历年考题rosro第一部分

列出四种对PWR反应堆重要的中子与靶核相互作用的核反应类型，并举倒说明其在PWR中所起的重要作用。（n，f： 这是反应堆中最重要的核反应，PWR的动力生产完全依靠核裂可以实现反应堆在所需的任意功率水平运行。（0.2分）（n，n： 热中子反应堆主要依靠热中子引起易裂变同位素的裂变来维持 （0.2分）③辐射俘获反应（n，： （0.2分）239PU等重同位素主要依靠238U对中子的辐射俘获反应然后经衰变而生成。239PU作为一种易裂变核，对反应堆内的链式裂变 （0.15分）（n，α：（n，p 由于天然硼中的10B是热中子的强吸收体，故反应堆冷却剂中加入了大量的硼酸以补偿较大的过剩反应性，10B与热中子之间的 （0.15分）或H2O中的氧原子的（n，p）H2O的辐照分解，16O（n，p）16N16N衰变放出剂带放射性，是检测传热管破裂的主要。（0.15分） 235U吸收1个热中子产生的中子平均个数大约为 B2m

238U的吸收随温度的增加而增加则热中子利用系数将减小。则逃脱几率将增大。中子通量密度将会增大。随着燃耗增加，平均中子将会 减小，于是反应堆某热中子反应堆处在临界状态，已知的平均热中子微观吸收截面α=300b、微观裂变截面f=2606、热裂变因子η=2.1、总中子泄漏几率PL=0.1。试根据所给条件，求：a3002.1

1100%

AA10.12.42310.2423

RA100%1.1807100% 1.4单项选择（将正确答案填入 一般PWR在以下的条件下发生主蒸汽管道断裂事故，停堆后重 （0.3分）在寿期末的慢化剂温度系数比寿期初的更负。（0.1分100%FP149Sm600pcm。显50%FP149Sm毒反应性为：[B]（0.3分）149Sm毒反应性与功率水平无关。（0.1分 （0.3分）

+N0K2N0Kn 13 （1.5分）1 C NiC

Ni1用第1点和第2点的数据：另由计数率加倍的知识（第3点和第1点的数据，可得到：CC=1270-1225（pp T=－9pcm/℃ 了5℃，135Xe毒反应性变化为300pcm。 0+300+255-300 （0.2分）反应堆临界后，功率处在源量程范围，此时添加一个小于βeff （0.3分）因为当功率增加时，堆芯冷却剂出口温度上升(0.1分)，堆芯上部因慢化剂温度系数的负反馈使相对功率降低(0.1分)，轴向功率峰位置向堆芯底部偏移，因此轴向功率峰向下移动(0.1分)。燃耗增加后，R棒的调节带将向上移动。（0.2分当燃耗增加时，堆芯轴向功率峰向上移动(0.1分)。为了保证微节带必须向上移动。(0.2分)。25%、50%、75%1）由135Xe的积累所引入的负反应性随时间的变化曲线；二次下插的棒性段的微分价值（pcm/cm）（1.5分）Keff1Keff2。已知第一次插棒引入的反应性1=-40pcm，则由反应性的定义：=1nKeff1 effKeff1=e- （或由Keff

K 1 Keff

eff

2=1nKeff21n0.99924×10-4=-40 2Keff

24pcm/

反应堆以50%FP运行2周然后迅速升功率至100%FP在到 （0.2分密度升高，导致135Xe浓度因热中子吸收增加而下降，虽然当可观的正反应性，此反应性大于50%FP→100%FP的功率亏损。因此在135Xe浓度达到新的平衡之前，必须向堆芯引入负反应性来补偿135Xe的积累。 （0.3分）正反应性，则反应堆功率增长周期的比较是： 235U的低得多，因此在寿期末的βeff比在寿期初的要（“○（1.0 1）饱和状态下水或水蒸汽的比焓是其压力和温度的函数。 2）一切实际热力学过程都是不可逆的，其不可逆性表现为熵 5）在给定的温熵坐标图（T-S图）上定性地画出有中间汽水分离写出各热力过程的名称，完成各热力过程核电厂配置的设流体流动压降包括阶段壁面摩擦压降、形阻（局部）压降、提升（或重力）压降和流体加速度压降；其中壁降和 形阻压降是不可逆压力损失，变成了热能。2）实际流体从通道的截面1流到截面2的柏努利方程的一种形式P1 U 1

P2

2p是单位质量流体的压力能，gZ1是单位质量流体的位能，U2是单位质量流体的动能，以上三项统称机械能2△E是12单位质量流体损失的机械能 （0.25分）系统冷段和热段中的流体密度必须存在密度差；（0.25分为H，冷却剂在热段的平均密度ρh，在冷段平均密度为ρC（0.25分） B.导热系 D.比 B.等 D.无法比100W/（m2K2050℃ B. D. B.粗管内的 D.无法比已知堆芯热点处的热流密度为qR，该点计算得到的临界热流密度为qDNB，则该点的DNBRqDNB/qR（0.3分） 减小蒸汽流量增大（但反应堆功率未及时变化，则qDNB 小； 增大 减小某率水平上反应堆功率增加5%，则qDNB减小，qR增大；（1.[×]1）在堆芯内结构材料例如包壳、定位格架、控制棒导向[○]2）控制棒内热源来自两个方面：一方面是吸收堆芯的γ射[×]3）[×]4）停堆之后单位时间内元件表面传出的热量等于此时 汽轮发电机组的汽耗率是指1kw·h功（1度电）的新蒸汽耗量（汽耗量）（0.25分）.汽轮发电机组的热耗率是指每作1kw·h功（每发1度电）是耗 （0.25分）若新蒸汽焓为ho（KJ/kg，给水焓为hfW（KJ/kg，则热耗率（0.2分）原因是压水堆核电厂蒸汽发生器所产生的蒸汽为饱（0.3分）Ag-In-Cd合金有哪些优越（1.0分）Ag-In-Cd对于较大能量范围中子的吸收能力很强（对50eV以下中： （0.2分）In对Iev~2ev填空题 （1.5分反应堆冷却剂中使用LiOH（5×0.3分 α42γ1(n,(n,ρ=1000kg/m3N 1×6.023×1023=3.346×1022cm- =3.346×1022×0.66×10-24=0.0221cm- e- 该堆除裂变以外被吸收的中子数占总中子数的50%，不考虑快裂变的贡献，求泄漏出堆芯的中子数L占总中子数的百分比R。（1.0）有1个中子用于维持裂变链式反应。非裂变吸收数为50%ν。 （0.2分）因此，ν个中子中，泄漏出堆芯的中子数L为： RL×100%=0.215 v

