核物理分析答案终极版

第一章1、微观截面：上一bl曲x, b为比例常数，称为微观截面，它与靶核的性质和中子的能 量有关。b是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用概率大小的一种度量。宏观截面：& Nd,把 用为宏观截面，宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生 核反应的平均概率大小的一种度量。2、平均自由程：中子与原子核发生某种反应之前所穿行的平均距离。3、中子密度：单位体积内的中子数，用 n表示。4、核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数，用 R表示，便等 于R= nvE中子/m3?s , R叫做核反应率。5、中子通量密度：等于该点的中子密度与相应中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子 在单位时间内穿行距离的总和。中子通量密度是该点沿空间各个反向的微分中子束强度之 和。中子注量率=中子通量密度。它的大小反映堆芯内核反应率的大小，因此也反映出堆的功率水平。6、俘获-裂变比：“=b r/夕辐射俘获截面与裂变截面只比。“与裂变同位素种类和中子能量有关。7、有效裂变中子数：燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数，用刀表示。v af VP）一 Of + % 1 + a8、顺发中子：裂变反应时，99%以上的中子是在裂变瞬间（约 1014次方s）发射出来的, 把这些中子叫顺发中子。9、缓发中子：有小于1%的中子（对235U裂变，约有0.65%）是在裂变碎片衰变过程中发 射出来的，把这些中子叫做缓发中子。像87Br这种裂变碎片，在衰变过程中能够产生缓发中子，通常叫做缓发中子先驱核。10、四因子公式：kcx pfo Y第二章1慢化能力：.只有当中子与核发生散射碰撞时， 才有可能使中子的能量降低。 因此要求慢化 剂应同时具有较大的宏观散射截面汇 s和平均对数能降E。通常把乘积E汇s叫做慢化剂的 慢化能力。2 .慢化比：我们定义Es/Ea叫做慢化比。从反应堆物理观点来看，它是表示慢化剂优劣 的一个重要参数，好的慢化剂不近应具有较大的E汇s值，还应该具有较大的慢化比。3 .慢化剂的选择：除了要求有大的慢化能力外，从减少中子损失的角度显然还要求慢化剂应 具有小的吸收截面。重水具有良好的慢化性能， 但其价格昂贵。石墨的慢化性能也是较好的， 但他的慢化能力小，因而石墨堆一般具有较庞大的堆芯体积。水的慢化能力E汇s值最大，因而以水做慢化剂的反应堆具有较小的堆芯体积，但水的吸收截面较大， 因而水堆必须用富 集铀作燃料。当然，慢化剂还应从工程角度加以考虑，如辐照稳定性，价格等因素。目前动 力堆中最常用的慢化剂是水，它是廉价而又易得的慢化剂。4 .慢化密度：他是描述慢化过程的一个重要的量，我们用符号q (r, E)来表示。它的定义是：在r处每秒每单位体积内慢化到能量E以下的中子数。5 .费米谱分布：无吸收介质内在慢化区内慢化能谱近似服从1/E分布或称之为费米谱分布。6 .能量自屏效应：在共振峰内中子通量密度能谱分布发生了畸变和凹陷。原因可以这样解释,在共振峰外，中子通量密度能谱是按1/E渐近能谱分布，但是进入共振峰内后，其能谱分布由于分母中含有汇rA项，当中子截面呈共振峰形状时，在共振能量附近有很大的增大和剧 变，这就导致中子通量密度急剧下降畸变，在日附近中子通量密度 (E)出现很大的凹陷,这种现象称之为共振的能量自屏效应，他使共振吸收减小。第三章1、稳态单能中子扩散方程：城町阿货化，灿万程(3 - 34)就用以。叩O)+ S(r) = 0产省r 士工口第四章1.反射层的作用：首先是可以减少芯部中子的泄露， 从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层 时的小，这样便可以节省一部分燃料。另外，反射层还可以提高反应堆的平均输出功率，这是由于包有反射层的反应堆， 其芯部的中子通量密度分布比裸堆的中子通量密度分布更加平 坦的缘故。第六章1.非均匀堆的均匀化计算三个步骤：第一步是从堆芯的最基本单元一一栅元的均匀化开始，对组件中各类栅元进行均匀化计算，这时计算的通常是一个由燃料，包壳和慢化剂组成的一维圆柱栅元问题。第二步是利用栅元计算结果进行燃料组件的均匀化计算。第三步是利用求得的燃料组件的少群均匀化常数，进行全堆芯的24群的扩散计算，求出堆芯有效增殖因数和中子通量密度及功率分布。电蹈计注流程的示意图表示于图6-5中.