反应堆核物理基础习题集

1、选择题 1） 缓发中子的存在使中子倍增周期 A 。 A：变大 B：变小 C：不变 2） 在有源的次临界反应堆内，中子通量是 C 的。 A：不断上升 B：不断下降 C：一定 4） 中子通量是：C 。 A 单位时间单位体积内的中子总数； B 单位时间内通过单位体积的中子总数； C 单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和； D 单位时间内单方向通过单位面积的中子总数。 8）“功率亏损”的定义是：A A不反应堆功率上升时向堆芯引入的负反应性总值； B当慢化剂温度上升时向堆芯引入的负反应性总值； C当反应堆功率上升时向堆芯引入的正反应性总值； D当燃料温度降低时向堆芯引入的正反应性总值； 21) 反

2、应堆功率正比于 B 。 A：最大通量 B：平均通量 C：最小通量 22) 处在临界状态下的反应堆的功率是 C 。 A：很高的 B：一定的 C：任意的 25） 反应堆在稳定功率运行时，假定所有其它条件不变，分别发生了如下的变化： 1）功率上升； 2）控制棒组下插。 则两种情况下的I变化方向为： D。 A. 1)正；2)正。 B. 1)负；2)正。 C. 1)正；2)负。 D. 1)负；2)负。 解释所选答案的理由： 1）由于I=PTPB，功率上升后，堆芯出口温度上升，导致堆芯下半部功率升高，I减小； 2）控制棒下插，堆芯上半部功率减小，堆芯轴向功率峰值将偏向堆芯下半部，I减小。 26）反应堆在寿

3、期中以75FP运行，假定控制棒处在全提位置，那么在发生以下变化后，反应堆功率分布向堆芯顶部偏移最大的情形应当是：A。 A. 降低功率。 B. 降低冷却剂硼浓度。 降低堆芯平均温度。C. D. 降低反应堆冷却剂系统压力。 27） 当反应堆以75FP运行，一束中心控制棒下插到底与同一束控制棒下插50，那么，比较这两种情形，正确的说法是：B。 A. 控制棒下插到底引起轴向功率分布的变化大。 B. 控制棒下插到底引起径向功率分布的变化大。 C. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化大。 D. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化小。 28）往一个处于停闭状态的反应堆中添加某个正反应性，尽管此时的 ，但观察到中

4、子计 数率在增长，这种现象的起因是：D。 A. 缓发中子。 B. 等温温度系数。 C. 中子慢化。 D. 次临界增殖。 理由: 次临界状态下，堆芯内的中子密度变化规律为： 。 因此，在未达到次临界平衡之前，中子密度是增加的。 29） 堆内装设外中子源，它在启动过程中的作用是：D。 A 需用中子源主生足够数量的中子启动反应堆； B 避免启动时达不到临界的计数水平； C 缩短启动反应堆的时间； D 用于监测反应堆启动过程。 30） 因高功率长期运行，会引起中子通量密度的再分布，其主要原因是：B。 A. 堆芯外围区域的控制棒价值比堆芯内区的低。 B. 由于堆芯轴向燃料燃耗的不均匀，引起轴向的慢化剂温

5、度系数和热中子通量密度分布变化。 C. 燃料的共振吸收随温度升高而增强。 D. 堆芯冷却剂硼浓度随着运行而逐渐减少。 31）反应堆以75FP运行了几周，蒸汽发生器的蒸汽流量突然增加了3%。若无操纵员的干预而且自动控制系统不动作，则到达稳定状态后，反应堆功率将 ，冷却剂平均温度将 。A。 A. 上升、下降。 B. 不变、上升。 C. 下降、上升。 D. 不变、下降。 32） 有两座完全相同的反应堆A和B，同时以满功率运行了6个月。两座反应堆同时紧急束控制棒被卡在堆外不能下落。1有B而反应堆的控制棒全部下插到堆底，A反应堆停堆，比较这两座反应堆在停堆5分钟后的堆芯内的裂变反应率和功率下降周期，正确