291.4℃，假定硼浓度不变，无员的干预，也不考虑裂变－5200－5162.8－8200－8162.6 －7000－6955－7045－5000 在硼稀释过程中不变，试证明：当N2/N1=2时，临界硼浓度CB=2CB2-CB1。当硼浓度为CB1时，次临界度为Δk1=WB（CB1－CB） （0.2分）

2NCB2—2C B

N 1N22 βeff0.006、瞬发中子lp=10-5sec。当反应堆临界时，功率水平为反应堆功率升高至0.02%FP所需时间。 （1.5分） 1－)×6/0.08=0.075secT==

t=T1nP(t)

ρ=l keff

1

ī=(1－β) ΔklpldΔk

T=

= t=T1nP(t)

tn(t)=n(0)kī

+c keff= 1

1

n(0)

ln2

来补偿的燃烧，其主要理由是： [○]C.为了补偿升功率引起的功率亏损。[×]E.确保停堆时有足够的停堆深度。[×]G.确保在BOL和EOL的富集度一样。（1. 5比，135Xe135Xe。答案：[B 几率p、快裂变因子ε。答案：[A（0.2分）将减少约1/4。对增加，缓发中子的平均相对减小，衰变常数增加。的平均相对增大，衰变常数减小。度到达平衡所需时间应当越长，因为假设中子为l，到达

由次临界外推NΔk=Nk，可得Δk

2

1=ΔN ΔN越大。

k1k

6～7l35Xe的变化，那么，答案：[A] 向堆芯引入正反应性来补偿135Xe的积累。 （0.2分）A5的反应堆A的裂变反应率低，但两者的核功率下降周期相同。答案：[D 瞬发中子及短的缓发中子后，反应堆中子功率的下降取决于最长的缓发中子先驱核的衰变，与其它因素无关。（0.3分） 堆冷却剂从压力容器到压力容器出口的温升。(忽略冷却剂从压力壳到堆芯的温升和旁路部分的温升以及反应堆内冷堆芯冷却剂平均温度Tavg=310℃。在发生全厂断电事故后，反应堆堆芯冷却剂平均温度T1=302℃，假定衰变热功率为2%FP,冷却剂的定压比热Cp维持不变，求堆芯自然循环的冷却剂质量流量为满

（解题思路（ m1=0.02T=0.02×37.4 取水的比热Cp=4.174kJ/kg·℃，试计算水温从15℃升高到80℃所需 t=6783 [×]B.芯块径向温度分布的情形是在芯块中心最高，因此[×]C.冷却剂从包壳表面带走的热量要少于通过芯块答案：[B 选择(将答案：[A 选择（将正确答案填入“答案”后的[]中答案：[B FCFCE A

C：CD：过渡沸腾传热工况DEF： 选择(将正确的选择填入“答案”后的[]中) 答案：[D]那么从棒底部到顶部，对流传热系数的变化趋势是：答案：[B]答案：[A]答案：[C]知堆芯某一高度处某个芯块的中心温度T0=1610℃，在同一高度处的料中心到冷却剂的总传热系数增加了50%,假定反应堆功率不变,该 T－Tavg（T－Tavg）/1.5ΔT=T 112=2因为传热率Q正比于功率密度，已知棒表面没有出现沸腾以及冷却剂流量不变，则总传热系数U不变（即Ul=U2）ΔT=Q 1 787mm，若泵的质量流率m=4700kg/sec，假定泵的出、的压差ΔP=1MPa，取冷 =

=(ρAv)out=4700kg/ v=min=

=d24 =13.06m/0.78724

=106×0.78724=6353 1)C1—或F—─—解质中存在C1—F—时，C1—很容易吸附在氧化物钝化膜上，并钝化膜，破坏其完整性，露的金属成pH[H+]=10-7mol/l时，则该溶液为中性液体，对应的pH值等于7； 当水溶液中氢离子浓度[H+]=3.981×10-10molllog

压水堆中包壳材料选择错合金主要的理由有：[×]AB[○]C.错合金的热中子吸收截面比较小；D[○]E.有足够的机械强度且易于加工成型；F400℃高温下的抗腐蚀性能好；[×]G错合金有很优异的耐高温性能；[○]H.辐照稳定性好；J②以后，一包壳间隙减小，因为包壳受外压的蠕变和芯 （25分 （1.0分采用化学反应和高温、高压等物理不能（能、不能）改变放射性衰变的性质。放射性物质按照指数规律衰减。放射性衰变主要分为：α衰变和β衰变。γ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、电离辐已知天然硼的热中子微观吸收截面σв=755×10-24cm2，纯慢化剂H2O的宏观热中子吸收截面∑α=0.022［1（H3BO3时慢化剂中的硼浓度CB为多少ppm？（取天然硼B的原子量为AB=10.82，阿伏伽数N0=6.023×AOΒχNAOΒΒ

=

20

20.022 1047 1047

1kgH2O

10- CB= 104710-

假设反应堆中裂产生100个快中子，其中：10个快中子泄漏、15观裂变截面与吸收截面之比∑ｆ/∑ａ=0.852,每次裂变放出的中子数k=新一代产生的总中子数= 0 上一代的总中子 0 keff=93.166

， [×]B.瞬发中子是由裂变产物受激核发出的中子。[〇]C.瞬发中子的数目子总数的99%以上。[×H.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 [〇]A.添加正反应性后中子计数率加倍，次临界度减少一半。eff 1Δk1=C2ΔK2 T2=50

