熱中子，因而f在元件內(nèi)較高；而慢化劑內(nèi) f較低。f（2）該柵元內(nèi)熱中子平均通 th會(huì)隨著燃耗的加深而逐漸增大f∵裂變能與裂變率成正比，即E

。而

N 耗不斷加深，N5Σ不斷減少。要維持功率密度不變，則th必 層 層0ⅠⅡⅠⅡ 100（注意總的形狀、Ⅱ?qū)Β駞^(qū)相對(duì)形狀、歸一點(diǎn)，不能延伸至反射層2-定性地繪出在棒束中單根棒及鄰近的水通道內(nèi)快中子通量f的分布曲（AB點(diǎn) （AB水燃水通料通道棒道棒內(nèi)產(chǎn)生快中子，而吸收熱中子，因而f在元件內(nèi)較高，中心有f峰值，而f歸一化熱中子通量分布曲線，并簡(jiǎn)單說(shuō)明形成這種分布的原因。m較大，較低，形成的正反應(yīng)性較大，補(bǔ)償了m較小的效應(yīng)，形成了上半部的th峰。因而th在軸向形成雙峰。較低，濃度高，故只在上半部形成th峰。，繪出熱中子通量密度和快中子通量密度沿徑向的分布曲線，并請(qǐng)簡(jiǎn)要說(shuō)明繪出這種分布的理由。柵格中熱中子通量Фth與快中子通量Фf的局部分布如圖所示。棒吸收熱中子，并且主要是外層吸收得多，熱中子到達(dá)芯塊中部很少，因而產(chǎn)生凹坑，這就是自屏效應(yīng)。而在水中，快中子慢化產(chǎn)生熱中子，水對(duì)熱中子吸收較少，因此Φth呈現(xiàn)局部峰值。裂變?cè)诎糁邪l(fā)生裂變時(shí)產(chǎn)生的中子都是快中子，因而Фf子，因此Фf較低。向堆中心方向Φth和Φf趨向升高。在PWR功率運(yùn)行中、后期，隨著時(shí)間的推移，堆芯軸向功率分布的峰值會(huì)朝堆芯頂部（頂部、中部、底部）偏移，這是由于堆芯燃耗不均勻造成的，因?yàn)槭沟枚研镜撞浚敳?、中部、底部）區(qū)域的燃耗較高（，其裂變產(chǎn)物濃度較高（較高、較低。由同一富集度裝載的反應(yīng)堆在低功率運(yùn)行。假定控制棒全提出堆外。其后在位置C上有束控制棒掉棒。用硼稀釋方式使堆維持在相同AΦth（，并簡(jiǎn)要說(shuō)明造成分布不同的原因。如圖所示：全提棒時(shí)熱中子通量分布基本上符合函數(shù)（或者說(shuō)明形狀也行，反射層內(nèi)有熱中子峰。C位置落棒后，C及其附近的熱中子被控制棒周的Φth要比原來(lái)的高。FTFNQ 四因子中的熱中子利用系數(shù)f、熱裂變因子 、逃脫幾率p、快裂變因子。[答案]：[A]子通量分布。（J0分布；有棒時(shí)中子通量低凹的范圍；反射層內(nèi)影響程度；分別定性繪出熱中子通量th和中子通量r在棒和水通道內(nèi)的分布，并在在在在雖然兩者均因棒的自屏效應(yīng)呈現(xiàn)棒內(nèi)中子通量低，水通道內(nèi)中子通量高，但r凹坑比th的深得多。這是因?yàn)?38U對(duì)中子有更強(qiáng)的吸收，使到達(dá)芯塊中心的中子分布？[解答]：采用可燃毒物的合理布置，以徑向功率分布采用不同富集度的分區(qū)布置，以徑向功率分布P0，堆芯釋熱率為q0，突然發(fā)生緊急停堆。間的相對(duì)變化曲線（P(t)/P0q(t)/q0，并對(duì)曲線趨勢(shì)做簡(jiǎn)要說(shuō)明。，引入）之前，核功率在短暫的時(shí)間內(nèi)仍將維持在稍低于100％FP水平；控制；減慢；最后的功率衰減周期決定于最長(zhǎng)的緩發(fā)中子先驅(qū)核的衰變。堆芯釋熱率的下降速度要慢得多，盡管緊急停堆后核功率迅速下降，但因堆芯燃 了堆芯釋熱率的下降速度在滿功率運(yùn)行時(shí)遺留的裂變產(chǎn)物不斷發(fā)出的、 ，①功率上升；②控制棒組下插。則兩種情況下的I變化方向?yàn)椋孩儇?fù)；②正。①正；②負(fù)。[答案]：[D]①由于IP上P下，功率上升后，堆芯出口溫度上升，導(dǎo)致堆芯下半部功率升高，I減?。虎贗燃耗增加后，R反應(yīng)堆功率增加后，堆芯軸向功率峰位置向下移動(dòng)。因?yàn)楫?dāng)功率增加燃耗增加后，R50%FP100%FP3[小時(shí)]反應(yīng)堆功率下降，導(dǎo)致堆芯出口溫度降低，功率峰上移，AO向正方向變AOAO的率升高后氙濃度降低，下半部的氙濃度減少，使堆芯下半部的相對(duì)功高后導(dǎo)致堆芯上半部分的相對(duì)功率增加，AO向正方向變化。將一個(gè)或多個(gè)正確答案填入“[]（錯(cuò)選、多選不得分，少選按比例扣分135Xe裂變引起發(fā)熱（將正確答案填入“[]”中大亞灣核電廠運(yùn)行在50%FP，核測(cè)量系統(tǒng)RPN的堆芯上半部分的功率讀數(shù)為45%55%AO和軸向偏差I(lǐng)分別為：

