整理核反应堆物理分析和原子核物理习题文档格式.docx

整理核反应堆物理分析和原子核物理习题文档格式.docx

《整理核反应堆物理分析和原子核物理习题文档格式.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《整理核反应堆物理分析和原子核物理习题文档格式.docx（58页珍藏版）》请在冰豆网上搜索。

104.简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。

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。

i=1，2，…6

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；

Keff（t）：

为与时间相关的Keff；

βeff、βieff：

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；

λi：

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ρ，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。

t时刻第1－6组缓发中子的产生率的总和。

t时刻第i组缓发中子先驱核的产生率。

λiCi（t）：

t时刻第i组缓发中子先驱核的衰变率。

S（t）：

107.当0<

ρ<

βeff的情况下，根据上题解的形式，定性画出N（t）～t的关系曲线。

108.在上题曲线中，请指明瞬变段、过渡段和稳定段。

1.瞬变段2.过渡段3.稳定段，在这段的周期称为渐近周期或稳定周期，平时所称的反应堆周期也是指这段的周期，即功率上升e倍所需的时间。

109.什么是倒时方程？

倒时方程是表达反应堆周期和反应性之间的关系式，是反应堆运行中通过测量周期来确定反应性方法的理论依据。

110.给出倒时方程。

式中ρ为反应性，T为e倍周期即周期Te。

111.给出Te和倍增周期T2的关系。

112.给出等效单组缓发中子近似下的倒时方程。

式中βeff为缓发中子有效份额，λ为等效缓发中子衰减常数。

此式对于估计反应性很方便。

113.六组缓发中子的平均寿命是如何计算的？

114.等效单组缓发中子衰减常数λ是如何计算的？

λ：

定义为六组缓发中子平均寿命的倒数。

即

式中

115.反应堆运行时，监测堆芯中子通量密度分布的目的是什么？

主要目的在于要保证堆芯里任何一点所产生的最大功率都不会导致燃料元件（包括芯块和包壳）的损坏，其次是全堆芯核功率的度量和监测。

116.压水型反应堆稳定运行在90%FP，此时手动功率调节棒组在20秒内连续提升20步后停止不动，按HZP下刻度计算输入了约＋100pcm的反应性。

假定此反应堆不带二回路运行，试在坐标图上分别定性的画出堆芯反应性和功率随时间的变化曲线。

117.上题中若堆芯中央插入一束控制棒，фth的径向分布有何改变？

为什么？

掉棒后的фth的径向功率分布由下题右图中的虚线所示。

中央C位置落棒后，C及其附近的热中子被控制棒大量吸收，所以C位置及附近区域形成фh的凹坑，因为保持功率不变即堆芯平均通量

不变，所以四周的фh要比原来的高（如图所示）

118.定性绘出由同样富集度燃料组成的堆芯内热中子通量Φth的径向分布（带反射层，无燃耗）。

全提棒时热中子通量分布基本上符合贝塞尔函数（或者说明形状也行），反射层内有热中子峰。

119.对于新建反应堆若燃料分区布置（由内向外分别为1.8%、2.40%.3.10%），定性画出径向功率分布曲线。

120.请定性绘出热中子通量在燃料内及水通道内的分布。

121.请定性绘出共振能量的中子通量在燃料内及水通道内的分布。

122.请定性绘出共振区以上的快中子通量在燃料内及水通道内的分布。

123.请定性绘出快中子通量在栅格（元件与元件之间）内的分布。

124.请定性绘出热中子通量在栅格（元件与元件之间）内的分布。

125.请定性绘出新建反应堆在热态零功率、寿期初、无氙、ARO情况下堆芯归一化轴向（Z）功率分布曲线并简要说明形成这种功率分布的原因。

上下无冷却剂温度差，无燃耗，以中心平面为对称，近似于截余弦函数（cosπZ/L）分布。

126.请定性绘出新建反应堆在热态满功率、寿期初、无氙、ARO情况下堆芯归一化轴向（Z）功率分布曲线并简要说明形成这种功率分布的原因。

无燃耗堆芯下半部冷却剂温度低，上半部温度高，功率峰值下移至中心平面以下。

127.请定性绘出新建反应堆在热态满功率、寿期末（换料前）、无氙、ARO情况下堆芯归一化轴向（Z）功率分布曲线并简要说明形成这种功率分布的原因。

堆芯经过全寿期燃耗，中心平面附近燃耗及下半部燃耗深，上部燃耗浅，故上半部峰值，较大，而下半部水温较低，虽然燃耗浅，但温度效应占主要地位，因而出现下半部峰值，故呈马鞍形。