An

T0.08

1

0.002200 50%额定功率运行较长时间，149Sm已经达到平衡状100%500小时后停堆，如下图所示。请定性地画出149Sm浓度随时间的变化曲线。（1.[〇A.控制棒位置不变、冷却剂硼浓度增加；[×B.控制棒下插，冷却剂硼浓度保持不变；[×C.冷却剂硼浓度不变、控制棒位置不变；[〇]D.控制棒下插，冷却剂硼浓度减少。反应堆从满功率平衡氙状态停堆后5小时开始启动到满功率，升功率速率为每分钟2.0%FP，如果同每分钟0.5%FP的升功率速率相比，135Xe峰的出现会 且135Xe峰的幅 [×A.较早、较大[〇B.较早、较小[×C.较晚、较大[×D.较晚、较小在运行寿期末，反应堆从100% 停堆后72小时，由于135Xe引入的反应性为pcm（0.1分）堆芯冷却剂平均温度变化引入的反应性为+500pcm，（0.1分） （0.1分）停堆后72小时，反应性的净变化：∑Δρi i i 反应堆以50%FP运行2周，然后在4小时内将功率提升到100%FP2～3135Xe的变反应堆从原先的稳态下迅速提升功率，因为135Xe烧损导致135Xe2～3个弥补其烧损，所以员必须添加负反应性补偿135Xe浓度的已知堆芯却剂温度Ti=293.1℃，堆芯出口冷却剂平均温度力壳到堆芯的和旁路部分的以及反应堆内冷却假定反应堆额定热功率为P、反应堆的总流量为G0、冷却剂的定

已知大亚湾核电厂的棒外径d=0.95cm,堆芯高度H=3.66m芯等效直径D=3.04m。计算在额定功率运行时的： 棒的平均线功率密度qe[W/cm]反应堆堆芯和参数：

264157 2641573664

D2H

304 4

CP=4.2kJ/kgm=2.2×104kg/s,求循环水的出口温度T2。 （0.5分）所以：T=T+Q 908 p 4.210322 p在从泡核沸腾转向膜态沸腾时，元件包壳表面温度急剧升，换热系数（DNB）应的热流密度称为临界热密度（q″Z。DNBR定义为临界热流密度与实际热流密度之比。为保证元件的完整性，大亚湾的DNBR必须大于1.22 假定堆芯轴向功率分布为余弦分布，请定性画出qDNB(Z)、q″(Z)[〇]B.防止芯块熔化[×]D.防止泡核沸腾为了防止损伤，最高温度必须低于芯块。芯块中心温度直接与堆芯的线功率有关，而中心温度是不可测量的，因此限制线功率密度确保芯块不发生熔化。 [×]C.在主蒸汽管道预热阶段，疏水阀门关闭[〇]D.在启动离心泵之前先对系统排气已知大亚湾核电厂反应堆冷却剂泵的直径为787mm,泵出口的质量流率m=6340kg/sec，取冷却剂水的密度ρ=741kg/m3，求泵的vminm 其中，A为泵管的流道的横截面积。泵处的冷却剂流速：

v

d24

0.78724

17.6m

使用 碳化硼、铪、Ag—In-Cd等。大亚湾核电厂控制棒吸收材料采用Ag-In-Cd合金，各种吸收材料所占比例分别为80%、50%和5%；控制棒包壳材料采 （0.3分）2） （0.3分）3） （0.2分）使元件表面热交换能力减少，包壳温度升高，造成局部沸一、基础理论部分（25分 P x 3P x 94 53 (41)94式中W的表达式。 （0.5分 1）作用是：减少控制棒的数量， （0.3分 （0.3分经过一个循环的燃耗后，绝大部分的10B已经消耗了，剩下的只是少 与控制棒中InAg02 00ⅠⅡ水 0 假定快中子经慢化后有2000个成为热中子，进入下图所示的部分中子链，试根据图中各环节所给出的中子数计算下列因子的值：热中子不泄漏因子Pth、热利用因子f、热裂变因子η（保留小数点后四位进入热能区的中子数进入热能区的中子数个被235U泄被Pth200076f17842162

（0.4分（0.5分（0.6分在反应堆启动期间，当硼浓度减少120ppm后，平均计数率为原来的3倍，请列出次临界下计数率与Keff的关系式，并估算硼浓度还需增减多少ppm才能达临界? （1.5分）次临界下计数率与Keff的关系式：N11KeffN 1Keff

（或N 1

0 (CK) 1CK 有31CKC1(CKC1)C1 CK∵C1

CK3

C1C ∴C1CK180 定性地绘出在燃料棒束中单根棒及邻近的水通道内要说明形成这样分布的理由。 （1.5分） 棒内产生快中子，而吸收热中子，因而f在元件内较高，中心有f峰值，而冷却剂内不产生快中子子，因此f（0.7分AB水燃水通料通道棒道请估算：1）此时反应堆的反应性是多少pcm?2）不考虑功率反馈，按此周期提升功率，150s后功率会变成中子等效衰减常数：λ=0.077s-1 （1.5分TeT2

∵p

1∴p2.51051.58103(K/K1.61103K/K∵N(t)N0exp(t/

N

exp(15041(倍

反应堆从满功率平衡氙快速下降到02060FP的功率下并保持不变，试在下面座标上定性地分别地画出氙毒负反应性随时间的变化曲线（定性是指起点、平衡值及大致对应的时间、中间的过渡趋势、三条曲线的相对位置。（15分 快速降功率后的时间（小时（5×0.3 （190步）的微分价值会增加（选填增加、减小或不变，原因是a.R棒组附近的裂变元素减少了热中子通量增加,棒价值近似与热.增加。c.棒周期的可熔硼浓度减小，中子进入棒的几率增加，也使棒 （4×0.25分）水锤有什么危害?说明在高压高速流动的管线中防止“水锤”产生的 （1.0分）1-2倍运行压力，轻则容易造成管道支承度QDNB增大? （1.0分） 假定某电站压水堆在寿期初满功率稳定运行,所有控制棒提至堆顶。平均热通道内最大热流密度为q（max），水温度差△Tw30℃,试在下面座标上定性地画出平均热通道内的热流密度q和冷却剂△T的分布曲线。

q q0 （1.01.14在温熵座标上定性绘出核电厂汽水循环理想的朗肯循环温熵图，分别各过程近似是由哪些设备 （1.0分TS 蒸汽发生器中的预热段2’一 蒸汽发生器中的蒸发 汽轮机（含高压缸、低压缸 凝汽器 凝结泵、低加、除氧器、高加、主给水泵（错一个扣0.2分180℃的给水进入蒸汽发生器被加热成260℃湿度为4％的蒸汽，求产生lkg这样的湿蒸汽所需要的热量。180℃的给水焓为h=763.1KJkg260℃时饱和水焓为h'=1134.9KJkg,饱和汽焓为h"=2796.4KJkg,汽化潜热为γ=1661.5KJkg。（1.5分260℃蒸汽焓为hAhA1134.90.961661.5KJ/2729.9KJ/∴在蒸汽发生器中需加入的热量为hhAhB2729.9763.11966.8KJ/