6、的结论是：D。 A裂变反应率相同；但反应堆A的周期短。 B两者的裂变反应率和功率下降周期都相同。 C反应堆A的裂变反应率低、功率下降周期也较短。 D反应堆A的裂变反应率低，但两者的核功率下降周期相同。 解释所选正确答案的理由： 停堆后5分钟，瞬发中子几乎完全消失，堆芯内的中子来源主要是缓发中子。由于反应堆A的停堆反应性大，其次临界度要深，由缓发中子源形成的次临界增殖水平比反应堆B的低。因此其裂变反应率低。缓发中子及短寿命的缓发中子消失后，反应堆中子功率反应率低。瞬发中子及短寿命的缓发中子消失后，反应堆中子功率的下降取决于寿命最长的缓发中子先驱核的衰变，与其它因素无关。 33） 反应堆从无氙状态

7、启动，在临界后，操纵员建立一个正的反应堆周期，以便继续提升功率。在几分钟之内，还未达到核加热点，反应堆功率停止上升并开始缓慢下降，其原因可能是： A. 反应堆冷却剂系统意外硼稀释。 B. 堆芯内氙的积累。 C. 反应堆冷却剂系统逐步冷却。 D. 裂变引起燃料发热。 E. 以上四种情况都不正确。 答案：E。 34) 选择（将正确的选择填入“答案”后的 中） 已知在反应堆启动过程的某个阶段，反应堆的keff=0.97，稳定的中子计数率为500。当提升控制棒引入1050pcm的反应性后，稳定的中子计数率近似为： A. 750。 B. 1000。 C. 2000。 D. 2250。 答案： A 。 理

8、论依据： 由反应性的定义： ， 得到： 。 由次临界外推公式： ， 可得： 。 （多项选择：多选不得分、少选按比例扣。C、B、A设置控制棒插入极限的目的有： ）35分） A. 防止功率分布畸变。 B. 限值弹棒事故后果。 C. 升功率时，控制棒可尽可能多地提出以补偿功率亏损。 D. 降功率时，控制棒可尽可能多地提出以补偿功率亏损。 E. 升功率时，控制棒可尽可能多地提出以补偿氙毒反应性。 F. 降功率时，控制棒可尽可能多地下插以补偿氙毒反应性。 36） 在 等于0.88和等于0.92的两种情况下，分别引入200 的正反应性，那么两种情况下的稳定中子计数率的净增量的大小比较应当是:C A. 相等

9、 B. 前者大于后者 C. 后者大于前者 D. 不确定 理由： 因计数率 ，所以当引入正反应性 后， 。 计数率的净增量： ， 显然引入同样的正反应性 ，初始有效增殖系数 越接近于1，则计数率增量 越大。 37） 在PWR某燃料循环，在相同的功率水平下，若在寿期初和在寿期末分别引入同样大小的正反应性，则反应堆功率增长周期的比较是：B。 A. 寿期初的反应堆周期短。 B. 寿期末的反应堆周期短。 C. 两者的反应堆周期相同。 D. 不能确定。 理由： 缓发中子对反应堆稳定性的贡献比瞬发中子的大，随着燃耗加深，堆芯内239Pu 不断积累。因为239Pu的有效缓发中子份额要比235U的低得多，因此在

10、寿期末的 比在寿期初的要小。引入同样大小的反应性，则在寿期末的反应堆周期比寿期初 的要短。 填空题： 1） 核反应堆内，热中子与硼10发生主要的核反应方程： 。这种反应类型是 （n , ） 反应。 2） 放射性衰变主要分为：衰变和衰变 。射线是处在 激发态 的原子核回复到稳定状态或更低的 激发态 的过程中，将多余的能量以 电磁辐射 (电磁辐射、电离辐射、放射性气体)的形式发出的。 3） 放射性衰变的特点（回答三条）有： 放射性衰变是核内因中子数与质子数之比过多或过少时而自发放出某种特征粒子的现a) 象。此核转化为一个不同的核（带放射性或不带放射性）； b) 任何一种放射性物质的核，都有一定的衰

11、变率，它取决于核的种类，而且等于常数； c) 用任何人类已知的方法都不能使它改变 4） 中子通量密度表示单位体积内的所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 5） 中子核反应率表示在单位时间单位体积内的靶核与该体积内所有中子发生某类核反应的总次数。 要求慢化剂的核特性满足以下要求：对数能量缩减要大；宏 6）观弹性散射截面要大；宏观吸收截面要小。综合起来，可 以表示为：要大 7） 燃料235U的富集度的定义： 。 8） 散射碰撞分弹性和非弹性两种。在非弹性碰撞中，中子和核体系的动量守恒，但动能不守恒。中子碰撞所失去的一部分动能转变成被撞核的激发能。 9）在核反应堆中，能量超过0.1MeV的中子称为快

