核反应堆物理基础第一批复习练习题答题卷.docx
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核反应堆物理基础第一批复习练习题答题卷
第一批复习、练习题答题卷
（1）填空题：
1）PWR反应堆中的射线的主要来源有：
；
；
；
；
。
2）核裂变发出的能量中比例最大的是。
3）已知中子的质量为Mn，质子的质量为Mp，电子的质量为Me。
若某原子的质量为M，其原子核的符号用
X表示，那么质量亏损等于。
4）燃料的有效温度越高，燃料温度系数将（更负、负得越少、可能为正）。
5）压水堆在BOL和在EOL的慢化剂温度系数相差很大，主要原因是：
。
6）一个235U的核吸收一个热中子后，平均产生的裂变中子数约为：
（1、2、2.43）。
（2）判断（正确的画○，错误的画☓）
[]1）缓发中子是某些裂变碎片放射性衰变的产物。
[]2）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，
缓发中子更有可能在慢化剂中被吸收。
[]3）在裂变后102秒产生的中子是一个瞬发中子。
[]4）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较
瞬发中子更有可能被铀-238核在1到1000eV之间的一
个共振能峰所俘获。
[]5）与瞬发中子相比，在同一次裂变中产生的一个缓发中子，
需要与慢化剂核较少次碰撞而成为热中子，并且有较小的可能引起铀-238核的裂变（忽略中子泄漏的效应）。
[]6）在压水反应堆中，一个刚产生的瞬发中子比一个刚产生
的缓发中子更可能引起反应堆燃料中的铀-238核的裂变。
[]7）在一寿期初（BOL）的压水反应堆中，在一个短的时间
间隔内发射出105个缓发中子。
在这同一时间内大约发射出了1.5108个瞬发中子。
[]8）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，
瞬发中子更有可能被一个氙-135核所俘获。
[]9）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，
瞬发中子更有可能在慢化过程中泄漏出堆芯。
[]10）缓发中子的平均代时间约为12.5秒。
（3）填空（在下划线上填入合适的符号或符号的组合）
假定只有一个中子能群（单群近似），定义符号如下：
x中子与靶核发生x反应的微观截面
（例如x=asf指吸收、散射、裂变）
x中子与靶核发生x类型反应的宏观截面
中子通量密度
L扩散长度
中子年龄
V体积
单个中子与单个靶核发生散射反应的次数的几率为：
。
中子在吸收之前所走过的距离的平均值为：
。
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：
。
单位体积内所有中子在单位时间穿行的距离之和为：
。
一个中子在燃料中穿行单位距离引起燃料核裂变的次数为：
。
在单位时间单位体积内，中子与靶核发生的吸收反应次数为：
。
在体积为V的燃料中，单位时间内发生的裂变反应次数为：
。
（4）问答题：
对PWR反应堆内重要的（n，）、（n，p）、（n，）核反应，各写出一例核反应式，并说明其重要意义。
[解答]：
（5）计算题：
在235U作燃料的热中子反应堆中，要产生1W的核功率，相当于235U的裂变率Rf=3.11010裂变/sec，已知235U的微观吸收截面a=680b，微观裂变截面f=580b，取阿伏加德罗常数N0=6.0231023mol。
试求：
产生1MWD（兆瓦日）的能量相当于消耗掉多少克235U？
[解答]：
（6）计算题：
某PWR采用UO2作燃料，已知燃料的物理参数如下：
235U热中子微观吸收截面：
a5680b
238U热中子微观吸收截面：
a82.7b
235U热中子微观裂变截面：
f5584b
238U热中子微观裂变截面：
f80b
燃料中的235U原子数密度：
N58.0651020[cm]
燃料中的238U原子数密度：
N82.2631022[cm]
忽略氧的中子吸收，假定每个燃料核的裂变产生的能量Ef200MeV，
试估算：
燃料吸收一个热中子，平均产生多少裂变能量？
[解答]：
（7）填图：
已知中子循环过程中各点的中子数，计算六个因子：
