反应堆物理题库

1、第4章 均匀反应堆的临界理论,4.1 均匀裸堆的单群理论,对于由燃料和慢化剂组成的均匀增殖介质的反应堆系统，根据裂变反应率的物理含义根据无限介质增殖因数定义由以上关系式，代入连续方程,均匀裸堆的单群扩散方程的解,堆模型：长、宽无限大，厚度为a的平板裸堆 中子通量方程：初始条件：边界条件：,由上述条件的偏微分方程利用分离变量方法，令 偏微分方程化为：得：其通解为：,根据边界条件及初始条件，利用数理方程相关知识得：得：利用初值条件得：代入方程：,热中子反应堆的临界条件,次临界状态：对于一定几何形状和体积的反应堆芯部。

2、 程设计（综合实验）报告0课程设计 (综合实验) 报告名 称： 核反应堆物理分析 题 目：利用双群理论求解堆芯参数院 系： 1111111111111 班 级： 111111111111111 学 号： 111111111111 学生姓名： 11111111111 指导教师： 111111111 设计周数： 11111111 成 绩： 程设计（综合实验）报告11、课程设计(综合实验)的目的与要求1 课程设计的要求课程设计是重要的实践教学环节。它是根据教学计划的要求，在教师指导下对学生进行的阶段基础或专业技术训练，该实践环节着重培养学生综合分析和解决实际问题的方法与能力，实现由知识向智能的初步转。

3、反应性系数,在反应堆运行时，运行参数，如功率、压力、温度以及堆芯内空泡等变化时，堆芯的反应性也发生相应的变化。必须通过某种补偿手段来维持反应堆在相同功率下运行。如调节控制棒和硼浓度等。反应性系数定义为，反应堆的反应性随某给定参数的变化率。堆内重要的反应性系数有：燃料温度系数、慢化剂温度系数、空泡系数以及压力系数等。对反应堆安全运行有实际意义的是反应性功率系数。,温度效应,堆芯温度及其分布的变化将导致下列参数的变化：燃料温度变化 多普勒效应，温度升高使得燃料的共振吸收增加,水密度的变化 堆芯温度变化导致。

4、吴宏春 吴宏春 吴宏春 吴宏春 吴宏春 西安交通大学 西安交通大学 西安交通大学 西安交通大学 1 1堆芯物理设计基础 1 堆芯物理设计基础 1 堆芯物理设计基础 1 堆芯物理设计基础 堆芯初始参数的选择 2 堆芯初始参数的选择 2 堆芯初始参数的选择 2 堆芯初始参数的选择 堆芯物 设 算 堆芯物理设计计算 3 堆芯物理设计计算 3 堆芯物理设计计算 3 堆芯物理设计计算 反应堆物理启动试验 4 反应堆物理启动试验 4 反应堆物理启动试验 4 反应堆物理启动试验 4 反应堆物理启动试验 换料堆芯安全评价 5 换料堆芯安全评价 5 换料堆芯安全评价 5 换料堆。

5、截面与反应率,宏观与微观世界,压水堆内部的微观世界,中子的世界,在中子看来，世界绝大部分都是空空荡荡的。中子有多大的可能性和原子核发生反应？,微观截面 Microscopic Cross section,设有强度为I （# / cm2 s ）的单能中子束平行入射到一薄靶上，该薄靶厚度为 x，靶的核密度为N。,平行中子束经过薄靶后强度的变化量I正比于入射中子束的强度I、靶的厚度x及靶的核密度N.,微观截面Microscopic cross section,微观截面表征了一个中子和一个原子核相互作用（发生核反应）的概率大小。,微观截面Microscopic cross section,每种类型的核反应都。

6、第一章 核反应堆的核物理基础（6 学时）1. 什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。优点：1）污染小：2）需要燃料少；3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性，需要妥善保存；2）裂变产物带有强的放射性，但在 300 年之内可以衰 变到和天然易裂变核素 处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。2. 核反应堆的定义。核反 应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种。

7、第 1 章核反应堆物理分析 中子按能量分为三类: 快中子 (E0.1 MeV),中能中子(1eVE0.1 MeV),热中子(E1eV).共振弹性散射 AZX + 01n A+1ZX* AZX + 01n 势散射 AZX + 01n AZX + 01n 辐射俘获是最常见的吸收反应.反应式为 AZX + 01n A+1ZX* A+1ZX + 235U 裂变反应的反应式 23592U + 01n 23692U* A1Z1X + A2Z2X + 01n 微观截面 I=-INx /IINx宏观截面 = N 单位体积内的原子核数 0A中子穿过 x 长的路程未发生核反应，而在 x 和 x+dx 之间发生首次核反应的概率 P(x)dx= e-x dx核反应率定义为 单位是 中子m 3s 。

