反应堆核物理基础习题集.docx

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反应堆核物理基础习题集

选择题

1）缓发中子的存在使中子倍增周期A。

A：

变大B：

变小C：

不变

2）在有源的次临界反应堆内，中子通量是C的。

A：

不断上升B：

不断下降C：

一定

4）中子通量是：

[C]。

A单位时间单位体积内的中子总数；

B单位时间内通过单位体积的中子总数；

C单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和；

D单位时间内单方向通过单位面积的中子总数。

8）“功率亏损”的定义是：

[A]

A不反应堆功率上升时向堆芯引入的负反应性总值；

B当慢化剂温度上升时向堆芯引入的负反应性总值；

C当反应堆功率上升时向堆芯引入的正反应性总值；

D当燃料温度降低时向堆芯引入的正反应性总值；

21）反应堆功率正比于B。

A：

最大通量B：

平均通量C：

最小通量

22）处在临界状态下的反应堆的功率是C。

A：

很高的B：

一定的C：

任意的

25）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：

[D]。

A.1）正；2）正。

B.1）负；2）正。

C.1）正；2）负。

D.1）负；2）负。

解释所选答案的理由：

1）由于△I=PT－PB，功率上升后，堆芯出口温度上升，导致堆芯下半部功率升高，△I减小；

2）控制棒下插，堆芯上半部功率减小，堆芯轴向功率峰值将偏向堆芯下半部，△I减小。

26）反应堆在寿期中以75％FP运行，假定控制棒处在全提位置，那么在发生以下变化后，反应堆功率分布向堆芯顶部偏移最大的情形应当是：

[A]。

A.降低功率。

B.降低冷却剂硼浓度。

降低堆芯平均温度。

C.

D.降低反应堆冷却剂系统压力。

27）当反应堆以75％FP运行，一束中心控制棒下插到底与同一束控制棒下插50％，那么，比较这两种情形，正确的说法是：

[B]。

A.控制棒下插到底引起轴向功率分布的变化大。

B.控制棒下插到底引起径向功率分布的变化大。

C.控制棒下插到底引起停堆裕量的变化大。

D.控制棒下插到底引起停堆裕量的变化小。

28）往一个处于停闭状态的反应堆中添加某个正反应性，尽管此时的，但观察到中子计数率在增长，这种现象的起因是：

[D]。

A.缓发中子。

B.等温温度系数。

C.中子慢化。

D.次临界增殖。

理由:

