核反应堆物理分析和原子核物理习题.doc

100. 单位体积内有多种元素的原子核，其宏观截面的表达式是什么？答案：设单位体积内有几种原子核，其核子数分别为N1NiNn；其对应的微观截面为1in；则其宏观截面的表达式为：101. 什么是复核模型？答案：是用来解释入射粒子与靶核发生核反应的一种物理模型。复核模型认为核反应存在一个复核的中间阶段，其过程可表为：a+AB*C+c其中a入射粒子；A靶核；B*复核，一般处在激发态；C新核；c出射粒子。102. 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。对压水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）。在该区以上是共振区。有多个共振峰存在。在高能区是微观截面的平滑区。103. 试说明235U的裂变截面随中子能量的大致变化规律。答案：在低能区（热中子）(Enlev)，f从4000ba-80ba与成正比变化。中能区（中能中子）(levEn100ev)，f基本上是平滑地随能量增加而下降，从10ba-1.5ba。可见压水堆将快中子慢化成热中子是十分重要的。104. 简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。答案：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。答案： 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；eff、ieff：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；i：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，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16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。iCi(t)：t时刻第i组缓发中子先驱核的衰变率。S(t)：为外中子源强度。107. 当0eff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。答案：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？答案：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。答案：式中为反应性，T为e倍周期即周期Te。111. 给出Te和倍增周期T2的关系。答案：112. 给出等效单组缓发中子近似下的倒时方程。答案：式中eff为缓发中子有效份额，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？答案：114. 等效单组缓发中子衰减常数是如何计算的？答案：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？答案：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。答案：117. 上题中若堆芯中央插入一束控制棒，th的径向分布有何改变？为什么？答案：掉棒后的th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h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h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th的径向分布（带反射层，无燃耗）。答案：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。答案：120. 请定性绘出热中子通量在燃料内及水通道内的分布。答案：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。答案：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。答案：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。答案：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。