秦山核电反应堆物理题库 - 图文

第一部分 基础理论 堆 物 理(共470题)

从反应堆物理的角度看，良好的慢化剂材料应具有什么样的性能？

答案：慢化剂是快中子与它的核发生碰撞后能减速成热中子的材料，这与它的三种中子物理

性能有关：δ－平均对数能量缩减；Σs－宏观散射截面；Σa－宏观吸收截面。综合评价应是δ和Σs都比较大而Σa又较小的材料才是较好的慢化材料，定量地用慢化能力δΣs和慢化比δ和Σs/Σa来比较。 试列出常用慢化剂的慢化能力和慢化比。 四种常用慢化的慢化能力和慢化比列表如下： ΖΣs/cm-1 δΣs/Σa 答案： 基本特点是：

核力是短程力，作用范围大约是1～2×10-13cm；

核力是吸引力，中子与中子，质子与中子，质子与质子之间均是强吸引力。 核力与电荷无关。

核力具有饱和性，每一核子只与其邻近的数目有限的几个核子发生相互作用。

水（H2O） 1.53 72 重水（D2O） 铍（Be） 0.170 12000 0.176 159 石墨（C） 0.064 170 核力所具有的特点是什么？

4. 定性地说明：为什么燃料温度Tf越高逃脱共振吸收几率P越小？

答案： 逃脱共振吸收几率P是快中子慢化成热中子过程中逃脱238U共振吸收峰的几率，

在燃料温度低的时候，ζa共振峰又高又窄，如图所示，当燃料温度升高后，238U的ζa的共振峰高度下降了，然而却变宽了，因而不仅原来共振峰处能量的中子被吸收，而且该能量左右的中子也会被吸收。温度越高共振峰变得越宽，能被该共振峰吸收的中子越多，逃脱共振吸收几率P就越小，这种效应也称为多谱勒展宽。 试定性地解释燃料芯块的自屏效应。

答案：中子在燃料中穿行一定距离时的吸收几率，可表示为：

P(a)=1-e

-X/λ

1

其中λ为吸收平均自由程，X为中子穿行距离。

一般认为X＝5λ时，中子几乎都被吸收了[P(a)→1]。对于压水堆，燃料用富集度为3.0%的UO2，中子能量为6.7ev，穿行距离在5λa=0.0315cm内被吸收的几率为99.3%，所以很难有6.7ev的中子能进入到燃料芯块中心，这种现象称为自屏效应。

6. 什么是过渡周期？什么是渐近周期？

答案： 在零功率时，当阶跃输入－正反应性ρ0（ρ0<β）后，反应堆功率的上升速率（或周期）是随ρ0输入后的时间t而改变的（如图所示）。反应堆的周期（e倍或倍增）在达到稳定之前，周期值均在变化，这段的反应堆周期称为过渡周期（或称瞬态周期）。过渡期的长短与输入的正反应性ρ0有关，一般约为1－2倍的渐近周期值。达到稳定之后的反应堆周期称为渐近周期（或称稳定周期）。一般所称反应堆周期指的是渐近周期。

简述控制棒设计的基本原则。

答案： 控制棒设计的基本原则应是：安全可靠、机动灵活及不对堆内功率分布产生过

2

大的扰动。

控制棒应有足够大的总价值，能可靠地达到紧急停堆的要求，特别是在“卡棒”条机动灵活的原则，微分价值不能太小，以快速控制功率的意外波动。微分价值也不控制棒都采用数量多、尺寸小的设计原则，是为了减少控制棒移动对堆芯功率分布件下，即有一束最大价值的控制棒“卡”在堆顶不下落的条件下，也能实现安全停堆。 能太大，否则会给弹棒事故带来严重后果。 的影响。

8.简单分析慢化剂平均温度Tavg对控制棒价值的影响。

答案： 慢化剂平均温度对棒价值有重要影响，当慢化剂温度升高（也即功率升高时）时，其密度降低了，中子在慢化剂中平均穿行距离变大了，这样中子被控制棒吸收的几率变大了，也即控制棒的作用范围变大了，这意味着慢化剂温度升高，棒的价值变大了。

9.试分析说明堆芯燃耗对控制棒价值的影响。

答案： 在同一功率水平运行下，堆芯燃耗的加深，裂变产物（其中主要是中子毒物）积累量随燃耗的增长，也能使控制棒价值增大。这主要是因为裂变产物强烈地吸收热中子，使堆内中子谱硬化，超热中子增多，而Ag-In-Cd控制棒又有很强的超热中子吸收能力的缘故。

10. 何谓“卡棒”原则？制定“卡棒”准则有什么作用？

答案： 反应堆运行在任何工况下，当一束反应性价值最大的控制棒卡住在堆芯顶部不能下插，此时也能实现反应堆热态停堆的设计准则。

这是一个留有保险裕度的安全准则，而且能保证在停堆后提出任何一束控制棒进行试验或检修时的核安全。

11. 简述控制棒滑步对堆功率及分布的影响。

答案： 由于控制棒向下滑步是引入负反应性，从而使堆功率下降，因此对堆的安全不会造成严重后果。但单束棒的滑步（极限情况是下降到底而无法提升）会产生象限功率倾斜，增大堆芯功率不利因子，若堆功率仍然维持在满功率运行，则必然增大潜在的核安全风险，详见落棒事故分析报告。 12. 简述控制棒失控提升对堆功率及分布的影响。

答案： 控制棒失控提升将逐步累积地增加正反应性，导致反应堆功率急剧增加，如不能有效地实现紧急停堆，将使堆芯发生DNB，引起燃料元件破损，因而这是一种严重的事故工况。由于单束棒的失控连续提升，堆芯产生严重的功率倾斜。在提升棒位置形成很大的局部中子通量峰，这又继续加大局部燃料元件烧毁的可能性。 13. 给出象限功率倾斜比的定义。

答案： 这是根据通量测量确定的一个无量纲量。

它们是从4个功率探测器每6段功率放大器的输出信号（已标定的输出）所得出的量，其目的是随时给出堆芯象限功率倾斜的程度。

象限功率倾斜比QPTR定义为：象限功率倾斜比是功率量程电离室上半部或下半部的最大测量值与上半部或下半部平均值之比中较大的那个比值。

14. 当确定象限功率倾斜比在1.02－1.09之间时，运行时采取的基本措施是什么？

答案：当反应堆功率>50％运行时：

在达到下列情况之一以前，至少每小时计算一次象限功率倾斜比：

3

a 象限功率倾斜比降低到其限值范围办，或 b 热功率降低到50%额定热功率经下。 须在2小时内做到下面二条之一： a 使象限功率倾斜比降低到其限值内，或

b 对于所指示的象限功率倾斜比，超过1.0的每1％须至少降低3％额定热功率，同时类似

地须在此后4小时内降低功率量程中子通量停堆保护高定值。

超过限值后的24小时内验证象限功率倾斜比是否在其限值范围内，否则在此后的2小时内

把反应堆功率降低到50％额定热功率以下，同时把停堆保护的功率量程中子通量高定值在此后4小时内降低到55%额定热功率的定值。

在提升功率前须查明原因。在进行50%额定热功率以上功率运行时，须经过在此功率水平

下对象限功率下对象限功率倾斜比进行每小时1次共12小时的验证，证明象限功率倾斜比在正常值内；或者直到验证了95%或以上的额定功率下倾斜比是可接受的。 15. 说明上题中采取基本措施的理由是什么？

答案：由于径向功率倾斜的增加，即径向功率不均匀因子（FTQ）增加，势必导致总的不均匀因子的增加（FTQ）。根据估算，径向功率倾斜比上升1%，则总的不均匀因子（FTQ）增加3%。为了保证最大线功率密度不超过限值，所以当径向功率倾斜比为1.02－1.09时，功率降至70%的额定功率是能保证安全的。 限定运行时间的理由有二：

留有一定的时间供运行人员对显示的周向功率倾斜比作进一步检查和校核，以排除测量仪

器、仪表及测量系统的故障，确认原显示值是正确的。

防止发生各燃料组件燃耗过大的不均匀性，以免局部燃料元件燃耗过大而破损。 16. 何谓控制棒的反应性价值？控制棒价值的大小与什么成正比？

答案： 控制棒的反应性价值，简称控制棒价值，是指在堆芯内有控制棒存在时和没有控制棒存在时的反应性之差。

控制棒在其结构确定之后即控制棒大小，形状和材料决定之后，其反应性价值与控制棒所在位置的中子价值成正比，也即与所在位置的中子通量密度的平方成正比。 以Keff的六因子公式（即Keff =ε·ε·ρ·f·Pth·Pf）为基础，简要分析控制棒对Keff的影响。

泄漏几率（Pth、Pf）。

热中子利用系数表示式为f=

??UaUaRP??aM??a??a，可见插入控制棒后Σa将

U

M

R

P

R

增大，导致f增大，从而使Keff减小，这是主要影响。式中Σa、Σa、Σa、Σa分别表示燃料、慢化剂（包括可溶硼）、控制棒、及裂变产物对热中子的吸收，控制棒中的Cd是强的热中子吸收剂。