（1.2分（0.3分q（1.0分qT166530

9.24105 1）逐．步．降．功．率．运．行．。堆功率系数约-15pcm／1％P，而1EFPD约燃耗20-30pcm，故降低至80％Pn可延长10天左右运行。本厂慢化剂温度系数在寿期末约为-50pcmTavg5℃（虚线是必须答的关键点）（2×0.5分镉铟银峰从核特性、机械特性和热物理特性等各方面综合说明Ag-In-Cd合金是镉铟银峰 Cd的热中子吸收截面高达2450In对1ev-2ev3）Ag在5-60ev附近有极强的中子吸收峰；综合以上Ag-In-Cd合金对50ev以下中子吸收能力都很强，并且吸收体的燃耗对中子的吸收能力影响很小。 （1.0分）机械和热物理特性如下：为775℃，强辐照下稳定性能良好，高温水中耐腐蚀性能强,对锆合金具有良好的抗磨损性，在温度不均匀的情况下发生热畸变，比较经济，易于加工。 （0.5分） 一回路冷却剂可能受到污染,主要污染源是哪些?（1.5分污染来自以下几个方面： 将密度为p的水从截面1处通过管截面为A（m2、长度为L（m）的管线，以恒定的流量Q输送到高度为h，内压为P2的无限大容器内（如图所示）。假定单位长度的沿程压降与流速的平方成正比，比例系数为k，问截面1上的压力P1应为多少（即写出P1的表达式）?Lh1 Ppgh1pV2Ppgh1pV2 设则∵Q则P1P2pEP1P2LKQ2一、基础理论部分（25分N个自由核子靠核力组成一个重核,其质量亏损为△M1。若组成两个中等质量的核,其质量亏损为△M2，试以质能表示该重核裂变为两个中等质量形式是什么？（1.0分） (0.4分200Mev，主要形式是裂变碎片的动能，次要的有二次及中微子能量。(0.4分) 1）作用是：减少控制棒的数量。 2）作用是：降低初期运行的硼浓渡， 3）作用是：径向功率分布, (0.3分10B10B(1.0分 评分要点 假定快中子经慢化后有2000个成为热中子,已知六因子分别为ƒ=0.9270Pth=0.9622P=0.9065η=1.2121,试填写下图所示的部分中子链中各环节中 被结构材料吸收中反应堆启动期间有如下测量数据源量程平均计数率试根据这些数据,给出一个偏安全的临界硼浓度估计值(保留整数位(1.5分N11Keff (0.3分N 1Keff若将Δkeff换成硼浓度的差,N1CBKCB2变换N2N1CB1CB2N CBK N CB1SR124801240

980 (0.4分SR221001160

(0.4分比较CBK1和CBK2应选取CBK1=740(ppm)为临界硼浓度的外推值.因为在稀释过程中选硼浓度高的偏安全.(0.4分)(则扣0.8分) 定性地绘出快中子通量密度在及水通道内的分布(图中的A点至B 量th是否会发生变化?为什么?(1.5分1BBA棒内只产生快中子,而吸收热中子,因而f在元件内较高,而慢化剂内不产生快中子而使快中子慢化成热中子,因此f较低。(0.4分水燃水通料通道棒道2该栅元内热中子平均通量th会随着燃耗的加深而逐渐增大(0.3分∵裂变能与裂变率成正比,EαRƒth而Σƒ=N5·σ5ƒ由于燃耗不断加深,N5不断减少,故Σƒ不断减少,要维持功率密度不变,则th必须不断增大 分反应堆的次级(SB-BE)在停堆前强度为1.6×108n/s,其半衰期为61天,重新启动反应堆时要求源强不得低于1×108n/s,试问下次启动必须限在多∵Nt=Noexp(-∴exp(-性,在下列两状态下,定性绘出核功率NT和反应性ρ随时间的变化曲线: (1.5分 000

(1.5分 起点8-10h20-30h与横坐标交2）停堆起8-10小时内必须逐步稀释（或提棒，以补偿氙毒增加所引减少所引入的正反应性。（0.5分）逐步降功率运行.降低功率后功率效应将释放正反应性供继续燃耗用.本至80%Pn可延长10天左右运行.行8-10天.下列各项中的因素单独改变时,判断堆芯中(DNBR)min的变化趋势.(只填（5×0.2分R的均匀发热棒，其体积释热率为qv，外面一厚度为δ的包壳，其表面温度为TC。通道中水的主流温度TW，请用这些参数导出包壳与水的对流传热系数α的表达式。RR包发包壳壳 v设包壳外表面热流密度

αα

又q=α(Tc- R2试在下面座标上定性地画出平均通道内的热流密度q和冷却剂ΔT的

（0.4分 (0.15分 (0.3分 (0.15分 曲线图,比较两曲线 134Ｔ 循环等温放热过程的终点仍为汽水混合物,而 是等压的。（2×0.5分）工质比焓的定义式为 ，其中各项的物理意义分别是：是单位质量工质的内能，pv是压力能从热力学过程来看，冷凝水经凝结水泵，近似于绝热压缩过程。4个低加和除氧器，近似于等压预热过程。经主给水泵，近似于绝热压缩过程。经2个高加，近似于等压预热过程。进入蒸度和流体的分别是怎样影响对流传热系数α的？(1.0分数（如ρ、μ、Cp等）也发生变化，一般来说，流体温度越高，α越小。（0.3分）用什么办法可提高热力循环的热效率？这些办法体现本厂的哪些设备采用给水加热，使反应堆的热量地用于产生饱和蒸汽。体现在加压和加热。（0.3分）[×1）UO2的导热率高，金属铀的导热率低。[×]2）UO2的密度大，金属铀密度小。[×3）UO2[〇]4）UO2高，金属铀低[〇]5）UO2化学性能稳定，金属铀化学性能不稳定。[×6）UO2[×]7）UO2抗辐照性能差，金属铀抗辐照性能好。[〇8）UO2（10×0.15分 ,PH=5.5哪些地方因何原因有的（即不能利用的）能量损失A2A2①渐VV流量Q1=Q2 流速V1V2 压力P1>P2 是稳定和连续的流 (A1)>V1V2,