次临界状态下，堆芯内的中子密度变化规律为：

。

因此，在未达到次临界平衡之前，中子密度是增加的。

29）堆内装设外中子源，它在启动过程中的作用是：

[D]。

A需用中子源主生足够数量的中子启动反应堆；

B避免启动时达不到临界的计数水平；

C缩短启动反应堆的时间；

D用于监测反应堆启动过程。

30）因高功率长期运行，会引起中子通量密度的再分布，其主要原因是：

[B]。

A.堆芯外围区域的控制棒价值比堆芯内区的低。

B.由于堆芯轴向燃料燃耗的不均匀，引起轴向的慢化剂温度系数和热中子通量密度分布变化。

C.燃料的共振吸收随温度升高而增强。

D.堆芯冷却剂硼浓度随着运行而逐渐减少。

31）反应堆以75％FP运行了几周，蒸汽发生器的蒸汽流量突然增加了3%。

若无操纵员的干预而且自动控制系统不动作，则到达稳定状态后，反应堆功率将，冷却剂平均温度将。

[A]。

A.上升、下降。

B.不变、上升。

C.下降、上升。

D.不变、下降。

32）有两座完全相同的反应堆A和B，同时以满功率运行了6个月。

两座反应堆同时紧急束控制棒被卡在堆外不能下落。

1有B而反应堆的控制棒全部下插到堆底，A反应堆停堆，

比较这两座反应堆在停堆5分钟后的堆芯内的裂变反应率和功率下降周期，正确的结论是：

[D]。

A．裂变反应率相同；但反应堆A的周期短。

B．两者的裂变反应率和功率下降周期都相同。

C．反应堆A的裂变反应率低、功率下降周期也较短。

D．反应堆A的裂变反应率低，但两者的核功率下降周期相同。

解释所选正确答案的理由：

停堆后5分钟，瞬发中子几乎完全消失，堆芯内的中子来源主要是缓发中子。

由于反应堆A的停堆反应性大，其次临界度要深，由缓发中子源形成的次临界增殖水平比反应堆B的低。

因此其裂变反应率低。

缓发中子及短寿命的缓发中子消失后，反应堆中子功率反应率低。

瞬发中子及短寿命的缓发中子消失后，反应堆中子功率的下降取决于寿命最长的缓发中子先驱核的衰变，与其它因素无关。

33）反应堆从无氙状态启动，在临界后，操纵员建立一个正的反应堆周期，以便继续提升功率。

在几分钟之内，还未达到核加热点，反应堆功率停止上升并开始缓慢下降，其原因可能是：

A.反应堆冷却剂系统意外硼稀释。

B.堆芯内氙的积累。

C.反应堆冷却剂系统逐步冷却。

D.裂变引起燃料发热。

E.以上四种情况都不正确。

答案：

[E]。

34）选择（将正确的选择填入“答案”后的[]中）

已知在反应堆启动过程的某个阶段，反应堆的keff=0.97，稳定的中子计数率为500。

当提升控制棒引入1050pcm的反应性后，稳定的中子计数率近似为：

A.750。

B.1000。

C.2000。

D.2250。

答案：

[A]。

理论依据：

由反应性的定义：

，

得到：

。

由次临界外推公式：

，

可得：

。

（多项选择：

多选不得分、少选按比例扣。

C]、B、[A设置控制棒插入极限的目的有：

）35．

分）

A.防止功率分布畸变。

B.限值弹棒事故后果。

C.升功率时，控制棒可尽可能多地提出以补偿功率亏损。

D.降功率时，控制棒可尽可能多地提出以补偿功率亏损。

E.升功率时，控制棒可尽可能多地提出以补偿氙毒反应性。

F.降功率时，控制棒可尽可能多地下插以补偿氙毒反应性。

36）在等于0.88和等于0.92的两种情况下，分别引入200的正反应性，那么两种情况下的稳定中子计数率的净增量的大小比较应当是:

[C]