由于控制棒是强中子吸收体，所以它对逃脱共振吸收几率P有明显的影响。根据P的定义可知，如果超热吸收强烈，则经慢化而能达到热能区的中子数就小了，故控制棒的插入使P值减小，从而Keff下降。

两群扩散近似的中子不泄漏几率表示式为： P= Pth·Pf =

1 222(1?LB)(1??B)4

当控制棒插入堆芯时，中子年龄变大，堆的几何曲率B2

也变大，致使Pf变小。同时控制棒插入后增加了对热中子的吸收，相当于增加了热中子的泄漏，所以Pth也减小，总的来说，控制棒的插入使中子的不泄漏几率P= Pth·Pf减小。这是次要的。

17. 何谓控制棒组的微分价值和积分价值？它们应如何估算？

答案： 控制棒微分价值是指控制棒每移动一步所引入的反应性变化。其单位常用pcm/step。

显然这是个微分量，计算式为DRW=

d?ds，通常假定该高度附近，棒的微分价值不随高度而变，则可用移动的步数除移动后所引入的反应性量来计算，即DRW????H。

当控制棒从一参考位置移动到某一高度后，所引入的反应性称为这个高度上的积分价值。△ρ(S1、Sd?2)=

?S2Sds?ds，若参考位置选在全插位置，则是提棒向堆芯引入1的正反应性。当终点选在全提位置则是整束（组）棒引入的正反应性。反之参考位置选在全提位置，终点选在全插位置，则是全棒束（组）全插后引入的负反应性。 18. 为什么要对T4棒组作插入限制和咬量大小的规定？

答案： 作插入限制的原因有： 保证在任何功率运行下有足够的停堆深度； 防止插入过量后造成下半堆芯过度的局部功率峰； 减小了弹棒事故后果的严重性。

保证其有适当的微分价值（通常规定为2.0－2.5pcm/步），以确保对温度、功率、汽泡、硼

浓度等小反应性变化起到快速响应的作用。 19. 给出并解释Keff与堆芯寿期的关系曲线。

答案： 对一座新堆（或换料后的堆芯），其燃料装载量比临界质量要多，初始Keff比较大，即剩余反应性比较大，除了冷态临界至热态满功率的温度效应及功率亏损外，还必须用控制棒，可溶硼及可燃毒物来补偿，才能在反应堆中实现自持链式反应（反应堆在满功率下临界运行）。在寿期初（BOL），平衡氙，最大氙毒的负反应性使Keff急剧下降。随后，随着燃耗的增加，Keff逐渐减小。直至Keff到1.0时完成该堆芯循环寿期的运行。下图给出Keff与堆芯燃耗的关系曲线。曲线有两条TL1和TL2分别对应于最大氙和平衡氙情况。

5

20. 什么是“延长运行”？为什么要延长运行？以什么方式来实现延长运行？

答案：“延长运行”是指提高这一循环燃料的燃耗达到延长换料周期的运行方式。反应堆在满功率平衡氙下运行到寿期末（EOL），Keff已接近于1.0，按计划已到换料时间，但由于主观上（电厂本身）或客观上（电网）的要求，必须再继续运行一段时间。实现延长运行的方式有两种，一是降低功率运行，利用功率亏损和平衡氙毒所释放的正反应性延长运行。二是降低冷却剂平均温度运行，这是利用温度效应所释放的正反应性延长运行。原理上，降低冷却剂平均温度运行比较有利，因为可以在较高功率上运行一段时间，但实际上往往会带来控制系统的变更等的问题，实现起来有一定的困难。 21. 试在坐标图上定性地绘出一新建电站的压水堆两种情况下临界硼浓度随燃耗的变化曲

线：(1) 热态满功率，无控制棒，无可燃毒物；

(2) 热态满功率，无控制棒，有可燃毒物。

22. 试对上题中两条临界硼浓度随燃耗的变化曲线的相同点及不同点给出简要说明。 答案：寿期初硼浓度的起点不同，因有可燃毒物存在，补偿了部分反应性，故有可燃毒物的

曲线起始硼浓度要低得多；

由零氙到平衡氙，硼浓度的急剧下降其幅度和速率基本相同，这是因为平衡氙毒的反应性是

相同的；

平衡氙建立后临界硼浓度随燃耗的下降速率不同，有可燃毒物的曲线下降速率要慢得多，因

为可燃毒物也随燃耗、释放出正反应性，特别是寿期初，可燃毒物浓度高，大量燃耗，补偿了燃料的燃耗反应性，所以有一段时间几乎临界硼浓度不下降；

寿期末，两曲线的循环寿期不同，无可燃毒物的比有可燃毒物的长。燃耗差值的产生是因为

可燃毒物不可能燃耗干净，再加之其不锈钢的包壳对中子的吸收，占去了部分的反应性。

23. 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） 4. 堆芯

装载情况 5. 燃耗

24. 中子与原子核相互作用有吸收和散射两种形式，吸收又包括 俘获 、 裂变 和

（n,a）等形式，散射又有 弹性散射 和 非弹性散射 。

25. 宏观截面Σ表示一个中子与一立方厘米内原子核发生核反应的 平均几率 ，其单位是

6

cm-1 。宏观截面与 核密度 和 微观截面 有关，它们的关系式是 Σ=Nζ 。 26. 中子按照能量分为 快中子 、 中能中子 、 热中子 ，绝大多数裂变中子是 快中子 ，需经过散射碰撞而降低速度，这个过程叫 慢化 。

27. U235一次裂变，平均放出中子 2.43 个，平均释放能量 200Mev ，大部分能量是以 裂

变碎片的动能形式 释放出来的。裂变中子中的 0.65% 是由裂变产物放出的缓发中子。

28. 燃料235U的富集度（或称加浓度，浓缩度）的定义： U235质量/( U235+ U238)质量 。 29. 压水反应堆中，用水做 冷却 剂和 慢化 剂，用于前者是因为它有 导热性好 、

液体粘度小 、 稳定性好 及 吸收截面小 的性质，用于后者是因为它有 原子质量小 、 吸收截面小 和 价格低 的性质。

30. 反应堆运行时，由于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。

31. 反应堆运行过程中，对运行影响较大的毒物是 Xe135 、其产生与衰变链是： Te

135

??19.2s→I

135

??

6.76h

→Xe

135

????135

→Cs→Ba135（稳定） 9.2h2?15年32. 碘坑形成的原因是 I135的半衰期比Xe135的半衰期短和Xe135的积累 。

33. 反应堆内采用的慢化剂常用核素是 H 、 C ，在压水堆中采用的是 H2O 。 34. 中子在反应堆内有 产生 、 泄漏 、 慢化 、 俘获 和 引起裂变 五个过程。 35. 可做核燃料的物质同位素有、 U235 、 U233 、 Pu239 。

36. 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。 37. 压水堆核燃料包壳是 锆－4合金 ，其工作允许温度为 360℃ 。

38. 常用控制棒材料有 硼 、 银 铟 和 镉 等，秦山核电厂用的是 Cd-In-Ag 。 39. 反应堆运行时，氙的消失有 自衰变 和 吸收中子 两种途径。

40. 反应堆结构材料的选择原则是 强度好 、 辐射和化学稳定性好 和 吸收截面小

等。

41. 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 。 42. 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。 43. 反应性温度系数是 温度变化一度反应性的变化 ，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 多普载效应 引起的。还包括慢化剂温度系数，它的效果是 缓发 的。在多数情况下燃料温度系数的绝对值 小于 慢化剂温度系数的绝对值。

44. 在各种反应性的损失中，只在运行时才出现而停堆一段时间后可以恢复的有 氙毒 ，

燃料温度效应 和 慢化剂温度效应 ，属于永久性的损失而不能恢复的是 燃耗 和 钐毒 。

45. 由于在堆芯内局部沸腾产生的 汽泡 引入的反应性的变化称为 反应性空泡效应 。 46. 中子有效增殖因数的定义为：Keff=

料加浓度 和 堆体结构 。

47. 反应性的定义是 (Keff-1)/Keff 。在Keff偏离1较大的情况下，定义为 LnKeff2/Keff1 它

表示堆内中子数的 相对 变化。

7

堆内第N代裂变中子总数它主要决定于 燃

堆内第N－1代裂变中子总数

48. 写出无限介质增殖因数的四因子公式 K∞=εfεp ，这因子分别被称为 快中子倍增系数 ε， 有效裂变中子数 ε， 热中子利用系数 f， 逃脱共振吸收几率 p。 49. 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 。

50. 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。

51. 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 。

52. 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 。 53. 在源次临界反应堆内，中子密度与Keff的关系为 n=S0/1-Keff 。

54. 反应堆功率周期定义是 反应堆功率变化e倍所需时间 ，数学表达式为 N=N0e-t/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 倍的e倍周期。