V1·A1=V2三、∵V1V2，有部分静压力转变成动压力，也使P1减小。截面①到②之间管壁的沿程阻力损失、两个90o弯管处，渐扩管

一、基础理论部分（25分 210Po206X （2×0.3分 239Pun128X （0.4 48 （错一个数字该小题不得分 2）慢化剂；3）反射层4）反应性控制；5）层。（5×0.2分某代因235U裂变产生的中子数为N，试从K以六因子表示的(Keff=ppthpff0N个裂变中子经过什么样的中 。。 （0.3分） N11KeffN 1Keff

(0.4分0 B （CK）（CB）若将Keff换成硼浓度之间的关系则由（1）式比例关系可知：BCBK 1CBKCB1CBKCB1CB1CB2（0.4分CBK CBK CB1CB1- 12

CB1 某一核电厂的压水堆在第一个循环中有如下归一化的轴向功率分 顶 件下会出现此功率分布 分中 底

（0.3分）功率分布。（0.4分）率峰移至中心平面以下。（0.4分）反应堆的次级（Sb-Be）在换料停堆前强度为2×108n/s，其半 功率以倍增周期T2=30s上升，随即快速硼化，使反应堆重回临界状提示：以单组缓发中子作简化计算；假定整个过程中温度不变。已知：中子代时间Λ=1×10-3s 等效缓发中子衰变常数λ=0.077s-（ρΛ

1

T

30 (0.5分

1

10.077 △ρ152.3pcm10.15pcm/ 15（无Λ项可不扣分 （1.5分） （1.0分 (0.5分ⅠⅡⅢ对于换料反应堆若分区布置（由内向外235U平均剩余浓度分别3.0%ⅠⅡⅢ0

(0.3分) （0.4分） 一回路水中碱离子（OH-）（CL-F-及游离氧(O)等杂质含量的会显著损害元件的包壳,损害包壳的形式是加速锆合金的腐蚀。此外，水的PH值也应加以控制，使水呈氢氧化锂（LiOH）。监测一回路水中的硼浓度的两种方法是硼表的在线监测和滴定分析方法，其中准确度较高的是实验室滴定分析法。H（m （1.5分） 平均比功率平均功率密度P/H·L-平均热流密度·TW为30℃，试在下面座标上定性地画出平均热通道内的热流密度q和冷却剂温度差△T的分布曲线。 （1.0分）qq （0.4分 （0.15分 （0.3分 （0.15分 1）在元件的半高度处热流密度为qr=360kj/m2·s，半高度处的DNSR为2.10，则临界热流密度的计算值为 .（0.2分） （1.0分） ： 冷却剂系统（RCP）（4×0.25分度q”（结果注明单位，写出计算式（10分） =160×310=49600（w/m2（0.2分 若增大冷却剂流量，则临界热密度qDNB 若降低冷却剂平均温度，则qDNB 若降低通道压力，则 压水堆中对包壳有哪些基本要求？大亚湾核电厂现用什么材料？（1.5分）有良好的热物理和机械性质（例如高，热导率高有足够大亚湾核电厂现用的材料是锆合金，Zr—4合金。的主要路径及设备，若电厂工作压力是15.5Mpa。 （1.5分）压力 压力

（6×0.2分主系统环 下 下泄

再 主系统环

PWR反应堆中的核过程主要属于哪种反应类型？简述它们的反应过程以及该反应对于PWR核电厂的重要性。子将其部分或全部动能传递给H核，使其速度变慢，成为热中辐射俘获（n，238U239U。239U经过一次中子与冷却剂水H2O中的氧原子的发生碰撞并被氧原子核吸放出β和γ，SG传热管破裂的慢化剂物10B吸收一个热中子后，放出一个α粒子，最终7Li。10B（n，α）7Li是压水堆中控制反应性的可溶硼或

=2.4311；快裂变增加250个中子；泄漏出堆芯的热中子数为200个； ⑥1000010000 ⑤4110 0.1，此时反应堆刚好临界（Keff1。板所引入的反应性（pcm（结果舍入到整数）由KeffKeff=Kf 其中f和t分别为快中子不泄漏几率和热中子不泄漏几率。f=1- t=1- K

f

=1.26263Keff=K.f.t=1.26263×（1-0.121）×（1-In1

In0.987770.01231 .[×B添加正反应性后的中子计数率增长情况是：如果反应性.由次临界外 K21 应的次临界度为1- -3△K。如果C22，即CC111

2，因此要求首次的反应性添加量△

5

R棒微分价值： wR=4.28pcm/步 R棒的棒位将Tavg调回TrefR棒的棒位？（假定参考平均温度与T90 △Tref=Tavg－T90=306－308.14=-2.14℃ 补偿温度偏移所需的R棒移动步数：

42.810

IfINdNXe

)(

XeN Xe I

Xe

上两个微分方程中的dNI和dNXe等于零。 （0.2分） N()IfII

aNXe()a

NI（）与堆芯热中子通量密度成正比； 对于NXe（）,有以下三种情况：当XeXe时，与堆芯热中子通量密度12

假定有一个很大的均匀介质，其热中子宏观吸收截面为t时刻取υ=2200m/sec、宏观吸收截面=0.022cm-1，求中子的衰变率a.dnnb.dnn

c.dn

nn

dn

Rdt

dt

a

a 2.04

（0.15分） 度最低可达300℃，功率最低可达92%FP。在延伸运行期间，堆芯出、温差相对较小，导致轴向功率峰向堆顶移动，堆芯轴向通量差将增加，即ΔI将向更正的方向偏移。延伸运行期间，系统的反应性只能通过降低一回路温度和/或功率来补充。G棒全提到顶，一回路硼浓度不能进一步降低。即产生氙振荡的可能性趋于增大。 降低必须保持在一定的限值之内，满足调整后的温度与功率的对应曲线。 反应性裕度以维持一定程度 和ΔI M=202t，冷却剂硼浓度Ci=800ppm，此时控制棒下插引入反应性2700pcm液，其硼浓度CB=7000ppm。忽略停堆后降温降压引起的系统质量临界深度（pcm。 wB10pcm/