8、第1章 核反应堆的核物理 基础,1.1 中子与原子核的相互作用,中子性质中子质量：原子核的核子之一，静止质量在工程计算中近似取1u。 中子的电荷：中子不带电，在靠近原子核时不受核内正电的排斥。 中子的波粒二象性：除非对于能量非常低的中子，一般在反应堆中讨论中子的运动和原子核的相互作用时，都把中子作为一个粒子来描述。 中子按能量分类：在反应堆物理中，通常按能量大小把中子分成3类：快中子；中能中子；热中子。,三种相互作用方式,势散射直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了。

9、中子扩散,一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的概率分别为多少？,中子与介质原子核相互作用的反应率等于宏观截面与中子通量密度的乘积。,中子扩散,初始在堆内某一位置具有某种能量及某一运动方向的中子，会在下一时间到堆内的另一位置以另一能量和另一运动方向出现。这个现象称为中子的输运过程。,对角度 进行积分：,斐克定律,求解中子通量密度的精确方程叫输运方程。 假设中子通量密度分布为各向同性，则通量密度与运动方向无关，此时得到的方程称为扩散方程。与分子扩散现象不同。分子扩散是由于分子间的互。

10、核 电 站 反 应 堆 运 行 物 理 分 析分类： 核反应堆工程|原子能技术|工业技术文献类型：pdf 和 txt 出版时间：1996作者：章宗耀 关键词：反应堆物理 反应堆运行 物理分析 堆芯跟踪期刊名称：核动力工程.1996,17(4).-311-317全文长度：9446 个字文献来源：http:/www.6lib.com 第六图书馆机构：不详查看次数：103 分类号：TL38全文： 核电站反应堆运行物理分析第六图书馆反应堆运行物理研究核电站反应堆运行、测量数据的处理和分析,从这些研究结果可获得有关核电站运行特性和安全裕量,从而指导核电厂的安全运行管理; 同时获得改进设计的重。

11、1反应堆物理习题1. 水的密度为 103kgm 3，对能量为 0.0253eV 的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为 0.332b 和 2.710-4b，计算水的宏观吸收截面。2.22*10-2cm-12. UO2 的密度为 10.42103kgm 3， 235U 的富集度 =3(重量百分比) 。已知在 0.0253eV 时， 235U 的微观吸收截面为 680.9b， 238U 为 2.7b，氧为 2.710-4b，确定 UO2 的宏观吸收截面。0.5414cm-13强度为 中子/厘米 2秒的单能中子束入射到面积为 1 厘米 2，厚 0.1 厘米的靶上，10靶的原子密度为 原子/厘米 3，它对该能量中子的总截面（微观）为 4.5 靶，求4.8（1）总宏观截面（2。

12、第二章回顾 能谱的 硬化 中子扩散 一个中子运动两个平均自由程及1 2个平均自由程而不与介质发生作用的概率分别为多少 中子与介质原子核相互作用的反应率等于宏观截面与中子通量密度的乘积 中子扩散 初始在堆内某一位置具有某种能量及某一运动方向的。

13、课程编号：828 课程名称：核反应堆物理分析 一、 考试的总体要求了解中子与原子核相互作用的机理、中子截面和核反应率的定义；非增殖介质内中子扩散方程的解；中子的弹性散射过程、扩散- 年龄近似；双群扩散理论、多群 扩散理论；栅格的非均匀效应；核燃料中重同位素成分随时间的变化；核燃料的转换与循环；可燃毒物控制、化学补偿控制。掌握核裂变过程；单速中子扩散方程；无限均匀介质内中子的慢化能谱、均匀介质中的共振吸收；裂变产物中毒、反应性随时间的变化与燃耗深度；反应性温度系数；反应性控制的任务和方式。熟练掌握多普勒效。