12、中子；能量低于1eV的中子称为热中子；能量在1eV0.1MeV之间的中子称为中能中子。 10） 在堆芯某处，单位体积内有热中子吸收元素的核子数为 ，该元素对热中子的微观吸收截面为 ，该处的热中子密度为 ，热中子的平均速度为 ，则该处的 宏观吸收截面 为 。 热中子通量th为 。 热中子吸收反应堆Ra为 。 11）在下列衰变或转变中，核素的质量数和原子序数的变化： 衰变：质量数减少4，原子序数减少2 。 衰变：质量数不变，原子序数增加1或减少1 。 发出射线：质量数与原子序数保持不变 。 放出一个中子：质量数减少l，原子序数不变 。 四种中子吸收反应形式是： (1) (n, ) ； (2) (n

13、, f) ； (3) (n, ) ； (4) (n, p) 。 12) 热中子反应堆中，裂变中子的平均能量是 2 Mev，快中子通过 弹性散射 和 非弹性散射 慢化成热中子，其最可几速度是 2200 米/秒； 热中子的平均速度与 慢化剂温度 有关，当 慢化剂温度 增加时，中子的平均速度 也增加 ；与介质原子处于平衡状态的热中子，其速度分布服从于 麦克斯韦-玻尔兹曼 分布。 13) 235U核裂变释放的能量主要由四个部分组成，按其数值大小的顺序排列，依次为： 裂变碎片的动能 。 裂变中子的动能 。 瞬发射线和裂变产物发出的射线 。 裂变产物放出的、射线 。 指出这四部分能量分别在反应堆的何处转换

14、为热能，其理由是什么？ 解答： 在 燃料芯块 中转变为热能， 裂变碎片的质量大，在堆芯内的射程短。 因为 在 慢化剂(或冷却剂) 中转变为热能， 因为 裂变中子在慢化剂中通过与慢化剂核的弹性碰撞而损失能量 。 在 燃料棒、燃料棒包壳、堆芯结构材料以及压力壳等材料 中转变为热能， 因为 射线在较重的介质中的穿透力较差。 在 燃料和燃料包壳 中转换为热能， 因为 、射线穿透力很差，他们完全被阻挡在燃料包壳以内。 释放在堆内的总能量约为： 200MeV 。 14) 从中子循环的角度,有效增殖系数keff定义为堆内一代裂变中子数 与堆内上一代裂变中子总数之比；从中子数守衡的观点又可定义 为中子的产生率

15、与中子的消失率（吸收+泄漏）之比。 15) .描写中子在一个有限大的系统内扩散行为的“一群稳态中子扩散方程”表示为：D2a+S=0。方程左端第一项表示中子从介质中在x、y、z处的一个体积元中泄漏出去的泄漏率，第二项表示中子在该体积元中的吸收率，第三项表示中子在该体积元中的产生率，即单位时间单位体积内发出的中子数。 16) . 徙动面积M2的物理意义在于：中子从作为快裂变中子产生出来、 一直到它成为热中子并被吸收所穿行直线距离均方值的六分之 一，因此M2的大小关系到堆芯中子的泄漏程度：M愈大，则中 子不泄漏的几率愈小。 。 17) 核裂变具有 产生裂变碎片 、 放出能量 、 产生中子 和 射线

16、等特点。 18) 中子从堆内逃逸的现象叫 泄漏 ，为减少这种损失，在堆芯周围装有 反射层 。 19) 写出无限介质增殖因数的四因子公式 ，这因子分别被称为快裂变因子， 有效裂变中子数 ， 热中子利用系数 ， 逃脱共振吸收几率 。 20) 反应堆有 次临界 、 临界 、 超临界 三种状态，他们的中子有效增殖因数Keff分别为 1 。在稳定功率运行时反应堆处于 临界状态 ，而停堆时是处在 次临界状态 。 21) 在热中子反应堆中，将那些对反应堆控制和瞬态过程起重要作用的缓发中子归并为 6 组，其中寿命最长的一组缓发中子的平均寿命约为 80 sec。2.平均有效缓发中子份额随堆芯燃耗而减小，这是因为