15003000200

mMlnCBCBC

CfCB(CBCi)e 7 7000(7000800)e202次棒pXeSm

0200(1011800) 3510 的功率水平（25%FP、50%FP、75%FP、100%FP）2000小时随时间的变化曲线（画到停堆后足够长时间（1.0分）

149Sm的负反应性略低于600pcm（0.1分）1200pcm（0.700pcm（0.800pcm（0.900pcm（0. B.过热蒸C.饱和 D.湿蒸 A.增 B.减C.增大到一定值后不变D. B.减 D.先增大到一定值后再减 B.减 D.先增大到一定值后再减 A.相 B.大C.小 D.无法比衡时的压力与原来压力相比[C] B.大 D.无法比 的热量Q′是多少？ （1.0分）1）Q=hI2）w(h1h01)(1a)(h01h2

Qh'01 降通道混合水密度为avg为，参考管内水的密度为r，参考管的两H及L1，差压计测得的压差为△P。请依此求得蒸汽发生器的测量水位h（1.0分）对于A点：PA=PV+r.g.HA点：PPr 对于B点：pPI 对于差压计：△P=PPg.(r.

.h)g.L(r.l如图所示，圆管管段1（1-3-5）直径为D，长度为L1，处压力全部管段（1-3-5-4-2）的沿程阻力系数为，局部阻力系数之和（弯头、阀门及泵）为ζ，的质量流量Q，若两个阀门全开。请问： Q=.V.A4

.V.D2，VVV2 2

（0.2分P

（0.2分2

2

（0.2分EPP

2（0.2分 Pgh 1PPgh 2 （0.4分 P1gh1PPP2gh2PPP2P1g(h2h1)PP

（0.1分（0.2分如图，平板厚度为δ，TW1TW2，平板的体积

qQTW1TW k （1.5分）扩展热面积F 收的热量。（0.3分）律，只有当两种流体间的温差△tk＞0时，蒸汽发生器的热交换才能进行，一般△tk=10~25（0.3分） RCP系统冷却剂平均温度阶跃增加，传到二回路的热量增加，使的水汽化，上升通道泡份额增加，汽水混合物出现“膨判断题（正确的画○，错误的画×）（1.0分[×]A.功率运行过程中，芯块中心温度主要取决于芯块[×]B.芯块中加入毒物的主要目的是防止芯块与包壳之间的性和功率分布）[×]C.芯块与包壳之间充氦，主要原因是：氦是惰性气体，[×]D.反应堆停堆并降温降压后不久，冷却剂中的放射性增加，应堆停堆，包壳内外侧将产生压差，131I等裂变产物会[○]E.对轻水堆元件破损有影响的因素中，包壳的延展

σχ中子与靶核发生xΣχ中子与靶核发生xφτ中子 一个中子在中穿行单位距离引起核裂变的次数为：Σf 额定热功率P=2895MW。如果不计其它裂变核的裂变能，00

∵

1

10

∴1J3.12×1010

NfN

mf=235N235=2357.81024

6.02310

ma=m

235 快裂变因子：ε热中子不泄漏几率：Pth快中子不泄漏几率：Pf①被吸收的热中子总数55 ②N=nεPpPf ⑥N=nεPpP(1－ff a a天然硼B00（1.5）f的变化。（a设部分的均匀化热中子宏观吸收截面为F，假定硼化后堆芯宏观a

k△ρ=lnk

lnf0

=ln a

（ e 因为：NBmBN0 A B AB

A

eaB a 75510246. （0.1）

dB

4.76106 （1.0分选择（为2200ppm，会使反应堆的keff增大的情况是： 2.5℃。C.调整堆外电离室位置以便增加源量程的计数率。D.堆芯重新放入一个新的。 （0.5分选择（B.后续循环堆芯的反应性要大。 （0.5分 （1.5分 （0.4分 芯下半部，△I减小。 （0.25分）B→CBC：固体可燃毒物作用很小主要依靠可溶硼的稀释来补偿燃 （3×0.2分（EOL半部分的功率之比分别为0.885和1.174，试求从寿期初到寿期末，堆 （1.0分）在寿期初：R P0.885TPPB

PTPPB

P AO PBTPBT PP 1 P PP 1 P AO

B价值10pcmppmw=4pcmBBB（0.1 P1501001500

0

wHH4300600

iPXeRBi

BB B

330

C BC BB B

330

C1C0C222330552 H P1575100375pcm （0.2 wC10580600200

300 wH

w

2756.875 （1.0分 判断正、误（对的画“○”，错的画“×”，不画不给分）[×]B.大亚湾核电厂一回路冷却剂总装量约202t，将硼浓度从340ppm稀释到330ppm，需要注入约6吨除盐水。[×]则度减小，堆芯内的硼含量减少，引入正效应，因此A错。CC1由于mM B202C1B

6.03t，因此B由硼浓度的定义：由硼浓度的定义：C B mBmB剂水装量为正，因此C正确。D线上的A点。 开始时（A点稳压器内的蒸汽和水处在饱和状态。稳压器突然卸 （0.2分） （0.1分） （0.1分） （0.2分） 表示。为什么这一热力循环的热效率比上述循环的热 计算该 1

2a5632 SSSS

SSSS

h 试证明：该蒸汽发生器的．R

f h 提示：蒸汽发生器的循环倍率R环行下降段的流量mDFRhFhfh hR fhinf

：然后证明R ：h hRh

：：：Li：Di：流道的当量直径ρi：流道中水的平均密度Si：旁通通道和加热通道的形阻压降和摩擦压降均按流道中水的2KG22 p 其中，KGρ为流体的密度；f为摩擦阻力系数；L为流道的长度；D为流道的当量直径。