A.相等

B.前者大于后者

C.后者大于前者

D.不确定

理由：

因计数率，所以当引入正反应性后，

。

计数率的净增量：

，

显然引入同样的正反应性，初始有效增殖系数越接近于1，则计数率增量越大。

37）在PWR某燃料循环，在相同的功率水平下，若在寿期初和在寿期末分别引入同样大小的正反应性，则反应堆功率增长周期的比较是：

[B]。

A.寿期初的反应堆周期短。

B.寿期末的反应堆周期短。

C.两者的反应堆周期相同。

D.不能确定。

理由：

缓发中子对反应堆稳定性的贡献比瞬发中子的大，随着燃耗加深，堆芯内239Pu

不断积累。

因为239Pu的有效缓发中子份额要比235U的低得多，因此在寿期末的

比在寿期初的要小。

引入同样大小的反应性，则在寿期末的反应堆周期比寿期初

的要短。

填空题：

1）核反应堆内，热中子与硼–10发生主要的核反应方程：

。

这种反应类型是（n,）反应。

2）放射性衰变主要分为：

α衰变和β衰变。

γ射线是处在激发态的原子核回复到稳定状态或更低的激发态的过程中，将多余的能量以电磁辐射（电磁辐射、电离辐射、放射性气体）的形式发出的。

3）放射性衰变的特点（回答三条）有：

放射性衰变是核内因中子数与质子数之比过多或过少时而自发放出某种特征粒子的现a）

象。

此核转化为一个不同的核（带放射性或不带放射性）；

b）任何一种放射性物质的核，都有一定的衰变率，它取决于核的种类，而且等于常数；

c）用任何人类已知的方法都不能使它改变

4）中子通量密度表示单位体积内的所有中子在单位时间内穿行距离的总和。

5）中子核反应率表示在单位时间单位体积内的靶核与该体积内所有中子发生某类核反应的总次数。

要求慢化剂的核特性满足以下要求：

对数能量缩减要大；宏6）观弹性散射截面要大；宏观吸收截面要小。

综合起来，可

以表示为：

要大

7）燃料235U的富集度的定义：

。

8）散射碰撞分弹性和非弹性两种。

在非弹性碰撞中，中子和核体系的动量守恒，但动能不守恒。

中子碰撞所失去的一部分动能转变成被撞核的激发能。

9）在核反应堆中，能量超过0.1MeV的中子称为快中子；能量低于1eV的中子称为热中子；能量在1eV～0.1MeV之间的中子称为中能中子。

10）在堆芯某处，单位体积内有热中子吸收元素的核子数为，该元素对热中子的微观吸收截面为，该处的热中子密度为，热中子的平均速度为，则该处的

宏观吸收截面为。

热中子通量φth为。

热中子吸收反应堆Ra为。

11）在下列衰变或转变中，核素的质量数和原子序数的变化：

①α衰变：

质量数减少4，原子序数减少2。

②β衰变：

质量数不变，原子序数增加1或减少1。

③发出γ射线：

质量数与原子序数保持不变。

④放出一个中子：

质量数减少l，原子序数不变。

⑤四种中子吸收反应形式是：

（1）（n,γ）；

（2）（n,f）；

（3）（n,α）；

（4）（n,p）。

12）热中子反应堆中，裂变中子的平均能量是2Mev，快中子通过弹性散射和

非弹性散射慢化成热中子，其最可几速度是2200米/秒；

热中子的平均速度与慢化剂温度有关，当慢化剂温度增加时，中子的平均速度

也增加；与介质原子处于平衡状态的热中子，其速度分布服从于麦克斯韦-玻尔兹曼分布。

13）235U核裂变释放的能量主要由四个部分组成，按其数值大小的顺序排列，依次为：

①裂变碎片的动能。

②裂变中子的动能。

③瞬发γ射线和裂变产物发出的γ射线。

④裂变产物放出的α、β射线。

指出这四部分能量分别在反应堆的何处转换为热能，其理由是什么？

[解答]：

①在燃料芯块中转变为热能，

裂变碎片的质量大，在堆芯内的射程短。

因为

②在慢化剂（或冷却剂）中转变为热能，

因为裂变中子在慢化剂中通过与慢化剂核的弹性碰撞而损失能量。

③在燃料棒、燃料棒包壳、堆芯结构材料以及压力壳等材料中转变为热能，

因为γ射线在较重的介质中的穿透力较差。

④在燃料和燃料包壳中转换为热能，

因为α、β射线穿透力很差，他们完全被阻挡在燃料包壳以内。

释放在堆内的总能量约为：

200MeV。

14）从中子循环的角度,有效增殖系数keff定义为堆内一代裂变中子数

与堆内上一代裂变中子总数之比；从中子数守衡的观点又可定义

为中子的产生率与中子的消失率（吸收+泄漏）之比。

15）.描写中子在一个有限大的系统内扩散行为的“一群稳态中子扩散方程”表示为：

D▽2Φ–ΣaΦ+S=0。

方程左端第一项表示中子从介质中在x、y、z处的一个体积元中泄漏出去的泄漏率，第二项表示中子在该体积元中的吸收率，第三项表示中子在该体积元中的产生率，即单位时间单位体积内发出的中子数。