17、 堆芯内239Pu的积累 。于是在寿期末和在寿期初引入同样大小的反应性，则在寿期末的反应堆周期要比寿期初的反应堆周期 短 。 22) 假定只有一个中子能群（单群近似），定义符号如下： 中子与靶核发生 类型反应的微观截面 （例如 = 、 、 指吸收、散射、裂变） 中子与靶核发生 类型反应的宏观截面 中子寿命 中子通量密度 L 扩散长度 M 徙动长度 中子年龄 P 中子不泄漏几率 A. 单位体积内所有的中子在单位时间内穿行的轨迹长度之和等于 。 B. 中子在介质中穿行单位距离被介质中的原子核吸收的几率等于 。 。 中子在被吸收之前所走过的距离的平均值等C. D. 如果中子在无限大介质中的运动速度为

18、v，宏观吸收截面为 ，则 等 于 。对于有限大介质，这个参数必须用 P 进行修正。 23) 随着燃耗的加深,下列单项因素对燃料的多普勒系数 的影响趋势是： （选填：趋向更负；由负向正；由正向负；趋向更正；没有影响） 1） 燃耗加深，燃料中的235U逐步减少，使 会 没有影响 ； 2） 变气体Xe和Kr 在燃料和包壳之间累积越多，使 会 趋向更负 ； 3） 燃料中生成的240Pu将积累越多，使 会 趋向更负 ； 4） 燃料芯块的辐照肿胀和包壳的蠕变，减小了燃料和包壳空隙，使 会 由负向正 。 24) 反应性温度系数是 温度变化一度引起的反应性的变化 ，在功率运行时，它包括燃料温度系数，又叫 瞬发

19、温度系数 ，它的效果是 瞬发 的，它是由 多普勒效应 引起的。还包括慢化剂温度系数，它的效果是 缓发 的。燃料温度系数的绝对值小于 慢化剂温度系数的绝对值。（注：本题对压水堆；而高温堆：燃料温度系数的绝对值大于 慢化剂温度系数的绝对值） 25) 反应堆瞬发临界条件是 = ，其机理为仅靠瞬发中子的贡献就能维持临界 ，其特征是功率倍增周期极短 ，这种瞬发临界工况是绝对不允许发生的，在设计上已加以防止。 26) 有源次临界反应堆内，中子密度与Keff的关系为 。 27) 反应堆功率增大周期（即稳定周期）定义是反应堆功率变化e倍所需时间 ，数学表达式为 N=N0et/T ，开堆时一般测量功率增长1倍

20、所用时间，即倍增周期，它近似等于 0.693或Ln2 倍的e倍周期（稳定周期）。 28）一BOL反应堆以满功率运行。有一个中子在共振能量6.7电子伏被一个铀-238核所吸收。由此可能形成U-239核，并进一步形成钚-239。此核反应如下式所示： ， 。 （0.1分） 此反应将会使剩余反应性 增加 （增加/减小）。 29）与快速停堆相比，采用逐渐降低功率的方式停堆，则停堆后的“碘坑”要 浅 （浅、深），其原因是：在慢速停堆过程中， 相当部分135Xe通过吸收中子消耗掉了 。 30）反应堆在开始功率运行后，149Sm达到平衡所需时间要比135Xe达到平衡所需时间 长得多 （短得多、长得多），其原因

21、有二： 135Xe的热中子吸收截面比149Sm的大得多 ； 135Xe的衰变常数比149Sm的大得多 。 31) 反应堆运行时，由裂变产生的毒物中主要有 氙毒 和 钐毒 ，在长时间的稳定功率下运行时毒物是 动态平衡 的。 32) 碘坑形成的原因是 135I的半衰期比135Xe的半衰期短和135Xe的积累 。 33) 反应堆运行时，氙的消失有 自衰变 和 吸收中子 两种途径。 34) 氙毒是由于气态裂变产物 氙气 具有很大的 吸收截面 而构成的反应性损失。 35) 反应堆控制方式有 吸收中子的控制 、 泄漏中子的控制 、 燃料质量的控制 等。最常用的是 吸收中子的控制 。 36) 控制棒的反应性