答案：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（cosZ/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。答案：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。答案：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。答案：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）？答案：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？答案： (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”？答案：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lnNt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？答案：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，Keff1181. 压水反应堆的转换比（CR）大约等于0.6。182. 写出（n,）反应的一般反应式，并举一重要例子。答案：AZX+10n(A+1ZX) A-3Z-2Y+42He 例：反应堆内热中子与硼10（105B）的（n,）反应为105B+10n73Li+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。答案：例：168O+10n167N+11H 其中的16N的半衰期为7.3年，它放出和射线，这一反应是一回路水的放射性主要来源。184. 1.N16是如何产生的？2.N16如何衰变？答案：1. 168O（n,p）167N2. 167N- 168O185. 试举出两种与中子或射线有关的导致水辐射分照的核反应。答案：1. 168O（n,p）167N2. 中子慢化或射线电离使得：2H2O2H2+O2186. 由任何能量的中子都能引起核裂变的原子有U235，Pu239，Pu241和U233，而只能由快中子才能裂变的有U238和Th232。187. 各举出二个自发核反应与诱发核反应的例子。答案：自发核反应：放射性衰变，自发裂变。诱发核反应：诱发核裂变，中子活化反应。188. 铀235核发生裂变反应的一般表示式及含义。答案：其中为中等质量数的核，称为裂变碎片；为每次裂变放出的中子数。W为释放的能量。189. U235裂变时出现哪些反应产物？答案：裂变产物、中子、瞬发射线、缓发射线、射线、中微子。190. 为什么说反应堆停堆后仍然是一个很强的放射源？答案：反应堆虽然停堆了，但裂变产物仍然在衰变，时刻放出射线与射线。191. 铀235核发生核裂变时，一般分裂成几块碎片？答案：一般分列成两块大小不同的碎片：但偶而也有分列成三块碎片的。192. 什么是微观截面？答案：微观截面是描写核反应发生几率大小的物理量，用符号表示，式中：I0入射粒子强度，单位时间垂直通过靶核单位面积的入射粒子数；dI入射粒子和单位时间上的靶核(NdX)发生核反应的数目；N靶核密度（单位体积靶核数）；dX靶核厚度。微观反应截面即指一个入射粒子与单位面积上一个原子核发生反应的几率。单位为“靶恩”，1靶恩10-24cm2。193. 怎样计算单位体积内第i种核素的原子核个数？答案：核密度Ni是指单位体积内含有i种核素的原子核个数。可根据材料密度1（克/cm3）。用下列计算出来：式中A1为i种元素的原子量；N0为阿佛加德罗常数，数量为6.0231023/克原子。194. 什么叫“I/v吸收体”？答案：如果微观截面的大小正好和中子速度的大小成反比，这种情况就称为1/v特性。在低能区（E2eV），许多核的微观吸收截面a按规律变化，即服从“1/v”律，我们称这些元素为“1/v”吸收体，对于多数轻核，中子能量从热能一起到几兆电子伏，其吸收截面都近似地符合1/v律。然而对于重核，如铀238核，中子在稍高于热能的能量范围内就出现强烈的共振吸收，吸收截面都不符合1/v律。195. 非弹性散射截面in对中子能量的依赖有什么特点？答案：非弹性散射有阈能特点，所以当中子能量小于阈能时，in为零，而当中子能量大于阈能时，in随着中子能量的增加而增大。196.弹性散射截面s对中子能量的特点是什么？答案：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的。