16）.徙动面积M2的物理意义在于：

中子从作为快裂变中子产生出来、

一直到它成为热中子并被吸收所穿行直线距离均方值的六分之

一，因此M2的大小关系到堆芯中子的泄漏程度：

M愈大，则中

子不泄漏的几率愈小。

。

17）核裂变具有产生裂变碎片、放出能量、产生中子和射线等特点。

18）中子从堆内逃逸的现象叫泄漏，为减少这种损失，在堆芯周围装有反射层。

19）写出无限介质增殖因数的四因子公式，这因子分别被称为快裂变因子，有效裂变中子数，热中子利用系数，逃脱共振吸收几率。

20）反应堆有次临界、临界、超临界三种状态，他们的中子有效增殖因数Keff分别为<1、=1和>1。

在稳定功率运行时反应堆处于临界状态，而停堆时是处在次临界状态。

21）在热中子反应堆中，将那些对反应堆控制和瞬态过程起重要作用的缓发中子归并为6

组，其中寿命最长的一组缓发中子的平均寿命约为80sec。

2.平均有效缓发中子份额随堆芯燃耗而减小，这是因为堆芯内239Pu的积累。

于是在寿期末和在寿期初引入同样大小的反应性，则在寿期末的反应堆周期要比寿期初的反应堆周期短。

22）假定只有一个中子能群（单群近似），定义符号如下：

中子与靶核发生类型反应的微观截面

（例如=、、指吸收、散射、裂变）

中子与靶核发生类型反应的宏观截面

中子寿命

中子通量密度

L扩散长度

M徙动长度

中子年龄

P中子不泄漏几率

A.单位体积内所有的中子在单位时间内穿行的轨迹长度之和等于。

B.中子在介质中穿行单位距离被介质中的原子核吸收的几率等于。

。

中子在被吸收之前所走过的距离的平均值等C.

D.如果中子在无限大介质中的运动速度为v，宏观吸收截面为，则等

于。

对于有限大介质，这个参数必须用P进行修正。

23）随着燃耗的加深,下列单项因素对燃料的多普勒系数的影响趋势是：

（选填：

趋向更负；由负向正；由正向负；趋向更正；没有影响）

1）燃耗加深，燃料中的235U逐步减少，使会没有影响；

2）变气体Xe和Kr在燃料和包壳之间累积越多，使会趋向更负；

3）燃料中生成的240Pu将积累越多，使会趋向更负；

4）燃料芯块的辐照肿胀和包壳的蠕变，减小了燃料和包壳空隙，使

会由负向正。

24）反应性温度系数是温度变化一度引起的反应性的变化，在功率运行时，它包括燃料温度系数，又叫瞬发温度系数，它的效果是瞬发的，它是由多普勒效应引起的。

还包括慢化剂温度系数，它的效果是缓发的。

燃料温度系数的绝对值小于慢化剂温度系数的绝对值。

（注：

本题对压水堆；而高温堆：

燃料温度系数的绝对值大于慢化剂温度系数的绝对值）

25）反应堆瞬发临界条件是ρ=β，其机理为仅靠瞬发中子的贡献就能维持临界，其特征是功率倍增周期极短，这种瞬发临界工况是绝对不允许发生的，在设计上已加以防止。

26）有源次临界反应堆内，中子密度与Keff的关系为。

27）反应堆功率增大周期（即稳定周期）定义是反应堆功率变化e倍所需时间，数学表达式为N=N0et/T，开堆时一般测量功率增长1倍所用时间，即倍增周期，它近似等于0.693或Ln2倍的e倍周期（稳定周期）。