图6-5非均匀堆（轻水堆）计算流程示意图第七章1、碘坑：停堆后135Xe浓度先增加到最大值，然后逐渐的减小；剩余反应性随时间变化则与135Xe浓度恰好相反，先是减小到最小值，然后逐渐地增大，通常把这一现象称为 碘坑”。因为这一现象主要是由于停堆后135I继续衰变成135Xe,使135Xe浓度增大所引起的。图7 - 1】停堆前后，用Xe浓度和剩余反应性随时间变化的示意图 2、碘坑深度：停堆后反应堆剩余反应性下降到最小值程度称为碘坑深度。碘坑深度与反应堆停堆前运行的热中子通量密度 (或运行功率)值密切有关，热中子通量密度越大，碘坑深度越深。3、堆芯寿期：一个新装料堆芯从开始运行到有效增值因数降到1时，反应堆满功率运行的时间就称为堆芯寿期4、燃耗深度：对核燃料在反应堆内停留时间和使用寿命，通常还用燃耗深度来表示。燃耗 深度是装入堆芯的单位重量核燃料所产生总能量的一种度量，也是燃料贫化成都的一种度 量。常用表示方法：(1)通常把装入堆芯的单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的单位，即J/kg。但在核工程中，习惯上常以装入堆内每吨铀所发出的热能作为燃耗深度单位，即MW?d/t , 1MW?d/t=86.4MJ/kg。这样燃耗深度常以 BU表示为：BU =尸市/% MW d/t(7 - 55)Jo式中,Wu为核燃料的质量(t),分子表示它所发出的能量(MW d)o若以铀为然 料,则它的单位为MW- d/t0在计算核燃料质量时应该注意:它是指燃料中含有 重元素(铀、钵和钛)的质量，例如以二氧化铀为燃料时，在计算Wu时，必须把馔料 中氧所占的份颤扣除.(WB)和装载的易裂变同位(2)燃耗深度的第二种表示形式为燃耗掉的易裂变同位素质量 素质量(WF)的比值：的易裂变同位素质量(WQ的比值:察 X 100%显然受表示在装载的易裂变同位素中燃耗掉的百分数。(3)燃耗掉的易裂变同位素的质量WB (kg)与装载的燃料质量 Wu (t)的比值，以au表示： 钠 口)解;中于即里 FF U L/ 口 目，O* v /+ % = k kg/t“u叼表示在每吨燃料(U)中,裂变同位素的消耗量(kg)。在动力反应堆中，通常都是采用第一种方式表示，但是在生产堆或实验堆中， 有时采用第二种或第三种方式来表示比较方便。第八章1 .燃料温度系数：由单位燃料温度变化所引起的反应性变化称为燃料温度系数。燃料温度系数主要是燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的。因而，温度升高多普勒效应的结果使有效共振吸收增加，逃脱共振俘获概率减小， 有效增殖因数下降， 这就产生了负温度效应。燃料温度系数公式 h HT fp HTf式中，为燃料温度小为逃赢前获概豆 由(2,2 .空泡系数：在液体冷却剂的反应堆中，冷却剂的沸腾将产生蒸汽泡，它的密度远小于液体 的密度。在冷却剂中所包含的蒸汽泡的体积百分数称为空泡份额。空泡系数是指在反应堆中,冷却剂的空泡份额变化百分之一所引起的反应性变化。空泡系数公式aydpdx3 .当出现空泡或空泡份额增大情况时，有三种效应 ：(1)冷却剂的有害中子吸收减小，这是 正效应(2)中子泄露增加，这是负效应(3)慢化能力变小，能谱变硬，这是正效应，也可 以是负效应。4 .功率系数：单位功率变化所引起的反应性变化称为功率反应性系数。 公式戈有aJ）$=?（群儒）+型祭*第+碑务+溜界5 .温度系数的计算：在计算时，首先计算在不同的燃料或慢化剂温度条件下堆芯的群常数，然后利用堆芯扩散计算程序， 对反应堆进行临界计算， 直接计算出不同的燃料或慢化剂温度 下的有效增殖因数 keff ( T),求出A k和A T的比值，从而求得温度系数。6 .反应性控制的任务及方式(1)剩余反应性：堆芯中没有任何控制毒物时的反应称为剩余反应性，以 p ex来表示。控 制毒物是指反应堆中用于反应控制各种中子吸收体，例如控制棒、可燃毒物和化学补偿毒物等。反应堆剩余反应性的大小与反应堆运行时间和状态有关。一般说来，一个新的堆芯，在冷态无中毒情况下，它的初始剩余反应性最大。(2)控制毒物价值：某一控制毒物投入堆芯所引起的反应性变化量称为该控制毒物的反应 性或价值，以 pi表示。(3)停堆深度：当全部控制毒物都投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性称为停堆深度，以p s来表示。很显然，停堆深度也与反应堆运行时间和状态有关。为了保证反应堆的安全，要求热态，平衡氤中毒的工况下，应有足够大的停堆深度。