、Lƒ、p、Lt、f、。
（Lƒ和Lt分别为前述的Pf和Pth）
（8）连线题：
在一个临界的热中子反应堆中，堆芯内裂变产生的快中子总数为n0。
已知燃料的宏观裂变截面为f、a，反应堆的六因子分别为：
热中子利用系数：
f
热裂变因子：
逃脱共振几率：
p
快裂变因子：
热中子不泄漏几率：
t
快中子不泄漏几率：
f
请将下列左边的表达式与右边对应的物理意义连线：
（9）单项选择（将正确答案填入“[]”中）
1）在一个运行的反应堆堆芯中，若干热中子即将与238U原子核发生碰撞，它们将遭遇的核反应类型以及对堆芯keff的影响应当是：
[]。
A.热中子将被238U原子核散射，因此对没有keff影响。
B.热中子将被238U原子核吸收，因此使keff减小。
C.热中子将被238U原子核吸收，238U原子核发生裂变，因此使keff增大。
D.热中子将被238U原子核吸收，生成的复合核239U原子核衰变成239Pu，因而使keff增加。
2）某PWR在寿期末维持80%FP稳定运行，如果在其后的三天操纵员不采取任何行动，keff的变化趋势应当是：
[]。
A.keff将逐渐增加。
B.keff将逐渐减小。
C.keff趋向于增加，但反应性反馈会使keff=1。
D.keff趋向于减小，但反应性反馈会使keff=1。
3）某PWR停堆后，压力容器顶盖打开准备换料，堆芯上部有7米的水层，硼浓度为2300ppm。
以下的条件变化会使keff减小的是：
[]。
A.一个无控制棒的乏燃料组件从堆中取出。
B.堆芯水温升高2C。
C.一个用过的中子源从堆芯中取出。
D.硼浓度降低5ppm。
（10）判断题：
[]1）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。
[]2）从核物理的角度看，与重水、铍、石墨这些慢化剂相比，水
的慢化性质最为优异。
[]3）在纯水作慢化剂的反应堆中，添加浓的硼酸溶液，会使原来
呈麦克斯韦-玻尔兹曼分布的热中子密度向能量高的方向偏
移，这就是所谓的“能谱硬化”现象。
[]4）在反应堆运行的寿期末，随着燃耗的不断加深，堆内积累了
大量裂变产物，它们之中多数裂变产物是1/v吸收体，这也
能使堆内的热中子能谱硬化。
[]5）随着中子在弹性碰撞过程中能量的减少，中子的对数能降随
之减少。
[]6）堆内热中子能谱硬化的原因之一是：
堆内的热中子都是从较
高能量慢化而来，然后逐渐与介质的原子达到热平衡状态。
（11）选择并解释：
在一反应堆启动过程中，一次又一次往堆芯添加相等的正反应性，在
每一次添加之后使计数率达到平衡值。
在每一次接连不断添加反应性
之后，关于平衡计数率，以下哪一种说法是适用的？
A．达到平衡计数率所需的时间是相同的；
B．达到平衡计数率所需的时间较短；
C．平衡计数率在数值上的变化增加；
D．平衡计数率在数值上的变化相同。
[答案]：
[]。
[解释]：
（12）计算题：
已知反应堆的次临界深度2500pcm，引入正反应性后，稳定的中子计数率上升到原来的20倍，计算此时反应堆的有效增殖系数keff。
[解答]：
（13）判断正、误（正确的画，错误的画），并解释正确或错误的理由。
1）在次临界状态下：
[]A.添加正反应性后中子计数率变为原来的四倍，那么次临界度减少四分之三。
[]B.依此添加相同的正反应性k后，若中子计数率增加到原来的三倍，则反应堆达临界需再添加k/3的反应性。
[]C.由于次临界反应堆内的中子总数仅与中子源强度有关，因此只要是次临界，反应堆内的中子总数总是维持不变。
2）理由：
（14）计算题：
假定反应堆处在停堆状态，稳定的功率指示为110A。
如果每次引入的反应性都恰好使次临界度减半，要使功率达到1108A，大约需要多少次这样的反应性操作？
[解答]：
（15）判断题：
[]1）无论引入多大的正反应性，反应性的数值不会超过1。
（keffkeff，keff，即使）
[]2）反应堆停堆后，核功率会在几秒后降低到停堆前的10%以下，如果降低到停堆前的1%以下，则需较长时间。
[]3）反应堆启动时，假定达临界时的计数率为5000cps。
在下次换料时再启动，若探头位置和探头效率与上次启动时相同，那么达临界时的计数率应当还是5000cps。
[]4）反应堆超临界后，设中子计数率在第一个60秒内从1000cps增加到2000cps，在第二个60秒内从2000cps增加到4000cps，这说明正在以恒定速率向堆芯引入正反应性。