55. 反应堆性与反应堆稳定周期的关系：

?6?i ????Ti?11??iT56. 氙毒的定义是 Xe135吸收的热中子数/可裂变材料吸收的热中子数 。 57. 反应堆停堆后仍然要释放余热，其大小与 堆功率 、 停堆时间 有关。

58. 当某一控制棒束（组）插入或提出堆芯时所引起的反应性变化 称为此控制棒束（组）

的反应性价值。

59. 功率反应性系数是 单位功率变化所引起的反应性变化 ，也称为 功率系数 。 60. 反应性ρ绝对单位是 Δk/k ，常用单位是 pcm ，两单位的换算是 1pcm=1×10-5

Δk/k ，中子通量单位是 中子/cm2·秒 。

61. 反应性的定义是（Keff-1）/Keff，它表示一代中子数的 A 。

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A：相对变化 A：最大通量

B：绝对变化 C：数量级的变化 B：平均通量 C：最小通量

62. 反应堆功率正比于 B 。

63. 启动后，处于功率提升阶段运行的反应堆，氙将随时间增加而增大，其原因是 A 。

A：碘的浓度未达到平衡 B：氙的浓度未达到平衡 C：A＋B A：高 B：低

C：相同

B：中子消毒

C：A＋B

64. 碘坑中启动的反应堆，其临界棒位将比正常启动时的棒位 A 。 65. 碘坑中启动后的反应堆，控制棒将不断下插，其原因是 B 。

A：氙的自衰变

66. 反应堆从高功率降到低功率运行，其它参数不变，控制棒将不断提升，其原因是 C 。

A：氙的自衰变减少 A：很高的

B：氙的中子消毒减少 C：氙增加了

C：任意的

67. 处在临界状态下的反应堆的功率是 C 。

B：一定的

68. 水作为慢化剂，一方面使中子慢化，另一方面又吸收中子，如果在堆内水的慢化作用是

主要的，这时汽泡的产生将使反应性 B ，如水在堆内吸收作用是主要的，汽泡的产生使反应性 A 。

A：增加

5 B：下降 C：不变

69. 反应堆次临界时的外推临界试验中，使用的外推临界图的理论依据是 C 。

A：?0et

?6?iB：ρ＝???

Ti?1?iT?1C：?＝

?0

1?keff

70. 若反应堆在启动临界后的t秒内，通量增加到原来的1.5倍，换成周期为 C 。

A：T=t/1.5 A：正 A：主要 A：对 A：变大

B：T=t×1.5 C: T=t/In1.5 D: T=t×In1.5

C：零

C：同等重要

71. 秦山核电厂反应堆内气泡反应性系数为 B 。

B：负

这表明水在反应堆内的中子慢化作用比中子吸收作用更为 A 。

B：次要

72. 只有在停堆后才有碘坑，这种说法是 B 的。

B：不对

B：变小

C：不变

73. 缓发中子的存在使中子倍周期 A 。

74. 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

75. 停堆后碘坑形成的原因是由于 B 。

A：氙衰变减小，由碘衰变的氙增加 B：由碘衰变的氙增加，氙的消失减小 C：氙衰变和燃耗减小，由碘衰变的氙达到平衡 A：调节控制棒 A 。

A：高

B：低

C：相同 B：负温度系数反馈

C：A＋B

76. 压水反应堆的自稳定性能是由 B 实现的。

77. 额定参数下的反应堆在碘坑中临界棒位比在稳定运行下达到氙平衡时的临界棒位

9

78. 反应堆迫近临界过程中，反应性连续引入当量和速度愈大，达到临界时堆外探测器的计

数率 B 。

A：愈高

B：愈低

C：无影响

79. 反应堆超临界后，设中子计数率在第一个30秒内从1000CPS增加到2000PCS，在第二

个30秒内从2000CPS增加到4000CPS，则在这两个过程中引入反应堆反应性ρ的大小 C 。

A：增加

B：减小

C：未改变

80. 核反应中，必须遵守哪些守恒定律？

答案： 应遵守 ： 核子数守恒：反应前后核子数相等 电荷数守恒：反应前后电荷的代数和相等 动量守恒：反应前后的动量代数和相等

能量守恒：包括静止质量能在内，反应前后能量守恒。 81. 中子与靶核的作用有哪些类型的核反应？

答案： 有弹性散射(n,n)，非弹性散射(n,n’)，辐射俘获(n,r)，放出带电粒子的反应(n,p)(n,ρ)(n,α)，放出几个中子的反应(n,2n)(n,3n)，裂变反应(n,f)。 82. 在压水堆内最重要的中子与核的反应是哪些？

答案： 最重要的弹性散射(n,n)，辐射俘获(n,r)，重核的裂变(n,f)等。

答案： 中子与靶核作用后，中子重新射出，而靶核内能不变，可近似想象为两个弹性小球的碰撞，反应前后动量守恒，动能也守恒。这种反应称为弹性散射。 84. 最有效的弹性散射是什么？

答案： 最重要的最有效的弹性散射是中子与氢核的弹性散射，任何能量的快中子经一次与氢核的弹性散射后，就能慢化成热中子。 85. 弹性散射在反应堆内有何重要意义？

答案： 在热中子反应堆内，快中子慢化成热中子，主要就是通过这种过程来完成的。 答案： 中子与靶核作用后，也放出一个中子，但靶核的内能发生了变化，反应过程中动能不守恒，这是与弹性散射的根本不同点。常以(n,n’)表示这类反应。非弹性散射也是快中子慢化的一个途径。 87. 什么是辐射俘获反应？（n,γ）

238113

83. 什么是中子的弹性散射？

86. 什么是中子与靶核的非弹性散射？

答案： 靶核俘获中子放出γ射线，称这类反应为辐射俘获反应。 答案： 堆内有大量的辐射俘获发生，并对反应堆的运行有重要意义，如： U(n,γ)U，U经衰变为

114239

239

239

88. 举例说明辐射俘获反应的反应堆内的重要意义？

Pu是再生燃料

239

Pu生成反应。

113

Cd(n,γ)Cd，这是控制棒吸收热中子的主要反应，是Cd成为控制棒材料的重要根据。

89. 什么是放出带电粒子的反应？

答案： 中子与靶核作用生成一个新核并放质子（p）、α粒子等的反应，因质子和α粒子是带电荷的粒子，故称此类反应为放出带电粒子的反应。 90. 举例说明放出带电粒子反应在反应堆内的重要意义？

答案： (1) O（n,p）N，这一反应一方面是使水（H2O）辐射分解，产生氢离子。另一

10

16

16

+

方面N衰变放出β和γ，使水带放射性，为蒸汽发生器传热管破损提供重要的检查手段。(2) B(n,α)Li，这是压水堆中溶硼控制或可燃毒物控制中发生的主要反应。 91. 除可裂变核在裂变反应后能放出2个或多个次级中子以外，堆内还可能产生这样的反应

吗？

答案： 还可能，当高能中子轰击靶核，有时可能有2个或多个次级中子，这类反应只有在

中子能量>15Mev以上才能发生，而且反应截面很小，在堆内发生得很小，因而在考虑中子循环过程中，这种可能是被忽略的。 92. 什么是裂变反应？

答案： 中子与重核作用，重核分裂成两个或三个碎片，同时放出2-3个次级中子并伴有大

量能量放出这类过程称为裂变反应(n,f)。 93. 说明中子与重核裂变反应在压水反应堆的重要性？ 答案： (1) 与 (2) 与 (3) 与 (4) 与

235

10

7

16

U的裂变反应是核能最主要来源，维持中子链式反应的主要贡献。 U的快裂变反应提供核能的次要来源，产生快裂变中子，辅助维持

238

中子链式反应。

235239

U的裂变反应还应用于堆芯中子探测器。 Pu的裂变反应新增加小部分核能。

94. 中子与靶核发生某类核反应的可能性大小用什么来度量？

答案： 单个中子与单个靶核发生某类核反应的几率用微观截面α来描述：

??

单位时间每个原子核发生每类反应数目

单位时间每单位面积上垂直投射的中子数2

因ζ具有面积(cm)的量，又是单个原子核而言的，故形象地称之微观截面。 答案： 微观弹性散射截面可用ζe表示，微观非弹性散射载面可用ζ和即为微观散射截面ζs，即： ζs=ζe+ζ

in

in

95. 什么是微观散射截面？

表示，它们之

96. 什么是微观吸收截面？

答案： 各种吸收中子反应的微观截面之和，称为微观吸收截面ζa，即： ζa=ζγ+ζf+ζa+ζp??