5%、 10%、 5%、 10%、 10%

10% (P P下) 55%) ]”中：假①反應(yīng)堆功率升高；5[步]下關(guān)于軸向偏差I(lǐng)的變化方向的判斷，正確的是：[D]①負(fù)，②正；①正，②負(fù)；（對(duì)的畫0，錯(cuò)的畫X，不畫不給分AO的影響，判斷下述結(jié)論的正誤：[0]（1）通過(guò)硼稀釋使反應(yīng)堆功率升高，AO將向負(fù)方向變化。[X]（2）處在堆芯中平面以下的一組控制棒向上提10%，由于引入了正反AO[0]（3）若從BOL到EOL滿功率運(yùn)行，控制棒位置不變，一般來(lái)講，在壽期中時(shí)的AO最小。[0]（5）100%FP50%FP3[小時(shí)]，AO可能朝正方向變化，功率從100%FP降至50%FP后3[小時(shí)]，氙濃度是增加的。AO的變化方向?qū)⑷《壬邔⒍?，使堆芯下半部的相?duì)功率減小，AO向正方向變化；反之，如果原來(lái)功率峰在堆芯上半部，則功率降低后導(dǎo)致堆芯上半部分相對(duì)功率減少，AO向判斷正、誤（對(duì)的畫0，錯(cuò)的畫X，不畫不給分，如果認(rèn)為錯(cuò)誤，請(qǐng)給出錯(cuò)的理由：[X]（1）控制棒下插h的反應(yīng)性價(jià)值 與所在位置的初始熱中子通量0有關(guān)， 02 （2）隨著運(yùn)行時(shí)間的積累，中的235U逐漸減少，積累了一定數(shù)量的钚同位素。為了維持恒定功率，要求核的反應(yīng)率基本恒定，反應(yīng)堆功率中的239Pu241Pu235U的裂變反應(yīng)率減小，因而 PWR一直維持滿功率運(yùn)行，隨著燃耗的增加，則：[C]235U235U235U235U在堆芯（尤其是新堆芯）235U的核裂變，隨著運(yùn)行時(shí)間的增加，235U不斷消耗，易裂變核素239Pu不斷積累，239Pu的裂變235U235U和239Pu兩種易裂變核素的核235U燃耗速率逐漸減小。反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)：次臨界，外么？[解答]：

