核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。

试计算该人体的活度。

2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n =1.008665。

质量单位为原子质量单位u ：1u = 1.6605655x10-27kg 。

假设前两个反应以相同的速率同时发生，而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。

试估算1kg 的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。

将结果与1kg 的235U 裂变所释放的能量相比较。

2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶，氧是2x10-4靶。

试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。

比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。

2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体)，试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。

2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。

3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。

试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。

时间T、T0、t均以天为单位。

2.6 100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变？同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤？假设：核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。

核反应堆内的裂变能皆由235U产生，每次裂变的可回收能量为200MeV。

煤的热值取每吨7x106Kcal。

第三章中子的扩散、慢化与临界理论3.1试确定在H、C介质中2.0MeV的快中子慢化到1.0eV所经历的平均碰撞次数。

3.2（选做）无限大、中能段无吸收的慢化介质中快中子源强为So。

定义慢化密度q(E)为单位时间单位体积内慢化到能量E以下的中子数目(E)=C/E，其中C为常数。

试推导慢化密度的表达式。

并利用稳态情况下q(E)=So，确定常数C。

按照单群理论，分别求解下列问题：(1) K∞，(2)扩散长度，(3)反应堆材料曲率，(4) 具有最小堆芯体积的圆柱形反应堆临界尺寸，(5) 使K eff=1.2并堆芯体积最小的圆柱形反应堆几何尺寸。

思考造成水堆与石墨堆临界尺寸差别的原因。

第四章反应堆动态物理－反应性变化与控制4.1 裂变产物135I(碘)和135Xe(氙)的简化衰变链如下图所示，(1)：请列出碘和氙两个核素的平均核素密度(N I和N X)随时间变化的微分方程。

碘和氙的衰变常数为λI和λX，氙的微观吸收截面为σa。

(2)：给出反应堆稳定运行达到平衡状态时碘和氙的平均核素密度(N Io和N Xo)的解析表达式。

(3)：计算满功率稳态运行时N Xo的具体数值(注意T1/2 = ln2/λ)。

(4)：在(3)的基础上，估算由于135Xe的存在而导致的对K eff的补偿量，可忽略氙中毒对中子泄漏的影响。

135I(碘)和135Xe(氙)衰变链简化示意图第五章中子动力学5.1 求使反应堆稳定周期为20秒的阶跃反应性引入量。

取[v∑a (1+L2B2)]-1 = 10-4秒。

第六章反应堆辐射屏蔽思考题4.4 试述下列各单位的物理意义：贝可、戈瑞、希沃特、居里、伦琴、拉德、雷姆。

4.5 《辐射防护规定（GB8703-88）》对辐射工作人员和公众规定的年有效剂量当量限值各为多少？4.6 《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则（EJ317-88）》对压水堆核电厂的控制区分为哪几个工作区？它们的剂量当量率的限值各为多少？习题4.2 若辐射工作人员每年工作50周，每周工作40h，如果年有效剂量当量限值均匀分配，则每小时的剂量当量应控制为多少？4.3 在某核事件中一个2000人的城镇受辐射，其中500人受到0.001Sv，1000人受到0.002 Sv，另外500人受到0.003 Sv的剂量当量照射，求集体剂量。

第七章堆内热量的产生与传输思考题5.1 反应堆所允许释放的热功率主要取决于什么因素？5.2 堆内的热源起自何因？其空间分布如何确定？5.4 什么叫积分热导率？5.7气液两相流在垂直加热通道中流动时，一般有哪几种流型？5.8 按传热机理沸腾可分为哪几类？5.9 什么叫临界热流密度？习题5.1 某压水堆压力容器内表面某点处的γ光子注量率φγ值如附表所示（设γ光子按能量分为7群，每群的平均能量分别为Eγ=0.5；1；2；3；4；6；8MeV），压力容器材料的γ射线能量吸收系数可取铁的相应值，求该点处γ射线的体积释热率。

5.4 某压水堆中的某根燃料元件，其芯块直径d u=8.43mm，燃料元件外径d w=10mm，包壳厚度δ=0.7mm，最大线功率密度q l(0)=460W/cm，冷却剂进口温度T f,in=288℃，冷却剂工作压力p=15.5MPa，堆芯高度He≈H=2.9m，冷却该燃料元件的冷却剂流量W=0.333kg/s。