答案： 微观吸收截面ζa与微观散射截面ζs之和为微观总截面ζt，即： ζt=ζa+ζs 答案： 设单位体积内的原子核数为N，它与中子发生某种反应的微观截面为ζ，则与中子发生某种反应的总有效截面为： Σ＝ζN

我们称Σ为宏观截面。

答案： (1) 单位体积内的原子核与中子发生某类反应的总几率； (2) 表示在靶核物质内单位长度上中子与靶核发生某类反应的几率。 由Σ＝ζN可知Σ有长度倒数的量，即cm。

答案： 设单位体积内有几种原子核，其核子数分别为N1??Ni??Nn；其对应的微观

11

-1

97. 什么是微观总截面ζt？

98. 什么是中子与靶核发生某类反应的宏观截面？

99. 说明宏观截面Σ的物理意义。

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？

截面为ζ1??ζi??ζn；则其宏观截面Σ的表达式为：

???1N1????iNi???nNn???N

iii?1n101. 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+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。

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1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

235

*

*

E（对(n,γ)反应和(n,f)(1)成正比

?U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）(En

中能区（中能中子）(lev

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。

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。

104. 简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。

105. 写出点堆动力学方程组。

答案：

6dN(t)kdff(t)(1??eff)?1?N(t)???iCi(t)?S(t) dtli?1

dCi(t)keff(t)?ieff?N(t)??iCi(t) i=1，2，?6 dtl 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； β

eff

、β

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； λi：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；

12

S(t)：为外中子源强度。

子密度的时间响应N(t)，假定无任何反馈，且外中源S(t)＝0。

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ρ，试求中

答案：

6keff(t)(1??eff)?1lN(t)：t时刻单位时间内瞬发中子的产生数。

??C(t)：t时刻第1－6组缓发中子的产生率的总和。

iii?1

keff(t)?iefflN(t)：t时刻第i组缓发中子先驱核的产生率。

λiCi(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。

eff

107. 当0<ρ<β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。

?6?i,eff答案： ?? ??Ti?11??iT 式中ρ为反应性，T为e倍周期即周期Te。 答案： Te?111. 给出Te和倍增周期T2的关系。

T2 In2112. 给出等效单组缓发中子近似下的倒时方程。

13

?eff??答案： ?? T1??T 式中β

eff

为缓发中子有效份额，λ为等效缓发中子衰减常数。

此式对于估计反应性很方便。

66113. 六组缓发中子的平均寿命是如何计算的？

答案： t?(??t)/??iii?1i?1i

114. 等效单组缓发中子衰减常数λ是如何计算的？

答案： λ：定义为六组缓发中子平均寿命的倒数。 即???/6??t

iii?16i

式中????i?1

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：

14

117. 上题中若堆芯中央插入一束控制棒，фth的径向分布有何改变？为什么？

答案： 掉棒后的фth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фh的凹坑，因为保持功率不变即堆芯平均通量?th不变，所以四周的фh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Φth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：

15

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：

16

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（cos

πZ/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。

17

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 下半部峰值，故呈马鞍形。

低，虽然燃耗浅，但温度效应占主要地位，因而出现

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

18

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lnN～t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 第二代末的中子数 ??

第m代末的中子数

Nm=S(1++Keff+Keff+??+Keff)

-42

m

N1=S+SKeff N2=S+SKeff+SKeff

2

因为是次临界，Keff<1，中子代时间约10秒，故在很短时间内m近似于∞，第m代末的中子数Nm是一个收敛的等比级数，可用下式表达：

N?S

1?Keff这就是很有用的次临界增殖公式。

133. 简要说明次临界增殖公式的物理意义。

答案： (1) 对于次临界反应堆，当外中子源和次临界度不变时，系统的中子总数趋近一

稳定值。

(2) 次临界的反应堆对外中子源有放大作用，放大倍数是1/(1-Keff)。

(3) 系统越近于临界，即Keff越接近1，N就越大，当Keff＝1时，中子总数无限增

大，中子总数的倒数（1/N）就趋近于零，这就是用计数率倒数方法(1/N)外推趋近临界的理论根据。

134. 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

235

U

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？

19

答案： 次临界下稳定后增加公式：N?

5

SS ?1?Keff1?10?58235

∴ 稳定后有：N=1050×10=1.05×10中子

U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：当中子数趋于稳定时，中子总数约为多少？

135. 假定全部为新装燃料的反应堆内已测过

答案： 每代中子源强： S＝50 中子/每代

次临界下稳定后增殖公式：N?

SS ??51?Keff1?106

235

∴ N=5×10中子

U的自发裂变中子强度为50中子/每代。堆

136. 假定全部为新装燃料的反应堆内已测过

的Keff为0.99，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：当中子数趋于稳定时，中子总数约为多少？ 答案： 每代中子源强： S＝50 中子/每代

次临界下稳定后增殖公式：N?SS ?1?Keff1?10?2 ∴ Keff=0.99 N=5×100=5000中子

试从理论上分析（即不考虑规程的限制及连锁保护等）能否在反应堆保持次临界的情况下，使反应堆达到相当高的功率，例如50%FP？请解释为什么能或为什么不能？

137. 反应堆在计数外推达临界时，假设逐步向堆内添加的反应性可以任意小和任意缓慢，

答案： 从理论上分析是可能的。

根据次临界下增殖公式n=S0/(1-Keff)分析，n是计数率，（正比于堆功率），S0为中子源强度，Keff为有效增殖因子。当Keff无限地逼近于1而仍小于1时，堆仍处于次临界。但n趋于∞，所以堆功率完全可能达到50%FP。

138. 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？

答案： 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。

139. 什么叫同位素？列出铀，钚和氢的三种同位素。 答案： 原子序数Z相同但质量数A不同的核素叫同位素。

铀的同位素有 钚的同位素有

2332391

9294

U、

2

235

92240

U、和

3

23892

U

94

Pu、

94

Pu、和

241

Pu

氢的同位素有1H、1H、和1H

140. 天然铀中U－238约占 99.3% ，U－235约占 0.7% 。

141. 天然硼中B－10约占 18.83% ，B－11约占 81.17% ，对中子吸收最强的是 B－10 。 142. 何谓放射性？

答案： 放射性系指原子核不受外界影响自发地通过核辐射而衰变的现象。

20

引入的反应性约为－3900pcm，其中有－2500pcm是由平衡氙引入的。达到最大碘坑的时间约为8小时。

323. 反应堆长期稳定运行后紧急停堆、每分钟1%的速度和每分钟0.25%速度停堆，试定性

画出堆内Xe浓度变化引起的反应性变化曲线并简述其理由。

答案： 停堆后，I－135继续衰变生成Xe-135，而Xe－135不再因吸收中子而减少，且I

－135衰变成Xe-135的速度要比Xe-135衰变成Cs－135的速度快，所以Xe浓度增大，在大约10小时达到最大值，这以后，由于I－135浓度逐渐减少，Xe－135不断衰变，Xe浓度开始减少，大约30小时后将低于初始浓度。

324. 反应堆内Sm－149是怎样形成的？

答案： 核裂变时，Sm－149的直接产额很小，可以忽略不计。它主要由裂变产物Nd－149

经β衰变后得到Sm-149。 Nd?149-

??1.7小时?149Pm???47小时?149Sm

325. 画出Sm-149在100%、75%、50%和25%额定功率下长时间运行后停堆，由于Sm-149浓

度变化而引起的负反应性随时间的变化。 答案：

46

326. 请绘出反应堆带功率稳定运行后，阶跃降功率和阶跃升功率后，I和Xe的浓度（NI(t)

和NXe(t)）及过剩反应性ρex(t)随时间变化的示意图。

答案：

135

135

47

327. 动力反应堆中答案：

149149

135

Xe与

149

Sm达到平衡浓度的时间哪个长？为什么？

135

Sm达到平衡浓度的时间长得多，主要原因在于

135

Xe的热中子吸收截面远远大于

钐（Sm）的热中子吸收截面，而且到了平衡浓度。

Xe还由于放射性衰变而消失，所以它很快就达

328. 反应堆停堆后Sm浓度和Xe浓度的变化有何不同？

答案： 停堆后

149

Sm由于Pm-149的衰变而有所增多，然而Sm-149不发生衰变，是一种稳

定的核素，所以Sm将在堆内一直保持到反应堆恢复临界后由于吸收中子而减少，故停堆后Sm-149浓度将会逐渐趋于某个与停堆前中子通量有关的浓度值。

停堆后，虽然由于裂变直接产生Xe-135停止了，但由于I-135的衰变会继续产生Xe-135，而且其产生速度快于Xe-135本身衰变速度，所以尽管Xe-135由于本身的衰变最终将消失，但在停堆后开始阶段还是增加的，这样形成Xe浓度的一个峰值。 329. 压水堆运行时，如何补偿Xe毒反应性？ 答案： 通过调节冷却剂中的硼酸浓度。 330. 什么叫“氙振荡”？

答案： 在大型热中子反应堆中，局部区域内中子通量的变化会引起局部区域Xe-135浓度

48

和局部区域Keff的变化。反过来，后者的变化也要引起前者的变化。这两者之间的相互作用就有可能使堆芯中Xe-135浓度和中子通量分布产生空间振荡现象，这就是常说的氙振荡。