s基本上为常数，截面值一般为几靶。对于轻核、中等核、中子能量从低能一直到兆电子伏左右范围，s近似为常数。在共振能区将出现共振弹性散射。197. 什么是平均自由程？答案：表示粒子在靶物质中连续两次相互作用之间穿行的平均距离。198. 如果宏观总截面为宏观吸收截面与宏观散射载面之和，则总的平均自由程应该为吸收平均自由程与散射平均自由程之和，对吗？为什么？答案：不对因为：，t=a +s，所以：。199. 什么是核反应率？答案：在反应堆中，假如一个中子以速度u厘米/秒运动，对某一反应的平均自由程是厘米，假如中子束的中子密度（每个立厘米的中子数）是n，那么产生作用的中子数就是nv/。即单位时间内，单位体积里的中子与介质原子核发生作用的总次数（统计平均值），称为核反应率R=nv。200. 什么是中子通量？答案：在核反应堆物理分析中，将乘积nv称之为中子通量，又叫中子通量密度，一般用表示：=nv中子/厘米2秒由该式可以看出，中子通量等于该点的中子密度与该中子速度的乘积。它表示立方厘米内所有的中子在一秒钟内穿行距离的总和。中子通量是核反应堆物理中一个重要的参数，它的大小反映出堆的功率水平。在目前的热中子动力堆内，热中子通量的数量级一般为1013到1014中子/厘米2秒。201. 根据质量亏损的概念计算一个铀235核发生裂变反应所放出的能量。答案：假定23592U+10n9536Kr+13956Ba+210n由：反应前质量合计235.141.009236.133amu反应后质量合计94.945138.95521.009235.918amu 反应后质量差为0.215amu 故释出之能量为0.215931MeV200.165MeV其实，虽因裂变产物不同，它们每次裂变大体上都为200MeV左右，对铀233和Pu-239也基本相同。202. 一个铀235核裂变释放出的能量是如何分配的？答案：能量来源裂变能量分布裂变碎片之动能1655MeV瞬发之能量71MeV裂变中子之动能50.5MeV-粒子（裂变产物衰变）71.5MeV缓发（裂变产物衰变）61MeV中微子105MeV总能量200MeV203. 铀235原子核一次裂变一般放出多少个中子？平均每次裂变放出的中子数是多少？答案：2或3个；2.43204. 裂变能在堆芯的什么部位释放出来？答案：在燃料芯块中大约释放97.4%，在慢化剂、结构材料、压力壳和屏蔽层中释放大约2.6%。205. 写出反应堆的功率与通量的关系式。答案：兆瓦（MW）式中：V堆芯体积（cm3）206. 什么叫裂变产物？答案：裂变产物是在裂变时作为裂变碎片出现的核素以及它们通过衰变而生成的后续核素。207. 活化产物的定义是什么？举例说明。答案：一种稳定核素与中子发生核反应生成的放射性核素，称为活化产物。例如：5927Co(n,)6027Co,6027Co-6028Ni+208. 请举出几种重要的活化物与裂变产物。答案：活化产物：H3，N16，Co60，Mn54，Sb124等。裂变产物：Cs137，I131，Xe135，Sr90，Kr85，Zr85等。209. 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。210. 为什么裂变碎片一般都带有放射性？答案：裂变碎片都具有过大的中子质子比。它通常要经过一系列衰变，将过剩中子转变为质子后才能成为稳定核。211. 由裂变过程发射出来的中子可以分成二个大类，它们是瞬发中子和缓发中子。212. 什么叫瞬发中子？它们是如何产生的？答案：99%以上的中子是在裂变过程的一个极短时间（约10-14秒）内产生的，把这些中子叫作瞬发中子。它们是在复核分成两个碎片后，由于这些碎片或核素都含有多于稳定性所要求的中子和足够放出这些中子的过剩能量。在这种激发的、不稳定的核的形成后极短时间内，立刻放出一个或更多的中子。瞬发射线也是这时候发射出来的。213. 缓发中子是如何产生的？答案：当瞬发中子在极短的时间内停止发射后，一些裂变碎片的中子太多而不稳定，它们是一些发射体，衰变后的产物处在一种高激发态中，有足够能量时即发出一个中子，即缓发中子。缓发中子的衰变规律视为同它的发射衰变规律一样。下图为缓发中子先驱核Br37的衰变情况。稳定稳定214. 什么叫缓发中子份额？答案：在所有由裂变产生的中子中，缓发中子所占的份额称为缓发中子份额（以表示）。如果只考虑在活性区内产生并被吸收的中子，即考虑了中子泄漏的影响，这时缓发中子所占的比例，就是有效缓发中子份额，以eff表示。与eff之间的关系为：eff，其中为缓发中子价值因子，通常取：=0.97。215. 什么叫裂变中子能谱？给出裂变中子的能量变化范围。