22、当量大小主要取决于 棒的材料 和所在位置的 中子通量 。 37) 氙毒的定义是 135Xe吸收的热中子数/可裂变材料吸收的热中子数 。 38）当反应堆启动后达到稳定功率运行时，堆芯135Xe浓度开始增加，逐渐达到产生的与消失的平衡。一般说0越高（即堆功率越大），其平衡浓度也越大。 39) 接近临界时，一般通过提升控制棒达临界。假定控制棒处在其价值随高度 倍，为2步，中子计数率增长到原来的40线性变化的范围内，如果提升了了达到临界，控制棒还需要提升 40 步；如果提升40步后中子计数率增长 到提棒前的1.8倍，则控制棒还需要提升 50 步。 40) 在装有附加中子源的次临界反应堆内，在每添加一次

23、正反应性后中子通量密度最终将是恒定的（增加的、恒定的、减小的）。 中子密度与keff的关系为n = q0l0/(1 keff)。可利用此式，作出 计数率倒数曲线进行外推，在反应堆装载核燃料的过程中进行临界安全方面的物理监督，并在反应堆进行物理启动的过程中用来确定临界点。 41) 堆芯内leV至1keV的中子一般称为 中能（共振） 中子，它们与堆内物质发生各种核反应，重要的有： 1) 与238U核发生共振吸收 , 2) 与控制棒中In和Ag发生吸收反应 ， 3) 与H2O中的H核发生弹性散射而慢化 。 42) 反应堆中射线的来源主要有 核裂变，裂变产物放射性衰变，活化产物放射性衰变， ；射线与物

24、质 （至少列出三种） 中子辐射俘获（n，）反应，快中子非弹性散射 屏蔽 ； 电子对效应 、 康普顿效应、 作用的三种最重要的效应是 光电效应射线采用的两种方法是 采用高密度的物质 和 足够的厚度 ，实际采用的材料有 铅 ， 重混凝土 ， 水 等。正常运行时，反应堆出口的冷却剂中射线的最大贡献来自 16N 。 名词解释 1) 质量亏损：一个原子核的质量小于组成该原子核的所有质子与中子的质量之和，这一质量差异称为质量亏损。 2) 电离：一个运动中的带电粒子的电场会对其运动轨迹周围的原子中的电子发生作用。如果带电粒子赋于电子的能量在于原子核的束缚能，成为自由电子，使得整个原子带正电，这种现象称为电离

25、。 3) 放射性衰变常数：单位时间内原子核衰变的几率。 4) 结合能和比结合能：由单独核子在形成核时所释放出来的能量总和称作结合能。质量数为A的核，其比结合能是结合能与核的质量数之比。 5) 热中子通量不均匀系数：热中了通量不均匀系数定义为堆芯内热中子能量的最大值与热中子通量的平均之比。 6) 热中子扩散：热能中子在堆内从密度高的地方向密度低的地方迁移的现象称为热中子扩散。 7) 临界质量：具有给定几何布置与材料组成的介质或系统能达到临界所需的易裂变材料料的最小质量。 8) 瞬发临界：反应堆仅由于瞬发中子就达到临界的状态叫作瞬发临界。 ：缓发中子份额 ， 9) 功率亏损：因堆功率上升使反应性有

26、损失，即，向反应堆引入了一个负反应性，这一反应性损失，即称功率亏损。（或者：功率系数在某一功率段上的积分反应性也算对） 238U所需的量，中子没有完全热化， 欠慢化：堆芯布置包含的慢化剂少于为获得最佳10) 共振吸收损失变大。 11) 周期：反应堆功率（或中子通量）变化e倍所需要的时间。 12) 转换比（CR）：转换比CR等于易裂变物质的生成率与易裂变物质的消耗率之比。 13) 控制棒微分价值（定义及常用单位）：控制棒每移动一步或单位距离所引起反应性的变化称为控制棒的微分价值。常用单位为pcm/step或pcm/cm。 14) 控制棒间的干涉效应：一般情况下，反应堆有较多的控制棒，这些控制棒同

27、时插入堆芯时，总的价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值的总和；这是因为：一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中子通量的畸变，势必影响到其它控制棒的价值，这种现象称之为控制棒间的干涉效应。 15) 控制棒价值：如果已知控制棒存在时和没有控制棒存在时的反应性，两种情况下的反应性之差就是控制棒的反应性价值，简称控制棒价值。 16) 燃耗：单位质量核燃料释放的能量(MW?D/tU)。 判断题 1. 原子序数越大的天然核素，其稳定性越差。 2. 某核素正在放出射线，则该核素正在进行衰变。 3. 所谓的同位素是指质子数相同而中子数不同的核素。 4. 当核素发出射线后，该核素就变成了它的一种同位素。 5.