331. 氙振荡的条件是什么？ 答案： 1.热通量>10/cm·sec

2.反应堆尺寸很大（堆芯尺寸超过30倍徙动长度）

332. 为了获得反应性稳定的试验条件，如何控制氙振荡（如果有的话）？

答案： 控制氙振荡的有效办法是在氙振荡的正周期通过提棒积毒，在氙振荡的负周期通过

插棒解毒就可减轻氙振荡。 333. 氙振荡的周期大约是 。 答案： 15－30小时。

334. 哪些反应堆可以用天然铀作燃料？

答案： ① 重水慢化、重水冷却热中子反应堆；

② 石墨慢化、气体冷却热中子反应堆； ③ 石墨慢化、轻水冷却热中子反应堆。

14

2

335. 堆芯装料方式有 和 方式两种。 答案：均匀 非均匀

336. 均匀装料方式有什么特点？

答案： 均匀装料方式指在整个堆芯采用相同富集度的燃料元件。在这种装料方式下，寿期

初堆芯的功率峰值因子很大，堆芯中心区域的中子通量很高，功率密度很大，因而中心区的燃料消耗很快；而在堆芯边缘区域的功率密度很小，因而边缘区的燃料消耗很慢，虽然堆芯寿期末，功率密度分布已趋向平坦，但已经要换燃料了，在卸出的元件中，许多元件燃耗深度很低，因此反应堆的平均燃耗深度也较低。 337.非均匀的装料方式主要有几种？ 答案： 1) 分区装料

2) 分散交替装料

3) 混合式装料（这是以上两种方式的结合） 它们在堆芯内的布置原则？

答案： 首次装料采用三种U-235富集度的燃料元件，即2.4%，2.67%和3.0%。平衡循环采

用3.0%U-235富集度的燃料元件。

第一运行周期的燃料按三种富集度分区，三区的数量41/40/40。在堆芯中心区由较低浓度的两种燃料组件（2.4%和2.67%）交错排列，浓度高的燃料组件（3.0%）装在堆芯外围，从而可降低堆芯功率的不均匀系数。 339. 什么是中子价值？

答案： 中子对链式反应的贡献，称作中子价值。同样一个中子由于它处在芯部的不同地点

r，它对链式反应的贡献是不同的。即不同r处，中子具有不同价值。

340. 为什么要进行通量展平？主要的展平措施有哪些？

答案： 由于受最大中子通量的约束，整个反应堆内的中子通量分布愈不均匀，能从给定体

积的堆内取出的总功率就愈少。主要的措施有：1)芯部分区布置（中心浓缩度低，边

49

338. 秦山核电厂首次装料采用几种浓度的燃料元件？平衡循环采用何种浓度的燃料元件？

区浓缩度高）；2)采用化学补偿溶液及可燃毒物；3)采用束棒控制等。 341. 堆内核燃料管理的目的是什么？主要包括哪些内容？

答案： 目的是确定反应堆的初始核燃料的装载方式以及选择较佳的换料周期、换料方案

等，以使核燃料循环成本达到最小。

主要内容有：选择燃料换料方案、燃料装载图、计算和测量燃耗和同位素的积累等。 342. 什么是换料周期？

答案： 两次换料之间的时间间隔称为反应堆的换料周期。 343. 什么是堆芯寿期？

答案： 在额定功率和额定参数下运行时，当反应堆的有效增殖系数Keff降到1（即把控

制棒全部抽出和硼浓度降到最低）的时候，反应堆满功率运行的时间就称为堆芯寿期。 344. 燃耗深度的定义是什么？单位是什么？

答案： 单位重量核燃料所发出的总能量称为燃耗深度。单位常用MWd/tu（兆瓦·天/吨铀）。 345. 既然产生给定数的热功率始终需要相同的裂变数，为什么在堆芯继续产生恒定功率时

U-235燃耗速率会减小？

答案： 当裂变物质U-235的百分率降低时，裂变物质Pu-239的数量在增加，Pu-239的裂

变所产生的功率份额在增加，这样，U-235燃耗的速率就减小了。 346. 铀－钚循环热中子反应堆对能量输出有贡献的裂变物质主要有哪些？

答案： 主要有U-235、Pu-239和Pu-241等。低燃耗时主要靠U-235裂变输出能量，随着

燃耗的加深，Pu-239裂变对能量输出的贡献将逐步增加。 347. 什么是卸料燃耗深度？它受什么影响？

答案： 堆芯卸料时所达到的燃耗深度称为卸料燃耗深度。它受两方面影响： 反应堆核特性，主要是指反应堆中初始后备反应性；

燃料元件本身性能，主要是指燃料元件在各种工况下的稳定性。

348. 秦山核电厂在第一循环和平衡循环情况下卸料时的最大及平均燃耗深度各为多少？ 答案： 在第一循环末期，需将装在堆芯内第一区的核燃料卸出，此时反应堆只运行约500

个等效满功率天，卸出燃料的最大燃耗深度也只有17000兆瓦日/吨铀。到平衡循环时卸料，新燃料都在堆芯内用了三年，这时卸出的燃料组件的燃耗深度为：

最大燃耗深度约为34000兆瓦日/吨铀 平均燃耗深度约为31000～3200兆瓦日/吨铀

349. PWR中快反应性变化包括哪些因素？

答案： 1.热态零功率至满功率的燃料多普勒效应；

2.热态零功率至满功率的慢化剂温度效应； 3.再分布效应；

350. PWR中慢反应性变化包括哪些因素？

答案： 1.从冷停堆至热态零功率的燃料多普勒效应；

2.从冷停堆至热态零功率的慢化剂温度效应；

3.功率运行时，平衡氙与钐毒的补偿及长寿期裂变产物积累所 要求的反应性； 4.可裂变同位素的燃耗和可燃毒物的燃耗； 5.变工况运行时的部分反应性；

6.从冷停堆（或换料停堆）到热态零功率状态。

351. PWR中 控制棒 主要控制快的反应性变化； 冷却剂中的硼 控制慢的反应性变化。

50

143. 试给出放射性衰变常数的定义？

答案： 某种核素单位时间内原子核衰变的几率。用表达式表示，即为：

??dN/dt N式中：dN/dt为单位时间内衰变的核数目。 N为在时刻t时存在的某种放射性核的数目。

144. 什么是放射性核素的半衰期和平均寿期？

答案： (1) 放射性核素的半衰期是放射性核的数目衰变到只剩下初始数值一半所需的时间。

如果对衰变率的表达式-dN/dt=λN进行积分，就可得到： N=N0e

-λt

，根据半衰期的定义e

-λT/2

=

1In20.6931?，则半衰期T1/2?。

2?? (2) 放射性核素的平均寿期是放射性原子核从产生到衰变完，平均所需要的时间。

它是衰变常数的倒数，一般用tm表示。

tm?1?

145. 写出放射性活度及单位――居里Ci、贝可Bg的定义。

答案： 放射性活度是某放射性核素（或放射源）在单位时间衰变的原子核数目用I表示，

即I??

dN dt10

1居里＝3.7×10次衰变/秒，相当于1克镭的放射性活度；

1贝可＝1次衰变/秒。

②β衰变

③γ衰变

-

146. 一种核素的质量数和原子序数在下列衰变中如何变化？

①α衰变

④n衰变

+

答案：α衰变：质量数减少4，原子序数减少2；

β衰变：质量数不变，原子序数增加1（β衰变）或减少1（β衰变）； γ衰变：质量数与原子序数保持不变； n衰变：质量数减少1，原子序数不变。

147. α、β质子，正负电子等射线为 带电 粒子，中子γ、X等射线为 中性 粒子。 148. 相对于电子质量而言的重带电粒子，如α粒子、质子、氘核、介子等在介质中运动时，

与介质的原子发生哪些电磁作用，使带电粒子的能量损耗？ 答案： ①电离

②激发

149. 快速运动的电子或β射线在介质中运动时，除了重带电粒子所有的非弹性散射（引起

原子的激发和电离）外，还有哪几种主要的电磁作用： 答案： ①轫致辐射 ②湮没辐射 ③契仑柯夫辐射 150.何谓电离？

答案： 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大于原子核的束缚能，则电子将脱离原子轨道，成为自由电子，使得整个原子带正电，这种现象称为电离。 151.何谓激发？

答案： 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小于原子核的束缚能，因此电子仅升至较高能级而无法脱离原子，这种作用叫激发。被激发的电子会改变运动轨迹，原子会在放出电磁射线后恢