[]5）当反应堆处在次临界状态时，若不继续引入正反应性，则堆外探测器的计数率将随时间下降。
（16）推导和证明：
在反应堆稀释达临界过程中，若硼浓度从C1降至C2，中子计数率翻倍，假定在稀释过程中硼微分价值wB不变，
1）导出临界硼浓度C的表达式。
2）证明硼浓度从C1降至C2所引进的反应性可表示为：
ln{[1wBC2C1wBC2C1]}。
[解答]：
（17）计算题：
在反应堆启动过程中，假定硼稀释后，再提升初始处在180步的一组控制棒来逼近临界。
已知中子探测器的中子计数率与控制棒高度的对应数据如下：
序号
控制棒高度h[步]
中子计数率C
0
180
1000
1
182
1200
2
184
1750
3
186
5250
1）试估算临界棒位hC。
2）若已知控制棒微分价值为wR10pcm/步，那么在提棒之前的反应堆keff为多少？
[解答]：
（18）判断正、误（对的画〇，错的画✕）
关于以下参数的单独变化对反应堆轴向偏移AO的影响，判断下述结
论的正误：
[]1）通过硼稀释使反应堆功率升高，AO将向负方向变化。
[]2）处在堆芯中平面以下的一组控制棒向上提10%，由于引入了正反应性，所以AO将向正方向变化。
[]3）若从BOL到EOL满功率运行，控制棒位置不变，一般来讲，在寿期中时的AO最小。
[]4）一般来讲，在寿期初时的AO是正的，在寿期末的AO是负的。
[]5）功率从100%FP降至50%FP后3小时，AO可能朝正方向变化，也可能线负方向变化。
（19）选择并解释理由：
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：
A.1）正；2）正
B.1）负；2）正
C.1）正；2）负
D.1）负；2）负
答案：
[]。
解释所选答案的理由：
（20）多项选择（在[]填入一个或多个正确答案的编号）：
关于从寿期初到寿期末满功率运行时的堆芯轴向功率峰的位置，说法
错误的是：
[]
A.在寿期初，位于堆芯下半部。
B.在寿期中，位于堆芯上半部。
C.在寿期初，轴向有两个功率峰，一个位于堆芯上半部，一个位于堆芯下半部。
D.以上说法都对。
（21）单项选择（将正确答案填入“[]”中）：
1）大亚湾核电厂运行在50%FP，测量系统RPN的堆芯上半部分的功率读数为45%，堆芯下半部分的功率读数为55%，则轴向偏移AO和轴向偏差I分别为：
[]。
A.AO=5%、I=10%
B.AO=10%、I=5%
C.AO=5%、I=5%
D.AO=10%、I=10%
2）假定其它条件不变，仅下面的条件单独变化：
①反应堆功率升高
②一组调节棒从调节带上限位置下插5步。
那么以下关于轴向偏差I的变化方向的判断，正确的是：
[]。
A.①正，②正
B.①负，②正
C.①正，②负
D.①负，②负
（22）计算题：
假定压水堆在寿期初（BOL）和寿期末（EOL），其堆芯轴向上半部分与下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，堆芯轴向功率偏移（AO）的变化AO。
[解答]：
（23）多项选择（在[]填入一个或多个正确答案的编号）：
下面关于堆芯中135Xe和149Sm的描述，说法错误的是：
[]
A.堆芯中135Xe浓度可能出现的最大值等于满功率运行72小时以上的平衡浓度.
B.高功率运行时，堆芯中的135Xe平衡浓度与堆芯平均热中子通量密度成正比。
C.由于149Sm平衡浓度与功率水平无关，所以在任何时刻，堆芯中149Sm浓度都是一样的。
D.在不同的功率水平长期运行后停堆，堆芯中的149Sm浓度最终衰变到不同的数值。
（24）选择题：
（将一个或多个正确答案填入[]中）
1）下面关于堆芯中135Xe的描述，说法正确的有：
[]
A.若反应堆分别以50%FP和100%FP长期运行，停堆后4天，前者堆芯燃料内的135Xe浓度较低。
B.若反应堆分别以（a）50%FP、（b）75%FP和（c）100%FP长期运行，那么（a）和（b）之间的平衡135Xe浓度之差应当高于（b）和（c）之间的平衡135Xe浓度之差。
C.反应堆分别以50%FP和100%FP长期运行，前者停堆后先达到碘坑的坑底。
D.反应堆功率升高，135Xe浓度立刻增加，随后再逐渐趋于对应功率水平下的平衡浓度。