28、核素能级变化的主要原因是它发出了射线射线。 6. 稳定的和不稳定的核素都可以处在激发态。 7. 原子核不稳定的原因是它所包含的中子数与质子数之比超出了某个范围。 8. 快中子可引起238U裂变而生成易裂变的239Pu。 9. 仅当快中子被235U吸收后才能生成236U。 10. 快中子与H原子核的一次弹性碰撞有可能使快中子的速度变为零。 1. 瞬发中子是指其产生时的平均动能低于0.1MeV的中子。 2. 瞬发中子是由裂变产物受激核发出的中子。 3. 瞬发中子的数目占中子总数的99%以上。 4. 瞬发中子是裂变后平均13秒后放出的中子。 5. 同缓发中子相比，瞬发中子更容易泄漏出堆芯。 6. 同

29、瞬发中子相比，缓发中子更容易引起235U原子核的裂变。 7. 在235U核裂变后0.01秒产生的中子肯定是一个缓发中子。 8.在紧急停堆后的几秒钟内，核功率急剧下降的原因是缓发中子起到了关键作用。 9.不管瞬间引入多大的负反应性，在任何时刻的反应堆核功率下降速度总是受到缓发中子的制约。 10.缓发中子份额随堆芯燃料燃耗的加深而减小，主要是因为随燃耗加深，钚同位素不断积累造成的。 11.紧急停堆后，核功率急剧下降的原因是缓发中子起到了关键作用。 12.对于同一束控制棒，冷却剂温度越高，控制棒反应性价值越大。 。 堆芯内某一代的中子数与上一代中子数之比等于13. 14. 在临界的反应堆中， ， 。

30、 15. 热中子逃脱238U吸收的几率称之为逃脱共振几率。 16. 在反应堆中，除了238U以外，其它元素不会出现对中子的共振吸收。 17. 所谓的“热中子通量密度”实际上就是每立方厘米内的所有中子在1秒钟内穿行的距离之和。 18. 若中子在介质中穿行的速度为 、平均吸收自由程为 、不泄漏几率为 ，则 表示中子的平均寿命。注 19. 单个中子与单个靶核发生散射反应的次数的平均值为 。 20. 中子在被吸收之前所走过的距离的平均值为 。 21. 单位时间单位体积内的中子与单个原子核发生吸收反应的次数为 。 22. 一个中子在燃料中穿行1cm引起燃料核裂变的次数为 。 。 23.对于次临界反应堆：

31、24.若反应堆处在临界状态,则 。 25. 越大,则泄漏出堆芯的中子数与堆芯总中子数之比越小。 26.体积相等且无反射层的球形、圆柱形、正立方形堆芯、中子泄漏最少的将是球形堆芯。 27.对某单质元素与中子的某种核反应，微观截面 是对单个核子而言，而宏观截面 则是单位体积内所有核子的微观截面的总和。 28.在额定功率下长期运行的反应堆，停堆5h后衰变热约为满功率的3%，所以必须继续强迫冷却。 29.周期表的刻度-和+分别为正负刻度的两端线。 30.随着燃耗的加深，多普勒功率系数的绝对值越来越大。 31.反应堆运行在任何工况下，当一束控制棒卡住在堆芯顶部不能下插，此时也能实现反应堆冷态停堆的设计准