由于eff減小，對(duì)于引入堆芯的一個(gè)較小的反應(yīng)性變化，反應(yīng)堆將會(huì)產(chǎn)生快得多10[步]10%50%60%10[ppm]化。[解答]：隨著燃耗的加深，U-235裂變份額減少，而Pu-239的裂變份額增加。但Pu-239裂變時(shí)有效緩發(fā)中子份額0.0020U-235的0.0065，所以全堆的有效緩1)2)法估計(jì)反應(yīng)堆臨界棒位。0246891.0100.8100.6100.4100.210 在有的反應(yīng)堆中keff<1時(shí)，是否有可能獲得增加的計(jì)數(shù)率？為什么 keff可知，在keff<1的情況下，當(dāng)keff增加時(shí)，計(jì)數(shù)率n就隨之增加。堆保持次臨界的情況下，使反應(yīng)堆達(dá)到相當(dāng)高的功率，例如50%FP？請(qǐng)解釋為 S0 keff)，式中：n是計(jì)數(shù)率（正比于堆功率，S0為強(qiáng)度，keff為有效增殖因子。當(dāng)keff無(wú)限地 近于1、而仍小于1時(shí)，堆仍處于次臨界。但n趨于 ，所以堆功率完全可能達(dá)到50%FP。用提棒外推臨界棒位時(shí)，若提G棒組12[步]n1n2，n21.5n1G棒組多少步到達(dá)臨根據(jù)次臨界增殖nS0 12x1 1

控制棒位置(11

1：x 24[步]（直接用作圖法求解，解法和結(jié)果正確也算對(duì)填空題:在下述情況下，停堆深度是增加、減少還是維持原10%FP后瞬間，停堆深度不棒控在”自動(dòng)”50%FP60%FP1[分鐘]，停堆深度不變；停堆深度增加。假定全部為新裝的反應(yīng)堆內(nèi)有一強(qiáng)度為1000[中子/代]的外，已測(cè)過(guò)當(dāng)堆內(nèi)中子數(shù)趨于穩(wěn)定時(shí),若取走堆內(nèi)外，中子數(shù)重新趨于穩(wěn)定時(shí)，中子數(shù)約為多少 [ 每代強(qiáng)： 1050[中子/代]次臨界下降穩(wěn)定后增殖

S 0

。10（1）∴穩(wěn)定后有：N10501051.05108[中子2取走后后，只有S 5106[中子2 0.99 501005000[中子]1[pp]①②CB③

==

k CCCB由次臨界增殖可得：i Bj B。式中CC為所估計(jì)的臨界濃度CBC C

B以①、③兩組估算得CC以①、②兩組估算得CCB

920[ppm]3-keff的關(guān)系式，并估算硼濃度還需增減多少才能達(dá)到臨

01 1 1

1 1

CB2 n

0(CB CBC n2 CB

1

。80[ppm]3-t0（控制棒（簡(jiǎn)要說(shuō)明t 0后的停堆深度值用哪些參數(shù)可估算出來(lái)（只要求說(shuō)明 ）控制棒總價(jià)值（ R）氙毒（ Xe）釤毒（ B）總功率虧損（ 3-試根據(jù)這些數(shù)據(jù)，出一個(gè)偏安全的臨界硼濃度估計(jì)值（保留整數(shù)位

的關(guān)系式：

keff2 keff若將keff

變換N

2480210024802100由SR2通道 ，得 980268712[ppm]CBK1CBK2CBK1740[ppm]在反應(yīng)堆啟動(dòng)期間，當(dāng)硼濃度減少120[ppm]后，平均計(jì)數(shù)率為原來(lái)的3[倍]，請(qǐng)列出次臨界下計(jì)數(shù)率與keff[ppm]才能達(dá)臨01

1

CB2 N

CBC

N2 CB

CB2 N121 將N 3N1代入上式，得 60ppm]60[ppm]3-為150[s]? 1103[sec]；緩發(fā)中子份額 緩發(fā)中子等效衰減常數(shù) 0.077[sec1] ∵

2840.4sec]， 1.61103 N N0exp(t/Te) N(t

exp(150

41倍]3-判斷(正確的畫0，錯(cuò)誤的畫×，不畫不給分[×A.0.1[MeV][×]B[0]C．瞬發(fā)中子的數(shù)目子總數(shù)的99％以上；[×]D.13[秒]后放出的中子；[×]E[0]F235U[0] 235U0.01[秒][×]H3-（正確的畫0，錯(cuò)誤的畫×，不畫不給分）[0]A.[×]B.keffl時(shí)，中子通量密度到達(dá)[×]C.[×]D.當(dāng)某一代產(chǎn)生的中子總數(shù)等于上一代的中子總數(shù)時(shí)，中子總數(shù)將會(huì)由次臨界外推C1

k可知． 2，則必有k 1C C1A

3-所引入的反應(yīng) [pcm]。已知平均的緩發(fā)中子先驅(qū)核衰變常 0.08[sec1]