2）下面关于堆芯中149Sm的描述，说法正确的有：
[]
A.长期停堆后由于149Sm不断衰变，其浓度最终将低于停堆前的平衡浓度。
B.在不同的反应堆功率水平，在任何时刻，堆芯中的149Sm浓度都是一样的。
C.在不同的功率水平长期运行，堆芯中的149Sm浓度都是一样的。
D.满功率长期运行和80%FP长期运行，停堆一个月后，前者堆芯中的149Sm浓度较高。
3）下面关于堆芯中135Xe和149Sm的比较，说法正确的有：
[]
A.由于135Xe比149Sm的热中子的吸收截面大几十倍，所以堆芯中的氙毒反应性总是比钐毒反应性要大得多。
B.换料后再启动到满功率运行后，149Sm比135Xe先达到平衡浓度。
C.堆芯中的135Xe浓度与功率水平有关，而149Sm浓度与功率水平无关。
D.以上说法都不对。
（25）画图题：
若已知核电厂的功率运行记录如下所示，在变功率之前已稳定运行很长时间（已达平衡）。
试定性画出：
1）钐毒负反应性Sm（t）随时间的变化曲线；
2）氙毒负反应性Xe（t）随时间的变化曲线。
1）
2）
（26）单项选择（在“[]”中填入正确答案的编号）：
1）下面关于135Xe的描述，正确的是：
[]
A.反应堆满功率运行，在功率降至80%FP后，135Xe浓度马上
降低约20%。
B.反应堆以80%FP功率运行，在功率升100%FP后，135Xe浓
度立刻增加，最后达到满功率下的平衡浓度。
C.堆芯中的平衡氙浓度与反应堆功率成正比。
D.在低功率和较高功率下，同样是功率升高20%，那么在较低
功率下升功率，其平衡氙浓度的增加幅度较大。
2）下面关于149Sm的描述，正确的是：
[]
A.堆芯中149Sm平衡浓度的大小取决于反应堆的功率水平。
B.由于149Sm平衡浓度与与反应堆功率水平无关，所以在任何
时刻，堆芯中的149Sm浓度都是一样的。
C.在不同的反应堆功率水平运行停堆后，堆芯中的149Sm都将
衰变到一个恒定值。
D.对于满功率长期运行与80%FP功率长期运行两种情形，停堆
后一个月，后者堆芯中的149Sm浓度较低。
（27）说明题：
下面给出了大亚湾核电厂的几个裂变产物反应性随时间的变化曲线图，请分别说明它们各自属于什么情形下的何种裂变产物的反应性随时间变化的曲线。
[解答]：
（28）选择题（将正确答案填入“[]”中）：
1）在寿期末反应堆正常启动过程中，反应堆在核加热点以下达临界，如果反应堆冷却剂温度增加1C，以下的反应性系数中，会引入最大的负反应性的是：
[]。
A.冷却剂空泡系数
B.冷却剂压力系数
C.燃料温度系数
D.慢化剂温度系数
2）若慢化剂温度系数的数值为18pcm/C，那末冷却剂温度降低5C所引入的反应性应当为：
[]。
A.90pcm
B.+90pcm
C.9pcm
D.+9pcm
3）Doppler系数定义为：
的温度每变化1C所引起的反应性变化。
[]。
A.二氧化铀燃料芯块
B.燃料与包壳之间的气隙层
C.锆合金包壳
D.裂变产物气体
4）若PWR满功率稳定运行了半年，则慢化剂温度系数极有可能：
[]。
A.变化很小
B.负得较少
C.变得更负
D.先变得更负，然后再负得越来越少
5）核电厂已运行到接近寿期末，再有一个月就要进行换料。
当前的慢化剂温度系数与换料后功率运行时堆芯的慢化剂温度系数相比，以下的说法中，正确的是：
[]。
A.换料后堆芯的慢化剂温度系数负得较少
B.换料后堆芯的慢化剂温度系数更负
C.慢化剂温度系数几乎不变
D.慢化剂温度系数为正
（29）问答题：
1）随着冷却剂硼浓度的增加，慢化剂温度系数如何变化？
为什么？
2）影响燃料温度系数的主要因素有哪些？
[解答]：
（30）选择并解释选择的理由：
1）以下的条件变化，燃料温度系数负得较少的是：
[]。
A.燃料温度降低
B.冷却剂空泡份额增加
C.慢化剂温度增加
D.慢化剂温度降低
理由：
2）若PWR一直维持满功率运行，随着燃耗的增加，则：
[]。
A.235U燃耗速率维持不变
B.235U燃耗速率逐渐增大
C.235U燃耗速率逐渐减小
D.235U燃耗速率先增加，然后减小
理由：
（31）选择（将正确答案填入“[]”中）并给出选择的理由：
1）为了保证PWR在功率运行时有负的慢化剂温度系数，正确的措施应当是：
[]。
A.必须保证反应堆工作在“欠慢化”状态