128.请定性绘出新建反应堆在热态零功率、寿期末（换料前）、无氙、ARO情况下堆芯归一化轴向（Z）功率分布曲线并简要说明形成这种功率分布的原因。

中下部燃耗深，上下无温度差，因而峰值出现上部。

129.何谓临界试验中的“核发热点”（POAH）？

这是临界试验中功率的限制点。

由于堆功率在核发热点以上会明显地引起燃料的多普勒效应以及慢化剂的温度效应，对这一阶段的试验和测量　结果产生较为明显的误差。

130.寻找核发热点（POAH）有何意义？

（1）限制临界试验中的反应性价值测量在核发热点以下功率范围内进行，以保证试验测量的精确度。

（2）功率在此点以上，即有明显的核功率，也可认为是核功率的起点。

（3）对功率运行不具备任何实际意义。

131.如何寻找“核发热点”？

在保持温度、压力、硼浓度不改变的情况下，从尽可能低功率的临界状态提升一段控制棒，使堆功率（中子计数率）有一稳定周期增长，随时间记录计数率变化，在半对数坐标中标出计数率－时间的的关系曲线（如右图）。

假如没有核发热引起的反应性反馈，则lnN～t曲线是一直线。

若观察到此曲线开始弯曲，则此弯曲开始处，则是发热点的位置。

必需说明这是逐渐变化的过程，因此发热点并不是一个点，而是一小段区间。

132.试说明次临界反应堆内中子总数表达式的由来？

假定外中子源和中子通量密度分布是均匀的（即点堆模型），设中子源每代发出S个源中子，那么在反应堆内经过增殖后

第一代末的中子数N1=S+SKeff

第二代末的中子数N2=S+SKeff+SK2eff

……

第m代末的中子数Nm=S（1++Keff+K2eff+……+Kmeff）

因为是次临界，Keff<

1，中子代时间约10-4秒，故在很短时间内m近似于∞，第m代末的中子数Nm是一个收敛的等比级数，可用下式表达：

这就是很有用的次临界增殖公式。

133.简要说明次临界增殖公式的物理意义。

（1）对于次临界反应堆，当外中子源和次临界度不变时，系统的中子总数趋近一稳定值。

（2）次临界的反应堆对外中子源有放大作用，放大倍数是1/（1-Keff）。

（3）系统越近于临界，即Keff越接近1，N就越大，当Keff＝1时，中子总数无限增大，中子总数的倒数（1/N）就趋近于零，这就是用计数率倒数方法（1/N）外推趋近临界的理论根据。

134.假定全部为新装燃料的反应堆内有一强度为1000中子/每代的外中子源，已测过235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。

堆的次临界度为1pcm，假定中子不会从堆内泄漏出去，堆外无中子射入反应堆。

试从理论上估算：

当堆内中子数趋于稳定时，堆内中子总数约为多少？

次临界下稳定后增加公式：

∴　稳定后有：

N=1050×

105=1.05×

108中子

135.假定全部为新装燃料的反应堆内已测过235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。

当中子数趋于稳定时，中子总数约为多少？

每代中子源强：

　　S＝50　中子/每代

次临界下稳定后增殖公式：

∴　N=5×

106中子

136.假定全部为新装燃料的反应堆内已测过235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。

堆的Keff为0.99，假定中子不会从堆内泄漏出去，堆外无中子射入反应堆。

∴　Keff=0.99N=5×

100=5000中子

137.反应堆在计数外推达临界时，假设逐步向堆内添加的反应性可以任意小和任意缓慢，试从理论上分析（即不考虑规程的限制及连锁保护等）能否在反应堆保持次临界的情况下，使反应堆达到相当高的功率，例如50%FP？