0.006、平均中子每代時(shí) 0.08[sec]由題意，反應(yīng)堆經(jīng)過(guò)50[sec]功率增長(zhǎng)到原來(lái)的二倍，顯然：T2=50[sec]。因?yàn)椋篜(t) P(0)et/T， ln

3-判斷題(正確的畫0，錯(cuò)誤的畫×，不畫不給分PWR[0]A．控制棒位置不變、冷卻劑硼濃度增加；[×]B．控制棒下插，冷卻劑硼濃度保持不變；[×]C．冷卻劑硼濃度不變、控制棒位置不變；[0]D3-在隨后的72[小時(shí)]，控制位不變，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降溫，硼濃度增 300 500 （SDMAB，兩者的唯一差別在于反應(yīng)堆A的強(qiáng)度是反應(yīng)堆B的兩倍。請(qǐng)描述兩個(gè)反應(yīng)堆的總中子數(shù)停堆后72[小時(shí)]，由于135Xe引入的反應(yīng)性為[pcm]，72[小時(shí)]，由于149Sm積累引入的反應(yīng)性為300[pcm]，硼濃度變化引入的反應(yīng)性為1050[pcm]，72[小時(shí)]，反應(yīng)性的凈變化： i

500 72[小時(shí)] 初始停堆裕量i

590021503750[pcm]次臨界反應(yīng)堆內(nèi)的的總中子數(shù)取決于強(qiáng)度S和keff但都會(huì)達(dá)到某種平衡，

)

例系數(shù)c和keff相等已知反應(yīng)堆A的強(qiáng)度是反應(yīng)堆B的二（SA 2SB所以 將正確的選擇填入 ]”中，并解釋選擇該答案的理由在PWR某循環(huán)，在相同的功率水平下，若在壽期初和在壽期末分別引入同壽期初的反應(yīng)堆周期短；壽期末的反應(yīng)堆周期短；緩發(fā)中子對(duì)反應(yīng)堆穩(wěn)定性的貢獻(xiàn)比瞬發(fā)中子的大，隨著燃耗加深，堆芯內(nèi)239Pu的有效緩發(fā)中子份額要比235U的低得多，因此在壽期末的3-判斷（正確的畫0，錯(cuò)誤的畫×，不畫不給分）[×]（1）瞬發(fā)中子是裂變后平均13[sec]后放出的中子；[×]（2）在緊急停堆后的幾秒鐘內(nèi)，核功率急劇下[×]（4）瞬發(fā)中子是指其產(chǎn)生時(shí)的平均動(dòng)能低于0.1[MeV]的中子；[0]（5）瞬發(fā)中子的數(shù)目子總數(shù)的99%以上；[0]（6）同瞬發(fā)中子相比，緩發(fā)中子更容易引起235U原子核的裂變；[0]（7）在235U核裂變后0.01[sec]產(chǎn)生的中子肯定是一個(gè)緩發(fā)中子；3-T4130[步]記錄到T4棒的提升量（步數(shù)）與計(jì)數(shù)率的關(guān)系如下：T4步102T4棒處于線性段（微分價(jià)值不變，請(qǐng)根據(jù)上表數(shù)據(jù)計(jì)算出三種臨界棒位，1/Ci0

（1keff）高度H（步）

：

101

H，得到： Ci1 Ci Ci HHHH。iHHHH。 0Hi為第i點(diǎn)的初始棒位（累加值002 130， 1502

/

4/3，

i 145， 1.5， 20 （用其它方法，只要結(jié)果正確算全對(duì)3- keff等于0.88和等于0.92200[pcm]的正反應(yīng)性，那前者大于后者；后者大于前者；