32、则称为卡棒准则。 32.核电站用压水堆内，一束控制棒的反应性价值与该棒束距堆中心的距离有关，离堆中心距离越大，棒束价值越小。 33.由于两束控制棒之间存在干涉效应，因此两束控制棒同时下插的反应性价值总是小于两束控制棒分别下插的反应性价值之和。 34. 在升功率的瞬态过程中，缓发中子的平均寿命减小，衰变常数增大。 35. 每次添加相同的正反应性，源量程中子计数率到达新的平衡所需的时间越来越少。 36. 不管当前的keff等于0.88还是等于0.92，只要控制棒每次的提出量相同，则稳定的中子计数率的净增量也应当是相等的。 37.如果观察到某反应堆内中子总数在增长，就可判断该反应堆是处于超临界状态。

33、 问答题 1、优质慢化剂的三个主要性质是什么？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。 U-238中子没有完全热化，最大值所需的量， 堆芯布置中包含的慢化剂少于为获得欠慢化：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）？

34、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 6、在一个欠慢化的反应堆堆芯中，当慢化剂温度降低时，由于较少的中子被泄漏出堆芯及被共振吸收，而将添加正的净反应性效应。试利用下图进行分析得出此结论。 解答：如图所示：在欠慢化区，慢化剂温度T1 T2。当慢化剂温度由T1降到T2时，快 中子不泄漏几率和逃脱共振吸收几率p增加，即，泄漏出堆芯的快中子减少了，被共振吸收的中子减少了，相应的有效增殖系数由 变为 。净反应性效应为： ， 。 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“

35、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15

36、7等。 10、反应堆从无Xe开始投入运行并保持在稳定功率状态下，运行多久， 上升到平衡浓度的90%？ 要多长时间才能很接近它们的平衡浓度（饱和值）？ 答案：约9小时 约36小时左右 下图给出从零功率上升到不同功率水平后，由氙的积累所引入的负反应性。 11、一反应堆开始时在50%FP功率下运行，并处于氙平衡状态。现将功率在2小时内提升到100%FP，并用手动方式利用控制棒将反应堆冷却剂平均温度调整到。之后，控 制棒仍处于手动方式，但操纵员没有进行进一步的操作。 假如只考虑堆芯氙-135中毒变化的反应性效应，试分析在功率变化后8小时反应堆冷却剂平均温度的状况和变化趋势。 下图给出了该反应堆功率从5

37、0%FP上升到100%FP时氙毒反应性随时间的变化曲线。 解答：由图可知：在50%FP功率时的平衡氙毒反应性为2300pcm，在功率开始变化后8小时，氙毒反应性约为2025pcm，在此过程中引入的反应性为 ，为正反应性。 在控制棒没有动作的情况下，只有使冷却剂的平均温度上升（高于）而引入负反应 性才能予以低偿，从而使反应堆维持临界。 小时后引入负反应性，冷却剂的平均温度随13.5随着时间的推移，氙浓度逐渐增大，在约之逐渐降低（从前述的高于到等于甚至低于），引入正反应性，与氙毒负反应性相抵 销。 12、反应堆在70%FP功率稳定运行72h后，请分别定性地绘出在 时刻阶跃地变化至50%FP和90%

38、FP以后的氙毒反应性 及过剩反应性 大致随时间的变化曲线。（ 至 约100h） 解答： 1）70%FP50%FP后： 70%FP 50%FP （负） （负） t0 t1 2）70%FP 90%FP后： 90%FP 70%FP （负） （负） t0 t1 13、反应堆内149Sm是怎样形成的？画出核电厂从反应堆启动到25%、50%、75%和100%额定功率运行时，由149Sm引入的负反应性随时间的变化曲线。 答案：核裂变时，149Sm的直接产额很小，可以忽略不计。它主要由裂变产物149 Nd经 衰 。149Sm变后得到 14、反应堆在一定的功率下稳定运行，请推导Sm-149浓度达到平衡时的表达式

39、，并说明与功率有何关系？ 已知：Pm-149的核裂变产额为 ； Pm-149衰变常数为 ； 与该功率对应的热中子通量为(中子/ cm3?s)； 核裂变率为 (次/cm3?s)； Pm的吸收截面为 ； Sm吸收截面为 ； Pm的浓度为 (原子/cm3)； Sm的浓度为 (原子/cm3)。 解答：钐的产生链如下： 裂变 。 由于 （钕）的半衰期与钷-149( )的半衰期相比短得多，因而可以认为 是直接裂变而来的。可据此写出 和 的动力学方程为： ，即 ； 。 令这两个方程中的时间导数各等于零，则这些同位素的平衡浓度为： ， 。 由此可见，Sm的浓度在平衡时与中子通量（即功率）大小无关。 15、 反

