反应堆工程研究所

△ 名词概念类 ★简答类

△ 裂变中子中还有不到1%的中子是在裂变碎片过程中发射出来的 这些叫缓发中子 △ 缓发中子的能谱不同于瞬发中子的能谱 缓发中子的平均能量要比瞬发中子低

△ 虽然缓发中子在裂变中子中所占份额很小（小于1%） 但他对反应堆的动力学过程和反

应堆控制却又非常重要的影响

△ 在热中子反应堆内 中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射

△ 微观截面：假设在1cm的物质中 有N个原子核 在这个物质的一个面上射入一个中子

我们把每一个原子核与一个入射中子发生核反应的概率定义为微观面枪 单位为米方 △ 宏观截面：如果每立方米的物质中含有N个核 则乘积枪N等于每立方米靶核的总截面

用符号 它的量纲是长度的倒数

△ 反应堆堆芯满足的要求：1堆芯功率分布应尽量均匀以使堆芯有最大的功率输出2尽量

减小堆芯内不必要的中子吸收材料以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命以适当减少换料操作次数5堆芯结构紧凑换料操作简便 △ 压水堆采用17X17排列燃料组件 每个组件中有289个栅元 设有24根控制棒导向管和

一根堆内中子通量测量管 其余264个栅元装有燃料棒

△ 组件：1燃料元件棒2燃料组件的骨架结构3控制棒组件4可燃

??

中国核动力研究设计院反应堆运行与应用研究所（中国核动力院一所）坐落在四川省峨眉山下、青衣江畔，这里依山傍水、绿荫葱葱、环境幽邃、风光旖旎、气候宜人。

我所是我国核动力研究、反应堆运行、核设施退役、燃料元件和材料辐照考验、核电与辐照技术服务和同位素产品生产与服务的综合性科研、生产和试验基地。在未来将全面落实“十一.五”规划，把我所建成综合性核动力研发基地，打造中国的“堆谷”。

拟招二O O七年大学毕业生

专 业 人 数 学 历

核工程与核技术

8名

大学本科及以上

原子核物理??4名??大学本科及以上????测控技术与仪器??3名??大学本科及以上????机械设计制造与自动化??3名??大学本科及以上????过程装备与控制(化机)??3名??大学本科及以上????电气工程及自动化??2名??大学本科及以上????放射化学??2名??大学本科及以上????金属材料工程??1名??大学本科及以上????自动化??1名??大学本科及以上????产品质量管理??1名??大学本科及以上????热忱欢迎各位有识学子到我所来大展宏图，共谋发展。中国核动力院反应堆运行与应用研究所欢迎您！

4名??大学本科及以上????测控技术与仪器??

核反应堆工程 复习参考题

1、 压水堆与沸水堆的主要区别是什么？

沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。 2、 简要叙述一种常用堆型的基本工作原理？

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸

反应堆材料辐照损伤概述

【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。 【关键字】辐照损伤 燃料芯块 包壳 压力容器 材料

一、引言

随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。

关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。

二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤

1.燃料芯块的结构与辐照损伤

水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角

反应堆冷却剂系统功能正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出 的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变 成饱和蒸汽，以驱动汽机发电机组。 在停堆冷却阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和 向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主 系统的蓄热。 主冷却剂是含硼除盐水。通过其硼浓度的改变 可以补偿堆芯反应性的变化。 主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层。 作为堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂， 构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。1

反应堆冷却剂系统范围主系统可分为两部分，即一次回路部分和卸压 蒸汽收集部分。 一次回路的主要部件包括：反应堆压力容器 (该容器包括控制棒驱动机械套管在内)、蒸 汽发生器的主冷却剂侧、主泵、稳压器(其上 接有卸压阀、安全阀、喷雾阀和波动管)、 主管道(共分三个部分，即压力容器与蒸汽发 生器之间的热段；蒸汽发生器与主泵之间的过 渡段和主泵与压力容器之间的冷段)、 测温旁路(每条环路各一支)、属于环路的辅 助系统部分管道(即从高压侧标起第二只隔离 阀以前的管道以及管道上的阀门和附件)。2

第一节 反应堆冷却剂系统REACTOR COOLANT SYSTEM(RCS)

按照功能,反应堆冷却剂系统可分为冷却系统 压力调节系统 超压保护

如题

以核潜艇为例（水面核动力舰船的原理是一样的）：
实际上，核能是不能直接驱动核潜艇的，须经过几次能量转换才能逐步实现。下面介绍常见的核潜艇“反应堆——蒸汽轮机”推进方式
：