请解释为什么能或为什么不能？

从理论上分析是可能的。

根据次临界下增殖公式n=S0/（1-Keff）分析，n是计数率，（正比于堆功率），S0为中子源强度，Keff为有效增殖因子。

当Keff无限地逼近于1而仍小于1时，堆仍处于次临界。

但n趋于∞，所以堆功率完全可能达到50%FP。

138.既然在理论上可以在次临界下可以使反应堆达到任意高的功率，而运行上却不采用此方法？

此方法在实际上是不可能实现的，这是因为当Keff比较接近于1时，由于温度的波动，控制棒和燃料棒的振动，硼浓度和冷却剂流量的不均匀性等等的因素使Keff不可能维持一个恒定值，因而不可能使Keff无限地接近1。

因此实际运行上还只能使反应堆超临界提升功率。

139.什么叫同位素？

列出铀，钚和氢的三种同位素。

原子序数Z相同但质量数A不同的核素叫同位素。

铀的同位素有23392U、23592U、和23892U

钚的同位素有23994Pu、24094Pu、和24194Pu

氢的同位素有11H、21H、和31H

140.天然铀中U－238约占　99.3%，U－235约占　0.7%。

141.天然硼中B－10约占　18.83%，B－11约占　81.17%，对中子吸收最强的是　B－10。

142.何谓放射性？

放射性系指原子核不受外界影响自发地通过核辐射而衰变的现象。

143.试给出放射性衰变常数的定义？

某种核素单位时间内原子核衰变的几率。

用表达式表示，即为：

式中：

dN/dt为单位时间内衰变的核数目。

　N为在时刻t时存在的某种放射性核的数目。

144.什么是放射性核素的半衰期和平均寿期？

（1）放射性核素的半衰期是放射性核的数目衰变到只剩下初始数值一半所需的时间。

如果对衰变率的表达式-dN/dt=λN进行积分，就可得到：

N=N0e-λt，根据半衰期的定义e-λT/2=

，则半衰期

。

（2）放射性核素的平均寿期是放射性原子核从产生到衰变完，平均所需要的时间。

它是衰变常数的倒数，一般用tm表示。

145.写出放射性活度及单位――居里Ci、贝可Bg的定义。

放射性活度是某放射性核素（或放射源）在单位时间衰变的原子核数目用I表示，即

1居里＝3.7×

1010次衰变/秒，相当于1克镭的放射性活度；

1贝可＝1次衰变/秒。

146.一种核素的质量数和原子序数在下列衰变中如何变化？

①α衰变②β衰变③γ衰变④n衰变

α衰变：

质量数减少4，原子序数减少2；

β衰变：

质量数不变，原子序数增加1（β-衰变）或减少1（β+衰变）；

γ衰变：

质量数与原子序数保持不变；

n衰变：

质量数减少1，原子序数不变。

147.α、β质子，正负电子等射线为　带电　粒子，中子γ、X等射线为　中性　粒子。

148.相对于电子质量而言的重带电粒子，如α粒子、质子、氘核、介子等在介质中运动时，与介质的原子发生哪些电磁作用，使带电粒子的能量损耗？

①电离②激发

149.快速运动的电子或β射线在介质中运动时，除了重带电粒子所有的非弹性散射（引起原子的激发和电离）外，还有哪几种主要的电磁作用：

①轫致辐射②湮没辐射③契仑柯夫辐射

150.何谓电离？

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大于原子核的束缚能，则电子将脱离原子轨道，成为自由电子，使得整个原子带正电，这种现象称为电离。

151.何谓激发？

如果带电粒子赋于电子的能量小于原子核的束缚能，因此电子仅升至较高能级而无法脱离原子，这种作用叫激发。

被激发的电子会改变运动轨迹，原子会在放出电磁射线后恢复到初始状态。

152.　红外线、可见光、紫外线是　原子的外层电子　受到激发后产生的，伦琴射线（X射线）是　原子的内层电子　受到激发后产生的，γ射线是　核衰变或核能级之变化　后产生的。