14、核燃料的转换与增殖,转换与增殖 在反应堆运行中，把可裂变同位素转换成人工易裂变同位素的过程叫转换。 通常用转换比CR来描述转换过程。定义为：反应堆中每消耗一个裂变材料原子所产生新的裂变材料的原子数。,在反应堆中的转换过程主要有两类。,可以将旧料中的钚-239提取出来，再加以利用，这样的循环过程称为铀-钚循环。,将旧料中的铀-233提取出来，再加以利用，这样的循环过程称为钍-铀循环。,假设有N个易裂变同位素原子核消耗掉，产生了N*CR个新的易裂变核，再假设新易裂变核与原易裂变同位素相同，若CR1则可以得到实际被利用的裂变同。

15、1 什么是菲克定律？描述分子扩散的方程，而中子扩散的菲克定律可以从精确的中子输运方程做一些近似处理得到。J=Jxi+Jyi+Jzi，这个式子就称为称为菲克定律，它表示中子流密度正比于负中子通量密度梯度。2 什么是扩算方程及其边界条件？1 在扩散方程适用的区域，扩散方程的解必须是非负的实数，且处处有界。2 在具有不同的扩散性质的两种介质交界面处，垂直于交界面方向上的净中子流密度相等，两种介质内的中子通量密度相等。3 外边界处，即在介质与真空交界面上，在物理边界以上的外推边界上，中子通量密度为零。名词解释：1 微观截面：平。

16、反应堆物理总复习,Hong CHANG 2009.03,15900709614 (Mobile) 021-64355111 ext 6392 changhongcpitraining.com changhong1978gmail.com,第一章 反应堆物理基础,原子核物理 核力、核衰变、衰变规律、比结合能曲线 中子与原子核的相互作用 散射、吸收 截面、平均自由程、截面随中子能量的变化 共振吸收多普勒效应 核裂变过程 裂变能量的释放、裂变产物、裂变中子 链式裂变反应 临界条件、中子循环 六因子公示 每个因子的含义,第二章 中子的慢化和慢化能谱,中子的弹性散射过程（经典力学） 碰撞后中子能量的损失、（平均）对数能降增量 慢化。

17、4.0.1核裂变过程与材料 液滴模型:(b)裂变过程:,4.核裂变过程,靶核俘获中子,形成复合核,复合核退激,核裂变,裂变临界能,核裂变是中子轰击原子核，原子核接受中子后变得不稳定，从而分裂。,材料,外部入射的自由中子,材料的裂变临界能量小于入射中子的能量,裂变的条件,复合核,临界能:发生核裂变的最小激发能Ecr (critical energy),天然的核燃料,可转换核素,燃料裂变时能量的释放 (MeV),易裂变燃料 233U 190.0+/-0.5 235U 192.9+/-0.5 239Pu 198.5+/-0.8 241Pu 200.3+/-0.8,可裂变燃料 232Th 184.2+/-0.9 234U 188.9+/-1.0 236U 191.4+/-0.9 23。

18、1. 在热中子反应堆中，裂变中子具有平均 2MeV 左右的能量； 2. 中子按能量分类：快中子（ E0.1MeV）；中能中子（ 1eV10 ,精确 公式为 ： = 1+ 1ln 23. 慢化剂 的选择： 1、 轻元素 ； 2、有 较大的散射截面； 3、 较小的吸收截面； 4、 成本低 24. 慢化时间 t：裂变中子由裂变能 0慢化到 热能 th 所 需要的平均时间； 25. 扩散时间 ：无限介质内中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间； 26. 对于 热中子反应堆， 中子 的平均寿命主要由热中子的平均寿期，即扩散时间决定； 27. 中子能谱 的硬化：由于热中子由 较高 能量 慢化 而来， 。

19、1.认定的第四代核反应堆包括哪些？钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、高温气冷堆、超临界水堆2.核素:具有相同原子序数、质量数和核能态，而且其平均寿命长到足以被观察的一类原子。3.同位素：具有相同质子数，不同质量数（中子数）原子核的元素。4.丰度：某一同位素在其所属天然元素中所占的原子数百分比。5.富集度：一般指经铀浓缩以后核燃料中铀 235 的质量分数6.放射性活度：放射性同位素样品在单位时间内衰变的次数。7.衰变常数 的意义：一个核单位时间衰变的几率8.什么叫质量亏损？什么叫结合能？所有原子的质量都比组成它的单。

20、反应堆物理复习题第 1 页 共 3 页6 已知某热中子反应堆内的中子循环过程如下图所示，试计算：P3233a 逃脱共振俘获概率b 有效裂变中子数c 反应堆有效增殖系数A：逃脱共振俘获概率 P899993；有效裂变中子数 975816；快中子。