21

复到初始状态。

152. 红外线、可见光、紫外线是 原子的外层电子 受到激发后产生的，伦琴射线（X射

线）是 原子的内层电子 受到激发后产生的，γ射线是 核衰变或核能级之变化 后产生的。它们都是一个一个光子组成的粒子流。

153. 光子（例如γ射线）物质作用的3种最重要的效应是： 光电效应 、 康普顿效应

和 电子对效应 。 154. 什么叫光电效应？

答案： 当一个光子与物质原子作用时，光子把全部能量交给原子，使它的一个轨道电子发

射出去，而光子本身则消失，这一过程称为光电效应。光电效应中发射出来的电子叫光电子（自由电子）。 155. 什么叫康普顿效应？

答案： 康普顿效应是光子与原子中电子发生非弹性散射，光子把部分能量转移给电子使其

反冲（原子电离），而能量降低了的光子则被散射，反冲出来的电子称为康普顿电子或反冲电子。

156. 什么叫电子对效应？

答案： 光子有可能在原子核的库仑场作用下，转化成为电子偶，结果光子本身消失，产生

了一对电子e、e，这一过程称为电子对效应。根据能量守恒定律，产生电子对效应的γ光子能量必须大于1.02MeV。

157. 试列举出运行中的轻水堆γ射线的三种来源？

答案： 核裂变、裂变产物放射性衰变；活化产物放射性衰变；中子辐射俘获（n，γ）反

应；快中子非弹性散射（任何三种）。 158. 为什么要用轻元素来屏蔽β射线？

答案： 是为了减少由β射线产生的轫致辐射的数量和能量。 159. 为什么当射线穿过屏蔽层时，屏蔽层会变热？

答案： 这是由于射线穿透时，把能量传递给了屏蔽层而导致其变热。 160. α射线与β射线的最大射程取决于 射线的能量 和 所在介质的密度。

161. 射线除与介质的原子发生电磁作用外，还可能与核发生各种类型的作用，如以入射粒

子和出射粒子的异同来区分，有 核散射 和 核转变 两种过程。核散射（出射粒子和入射粒子相同）又分为 弹性散射 和 非弹性散射 。核转变（出射粒子与入射粒子不同）包括通常的核反应与核衰变。原子核的裂变是核反应的特殊类型。 162. 请解释核转变。

答案： 核转变：凡是出射粒子与入射粒子不同的核反应就称为核转变。 163. 何谓“质量亏损”？

答案： 一个原子核的实测质量小于组成该原子核的所有单个质子与中子的计算质量之和，

这一质量差异称为质量亏损。 164. 试给出爱因斯坦能量－质量关系式？

答案： E=m·c，式中E－能量；m－质量；c－真空中光速。

1原子质量单位相当于931MeV。 165. 什么叫结合能和比结合能？

答案： 由质量亏损的概念，单独核子在形成原子核假想过程中所释放出的能量总和称做结

合能；比结合能是结合能与核的质量数A之比，即每个核子的结合能。

22

2

+

-

166. 如何从结合能的概念来解释核裂变时会释放出能量？

答案： 从比结合能曲线可以看出，重核的比结合能（约为7.5MeV）比中等重量核的比结

合能（约8.4MeV）小，故而重核分裂为两个中等核时就会放出能量。 167. 反应堆中子测量主要采用哪些探测器？给出其所利用的核反应。 答案： 1.裂变室(n,f)反应；

2. 测量球系统（n,p）反应； 3. 自给能探测器（n,β）反应； 4. BF3计数管(n,α)反应； 5. （n,γ）Co59功率分布探测器。

168. 为什么BF3计数管不能用于功率运行阶段的核测量？

答案： 由于功率运行阶段通量很高，如用BF3计数管测量通量，则会很快达到B的耗达允

许值，BF3计数管很快损坏。

169. 中子与原子核相互作用的机理有哪几种？

答案： 中子与原子核相互作用的机理有三种：复合核的形成、势散射和直接相互作用。 170. 什么是势散射？

答案： 它是中子波和核表面势相互作用的结果，中子并未进入靶核。任何能量的中子都有

可能引起这种反应。这种作用的特点是：散射前后靶核内能没有变化。入射中子把它的一部分或全部动能传给靶核，成为靶核的动能，势散射后，中子改变了运动方向和能量。势散射前后中子与靶核系统的动能和动量守恒，所以势散射为一种弹性散射。 171. 什么是中子与原子核的直接相互作用？

答案： 所谓直接相互作用是指：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使某个核子从核

里发射出来，而中子却留在核内。如果从靶核里发射出来的核子是中子，而靶核发射γ射线，同时由激发态返回基态，这就是直接非弹性散射过程。 172. 解释复合核的形成机理。

答案： 复合核的形成是最重要的中子与原子核的相互作用形式。在这个过程 中，入射中

子被靶核ZX吸收，形成一个新的核－复合核基态以上的激发态（或能级）。

173.简单介绍复合核的激发态衰变的几种方式。

答案： 复合核的激发态衰变有多种方式。由于激发态的能量是统计地分配在许多核子上

的，因此复合核可以在激发态上停留一段时间。当核内某一个或一组核子得到足够的能量时，复合核便通过放出一个核子或一组核子而衰变。

（n,p）反应，即放出一个质子的衰变。 （n,α）反应，即放出一个α粒子的衰变。

A

A

A＋1

Z

X。中子和靶核两者在质心坐标系的

总动能就转化为复合核的内能。同时中子的结合能也给了复合核，于是使复合核处于

（n,n）反应，若放出核子是一个中子，而余核ZX又重新直接回到基态，就称这

个过程为共振非弹性散射或称为复合非弹性散射。

(n,n’)反应，如果放出中子后，余核ZX仍处于激发态，然后通过发射γ射线返回

基态，就称这个过程为共振非弹性散射或称为复合非弹性散射。

（n,γ）反应，复合核也可以通过辐射俘获γ射线而衰变，此过程称辐射俘获。 （n,f）反应，复合核通过分裂成两个较轻的方式而衰变。 174. 什么是中子与原子核作用中的共振现象？

23

A

答案： 当具有某些特定的能量值的入射中子恰好使形成复合核激发态接近于一个量子能

级时，那么，形成复合核的几率就显著地增大。这种现象就叫做共振现象（包括共振吸收，共振散射和共振裂变等）。共振吸收对反应堆的物理过程有着很大的影响。 175. 在热中子反应堆中，中子从高能慢化到低能起主要作用的是哪种散射？为什么？ 答案： 在热中子反应堆中，中子从高能慢化到低能起主要作用的是弹性散射。

非弹性散射只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生，因而它有阈能的特点。即使对U－238核，中子也至少具有45KeV以上的能量才能发生非弹性散射。而弹性散射，除共振弹性散射与非弹性散射一样，只对特定能量的中子才能发生外，对任何能量的中子势散射都可能发生。 176. 写出辐射俘获（n,γ）的一般反应式 答案：

A

Z

X+0n→(

1A+1

Z

X)→

A+1

Z

X +γ

177. 列出两例反应堆内产生新的核燃料的俘获反应。 答案： (1)对用铀作燃料的反应堆

23390232

90

238

92

U+0n→

1239

92

U+γ

(U?23992??23分?23990Th???23分239?94Pu)

(2)对用钍作燃料的反应堆

Th+0n→

1

233

90

Th +γ

(Th???22分?23391Pa???27分233?92U)

178. 什么叫做转换？

答案： 通过可转换物质产生裂变同位素的过程叫做转换。 179. 什么是可转换同位素？什么是铀－钚循环和钍－铀循环？ 答案： 可用来生产裂变同位素的核素称之为可转换同位素，例如

－235作核燃料时，利用

238

238

U、Th等。在利用U

232

U和

232

Th产生再生燃料的过程分别叫铀－钚或钍－铀循环。

180. 试从转换比CR的概念出发，推导出转换堆与增殖堆的概念。 答案： 转换比CR＝

裂变物质的生成率

裂变物质的消耗率堆内可转换物质的吸收率

堆内所有裂变物质的吸收率

＝

转换堆：CR≤1；增殖堆：CR>1

181. 压水反应堆的转换比（CR）大约等于 0.6 。 182. 写出（n,α）反应的一般反应式，并举一重要例子。 答案：

A

Z

X+0n→(

105

1A+1

Z

X) →

7

A-3Z-2

Y+2He

10

4

例：反应堆内热中子与硼－10（5B）的（n,α）反应为

B+0n→3Li+2He

10

1

4

硼吸收中子的反应在低能区，此核反应的截面大，所以B广泛用作热中子反应堆

24

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：8O+0n→7N+1H

其中的N的半衰期为7.3年，它放出β和γ射线，这一反应是一回路水的放射性主要来源。

184. 1.N－16是如何产生的？ 答案： 1. 答案： 1.

16

81616

1

16

1

2.N－16如何衰变？

2. 7N-??16

O（n,p）7N O（n,p）7N

16

16

??