40、应堆在满功率下运行相当长时间后降至50%功率下继续运行,请在坐标图上定性地画出149Sm 的浓度随时间的变化曲线。 要求：画到基本稳定的时间区；标出大概的时间坐标（数值和单位）。 解答： 注意： （1）曲线形状； （2）钜坑和Sm平衡的时间标度分别为100-150h和600h。 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1

41、49Sm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。 18、试分别定性地画出氙毒反应性和钐毒反应性对功率随时间变化的响应曲线。 ）一反应堆以如图所示的功率水平变功率运行。开始时反

42、应堆处于无氙状态。每一功率变1化的时段都足够长，能使氙毒反应性达到平衡值，或者在碘坑情况下达到零氙状态。 2）一反应堆以如图所示的功率水平变功率运行。一开始时反应堆就处于钐平衡状态。每一功率变化的时段都足够长，足以使钐毒反应性达到平衡值。 解答: 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

43、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/tU 21、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

44、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 23、试从转换比CR的概念出发，推导出转换堆与增殖堆的概念。 答案：转换比CR=裂变物质的生成率/裂变物质的消耗率 转换堆：CR小于等于1；增殖堆CR大于等于1。 24、既然产生给定数的热功率始终需要相同的裂变数，为什么在堆芯继续产生恒定功率时U235燃耗速率会减小？ 答案：当裂变物质U235的百分率降低时，裂变物质Pu239的数量在增加，Pu239的裂变所产生的功率份额在增加，这样，U235燃耗的速率就减小了。 25、铀钚循环热中子反应堆

45、对能量输出有贡献的裂变物质主要有哪些？ 答案：主要有U235、Pu239和Pu241等。低燃耗时主要靠U235裂变输出能量，随着燃耗的加深，Pu239裂变对能量输出的贡献将逐步增加。 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。 27、请说明有效缓发中子份额随燃耗加深如何变化。 解答：有效缓发中子份额随耗加深而变小。这是因为随着燃耗的加深，U-235裂变份额减少，而Pu-239的裂变份额增加；但Pu-239裂变时有效缓发中子份额=0.0

46、020，而U-235的=0.0065，所以有效缓发中子份额随燃耗加深而减少。 Pu-239说明的反应方程式，Pu-239请写出产生。Pu-239反应堆在功率下运行时逐渐生成、28的积累对反应堆控制有什么影响。 解答： 1）产生Pu-239的反应方程式： （n， ） ，即： 。 经衰变为 ，这是再生燃料 的生成反应： 。 2）Pu-239的产生对反应堆有正贡献，因为它是一种热中子易裂变物质，但从反应堆控制角度看，反应堆的响应更快，这是因为Pu-239的0.0020比U-235的0.0065小得多，所以随着燃耗的加深，Pu-239不断积累，使总的有效缓发中子份额 下降，使反应堆在循环寿期末对其产生

47、的扰动更具敏感性。 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。散射前后系统的总动能不守恒，这是与弹性散射的根本不同点。非弹性

48、散射也是快中子慢化的一个途径。 31、什么是辐射俘获反应？举例说明辐射俘获反应在反应堆内的重要意义? 答案：靶核俘获中子放出射线，称这类反应为辐射俘获反应。 堆内有大量的辐射俘获发生，并对反应堆的运行有重要意义，如：238U辐射俘获中子生成239U，239U经衰变为239Pu，是再生燃料239Pu的生成反应。 32、什么是裂变反应? 说明中子与重核裂变反应在反应堆的重要性。 答案: 中子与重核作用，重核分裂成两个或三个碎片，同时放出2-3个次级中子，并伴随着有大量能量放出，这类过程称为裂变反映（n,f） 1)235U的裂变反应是核能最主要的来源，是维持中子链式反应的主要贡献。 2）与238U的快裂变反应提供核能的次要来源，产生快裂变中子，辅助维持中子链式反应。 3）与235U的裂变反应应用于堆芯中子探测器。 4） 与239Pu的裂变反应新增加部分核能。 33、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。对反应堆最重要的几个核反应，一般均可按中子能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）。 在该