答案：裂变产生的瞬发中子随中子能量的分布称为裂变中子谱。裂变中子的能量分布在相当大的能量范围内，可由10MeV一直到热中子能量，平均能量约为2MeV。216. 当反应堆运行时，U238吸收中子生成Pu-239后，对反应堆控制会产生什么影响？答案：Pu-239的缓发中子份额约为0.002，远比U235的缓发中子份额（约为0.0064）小。由于Pu-239的积累，整个反应堆的有效缓发中子份额eff将减少，致使在寿期末时，反应堆的响应时间更快。因为减少，则在同一速率下改变反应堆功率所需的反应性就减少。也就是说在同一反应性引入的情况下，Pu-239含量愈多的反应堆，其响应时间就愈快（周期减少）217. 解释升功率瞬变和降功率瞬变过程中有效缓发中子衰变常数所发生的变化。答案： (1) 在上升功率瞬变过程中，发生了较多的裂变，因而就产生了较多的中子，很快就出现半衰期较短的缓发中子，即半衰期较短的缓发中子份额相对增加，缓发中子的平均寿命相对减小，衰变常数增加。 (2) 在下降功率瞬变过程中，由于中子产生和裂变的速度减小，因而产生的瞬发中子也较少。链式反应更取决于较长寿命的缓发中子，即半衰期较长的缓发中子份额相对增加，缓发中子的平均寿命相对增大，衰变常数减小。218. 热中子的定义是什么？答案：与它们所在的介质原子（或分子）处于热平衡状态中的中子。219. 热中子平均速度与慢化剂温度有关，当慢化剂温度增加时，中子平均速度也增加。220. 快中子可以引起铀238裂变，为什么快堆并不用铀238作燃料？答案：主要因为非弹性散射使大部分中子能量很快降到铀238的裂变阈能之下。221. 当慢化剂温度增加时，热中子谱向什么方向移动？答案：热中子能谱向中子速度增加的方向移动，即随着慢化剂温度的增加，中子最可几速度也增加，如下图所示。222. 在有中子吸收的压水堆活性区中，热中子平均速度要比介质平均热运动速度高一些。223. 一般中子截面表上所说热中子所对应的中子温度为20.4，与此温度相对应的中子速度（最可几速度）为2200米/秒，相对应的电子动能为0.0253eV。224. 什么是反应堆内热中子扩散现象？答案：热能中子在堆内从密度高的地方向密度低的地方运动的现象称之为热中子扩散。热中子最终被核燃料或慢化剂等吸收，或泄漏堆外。225. 将中子密度随时间的变化率用产生数、泄漏数和吸收数表示。答案：产生数泄漏数吸收数226. 解释热中子扩散长度（L）的物理意义。答案：在无限介质内点源的情况下，扩散长度的平方L2等于热中子从产生地点到被吸收地点穿行的直线距离均方值的六分之一。（）扩散长度L的大小将影响反应堆内热中子的泄漏。L愈大，热中子自产生地点到被吸收地点所移动的平均距离也愈大，因而热中子泄漏到反应堆外的几率也就愈大。在常温下纯水介质中，扩散长度LH20约等于2.85厘米。227. 什么叫平均对数能量缩减（损失）？答案：平均对数能量缩减（损失）是每次碰撞里中子能量的自然对数的减小的平均值，用表示。它与中子的初始能量无关，中子损失的能量平均起来总是它碰撞能量的一定分数，这一分数随着散射核质量数的增加而减小。228. 什么是宏观减速能力？答案：宏观减速能力用s乘积表示，它指出，只有尽可能大且散射截面也很大时才说明散射物质对中子的减速有良好的结果。229. 什么是减速比（慢化比）？答案：减速比用s/a表示，它表明如果减速物质的吸收截面很大时也不是好的减速剂。230. 解释中子年龄的物理意义。答案：中子年龄（u）是表征中子慢化过程特征的一个重要参数，计算减速密度的二次空间短（），可以给出年龄一个精确的物理意义，即中子年龄（u）时所穿行的直线距离均方值的六分之一。反应堆计算中最有用的是热中子年龄th，也就是从裂变中子释放后慢化到热中子的中子年龄。231. 解释徙动面积M2的物理意义。答案：)徙动面积M2是中子由作为快（裂变）中子产生出来，直到它成为热中子并被吸收所穿行直线距离的均方值的六分之一。徙动长度M是影响堆芯中子泄漏程度的重要参数，M越大，则中子不泄漏几率PL便愈小。232. a.优质慢化剂的三个主要性质是什么？ b.慢化剂的原子量应该多大为好？答案：a. 吸收截面小；散射截面大；平均对数能量损失大。b. 原子量应尽可能小。233. 反应堆中，水是用来作冷却剂、慢化剂、屏蔽和反射层。234. 常用的慢化剂有轻水、重水和石墨等。235. 试比较H2O与D2O作为慢化剂的优缺点。答案：H2O的慢化能力强，价格便宜，但是中子吸收截面大，慢化比小，必须采用富集铀燃料。D2O的慢化比高，中子吸收截面小，可以采用天然铀，但其慢化能力稍差，价格贵，而且运行中会产生氚。236. 试述水作为冷却剂与慢化剂的优缺点。