若轴向坐标z的原点取在元件的半高度处，燃料元件沿轴向的释热率按余弦分布，试求该燃料元件轴向z=+0.75m处[冷却剂与元件壁面间的传热系数h=4.73×104W/(m2·℃)；冷却剂比热容c p=5.46×103J/(kg·℃)，包壳热导率K w=20W/(m·℃)；间隙传热系数h g=5678W/(m2·℃) ]的冷却剂温度T f、包壳外表面温度T w、包壳内表面温度T g、燃料芯块表面温度T u和芯块中心温度T0。

第八章流体动力学思考题6.1 单相流压降通常有哪几项组成？引起这些压降的原因是什么？6.2 什么叫强制循环流动？什么叫自然循环流动？6.4 压水堆中，冷却剂流入堆芯时各通道的流量分配不均匀的原因有哪些？6.5 两相流动不稳定性对设备的运行和安全有什么不利影响？习题6.2 设有长度L=1.5m的竖直沸腾通道，通道的表面粗糙度相当于冷拉管。

通道的横截面为a×b=0.1×0.15m2。

只在它宽边的两个面上均匀加热，平均热流密度 q=80W/cm2，通道的运行压力p=7.446MPa。

进入通道的水是饱和水，入口流速v in=1.2m/s。

通道的平均壁面温度T w=292℃。

试计算通道内的流动压降。

6.4 有如图6.10的冷却剂系统，若堆芯高度H12=3.66m，蒸汽发生器U形管高度H30=H04=11.5m，冷却剂工作压力为15.5MPa，堆芯入口冷却剂温度为290℃，堆芯出口冷却剂温度为330℃，堆芯出口点2与蒸汽发生器入口点3之间的垂直高度H23=6m。

求主泵断电时一回路系统的自然循环驱动压头。

核反应堆工程概论2007.9 第九章反应堆稳态热工设计思考题7.1 试述热工设计准则。

7.2 何为热通道？何谓热点？7.5影响临界热流密度的因素是什么？7.6试述单通道模型与子通道模型的差异。

习题7.1 设反应堆中冷却剂的工作压力p=15.5MPa，质量流速G=8.19×106kg/(m2·h)，通道进口水的焓H f,in=1.279×106J/kg，通道的当量直径D e=12.52×10-3m。

冷却剂通道轴向某高度z处的含汽量x e,z=(-0.2252)，热流密度q z=1.255×106W/m2.试用W-3公式计算z处的临界热流密度q DNB（不考虑冷壁效应等的修正）。

7.2 已知某压水堆以二氧化铀作燃料，Zr-4合金做包壳，堆内热功率N T=2895MW，堆内冷却剂的工作压力p=15.5MPa，堆芯进口处的冷却剂总流量W t=5.02×106kg/h，燃料元件外径d w=9.5mm，包壳内径d g=8.36mm，芯块直径d u=8.19mm，栅距P=12.6mm，燃料元件按正方形栅格排列，每个燃料组件内的元件数为（17×17-25）根。

考虑到燃料装卸的要求，取组件间的水隙δ=0.8mm。

堆芯高度L=3.66m，设燃料元件内的释热量占堆总热功率的份额F u=97.4%，略去冷却剂中的释热量，可供冷却燃料元件的冷却剂有效流量W ef占总流量W t的91%。

焓升核热通道因子F NΔH=1.435，轴向核热通道因子F N z=1.54，热流密度核热点因子F N q=F NΔH F N z F N U=2.32；焓升工程热通道因子F EΔH=1.08，热流密度工程热点因子F E q=1.03。

热通道轴向功率最大值处在堆芯半高度处，且热点位于热通道内。

作为初步估算，可近似认为燃料元件表面及中心温度的最大值与热点重合。

临界热流密度q DNB=2.98×106W/m2，为动态留有一定余量取DNBR=2.0，要求燃料元件中心最高温度不超过2200℃。

、试用单通道模型对上述所给数据进行热工分析。