核潜艇一般装有1至2个核反应堆，核能产生于核反应堆中的铀原子核裂变，当铀原子核连续裂变时（即“链式核反应”），会产生巨大的热能。核反应堆的作用就好比是我们都很熟悉的锅炉，不过锅炉里的水一般是用火加热的，而核反应堆里的水是用核燃料“加热”的，所以过去也把核反应堆俗称为“原子锅炉”。
潜艇核动力装置是为核潜艇提供动力和电力的系统，由一回路和二回路组成，它们都是密闭的循环回路。
一回路由主冷却剂系统和各种辅助系统组成，主冷却剂系统包括核反应堆、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等设备。一回路里的高温高压纯净水被核燃料加热后，由主冷却剂泵推动，经蒸汽发生器把热量传导给二回路的水，使之变为蒸汽（注意：一二回路的水是不直接接触的），然后一回路里被冷却的水再次返回核反应堆里，继续把核燃料产生的热量带出来，并慢化中子参与链式核反应。所以一回路里的水被称为冷却剂和慢化剂。核燃料释放的热量多少，是由控制棒来调节的。
二回路里，前半部分流动的是被一回路加热后的蒸汽，后半部分流动的是被冷凝器冷却后

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，ζ

反应堆安全分析资---修正版

反应堆安全分析重要英文缩略词

网上作业部分

1.IAEA-International Atomic Energy Agency 国际原子能组织

2.NRC-Nuclear Regulatory Commisson 核管理委员会

3.ICRP-International Commission on Radiologicalprotection 国际辐射防护委员会

4.ICRU-International Commission on Radiological Units 国际辐射单位委员会

NC-the China National Nuclear Corporation 中国核工业集团公司

6.CIAE-China Institute of Atomic Energy 中国原子能科学研究院

7.ORNL-Oak Ridge National Laboratory 国立橡树岭实验所

NL-Las Alamos National Laboratory 阿拉莫斯实验室

9.CERN-European Organization for Nulear Research

10.NEA-Nuclear Energy Agency 核能局原子能委员会

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反应堆物理习题

1. 水的密度为103kg／m3，对能量为0.0253eV的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为0.332b和2.7×10-4b，计算水的宏观吸收截面。

2. UO2的密度为10.42×103kg／m3，235U的富集度ε=3％(重量百分比)。已知在0.0253eV时， 235U的微观吸收截面为680.9b，238U为2.7b，氧为2.7×10-4b，确定UO2的宏观吸收截面。

3．强度为4?1010中子/厘米2·秒的单能中子束入射到面积为1厘米2，厚0.1厘米的靶上，靶的原子密度为0.048?1024原子/厘米3，它对该能量中子的总截面（微观）为4.5靶，求（1）总宏观截面（2）每秒有多少个中子与靶作用？

4．用一束强度为1010中子/厘米2·秒的单能中子束轰击一个薄面靶，我们观测一个选定的靶核，平均看来要等多少时间才能看到一个中子与这个靶核发生反应？靶核的总截面是10靶。

5．能量为1Mev通量密度为5?1012中子/厘米2·秒中子束射入12C薄靶上，靶的面积为0.5厘米2、厚0.05厘米，中子束的横截面积为0.1厘米2，1Mev中子与12C作用的总截面（微观）为2.6靶，问（1）中子与靶核的相互作用率是多少？（2）中子束

1、热中子反应堆内，瞬发中子的平均寿期比自由中子的半衰期（ ）。 A、短的多；B、长的多；C、一样大 。

1、某压水堆采用二氧化铀作燃料，其复集度为2.43%（重量），密度为104公斤/米2，计算：当中子能量为0.025ev时，二氧化铀的宏观吸收截面和宏观裂变截面（复集度表示铀－235在铀中所占的重量百分比）。

2、 某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和0.398，计算堆芯的总吸收截面（0.025ev）。

3、 求热中子（0.025ev）在轻水、重水和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞数。

4、 试比较：将2.0M电子伏的中子束减弱到1/10所需的铝、钠和铝和铅的厚度。

5、 一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？

6、 堆芯的宏观裂变截面为5米-1，功率密度为20×106瓦/m3,求堆芯内的平均中子通量密度。

7、 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。

8、 某反应堆在额定功率500兆瓦下运行了31天后停