答案：便宜，传热性能好，热容量大，失水事故时的自安全性好，但会发生相变，中子吸收较强，放化性能不稳定，易于活化。237. 硼的慢化能力不小，为什么它不能用作慢化剂？答案：硼的的热中子吸收截面a太大，慢化比很小。238. 为什么天然铀反应堆不能用轻水做慢化剂？答案：由于天然铀燃料的热裂变因子很小，而轻水的附加中子吸收大，无法构成临界布置，所以天然铀反应堆不能用轻水作慢化剂，请参考Kandu。239. 什么叫自持链式反应？答案：可裂变物质处于适当条件下，裂变中子能引起进一步裂变而放出中子，并使裂变反应能不断继续下去。240. 给出无限介质增殖系数K的定义。答案：系统为无限大，中子的泄漏率为零时的增值系数称无限增殖系数K。241. “四因子公式”描述了什么？答案：它描述了一个无限扩展反应堆的中子平衡状况，它是反应堆内中子产生率与吸收率之比。242. 给出快中子裂变因子的定义。答案：由于一个初始裂变中子所得到的、慢化到铀238核裂变阈能以下的平均中子数。这是略大于1的一个系数。243. 给出热中子利用因子f的定义。答案：被燃料吸收的热中子数占被堆芯所有物质（包括燃料在内）吸收的热中子总数的份额。f1。244. 给出裂变因子的定义。答案：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。245. 为什么长期运行中会发生变化？答案：由于燃料的宏观裂变截面f减小，而燃料的宏观俘获截面a却增加了，所以随运行时间推移而下降。246. 试解释当冷却剂温度升高时热中子利用因子f的变化。答案：在欠慢化栅格布置的情况下，冷却剂温度升高意味着冷却剂密度降低，则冷却剂宏观吸收截面降低，所以f升高。247. 哪些运行措施可以改变四因子公式中的热中子利用因子f？答案：通过提升或插入控制棒，或者改变冷却剂中的硼浓度均可以改变四因子公式中的热中子利用因子f。248. 中子毒物的存在明显改变了反应堆四因子公式中的热中子利用因子f。249. Keff与K之间的关系如何？答案：Keff= KPsPdPs：快中子慢化过程中的不泄漏几率。Pd：热中子扩散过程中的不泄漏几率。250. 给出中子不泄漏几率PL的定义。答案：251. 试给出单群理论的临界方程。答案：单群理论的临界方程为：，其中为中子的不泄漏几率，Bg2为几何曲率，L为扩散长度。由上可知中子不泄漏几率不仅与扩散长度有关，而且与几何曲率有关。当反应堆体积增大时，Bg2就减小，不泄漏几率就增大。当反应堆达到临界时，几何曲率Bg2与材料曲率相等，即Bg2=Bm2，这就是反应堆的临界条件。252. 什么是临界系统、次临界系统和超临界系统？答案： 临界系统：有效增殖系数恰好等于1，系统内中子的产生率等于消失率；因此，系统内已经进行的链式裂变反应，将以恒定的速率不断进行下去。 次临界系统：有效增殖系数小于1，系统内的中子数目将随时间的延续而不断减小。 超临界系统：有效增殖系数小于1，系统内的中子数将随时间的延续而不断增加。253. 什么叫临界质量？什么叫临界尺寸？答案：具有给定几何布置与材料组成的介质或系统能够达到临界所需要的易裂变材料的最小质量，叫做临界质量。具有给定几何布置与材料组成的堆芯或装置能够达到临界所需的最小尺寸，叫做临界尺寸。254. 什么叫瞬发超临界？答案：有效增殖因子大于或等于1时，没有缓发中子反应堆也能维持临界，我们称这种状态为瞬发超临界。255. 为什么不允许出现瞬发超临界？答案：在这种情况下，缓发中子即使不考虑的作用，反应堆功率也将会以极高的速率上升，链式反应无法控制，瞬发超临界尽管最终会由于负反馈而停止下来，但给核岛设备带来了损害。所以不允许出现瞬发超临界。256. 定性画出在次临界、临界、超临界状态下，反应堆功率随时间的变化。257. 在有中子源的反应堆中，Keff小于1时是否有可能获得增加的计数率？为什么可能或为什么不可能？答案：有可能。如果Keff1时，源中子弥补了裂变链中的损失，中子总数则保持不变。如果反应性（正的）增加，反应堆变得更加有效，尽管此时反应堆的有效增殖系数Keff仍然小于1（但已非常接近于1），但由中子源产生的中子除弥补裂变链的损失外还有富裕，由此造成反应堆内的中子计数率随时间的延续增加，就好像反应堆是处于超临界状态一样。258. 反应堆的临界大小取决于反应堆的与。答案：材料组成几何形状259.在反应堆堆芯成分相同的条件下，几何形状不一样，哪种几何形状的临界质量最小？为什么？答案：球形反应堆临界质量最小，因球形反应堆的中子泄漏最小。260. 什么是反射层节省？答案：当反应堆堆芯周围有了反射层后，反应堆的临界体积（或尺寸）比裸堆的临界体积（或尺寸）减小了。芯部临界尺寸的减少量就称之为反射层节省，以表示。