它们都是一个一个光子组成的粒子流。

153.　光子（例如γ射线）物质作用的3种最重要的效应是：

　光电效应　、　康普顿效应　和　电子对效应　。

154.　什么叫光电效应？

当一个光子与物质原子作用时，光子把全部能量交给原子，使它的一个轨道电子发射出去，而光子本身则消失，这一过程称为光电效应。

光电效应中发射出来的电子叫光电子（自由电子）。

155.　什么叫康普顿效应？

康普顿效应是光子与原子中电子发生非弹性散射，光子把部分能量转移给电子使其反冲（原子电离），而能量降低了的光子则被散射，反冲出来的电子称为康普顿电子或反冲电子。

156.　什么叫电子对效应？

光子有可能在原子核的库仑场作用下，转化成为电子偶，结果光子本身消失，产生了一对电子e+、e-，这一过程称为电子对效应。

根据能量守恒定律，产生电子对效应的γ光子能量必须大于1.02MeV。

157.　试列举出运行中的轻水堆γ射线的三种来源？

核裂变、裂变产物放射性衰变；

活化产物放射性衰变；

中子辐射俘获（n，γ）反应；

快中子非弹性散射（任何三种）。

158.　为什么要用轻元素来屏蔽β射线？

是为了减少由β射线产生的轫致辐射的数量和能量。

159.　为什么当射线穿过屏蔽层时，屏蔽层会变热？

这是由于射线穿透时，把能量传递给了屏蔽层而导致其变热。

160.　α射线与β射线的最大射程取决于　射线的能量　和　所在介质的密度。

161.　射线除与介质的原子发生电磁作用外，还可能与核发生各种类型的作用，如以入射粒子和出射粒子的异同来区分，有　核散射　和　核转变　两种过程。

核散射（出射粒子和入射粒子相同）又分为　弹性散射　和　非弹性散射　。

核转变（出射粒子与入射粒子不同）包括通常的核反应与核衰变。

原子核的裂变是核反应的特殊类型。

162.　请解释核转变。

核转变：

凡是出射粒子与入射粒子不同的核反应就称为核转变。

163.　何谓“质量亏损”？

一个原子核的实测质量小于组成该原子核的所有单个质子与中子的计算质量之和，这一质量差异称为质量亏损。

164.　试给出爱因斯坦能量－质量关系式？

E=m·

c2，式中E－能量；

m－质量；

c－真空中光速。

1原子质量单位相当于931MeV。

165.　什么叫结合能和比结合能？

由质量亏损的概念，单独核子在形成原子核假想过程中所释放出的能量总和称做结合能；

比结合能是结合能与核的质量数A之比，即每个核子的结合能。

166.　如何从结合能的概念来解释核裂变时会释放出能量？

从比结合能曲线可以看出，重核的比结合能（约为7.5MeV）比中等重量核的比结合能（约8.4MeV）小，故而重核分裂为两个中等核时就会放出能量。

167.　反应堆中子测量主要采用哪些探测器？

给出其所利用的核反应。

1.裂变室（n,f）反应；

2.测量球系统（n,p）反应；

3.自给能探测器（n,β）反应；

4.BF3计数管（n,α）反应；

5.（n,γ）Co59功率分布探测器。

168.　为什么BF3计数管不能用于功率运行阶段的核测量？

由于功率运行阶段通量很高，如用BF3计数管测量通量，则会很快达到B的耗达允许值，BF3计数管很快损坏。

169.　中子与原子核相互作用的机理有哪几种？

中子与原子核相互作用的机理有三种：

复合核的形成、势散射和直接相互作用。

170.　什么是势散射？

它是中子波和核表面势相互作用的结果，中子并未进入靶核。

任何能量的中子都有可能引起这种反应。

这种作用的特点是：

散射前后靶核内能没有变化。

入射中子把它的一部分或全部动能传给靶核，成为靶核的动能，势散射后，中子改变了运动方向和能量。

势散射前后中子与靶核系统的动能和动量守恒，所以势散射为一种弹性散射。

171.　什么是中子与原子核的直接相互作用？

所谓直接相互作用是指：

入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使某个核子从核里发射出来，而中子却留在核内。

如果从靶核里发射出来的核子是中子，而靶核发射γ射线，同时由激发态返回基态，这就是直接非弹性散射过程。