168

O

185. 试举出两种与中子或β射线有关的导致水辐射分照的核反应。

16

8

2. 中子慢化或β射线电离使得：2H2O→2H2+O2

U－233 ，而只能由快中子才能裂变的有 U－238 和 Th－232 。

186. 由任何能量的中子都能引起核裂变的原子有 U－235 ， Pu－239 ， Pu－241 和 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。

23592AA1A2236*1U?10n?(92U)?Z1X?Z2X??0n?W

A188. 铀－235核发生裂变反应的一般表示式及含义。 答案：

2 其中Z1X,X为中等质量数的核，称为裂变碎片； Z12 ν为每次裂变放出的中子数。 W为释放的能量。

189. U－235裂变时出现哪些反应产物？

答案： 裂变产物、中子、瞬发γ射线、缓发γ射线、β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β射线与γ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ζ表示，

???dl

I0NdX 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。

-24

2

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＝10cm。

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ρ1（克

25

/cm）。用下列计算出来：

3

N1?N0?1 A123

式中A1为i种元素的原子量；

N0为阿佛加德罗常数，数量为6.023×10/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（E<2eV），许多核的微观吸收截面ζa按1/E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ζ

于阈能时，ζ

in

in

对中子能量的依赖有什么特点？

in

答案： 非弹性散射有阈能特点，所以当中子能量小于阈能时，ζ

随着中子能量的增加而增大。

196.弹性散射截面ζs对中子能量的特点是什么？

为零，而当中子能量大

答案： 多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的。ζs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，ζs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： ??（厘米）

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。 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：??1?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

1111，Σt=Σa +Σs，所以：??。 ??l?a?s199. 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λ

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/λ。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=nvΣ。 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

θ表示：

θ=nv中子/厘米·秒

2

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

26

数量级一般为10到10中子/厘米·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

235

92

13142

U+0n→

19536

Kr+

139

56

Ba+20n

1

由：反应前质量合计＝235.14＋1.009＝236.133amu

反应后质量合计＝94.945＋138.955＋2×1.009＝235.918amu 反应后质量差为＝0.215amu

故释出之能量为0.215×931MeV＝200.165MeV

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 165±5MeV 7±1MeV 5±0.5MeV

7±1.5MeV 6±1MeV 10±5MeV 200MeV

裂变碎片之动能 瞬发γ之能量

-

裂变中子之动能

β粒子（裂变产物β衰变） 缓发γ（裂变产物γ衰变） 中微子 总能量

203. 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；2.43

204. 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： P?

??Vl3.1?1016 兆瓦（MW）

3

式中：V－堆芯体积（cm）

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：

5927

Co(n,γ)

6027

Co,

60

27

Co-

??→

6028

Ni+γ

208. 请举出几种重要的活化物与裂变产物。

答案： 活化产物：H－3，N－16，Co－60，Mn－54，Sb－124等。

裂变产物：Cs－137，I－131，Xe－135，Sr－90，Kr－85，Zr－85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？

27

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β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γ射线也是这时候发射出来的。 213. 缓发中子是如何产生的？

稳定

稳定

-14

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β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β发射衰变规律一样。下图为缓发中子先驱核Br的衰变情况。 214. 什么叫缓发中子份额β？

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β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β

??37

eff

表示。β与β

?eff

之间的关系为：β

eff

＝β×I，其中I为缓发中子价值因子，通常取：I=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，U－238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β约为0.002，远比U－235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β时，反应堆的响应时间更快。

因为?eff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）

28

?eff

将减少，致使在寿期末

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＝

?n ?t2

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L等于热中子从产生地点到被吸收

29

1?2地点穿行的直线距离均方值r的六分之一。（L?r）

62?2

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

ξ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ξΣs乘积表示，它指出，只有ξ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ξΣs/Σa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η的物理意义。

答案： 中子年龄η（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r（η），可以给出年龄一个精确的物理意义，即中子年龄η（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η中子释放后慢化到热中子的中子年龄。 231. 解释徙动面积M的物理意义。

2

th

?2，也就是从裂变

1?2?2答案： M?L??th?(rs?rd)

622 徙动面积M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。

2

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？ b. 原子量应尽可能小。

30

答案： a. 吸收截面小；散射截面大；平均对数能量损失大。

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Σa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ε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∞。

K??系统内中子的产生率

系统内中子的吸收率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ε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。f<1。

244. 给出裂变因子ε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ε会发生变化？

答案： 由于燃料的宏观裂变截面Σf减小，而燃料的宏观俘获截面Σa却增加了，所以ε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

31

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= K∞·Ps·Pd

Ps：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： PL?系统内中子的吸收率

系统内中子吸收率＋系统内中子的泄漏率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：K1?Bg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，Bg就减小，不泄漏几率就增大。当反应堆达到临界时，几何曲率Bg与材料曲率Bm?22

2

2

K?1，其中为中子的不泄漏几率，22221?LBg1?LBgK??122

相等，即Bg=Bm，这就是反应堆的临界条件。 2L252. 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＋β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。

32

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Keff<1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

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δ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δ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。

33

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

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

-15

-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秒，平均中子代时间应为：

?l???l1?(1??)l2

式中β－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秒

因此平均中子代时间l约为0.084秒（对铀－235裂变反应）

?-5

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ls乘以每个先驱核的产额βi，再加到一起后除以缓发中子总份额β，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=P0e，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？①T2→∞ ②T2→70秒③T2<18秒 答案： ①T2→∞反应堆功率趋于稳定在某一值上；

②T2→70秒反应堆超临界，正常提升功率；

③T2<18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。

t/T

i

271. 写出你知道的几种用于表示反应性的单位。 答案： 1. ΔK/K；

2. pcm(=10ΔK/K) 3. “元”$

-5

272. 哪些因素能改变反应堆的反应性？（至少三种）。

34

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ρ的数值：

a) 次临界

a) 次临界 b) 临界 c) 超临界

b) 临界

Keff <1 =1 >1

c) 超临界 d) 瞬发超临界

ρ <0 =0 >0

β/(1+β)

答案：

d) 瞬发超临界 1+β

β：缓发中子份额

274. 当ρ＝0.002时，分别以U－235和Pu-239为燃料的反应堆各处于何种状态？ 答案： U－235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。 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Σf下降，所以为保持功率不变，中子通量Φ必须提高。 277. 反应堆功率P与平均中子通量Φ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Φ与宏观裂变截面Σf的

乘积，所以P正比于Φ。

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

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

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

35

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，1ppm＝10 285. 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。

286. 什么是燃料温度系数？

答案： 堆芯燃料有效温度每变化1℃引起的反应性变化值。 287. 影响燃料温度系数的主要因素是什么？ 答案：U和

238

240

-6

Pu等核素的变化；

燃料有效温度的变化。

288. 蒸汽泡的含量如何影响反应性。

答案：蒸汽泡量的增加导致慢化剂密度减小，这样热中子数目减小；在欠慢化反应堆中反应

性减小。

289. 试给出慢化剂温度系数、燃料温度系数和空泡系数的数量级。 答案： 10/℃

-4

10/℃

-5

10/v%

-3

290. 什么是功率系数？

答案：单位功率变化所引起的反应性变化称为功率系数（即功率反应性系数或微分功率系

数）。它是燃料温度系数、慢化剂温度系数和空泡系数等的总和。 291. 什么是功率亏损（Power Defect）?

答案：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

称为功率亏损（即为功率系数的积分）。 292. 功率亏损的重要意义是什么？

答案：随功率上升向堆引入负反应性，要补偿这部分反应性，就需要提升控制棒或稀释硼浓

度。这一特性可限制功率自动上升，使反应堆具有自稳性。特别当反应堆运行在高功率后降功率，例如停堆时间较长则向反应堆内引入正反应性，这在停堆后重新启动前，进行反应性平衡计算时必须要考虑到它的影响。 293. 说明秦山核电厂的慢化剂温度系数随温度的变化规律。

答案：当慢化剂温度降低时，负温度系数将减少，因此，当反应堆启动时，为了保证足够大

的负温度系数，要求慢化剂温度不能低于200℃。

36

294. 秦山核电厂规定最低临界温度是多少？在该温度下慢化剂温度系数是“＋”值还是“一”

值？

答案： 设计规定的最低临界温度为280℃（经核安全局同意可于260℃启动秦山反应堆）。

在该温度下慢化剂温度系数为“－”值。

295. 用图说明秦山厂的控制棒位置对慢化剂温度系数的影响。

答案： 对上题图5.6和本题图5.5进行比较后可以得出：控制棒插入时的温度系数要比控

制棒抽出时更负一些，在硼浓度为1000ppm的情况下，抽出控制棒甚至会出现正温度系数。

37

296. 用图说明秦山核电厂的硼浓度变化对慢化剂温度系数的影响。

图D

38

图E

答案： 对图D和图E进行比较后可以得出：随着硼浓度的降低，慢化剂负温度系数明显增

大。为了满足控制上的需要，寿期初的硼浓度约为1000ppm。到寿期末时，堆内残留的硼浓度约为10ppm。

297. 硼价值是如何随Tavg而变化的？为什么？

答案： 当Tavg增加时，硼价值负值就减小。当Tavg增加时，含溶解硼的水使从堆芯区域

排出。在堆芯内硼浓度保持恒定时，温度升高导致堆芯含硼减少，这就使得堆芯内由硼产生的总pcm被减少。这表明pcm/ppm是随温度增加而减小的。 298. a. 硼价值为何随硼浓度变化而变化？

b. 处在低硼浓度的EOL时减硼会产生什么问题？ 价值就越低。

b. 当EOL设法减低硼浓度时，需加大量的水来完成稀释工作。这会产生大量的废水，增加硼回收系统的工作负荷。为了降低硼回收系统的工作量，当冷却剂硼浓度为100ppm以下时，实际上用离子交换除硼。 299. 给出秦山核电站K∞与