，所以當(dāng)引入正反應(yīng)性 k0后 1 11 k0)(1k1 k0)(1 顯然引入同樣的正反應(yīng)性kk0越接近于1N3-將正確的選擇填入 ]”中，并解釋選擇該答案的理由當(dāng)反應(yīng)堆運(yùn)行在75%FP時(shí),堆芯物理參數(shù)如下：總功率虧 15[pcm/1%FP]慢化劑溫度系數(shù) 9[pcm/緩發(fā)中子有效份額 375[pcm]580[pcm]650[pcm]eff3-27請(qǐng)分別解釋在升、降功率的瞬變過(guò)程中，有效緩發(fā)中子衰變常數(shù)有什么變化？[解答]：在功率上升的瞬變功過(guò)程中，發(fā)生了較多的裂變，因而就產(chǎn)生了較多的中子，很快就出現(xiàn)半衰期較短的緩發(fā)中子，即半衰期較短的緩發(fā)中子份額相對(duì)增加，緩發(fā)中子的平均相對(duì)減小，衰變常數(shù)增加；在功率下降的瞬變過(guò)程中，由于中子產(chǎn)生和裂變的速度減小，因而產(chǎn)生的瞬發(fā)中子也較少。鏈?zhǔn)椒磻?yīng)更取決于較長(zhǎng)的緩發(fā)中子，即半衰期較長(zhǎng)的緩發(fā)中子份額相對(duì)增加緩發(fā)中子的平均相對(duì)增大衰變常數(shù)減小。3-機(jī)組在70%FP運(yùn)行，所有控制系統(tǒng)處于“自動(dòng)”方式，請(qǐng)?jiān)谙率銮闆r下其RCP（2）（3）（4）3- 明明94Pu238U（n）239U，即

239U239Pu

Pu

,23分 UU

23

239Pu的產(chǎn)生對(duì)反應(yīng)性有正貢獻(xiàn)，因?yàn)樗且环N熱中子易裂變物質(zhì)，但從 0.0020235U 0.0065小得多，所以隨著燃耗的加深

Pu堆總的有效緩發(fā)中子份額eff下降，從而使反應(yīng)堆在循環(huán)壽期末對(duì)其產(chǎn)生3- 678[se] 0.0065

機(jī)組在75%FP功率下運(yùn)行，所有控制系統(tǒng)在“自動(dòng)”的位置。判斷在下述情況（功率快速升高到90%FP后的10[sec]內(nèi)，不調(diào)硼，假定調(diào)節(jié)棒有足夠補(bǔ)償參考溫度Tref2[C]75%（2）（3）（4）（5）3-keff0.95N1由次臨界下增值，有

eff

keff1 keff

eff

0.995ln

0.04628[ 或1keff11keff

0.05263[ 5263

0.005025[ ( ( 4761[pcm]3-堆芯在極低的中子功率N0下穩(wěn)定運(yùn)行，當(dāng)反應(yīng)性從t0時(shí)起隨時(shí)間發(fā)生如下圖所示的變化（。試定性地以中子功率N(t)線（需考慮瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子，曲線畫至t3時(shí)止。tt 3- 果保留4位有效數(shù)字）[解答]：根據(jù)次臨界增殖公

keff

keff

keff1keff keff2)解得 keff 0.994

ln

0.02444[ 1

keff

0.03093， k

eff

0.2489 2489pcm]3-反應(yīng)堆在極低的功率下穩(wěn)定運(yùn)行，提升一段控制棒后反應(yīng)堆以倍增周期T230 30/ 43.3P/ 129.7[sec]大約需要 3-假如無(wú)任何功率反饋，以此周期提升功率，經(jīng)2[分鐘]后的功率 103[sec]；緩發(fā)中子份額： 0.077[sec1]。

110 160.6[pcm] Net/T

1.606103[

3-“0“ד，核發(fā)熱點(diǎn)以下，反應(yīng)堆處在臨界狀態(tài)時(shí)，放入一個(gè)外部，如果忽略結(jié)構(gòu)材料的反應(yīng)性效應(yīng)，則： 1) 2) 3) 4)[理由]：對(duì)于無(wú)外的臨界反應(yīng)堆，堆芯中子數(shù)不隨時(shí)間變化，當(dāng)放入一個(gè)強(qiáng)度為S的外部后，堆芯中子數(shù)隨時(shí)間的變化規(guī)律為： 填空：接近臨界時(shí)，一般通過(guò)提升控制棒達(dá)臨界。假定控制棒處在其價(jià)值隨高度線性變化的范圍內(nèi)，如果提升了40[步]，中子計(jì)數(shù)率增長(zhǎng)到原