示局部形成阻压降；t表示总压降。 p1,tp 再利用已知条件p1,ap2a0，p1,ep2,e1, 1, pp KfLDG pp 1 1, p KfLDG p

2 KfLKfL/DKfL/D 2 1 S21S2（ONBff包壳的外壁温度TONB。••该热棒的轴向功率峰因子 T

0.25eP6.2 106其中，TWO为外壁温度（；TS为饱和温度（；q″为热流密度（W/m2；p为压力（MPa。ffqFzP （ q 可得：qq/d1.279106(W/m2) TONBTONBq q pTONB T25 exp 106 f代入数据计算后得：TONB f热点处包壳的外壁温度TONBTONBTONBqh347.14 ．如下图所示，一个上部与大气相通的大d、长l、沿程阻力系数为垂直管向大气泄水。局部阻力损． 为： lG2。其中，G为质量流速 V V11z 2 2z V1 V1 lVh hd

2V2

2424 z Re热通道的平均压 p=15.5MPa；从热通道进口(Z=―LR/2)到高度ZQ（Z）在15.5MPa下的过冷水的密度和比焓如下表示：584.76kg/107.18kg/aa

h1621.2kJ/kgh2596.6kJ/

z LReqL z LmaxResinLsin2LR Re Re

这里h1621.2kJkgh2596.6kJkg

（Q41.842sin1.825 Qhx h .32

堆的温差。当保持一定的堆芯平均温度时，则堆的温差。当保持一定的堆芯出口温度时，则冷却剂 （0.3分） （0.3分）量增加会使一回路的设备与管道尺寸增大。（0.2） （0.2分）820 （0.1分）件（流速、部件流道的几何形状、蒸汽含量、水化学条件（pH值、氧 （0.4分）趋势，对减薄严重的管件及时进行更换或修复。（0.2） （0.1分） 行距离x被吸收的几率Pa的表达式。（提示：P=穿行距离x被吸收的中子数=n(0)n(x) （1.0分）dx被吸收的几率为∑adx，ndx被吸收而损失的中子数dn为：Pa=n(0)n(x)=1-n(x)=1-ea 常用数学：微分方程：dy=aydx（a为常数） 积分：dx=ln(x)+c（c为常数）x已知堆芯的缓发中子有效份额βeff=0.0065，缓发中子平均ld=13sec，瞬（1.5分平圴中子lls（1-βeff）ldβeff=10-5×0.9935+13×0.0065=0.0845sec（0.5分）=l0.0845 （0.2分 G=t=60

（0.3分 （0.5分（取l亦算对①20238U②20③50个中子被238U吸④40⑤170个热中子被非物质吸⑥100235U⑦260238U⑧235U通过计算确定反应堆所处的状态（即临界、次临界、超临界（1.5分keffn8=975 keffn81000

（1.0分（0.5分（1.5分）设反应堆的初始次临界度为k0，第一次和第二次添加正反应性后的次临界度分别为k1和k2C0、C1C2，则由次临界外推：

k0=

k0=2

k

k2=

k1=

k1=4

k11k 8

2

k

（0.2分

k1k23k （0.2分8 （0.2分 3 2=

0= 1

（0.5分 已知各个区的平均热中子通量密度分别为1、2a1、a2f（1.0分1V2=π（r22-r (2×0.1分1

V1a11V2a2

111a2r2(r2r2111a22 10-8A，那么，反应堆功率指示从（1.5分）反应堆的功率将以大约-80sec的周期按指数规律衰减。

（0.5分 （0.5分 ln108= （0.5分 3135I135Xe浓度随时间的变化曲线。（1.0分）BBB （1.0分）B（kg/sec

dCf

f

(0.4C(t)=C(0)e (0.2分tf=-Mln

ln0.8 （0.2分EOL EOL

（只要结果正确，算全对（步求调节棒的微分价值（忽略裂变产物的反应性变化功率亏损 硼浓度的变化

（1.5分（0.5分调节棒引入额反应性＝－（功率亏损＋硼浓度变化的反应性

微分价值＝

1002.5pcm/

（0.5分水的密度＝999.55kg/m3。那么在管道出口处的流速为多大？（假定地坑（1.5分＝p2），参考点1处的流速ν1＝0

v2

v2

v 1v v

p1ppppppfgz2z1

=g

2

2.22.210520000999.559.8120=2.79m

假定堆芯非部分的均匀化热中子宏观吸收截面为∑a＝0.21/cm,均匀化热中子宏观吸收截面

0.161 a引入的反应性（pcm。 （1.5分）a其他因子的变化，只考虑热中子利用系数f的变化。 （0.5分）

F

kk0lneffk0

f1

0.053195319 (0.5分 循环和循环曲线图为什么在的压水堆核电站不采用水成蒸汽的 循环而用循 （1.5分）湿蒸汽进行压缩，这样的压缩机耗资巨大需消耗很多的能量。（0.3分） （0.4分）（1.5分如果在控制棒全提出堆芯的情况下，通过硼化将堆功率降低到50％FP，那 （1.0分） （0.5分（1.5分冷却剂温度升高引起堆芯最热部分向饱和泡核沸腾移动，从而更接近2)（1.0分（0.2分因而密度下降，使温度较低的冷却剂往动。利用热源与热阱之间的流道，热的冷却剂向上流向热阱，然后被热阱冷却，再向向热（0.3分（0.5分 （1.0分 （1.0分SAbcBA＝饱和水汽化所需的热量SBcdDB

（3×0.2分(2×0.2分问答题 （1.0分Ag、In、Cd都是中子的强吸收体，从物理的角度解释为什么控制棒吸收材料要采用三者的组合即Ag－In－Cd合金？ （0.15分）Cd的热中子吸收截面很高（2450靶；In1ev~2ev以下中子几乎能全部吸收；（3×0.1分小，所以控制棒广泛采用Ag－In－Cd合金作为吸收材料。①高（4×0.1分结水泵出口连续加入氢氧化铵（NH4OH。

一、压水堆核电厂理论基础（25分裂变产物所发出的β射线，其能量主要消耗在元件内（部件或介质（0.25分）其消耗（与介质的原子相互作用）的形式有：电离、激发、韧致辐射、湮没辐射、契仑柯夫辐射。a99.28%238U0.72%U组成的均匀混合物。已知：对热中子的微观吸收截面，a82.705681巴，天然铀的密度ρ为19.0g/cm3，加常数NA=6.02×1023原子/摩尔。1巴=1×a要求：1）写出天然铀热中子宏观吸收截面Σa（天然U）a(天然U