答案： a. 由于每个硼原子对吸收现有中子具有大得多的竞争性，因此，硼浓度越高，硼

NH关系的示意图： Nu?s答案： NH－单位体积内的氢原子数；

NH－单位体积内的铀－235原子数。 Nu?s 39

300. 试问秦山核电站反应堆的水铀比

值？为什么？

答案： 选在最大值的左侧，即反应堆处于“欠慢化状态”。以得到负的慢化剂温度系数。 301. 试解释“过慢化”与“欠慢化”。

答案： 过慢化：堆芯布置中包含的慢化剂多于为获得K∞最大值所需的量，中子完全热化，

多余的慢化剂导致中子吸收增加。

欠慢化：堆芯布置中包含的慢化剂少于为获得K∞最大值所需的量，中子没有完全热化，U238共振吸收变大。

302. 过慢化反应堆的慢化剂温度系数为何值（是正还是负）？

答案： 过慢化反应堆的慢化剂温度系数为正，因而慢化剂温度升高Keff变大。

303. 欠慢化反应堆的反应性如何随冷却剂密度减少而变化？对冷却剂加有硼和未加硼分别

说明。

答案： 对冷却剂不加硼的情况，反应堆随冷却剂密度减少而更加欠慢化，反应性减小，而

对含硼冷却剂，反应性减小幅度与前者相比要小一些，因为冷却剂密度降低也意味着堆芯内中子吸收物质的减小。

304. 如何保证冷却剂温度系数为负值的要求？ 答案： 反应堆在功率运行时一直是欠慢化的。

305. 给出PWR燃料温度系数与燃料温度的一般关系曲线。

答案： 见下图，从图中看出：燃料温度系数总是负值，但寿期末要比寿期初负得小一些。

随着燃料温度的降低，燃料温度系数要变得更负一些。

NH是选在最大值的左侧？还是右侧？还是最大Nu?s

306. 什么叫反应堆在反应性增加时的自调节功能？

答案： 反应性增加后，由于堆功率增加导致反应堆冷却剂温度升高，由于负温度系数致使

反应性下降，从而在一个高于变化前的温度上反应堆趋于稳定。 307. 为什么说PWR有自稳性？

答案： 因为PWR具有负温度系数，所以温度变化引起反应性变化是负反馈效应，即T↑р

↓Keff↓P↓T↓逐渐回到它的初始值，反之亦然，可见PWR具有固有的自稳性。 308. 给出寿期初和寿期末时，不同功率引起的多普勒效应所引入的负反应性。

答案： 随着功率的增加，由多普勒效应引入的负反应性增大；在同一功率水平情况下，寿

40

期初由多普勒效应引入的负反应性要比寿期末大一些，具体数值由下图给出。

309. 功率系数在寿期初与寿期末有什么不同？

答案： 寿期末时，由于硼浓度低，使得慢化剂温度系数更负一些，这就使得寿期末的功率

系数较寿期初更负一些，如下图所示。

310. 试判断下列两图中哪个是正确的？为什么？

41

答案： 图B

图为寿期期末慢化剂的温度系数比寿期初更负一些，此时硼浓度很小，且积累了很

多裂变产物和Pu-240等，而慢化剂温度系数的值又占主导，所以功率系数在入口温度不变的运行方式下，寿期末（EOL）要较寿期初（BOL）时功率系数负得多。 311. 试判断下列两图中，哪一个是正确的？为什么？

答案： 图A：理由如下：

影响燃料温度效应的因素主要有下列几方面：

为改善燃料元件内的气体导热性能，一般在新元件内充上35个大气压的氦气。燃耗过程中

产生的裂变气体（如氙、氪等）不利于气体导热，致使寿期末变功率时，燃料温度变化较大，功率系数要比寿期初更负一些。

随着燃耗的加深，受长期辐照的燃料芯块要肿胀，致使包壳与燃料芯块间的气隙减小了，改

善了燃料的导热性能。这样，在同一功率水平上运行时，寿期末的燃料温度要比寿期初低。由此得出：仅考虑燃料温度系数时，寿期初的燃料温度效应要比寿期末更负。 以上提到的两点，引出的结论恰好相反，但起主导作用的是②，所以最终结果应该是：

42

寿期初的功率系数要比寿期末更负。

312. 试给出“中子毒物”的定义，举出3种重要的中子毒物。

答案： 中子毒物系指那些其热中子吸收截面值很大而明显降低反应堆反应性的核素，例

如：控制材料中的镉；可燃或可溶毒物中的硼－10；裂变产物中的Xe－135、Sm－149和Gd－155。

313. 什么是非饱和性（或永久性）裂变产物？请写几种较重要的非饱和裂变产物。 答案： 裂变产物的生成率远比由于吸收中子或自身衰变的损耗率大，如

149

Sm。Sm热中

149

子吸收截面特别大，在整个反应堆运行期内，由于吸收中子而消失的速率也比较小，在一个相当长的时间里其浓度将随时间的增长而不断增加，所以称之为非饱和裂变产物。热中子吸收截面较大的非饱和裂变产物还有：镉－133、钐－151、钆－155和钆－157等。

314. 为什么说Xe－135和Sm－149对热堆十分重要？试举出两条理由。 答案： 1.它们的热中子俘获截面比其它的中子毒物大好几个量级。

2.反应堆运行期间它们不能够人为地从堆内去除掉。但在停堆几天后，Xe-135可以逐渐衰变掉，形成解毒状态，这给反应堆运行带来不少麻烦。 315. 何谓“平衡Xe毒”

答案： 反应堆运行中通量不发生显著变化时，I－135和Xe－135都会逐步达到平衡（或

饱和）浓度，即I－135或Xe－135核的产生率正好等于其消失率。Xe－135平衡浓度所引起的负反应性就称为“平衡Xe毒”，Xe－135除了一小部分在裂变时直接产生外，大部分是由I－135通过β衰变而发生。 316. 氙的效应在反应堆运行中是很重要的。

A说明怎样达到氙的平衡状态。

B讨论氙达到平衡值之后不久反应堆功率上升时可能出现的反应性变化。 产生：

答案： A：氙平衡情况如下：产生＝消失 1.直接从裂变中生产－0.3% 2.裂变产物Te（碲）的衰变－6.1%

135Te??19.2秒13654

?135I???6.7小时?135Xe

消失：

135

54

1. 辐射俘获Xe+0n→

1

Xe+γ

2. 衰变成铯：

135Xe???9.2秒?135Cs???2.3?106年?135Ba（稳定）

当功率稳定一段时间后，氙的产生和消失就会获得新的平衡状态。 样会功率开始给堆芯增加正反应性。

B： 当反应堆在氙平衡条件下升功率时，氙会迅速燃耗，而Xe产生的增加将有一滞后。这317. 反应堆从无Xe开始投入运行并保持在稳定功率状态下，运行多久，Xe上升到平衡浓

度的90%？要多长时间才能很接近它们的平衡浓度？（饱和值）？ 答案：

43

135

下图给出从零功率上升到不同功率水平后，由氙的积累所引入的负反应性随时间变化。

318. 画出不同功率水平下较长时间运行时所引入的平衡氙负反应性。 答案：

319. 画出反应堆功率从零负荷、25%PN、50%PN和75%PN升到满功率后，由于Xe－135浓度的

变化而引起的反应性变化曲线。 答案：

44

320. 秦山核电厂在不同功率水平下较长时间运行后停堆，约经多长时间才能达到无氙状

态？给出氙毒的变化曲线。

答案： 一般需经过90多个小时才能达到无氙状态。 321. 什么是“碘坑”？降功率运行时是否也出现“碘坑”？

答案： 反应堆在某一功率下运行较长时间后停堆或降功率，此时Xe-135的生成量大于消

耗量，由此引起氙－135的浓度逐步增大，达到最大值后又逐步衰减，直到浓度降到零。氙－135浓度达到最大值时所对应的负反应性，我们称之为“碘坑”。降功率运行时同样会出现“碘坑”。

下图给出了从满功率降至25%、50%和75%额定功率时，“碘坑”的数值及出现时间。

322. 秦山核电厂满功率运行三天后立即停堆，最大碘坑所引入的反应性为多少？达到最大

碘坑的时间为多少？

答案： 反应堆是在100%额定功率稳定运行并达到平衡氙后才停堆的。最大碘坑向反应堆

45

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