否则，当堆芯逐渐冷却和Xe逐渐地衰变后，反应堆的反应性将逐渐地增加，而停堆深度就逐渐地减小，这样堆芯有可能又重新恢复到临界或超临界的危险情况。所以在反应堆物理设计准则中就必须要对停堆深度作 出规定。(4)总的被控反应性：总的被控反应性等于剩余反应性与停堆深度之和，以p表示，即 p = p ex+ p s7 .反射性控制中所用的几个物理量作用：热中子反应堆的剩余反应性和总的被控反应性都远大于快中子反应堆中对应的反应性，这是因为快中子反应堆的增值比大，增值的燃料将补偿燃料的消耗；同时，温度系数和裂变产物对快中子反应堆的影响也比他们对热中子反应堆的 影响小。从上表还可知，轻水反应堆的剩余反应性和总的被控价值相对比较大。这是因为轻水反应堆的慢化剂负温度系数比较大且它的转换比比较小。8 .控制棒间的干涉效应：一般情况下，反应堆有较多的控制棒， 这些控制棒同时插入堆芯时， 总得价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值总和。这是因为控制棒的价值和它插入处的中子通量密度大小密切相关。而当一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中中子通量密度分布的畸变，势必会影响其它控制棒的价值。这种现象称之为控制棒间的干涉效应。考虑到控制棒的相互干涉效应，通常在设计堆芯时，应使控制棒的间距大于热中子扩散长度。第九章点堆模型动态方程孚=岫（二/）二力（）+XCQ）= & 少（匕）一AiCi（） i 1,2U一，6T =+ 5c at A仁 J.=昆蟹ZC i = 1,2,-,6dr A大题第一章1 .一核电站压水堆的热功率为2800MW ,电站年负荷因子为 0.85,试估算该电站一年（365天）所消耗的235U质量。解根据年负荷因子的定义该电站1年释放的能量为E = P 义 /X = 2 800 X 10$ X 0. 85 X 365 X 86 400=7. 506 X 101& J需要块u的裂变核数为小过山一N = 3. 125 X IO15 X E = 2. 346 X 10（1 + 3）NX 型1 080. 3共消耗的期U质量为No X 10s2 .有一座小型核电站，电功率为 150MW,设电站的效率为 30%,试估算该电站反应堆额定 功率运行1h所消耗的235U量。 17T 1 4 门 7 1每秒钟发出的热量：E = - = 5t00x10sJ打 0.30每秒钟裂变的U235： N = 3.125x1(严乂月=1.56x101个运行 lh 的裂变的 U235* NxT = 136x10x360。= 5.616x10,个)消耗的限35质量;(1 + a)N(+ 0.18)x5.616 xl022 x 235=25,9g = 0.0259kgx A =-6.022x10”na第四章1 .设有如图所示的一维石墨慢化反应堆，k=1.06 , L2=300cn2,入tr=2.8cm 。试求:(1)达到临界时反应堆的厚度H和中子通量密度的分布；(2)设取H=250cm试求反应堆的有效增殖因数keff 。图4Al无限平板形反应堆解(1)根据17)式的临界条件，求得临界附反应堆的几何曲率b：应等于k 11 1及=T1 = 2.0X QcmT因而Bg=0. 014 14 cm1，另一方面根据(4 - 10)式有Bs=jt/%因而有= 0314 = 222*2cm由于外推距离d=0. 710 4羽=0. 710 4X2. 8=2 cm,因而求得临界时反应堆的厚度H = a - 2d = 222. 2 4 218. 2 cm 临界时中子通量密度分布为弧工）=Acos（2）若H=25O cm,则反应堆的几何曲率H + 2d反应堆的有效增殖因数等于L06eff- l+L&Bl=1 + 300 X 1, 53 X 1O+=1.013 52 .设有一轻水裸圆柱形堆芯，其参数为：L2=4.7cm2, r =48cn2,入tr=9.7cm ,加硼后k=1.072。（1）设芯部高度 H=3.55m,试求堆芯的临界半径；（2）如果给定堆芯半径 R=1.56m, 那么试求堆芯的反应性。解 首先计算临界半径,已知芯科亶外评%费 二 07”入产仇口6B 9 m,根据修正学群理论，有1.82-1=（转 + 4. 7） X 1L 一3.55 + 2X0.06O）+（兽）求得 R =0. 67 m,因而临界半径 R=0. 67 0. 068 9=0. 601 mn如果给定及=L56则几何曲率式=（3.55 + 2X0,068+ L 56+0,068=工窕 乂因而有效增殖因数而反应性L 07S1 4-52. 7 X 2.90 X 10-1=1.056呼二卜工P =1.056-11.056=0,054