55N

2）N

0.0072 0.9928

196.0210230.00723.501020（核数190.99286.0210234.771022（核数 a(天然U

3.50102068110244.7710222.7100.367(cm1

(0.2分BOL堆芯1：所有组件均由2.4%富集度组成；要求：1）在同一座标上，以最大功率点归一，分别定性绘出两堆芯半

fu

HOHaBa

a a aa ③水的密度减小，使部分硼排出堆外，使 （0.4分）

aa2)的绝对值最小。而在寿期末，硼浓度很低，αm接近纯水作慢化剂的瞬时降功率至热态零功率状态（2，试问：20等效满功率天的燃耗Δρ燃耗负值满功率至零功率的功率亏损Δρ功率正值 Δρxe负值 Δρsm负值

功率Bsesm

上升到多高水平即会停止？（以%PN为单位，列出计算式，保留两位有效 ∵TT2

28

11103

10.077

2.481051.58121.606105k/k160.6P160.6 曲线评分要点：1）起点为 2）1002800pcm（0.3 在所示的局部元件栅格中（在远离分区界面的同一组件内定性地中子，因此Φf较低。向堆中心方向Φth和Φf超向升高。 棒内238U的概率会增加。[×]1）燃耗末期元件的导热比寿期初要好得多，其原因是裂变气芯块与包壳之间的间隙减小以至。 (0.35分) 剂主流温度Tw低于Tsat的条件下，冷却剂会处在什么沸腾工况？这种 （1.0分）此时发生过冷泡核沸腾工况。（欠热泡核沸腾）（0.2）Ⅱ——泡核沸腾（沫态沸腾） （0.7分） 温度℃饱和蒸汽焓 （1.5分）

h(292)1300KJ/kg 饱和蒸汽焓水焓h(345 340.41.22.35 其中：1—22—33—4汽轮机高压缸作功段4—5中间汽水分离再热器5—6低压缸作功 （0.2分）180℃给水焓h′=763.1KJ/kg；260℃饱和水焓hB=1134.9KJ/kg，饱和汽焓h″=2795.4KJ/kg；汽化潜热γ=1661.5KJ/kg∴ ∴每小时SG中带走的热量为 108W/m3TC=340℃，包壳外表面对流传热系数 ×104W/m2℃，已知芯块的直径d=8.4mm，包壳外径d=9.6mm，试求该热点处的冷却剂平均温度TW（忽略轴向传热，精确到0.1 qd2dchTT qd 7.8108 T u340 4dC 11列出PgZV2PgZV2 WV1A1V2 W P2P1g(Z1Z2)22(A1A2 1109009.85 2900 11054.411041.35

1比P5.76104Pa4.41104Pa是势能转换而来，1.351问答与填空 （1.0分有两不种不同的吸收热中子材料，它们的微观及宏观吸收截面分别是σ1、σ2 Σ1、Σ2。假σ1＞σ2，在什么条件下一定会有Σ1＞Σ 定是Σ1＞Σ （0.4分 某核素AΧ在发生核反应后转变成A－4X，该核反应是α Z－2某核素AΧ在发生核反应后转变成AX，该核反应是β Z－1（ （1.0分水层水反 水层水反 （2×0.5分J0分布；有棒时中子通量低凹的范围；反射层内影响程度；平均功率归一。（一个要点错误扣0.5分，两要点以上的错误不得分）2）A12个针形棒，并放入原高度上（如Al3（1.5分Al3 ll

235U235U238U238U与中子的吸收 （5×0.1分（5×0.2分其它任何参数不变，中子总数N是否有可能随时间不断地增长?为什么？（1.0分

根据以下135Xe的产生消耗简图导出长期运行在某功率下饱和浓度NI和Nxe的表 （1.0分）γI，γxe135I135XeλI，λxe135I135Xe 135Xe产生率率 135I产生率

λI

（0.6分 （0.4分 λxe＋σ分别定性绘出热中子通量φth和中子通量φr在棒和水通道内的分布并简 （2×0.3分这是因为238U对中子有更强的吸收使到达芯块中心的中子极少， （2×0.2分）12341234曲线 100%额定功率停堆曲线 曲线 75%额定功率停堆曲线 停堆 （0.8分应性值相同。（0.3分）149Sm149Sm浓度的平成正比。（0.4分）首次装料的核电站压水堆，已知其冷态（30℃）下的过剩反应性△Kex=0.26，当它在100%功率下运行了5d后维持在热态停堆，若此时停堆深度为-0.06，试将停堆10h后补偿过剩反应性的各种因素以及他们分别补偿的大约数（以△K为单 （1.5分）大约数值例 和慢化剂的温度效应（冷态→热态某核电厂压水堆长期稳定运行在高功率下，其轴向稳定功率分布如图1中实线所线所示，继而轴向氙。试从物理机理上解释A区的功率密度：aab··c·21·图 图子而消耗量减少，135Xe135IAKeff减使得a点的功率密度逐渐降低。（0.4分）但这一过程不会的单项发展下去，其原因有二：一是中子通量进一步倾2b点的功率。（0.6分）增加，功率增加，φth135XeAKeff更增加，功率更增加，φthb点功率逐步增加而靠c点。（0.5分）判断与更正 （1.0分……热…… 反应堆，初期堆芯的β应为Iβ。（0.2分[×]2）燃耗末期，在相同的平均温度和压力下，插入控制棒组会使慢化剂的温度系数am更负一些，主要是因为控制棒组的插入吸收了大量的中子。……排出了部分慢化剂，使H2O/U减小，堆芯更欠慢 （0.4分239Pu的累积使βeff变小，使相同的ρT2越（0.4分）判断与更正 （1.0分[×1）管道内单相液态的稳定流动形态只是指层流而不包括湍流，因为湍流存在 ]。[×]4）液体的是液体的重量和它所占的体积之比 100%Pn2秒。试在下面坐标图上分别定性地绘出堆芯棒的平均热流密度q和剩余核功率p随时间的是这种相对变化？（1.5分）平均热流密度平均热流密度0开

落 停堆时间 （2×0.5分P（t期裂变产物及（n，γ）反应产物的衰变热。（0.5分）L··RL的一段内，已知表面换热系数为h，冷却剂的主流温度为Tw，试用这些参数导出棒L··Rq为表面热流密 （0.3分又∵q=h（TfTw） （0.5分 （