B.必须保证反应堆工作在“过慢化”状态
C.反应堆冷却剂硼浓度必须足够高
D.应当尽量减少堆芯内固体可燃毒物数量
理由：
2）随着反应堆运行时间的积累，堆芯中的239Pu逐渐增多，它们对反应堆的运行的影响是：
[]。
A.由于239Pu的吸收截面比235U的大，239Pu的积累对反应性有负
的贡献。
因此有助于反应堆的反应性控制。
B.由于239Pu是一种易裂变物质，它对堆芯内的裂变反应率有很大的贡献。
所以与无钚积累的堆芯相比，引入同样的负反应性，反应堆功率下降速率要小得多。
C.与无钚积累的堆芯相比，堆芯积累了239Pu后，引入相同的反应性，反应堆的响应更快。
理由：
（32）单项选择：
（将正确的答案填入[]中）
1）在PWR稳定功率运行时，若二回路蒸汽流量突然增加，那么对反应堆功率变化产生影响的效应是：
[]
A.冷却剂空泡效应；
B.冷却剂压力效应；
C.燃料多普勒效应；
D.慢化剂温度效应。
2）下述表达式中，能正确表达瞬发临界的条件的是：
[]
A.keff（1+eff）=1；
B.keff（1eff）=1；
C.keffeff=1；
D.反应堆周期T=。
3）核电厂正以80%FP的功率运行，以下条件的变化，会引入正反
应性的是：
[]
A.汽机负荷突然增加；
B.发生意外硼化；
C.汽机快速降负荷；
D.冷却剂流量突然下降。
4）造成功率亏损的三种反应性效应为：
[]
A.多普勒效应、慢化剂温度效应、控制棒干涉效应；
B.再分布效应、慢化剂温度效应、冷却剂空泡效应；
C.冷却剂压力效应、再分布效应、可溶硼的中子吸收效应；
D.多普勒效应、慢化剂温度效应、冷却剂空泡效应。
5）某核电厂在反应堆循环寿期末正以50%FP的功率运行，突然操纵员将一组控制棒提出5步。
假定汽机负荷维持不变，反应堆也未停堆，那么稳定后的反应堆功率将初始功率水平，冷却剂温度将初始温度。
[]
A.等于、等于；
B.等于、高于；
C.低于、等于；
D.高于、低于。
（33）单项选择（将正确答案填入[]中）：
1）下面关于多普勒效应引入反应性的几种说法，正确的是：
[]
A.快中子从堆芯的泄漏增加而引入负反应性。
B.燃料中235U的快中子共振吸收增加而引入负反应性。
C.燃料中易裂变核的共振峰升高，导致共振吸收增多，引入负反应性。
D.燃料中238U的中子共振吸收的能量范围增加，使得更多能量范围的中子被吸收，引入负反应性。
2）下述的条件，最有可能导致正慢化剂温度系数的是：
[]
A.在寿期末，反应堆冷却剂温度很高。
B.在寿期初，反应堆冷却剂温度很高。
C.在寿期末，反应堆冷却剂温度很低。
D.在寿期初，反应堆冷却剂温度很低。
3）堆芯在寿期末降温过程中，关于慢化剂温度系数的变化，说法最正确的是：
[]
A.慢化剂温度系数负得越来越少。
B.慢化剂温度系数变得更负。
C.慢化剂温度系数几乎不变。
D.先变得更负，然后再负得越来越少。
（34）计算题：
反应堆物理参数随温度的变化如下表所示：
状态
慢化剂平均温度Tavg（C）
热中子利用系数f
逃脱共振几率p
快裂变因子
1
310
0.855
0.845
1.02
2
306
0.86
0.85
1.01
假定其它参数不随温度变化，试计算慢化剂温度系数M（T）[pcm/C]。
（计算结果舍入到整数）
[解答]：
（35）问答题：
为什么反应堆延伸运行要通过降功率和降低一回路平均温度来实现？
请简述其原因和物理机理。
[解答]：
（36）计算题：
已知反应堆的瞬发中子寿命lp=5105sec，缓发中子有效份额eff=0.006、缓发中子平均寿命ld=12.5sec。
当反应堆处在极低的功率水平临界时，通过引入一个正反应性后，反应堆的功率倍增周期T2=104sec，忽略任何反应性反馈效应，请估计所引入的反应性为多少pcm？
[解答]：
（37）计算题：
某压水堆核电厂堆芯的瞬发中子寿命lp3.2105sec、缓发中子平均寿命ld12.5sec。
当反应堆在核加热点以下处在临界状态时，阶跃引入正反应性使keff1.0005，测得的稳定的倍增周期T291sec。
1）此时的缓发中子有效份额eff是多少？
2）若已知在引入正反应性几秒钟后的某个时刻t，堆芯内的热中子通量密度为。
那么
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