28）一BOL反应堆以满功率运行。

有一个中子在共振能量6.7电子伏被一个铀-238核所吸收。

由此可能形成U-239核，并进一步形成钚-239。

此核反应如下式所示：

，。

（0.1分）

此反应将会使剩余反应性增加（增加/减小）。

29）与快速停堆相比，采用逐渐降低功率的方式停堆，则停堆后的“碘坑”要浅（浅、深），其原因是：

在慢速停堆过程中，相当部分135Xe通过吸收中子消耗掉了。

30）反应堆在开始功率运行后，149Sm达到平衡所需时间要比135Xe达到平衡所需时间长得多（短得多、长得多），其原因有二：

①135Xe的热中子吸收截面比149Sm的大得多；

②135Xe的衰变常数比149Sm的大得多。

31）反应堆运行时，由裂变产生的毒物中主要有氙毒和钐毒，在长时间的稳定功率下运行时毒物是动态平衡的。

32）碘坑形成的原因是135I的半衰期比135Xe的半衰期短和135Xe的积累。

33）反应堆运行时，氙的消失有自衰变和吸收中子两种途径。

34）氙毒是由于气态裂变产物氙气具有很大的吸收截面而构成的反应性损失。

35）反应堆控制方式有吸收中子的控制、泄漏中子的控制、燃料质量的控制等。

最常用的是吸收中子的控制。

36）控制棒的反应性当量大小主要取决于棒的材料和所在位置的中子通量。

37）氙毒的定义是135Xe吸收的热中子数/可裂变材料吸收的热中子数。

38）当反应堆启动后达到稳定功率运行时，堆芯135Xe浓度开始增加，逐渐达到产生的与消失的平衡。

一般说Φ0越高（即堆功率越大），其平衡浓度也越大。

39）接近临界时，一般通过提升控制棒达临界。

假定控制棒处在其价值随高度

倍，为2步，中子计数率增长到原来的40线性变化的范围内，如果提升了．

了达到临界，控制棒还需要提升40步；如果提升40步后中子计数率增长

到提棒前的1.8倍，则控制棒还需要提升50步。

40）在装有附加中子源的次临界反应堆内，在每添加一次正反应性后中子通量密度最终将是恒定的（增加的、恒定的、减小的）。

中子密度与keff的关系为n=q0l0/（1─keff）。

可利用此式，作出

计数率倒数曲线进行外推，在反应堆装载核燃料的过程中进行临界安全方面的物理监督，并在反应堆进行物理启动的过程中用来确定临界点。

41）堆芯内leV至1keV的中子一般称为中能（共振）中子，它们与堆内物质发生各种核反应，重要的有：

1）与238U核发生共振吸收,

2）与控制棒中In和Ag发生吸收反应，

3）与H2O中的H核发生弹性散射而慢化。

42）反应堆中γ射线的来源主要有核裂变，裂变产物放射性衰变，活化产物放射性衰变，；射线与物质（至少列出三种）中子辐射俘获（n，）反应，快中子非弹性散射

屏蔽；电子对效应、康普顿效应、作用的三种最重要的效应是光电效应射线采用的两种方法是采用高密度的物质和足够的厚度，实际采用的材料有

铅，重混凝土，水等。

正常运行时，反应堆出口的冷却剂中γ射线的最大贡献来自16N。

名词解释

1）质量亏损：

一个原子核的质量小于组成该原子核的所有质子与中子的质量之和，这一质量差异称为质量亏损。

2）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在于原子核的束缚能，成为自由电子，使得整个原子带正电，这种现象称为电离。