261. 反射层的作用是什么？答案：使热中子反射回堆芯，使快中子得以慢化并反射回堆芯，减少燃料装载量或缩小活性区尺寸，同时还起到通量展平作用。262. 堆芯与反应堆压力容器之间的水套层起着与的作用。答案：反射层热屏蔽263. 反射层既然对反应堆很重要，是不是反射层越厚越好？答案：理论上可证明当反射层厚度增加到一定值后，反射层节省就达到一个常数值（大约等于中子在反射层中的扩散长度），而与反射层厚度无关，这时即使再增加反射层的厚度，也不会使反射层节省增加。264. 试给出 “代时间”的定义？答案：中子从核裂变开始到其被吸收或泄漏的平均时间间隔。265. 中子代时间由哪几部分组成？用图表示。答案：见下图。266. 中子代时间是怎样计算出来的？答案：中子代时间等于孕育时间与中子寿命之和。对于瞬发中子，中子孕育时间约为10-14秒，缓发中子的孕育时间约为13秒，中子寿命两者都差不多约为10-15秒，平均中子代时间应为：式中缓发中子分额l1缓发中子代时间约为13秒l2瞬发中子代时间约为10-5秒因此平均中子代时间约为0.084秒（对铀235裂变反应）267. 试说明缓发中子在反应堆控制中的作用。答案：由于缓发中子增大了相当于两代中子之间的平均时间间隔，亦即增大了中子代时间，使得反应堆功率变化速度变慢，从而使得反应堆能被控制。268. 缓发中子的孕育时间是如何计算的？答案：核裂变过程中，可裂变核分裂成的两块碎片（也叫先驱核）一般都含有过量的中子。这些先驱核往往在核裂变后0.2秒到80秒之间将多余的中子释放出来，这就是缓发中子。将每个先驱核放出的缓发中子的平均时间lis乘以每个先驱核的产额i，再加到一起后除以缓发中子总份额，就可得到缓发中子的孕育时间ls。在不考虑Pu-239的情况下，ls的数值约为13秒。269. 反应堆功率以30秒的稳定周期从1%PN增加到20%PN，在上升功率动作过程中，需要多少时间？答案：按P=P0et/T，已知P=20%Pn，P0=1%Pn和T=30秒，可得t=90秒。270. 在下述倍增时间时，反应堆处何状态？T2 T270秒T218秒答案：T2反应堆功率趋于稳定在某一值上；T270秒反应堆超临界，正常提升功率；T218秒，短周期事故，运行中提升功率时，反应堆倍增时间应大于18秒。271. 写出你知道的几种用于表示反应性的单位。答案：1. K/K；2. pcm(=10-5K/K)3. “元”$272. 哪些因素能改变反应堆的反应性？（至少三种）。答案：硼浓度，燃料棒温度，冷却剂温度（或密度），Xe毒，控制棒插入深度，可燃毒物等。273. 试给出以下情况的Keff与的数值：a) 次临界b)临界c) 超临界d) 瞬发超临界答案：Keffa) 次临界110d) 瞬发超临界1+/(1+)：缓发中子份额274. 当0.002时，分别以U235和Pu-239为燃料的反应堆各处于何种状态？答案：U235为燃料的反应堆处于超临界状态，而以Pu-239为燃料的反应堆处于瞬发临界状态。275. PWR堆中测量反应性的方法是什么？有哪些优点？答案：PWR堆中测量反应性的方法是反应性模拟法。 可测正负反应性； 可在零功率或有功率情况下进行测量； 测量时间短。276. 反应堆从寿期初到寿期末，堆芯某处的中子通量与该处的功率密度之比是如何变化的？为什么？答案：中子通量与该处的功率密度之比将逐渐增大，这是因为随着燃耗加深，宏观裂变截面f下降，所以为保持功率不变，中子通量必须提高。277. 反应堆功率P与平均中子通量有何关系？答案：反应堆功率P正比于裂变反应率Rf，而Rf是平均中子通量与宏观裂变截面f的乘积，所以P正比于。278. 运行期间，中子通量受哪些因素的影响？试举三例。答案：1.控制棒2.慢化剂密度3.中子毒物（裂变产物，可燃毒物等）4.堆芯装载情况燃耗反应堆功率279. 试分析冷却剂密度降低对反应性的双重影响。答案：冷却剂密度降低一方面意味着中子慢化变差，泄漏增加，反应性减小，另一方面冷却剂里的中子俘获也减小从而增加了反应性。280. 试列举三种反应性系数。答案：如冷却剂温度系数，燃料温度系数，空泡系数和功率系数等。281. 反应性温度系数包括快变化的燃料温度系数与慢变化的慢化剂温度系数。282. 什么是慢化剂温度系数？答案：慢化剂温度每变化1所引起反应性的变化。283. 影响慢化剂温度系数的主要因素是什么？答案：PWR内影响慢化剂温度系数的主要因素是冷却剂平均温度、冷却剂内硼浓度、燃耗和水铀体积化等。284. 试说明冷却剂内含硼量1ppm的具体意义。答案：1公斤水中含有1毫克天然硼，称含硼量为1ppm，1ppm10-6285. 当一回路温度升高时，一回路水中的硼浓度是否变化？答案：不变