核反应堆物理分析真题精选Word格式文档下载.docx
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1011,1×
1012,1×
1013,1×
1014,1×
1015cm-2•s-1时的平衡氙中毒。
4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?
5某反应堆堆芯由U-235,H2O和Al组成,各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
6简述什么是复核模型?
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+A-→B*-→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。
7求热中子(0.025电子伏)在轻水、重水、和镉中运动时,被吸收前平均遭受的散射碰撞次数。
8试说明微观截面的大致变化规律。
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,γ)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
9试比较:
将2.0MeV的中子束强度减弱到1/10分别需要的Al,Na,和Pb的厚度。
10试说明235U的裂变截面随中子能量的大致变化规律。
在低能区(热中子)(En<
lev),ζf从4000ba-80ba与成正比变化中能区(中能中子)(lev<
en<
1000ev),ζf有强烈的共振峰,ζf值峰顶200-300ba,峰谷3-10ba。
高能区(快中子)(En>
100ev),ζf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。
11有一座小型核电站,电功率为15万千瓦,设电站的效率为27%,试估算该电站反应堆额定功率运行一小时所消耗的铀-235数量。
12简述什么是倒时方程?
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
13某反应堆在额定功率500兆瓦下运行了31天后停堆,设每次裂变产生的裂变产物的放射性活度为1.08×
10-16t-1.2居里。
此处t为裂变后的时间,单位为天,试估算停堆24小时堆内裂变产物的居里数
14给出倒时方程
式中ρ为反应性,T为e倍周期即周期Te
15设核燃料中铀-235的浓缩度为3.2%(重量),试求铀-235与铀-238的核子数之比。
16给出Te和倍增周期T2的关系
17为使铀的η=1.7,试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。
18反应堆运行时,监测堆芯中子通量密度分布的目的是什么?
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。
19为了得到1千瓦时的能量,需要使多少铀-235裂变?
20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。
21反应堆的电功率为1000兆瓦,设电站的效率为32%。
问每秒有多少个铀-235发生裂变?
问运行一年共需消耗多少公斤易裂变物质?
一座相同功率煤电厂在同样时间需要多少燃料?
已知标准煤的燃烧热为Q=29兆焦/公斤。
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22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
23一核电站以富集度20%的U-235为燃料,热功率900MW,年负荷因子(实际年发电量/额定年发电量)为0.85,U-235的俘获-裂变比取0.169,试计算其一年消耗的核燃料质量。
24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
25某裂变堆,快中子增殖因数1.05,逃脱共振俘获概率0.9,慢化不泄漏概率0.952,扩散不泄漏概率0.94,有效裂变中子数1.335,热中子利用系数0.882,试计算其有效增殖因数和无限介质增殖因数。
26请定性绘出快中子通量在栅格(元件与元件之间)内的分布
27H和O在1000eV到1eV能量范围内的散射截面近似为常数,分别为20b和38b。
计算H2O的ξ以及在H2O中中子从1000eV慢化到1eV所需的平均碰撞次数。
28请定性绘出热中子通量在栅格(元件与元件之间)内的分布。
29在讨论中子热化时,认为热中子源项Q(E)是从某给定分界能Ec以上能区的中子,经过弹性散射慢化而来的。
设慢化能谱服从Ф(E)=Ф/E分布,试求在氢介质内每秒每单位体积内由Ec以上能区,
(1)散射到能量E(E<
Ec)的单位能量间隔内之中子数Q(E);
(2)散射到能量区间ΔEg=Eg-1-Eg内的中子数Qg。
30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。
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。
31计算温度为535.5K,密度为0.802×
103kg/m3的H2O的热中子平均宏观吸收截面。
32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。
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。
33有两束方向相反的平行热中子束射到235U薄片上,设其上某点自左面入射的中子束强度为1012cm-2·
s-1。
自右面入射的中子束强度2×
1012cm-2·
计算:
(1)该点的中子通量密度;
(2)该点的中子流密度;
(3)设Σa=19.2×
102m-1,求该点的吸收率。
34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。
中下部燃耗深,上下无温度差,因而峰值出现上部。
35设在x处中子密度的分布函数是其中:
λ,ɑ为常数,μ是与x轴的夹角。
求:
(1)中子总密度n(x);
(2)与能量相关的中子通量密度φ(x,E);
(3)中子流密度J(x,E)。
36何谓临界试验中的“核发热点”(POAH)?
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。
37设一立方体反应堆,边长a=9m。
中子通量密度分布为已知D=0.84×
10-2m,L=0.175m。
试求:
(1)表达式;
(2)从两端及侧面每秒泄漏的中子数;
(3)每秒被吸收的中子数(设外推距离很小可略去)。
38简述寻找核发热点(POAH)有何意义?
(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。
39圆柱体裸堆内中子通量密度分布为其中,H,R为反应堆的高度和半径(假定外推距离可略去不计)。
(1)径向和轴向的平均中子通量密度与最大中子通量密度之比;
(2)每秒从堆侧表面和两个端面泄漏的中子数;
(3)设H=7m,R=3m,反应堆功率为10MW,σf,5=410b,求反应堆内235U的装载量。
40假定全部为新装燃料的反应堆内有一强度为1000中子/每代的外中子源,已测过235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。
堆的次临界度为1pcm,假定中子不会从堆内泄漏出去,堆外无中子射入反应堆。
试从理论上估算:
当堆内中子数趋于稳定时,堆内中子总数约为多少?
41试计算E=0.025eV时的铍和石墨的扩散系数。
42假定全部为新装燃料的反应堆内已测过235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。
当中子数趋于稳定时,中子总数约为多少?
43试计算T=535K,ρ=802kg/m3时水的热中子扩散系数和扩散长度。
44既然在理论上可以在次临界下可以使反应堆达到任意高的功率,而运行上却不采用此方法?
此方法在实际上是不可能实现的,这是因为当Keff比较接近于1时,由于温度的波动,控制棒和燃料棒的振动,硼浓度和冷却剂流量的不均匀性等等的因素使Keff不可能维持一个恒定值,因而不可能使Keff无限地接近1。
因此实际运行上还只能使反应堆超临界提升功率。
45如图所示,在无限介质内有两个源强为Ss-1的点源,试求P1和P2点的中子通量密度和中子流密度。
46写出点堆动力学方程组
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):
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