3）放射性衰变常数：

单位时间内原子核衰变的几率。

4）结合能和比结合能：

由单独核子在形成核时所释放出来的能量总和称作结合能。

质量数为A的核，其比结合能是结合能与核的质量数之比。

5）热中子通量不均匀系数：

热中了通量不均匀系数定义为堆芯内热中子能量的最大值与热中子通量的平均之比。

6）热中子扩散：

热能中子在堆内从密度高的地方向密度低的地方迁移的现象称为热中子扩散。

7）临界质量：

具有给定几何布置与材料组成的介质或系统能达到临界所需的易裂变材料料的最小质量。

8）瞬发临界：

反应堆仅由于瞬发中子就达到临界的状态叫作瞬发临界。

：

缓发中子份额，≥

9）功率亏损：

因堆功率上升使反应性有损失，即，向反应堆引入了一个负反应性，这一反应性损失，即称功率亏损。

（或者：

功率系数在某一功率段上的积分反应性也算对）

238U所需的量，中子没有完全热化，欠慢化：

堆芯布置包含的慢化剂少于为获得最佳10）

共振吸收损失变大。

11）周期：

反应堆功率（或中子通量）变化e倍所需要的时间。

12）转换比（CR）：

转换比CR等于易裂变物质的生成率与易裂变物质的消耗率之比。

13）控制棒微分价值（定义及常用单位）：

控制棒每移动一步或单位距离所引起反应性的变化称为控制棒的微分价值。

常用单位为pcm/step或pcm/cm。

14）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，总的价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值的总和；这是因为：

一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中子通量的畸变，势必影响到其它控制棒的价值，这种现象称之为控制棒间的干涉效应。

15）控制棒价值：

如果已知控制棒存在时和没有控制棒存在时的反应性，两种情况下的反应性之差就是控制棒的反应性价值，简称控制棒价值。

16）燃耗：

单位质量核燃料释放的能量（MW?

D/tU）。

判断题

[×]1.原子序数越大的天然核素，其稳定性越差。

[×]2.某核素正在放出γ射线，则该核素正在进行γ衰变。

[√]3.所谓的同位素是指质子数相同而中子数不同的核素。

[×]4.当核素发出γ射线后，该核素就变成了它的一种同位素。

[×]5.核素能级变化的主要原因是它发出了α射线β射线。

[√]6.稳定的和不稳定的核素都可以处在激发态。

[√]7.原子核不稳定的原因是它所包含的中子数与质子数之比超出了某个范围。

[×]8.快中子可引起238U裂变而生成易裂变的239Pu。

[×]9.仅当快中子被235U吸收后才能生成236U。

[√]10.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。

[×]1.瞬发中子是指其产生时的平均动能低于0.1MeV的中子。

[×]2.瞬发中子是由裂变产物受激核发出的中子。

[√]3.瞬发中子的数目占中子总数的99%以上。

[×]4.瞬发中子是裂变后平均13秒后放出的中子。

[√]5.同缓发中子相比，瞬发中子更容易泄漏出堆芯。

[√]6.同瞬发中子相比，缓发中子更容易引起235U原子核的裂变。

[√]7.在235U核裂变后0.01秒产生的中子肯定是一个缓发中子。

[×]8.在紧急停堆后的几秒钟内，核功率急剧下降的原因是缓发中子起到了关键作用。

[×]9.不管瞬间引入多大的负反应性，在任何时刻的反应堆核功率下降速度总是受到缓发中子的制约。

[√]10.缓发中子份额随堆芯燃料燃耗的加深而减小，主要是因为随燃耗加深，钚同位素不断积累造成的。

[×]11.紧急停堆后，核功率急剧下降的原因是缓发中子起到了关键作用。

[√]12.对于同一束控制棒，冷却剂温度越高，控制棒反应性价值越大。

。

堆芯内某一代的中子数与上一代中子数之比等于]13.√[

[×]14.在临界的反应堆中，，。

[×]15.热中子逃脱238U吸收的几率称之为逃脱共振几率。

[×]16.在反应堆中，除了238U以外，其它元素不会出现对中子的共振吸收。

[√]17.所谓的“热中子通量密度”实际上就是每立方厘米内的所有中子在1秒钟内穿行的距离之和。

[√]18.若中子在介质中穿行的速度为、平均吸收自由程为、不泄漏几率为，则表示中子的平均寿命。

[注]

[×]19.单个中子与单个靶核发生散射反应的次数的平均值为。

[√]20.中子在被吸收之前所走过的距离的平均值为。

[×]21.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。

[√]22.一个中子在燃料中穿行1cm引起燃料核裂变的次数为。

。

[×]2