172.　解释复合核的形成机理。

复合核的形成是最重要的中子与原子核的相互作用形式。

在这个过程　中，入射中子被靶核AZX吸收，形成一个新的核－复合核A＋1ZX。

中子和靶核两者在质心坐标系的总动能就转化为复合核的内能。

同时中子的结合能也给了复合核，于是使复合核处于基态以上的激发态（或能级）。

173.简单介绍复合核的激发态衰变的几种方式。

复合核的激发态衰变有多种方式。

由于激发态的能量是统计地分配在许多核子上的，因此复合核可以在激发态上停留一段时间。

当核内某一个或一组核子得到足够的能量时，复合核便通过放出一个核子或一组核子而衰变。

（n,p）反应，即放出一个质子的衰变。

（n,α）反应，即放出一个α粒子的衰变。

（n,n）反应，若放出核子是一个中子，而余核AZX又重新直接回到基态，就称这个过程为共振非弹性散射或称为复合非弹性散射。

（n,n’）反应，如果放出中子后，余核AZX仍处于激发态，然后通过发射γ射线返回基态，就称这个过程为共振非弹性散射或称为复合非弹性散射。

　　　　（n,γ）反应，复合核也可以通过辐射俘获γ射线而衰变，此过程称辐射俘获。

（n,f）反应，复合核通过分裂成两个较轻的方式而衰变。

174.　什么是中子与原子核作用中的共振现象？

当具有某些特定的能量值的入射中子恰好使形成复合核激发态接近于一个量子能级时，那么，形成复合核的几率就显著地增大。

这种现象就叫做共振现象（包括共振吸收，共振散射和共振裂变等）。

共振吸收对反应堆的物理过程有着很大的影响。

175.　在热中子反应堆中，中子从高能慢化到低能起主要作用的是哪种散射？

在热中子反应堆中，中子从高能慢化到低能起主要作用的是弹性散射。

非弹性散射只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生，因而它有阈能的特点。

即使对U－238核，中子也至少具有45KeV以上的能量才能发生非弹性散射。

而弹性散射，除共振弹性散射与非弹性散射一样，只对特定能量的中子才能发生外，对任何能量的中子势散射都可能发生。

176.　写出辐射俘获（n,γ）的一般反应式

AZX+10n→（A+1ZX）→A+1ZX+γ

177.　列出两例反应堆内产生新的核燃料的俘获反应。

（1）对用铀作燃料的反应堆

23892U+10n→23992U+γ

（2）对用钍作燃料的反应堆

23290Th+10n→23390Th+γ

178.　什么叫做转换？

通过可转换物质产生裂变同位素的过程叫做转换。

179.　什么是可转换同位素？

什么是铀－钚循环和钍－铀循环？

可用来生产裂变同位素的核素称之为可转换同位素，例如238U、232Th等。

在利用U－235作核燃料时，利用238U和232Th产生再生燃料的过程分别叫铀－钚或钍－铀循环。

180.　试从转换比CR的概念出发，推导出转换堆与增殖堆的概念。

转换比CR＝

＝

转换堆：

CR≤1；

增殖堆：

CR>

1

181.压水反应堆的转换比（CR）大约等于　0.6　。

182.写出（n,α）反应的一般反应式，并举一重要例子。

AZX+10n→（A+1ZX）→A-3Z-2Y+42He

例：

反应堆内热中子与硼－10（105B）的（n,α）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。

例：

168O+10n→167N+11H

其中的16N的半衰期为7.3年，它放出β和γ射线，这一反应是一回路水的放射性主要来源。

184.1.N－16是如何产生的？

2.N－16如何衰变？

1.　168O（n,p）167N2.167N-

168O

185.试举出两种与中子或β射线有关的导致水辐射分照的核反应。

1.　168O（n,p）167N

2.中子慢化或β射线电离使得：

2H2O→2H2+O2

186.由任何能量的中子都能引起核裂变的原子有　U－235　，　Pu－239　，　Pu－241　和　U－233　，而只能由快中子才能裂变的有　U－238　和　Th－232　。

187.各举出二