核反应堆物理分析和原子核物理习题.doc

【精品文档】如有侵权，请联系网站删除，仅供学习与交流核反应堆物理分析和原子核物理习题.精品文档.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？答案：设单位体积内有几种原子核，其核子数分别为N1NiNn；其对应的微观截面为1in；则其宏观截面的表达式为：101. 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+AB*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）或者与成正比（对(n,)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。103. 试说明235U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<lev)，f从4000ba-80ba与成正比变化。中能区（中能中子）(lev<En<1000ev)，f有强烈的共振峰，f值峰顶200300ba，峰谷310ba。高能区（快中子）(En>100ev)，f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。104. 简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。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。105. 写出点堆动力学方程组。答案： i=1，2，6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；eff、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；i：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；S(t)：为外中子源强度。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，试求中子密度的时间响应N(t)，假定无任何反馈，且外中源S(t)0。答案：t时刻单位时间内瞬发中子的产生数。：t时刻第16组缓发中子的产生率的总和。：t时刻第i组缓发中子先驱核的产生率。iCi(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。107. 当0<<eff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。答案：式中为反应性，T为e倍周期即周期Te。111. 给出Te和倍增周期T2的关系。答案：112. 给出等效单组缓发中子近似下的倒时方程。答案：式中eff为缓发中子有效份额，为等效缓发中子衰减常数。此式对于估计反应性很方便。113. 六组缓发中子的平均寿命是如何计算的？答案：114. 等效单组缓发中子衰减常数是如何计算的？答案：定义为六组缓发中子平均寿命的倒数。即式中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：117. 上题中若堆芯中央插入一束控制棒，th的径向分布有何改变？为什么？答案：掉棒后的th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h的凹坑，因为保持功率不变即堆芯平均通量不变，所以四周的h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th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：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：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（cosZ/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。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。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lnNt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N1=S+SKeff第二代末的中子数N2=S+SKeff+SK2eff第m代末的中子数Nm=S(1+Keff+K2eff+Kmeff)因为是次临界，Keff<1，中子代时间约10-4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：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Keff1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？答案：次临界下稳定后增加公式：稳定后有：N=1050×105=1.05×108中子135. 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。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？答案：每代中子源强：S50中子/每代次临界下稳定后增殖公式：N=5×106中子136. 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。堆的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：S50中子/每代次临界下稳定后增殖公式：Keff=0.99 N=5×100=5000中子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，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？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23392U、23592U、和23892U钚的同位素有23994Pu、24094Pu、和24194Pu氢的同位素有11H、21H、和31H140. 天然铀中U238约占99.3% ，U235约占0.7% 。141. 天然硼中B10约占18.83% ，B11约占81.17% ，对中子吸收最强的是B10 。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。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：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=N进行积分，就可得到：N=N0e-t，根据半衰期的定义e-T/2=，则半衰期。 (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。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1居里3.7×1010次衰变/秒，相当于1克镭的放射性活度；1贝可1次衰变/秒。146. 一种核素的质量数和原子序数在下列衰变中如何变化？衰变衰变衰变n衰变答案：衰变：质量数减少4，原子序数减少2；衰变：质量数不变，原子序数增加1（-衰变）或减少1（+衰变）；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. 、质子，正负电子等射线为带电粒子，中子、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： 电离激发149. 快速运动的电子或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： 轫致辐射湮没辐射契仑柯夫辐射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，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，产生电子对效应的光子能量必须大于1.02MeV。157.试列举出运行中的轻水堆射线的三种来源？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，）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射线？答案：是为了减少由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.射线与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·c2，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。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,）反应；4. BF3计数管(n,)反应；5. （n,）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AZX吸收，形成一个新的核复合核A1ZX。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,）反应，即放出一个粒子的衰变。 （n,n）反应，若放出核子是一个中子，而余核AZX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AZX仍处于激发态，然后通过发射射线返回基态，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,）反应，复合核也可以通过辐射俘获射线而衰变，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？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U238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,）的一般反应式答案：AZX+10n(A+1ZX)A+1ZX +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23892U+10n23992U+(2)对用钍作燃料的反应堆23290Th+10n23390Th +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238U、232Th等。在利用U235作核燃料时，利用238U和232Th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转换堆：CR1；增殖堆：CR>1181. 压水反应堆的转换比（CR）大约等于0.6。182. 写出（n,）反应的一般反应式，并举一重要例子。答案：AZX+10n(A+1ZX) A-3Z-2Y+42He 例：反应堆内热中子与硼10（105B）的（n,）反应为105B+10n73Li+42He 硼吸收中子的反应在低能区，此核反应的截面大，所以10B广泛用作热中子反应堆的控制材料。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：168O+10n167N+11H 其中的16N的半衰期为7.3年，它放出和射线，这一反应是一回路水的放射性主要来源。184. 1.N16是如何产生的？2.N16如何衰变？答案：1. 168O（n,p）167N2. 167N- 168O185. 试举出两种与中子或射线有关的导致水辐射分照的核反应。答案：1. 168O（n,p）167N2. 中子慢化或射线电离使得：2H2O2H2+O2186. 由任何能量的中子都能引起核裂变的原子有U235，Pu239，Pu241和U233，而只能由快中子才能裂变的有U238和Th232。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。188. 铀235核发生裂变反应的一般表示式及含义。答案：其中为中等质量数的核，称为裂变碎片；为每次裂变放出的中子数。W为释放的能量。189. U235裂变时出现哪些反应产物？答案：裂变产物、中子、瞬发射线、缓发射线、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，时刻放出射线与射线。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，用符号表示，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。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10-24cm2。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1（克/cm3）。用下列计算出来：式中A1为i种元素的原子量；N0为阿佛加德罗常数，数量为6.023×1023/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a按规律变化，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in对中子能量的依赖有什么特点？答案：非弹性散射有阈能特点，所以当中子能量小于阈能时，in为零，而当中子能量大于阈能时，in随着中子能量的增加而增大。196.弹性散射截面s对中子能量的特点是什么？答案：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的。s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，s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：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。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：，t=a +s，所以：。199. 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/。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=nv。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，一般用表示：=nv中子/厘米2·秒由该式可以看出，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，热中子通量的数量级一般为1013到1014中子/厘米2·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23592U+10n9536Kr+13956Ba+210n由：反应前质量合计235.141.009236.133amu反应后质量合计94.945138.9552×1.009235.918amu 反应后质量差为0.215amu 故释出之能量为0.215×931MeV200.165MeV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裂变碎片之动能165±5MeV瞬发之能量7±1MeV裂变中子之动能5±0.5MeV-粒子（裂变产物衰变）7±1.5MeV缓发（裂变产物衰变）6±1MeV中微子10±5MeV总能量200MeV203. 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；2.43204. 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：兆瓦（MW）式中：V堆芯体积（cm3）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：5927Co(n,)6027Co,6027Co-6028Ni+208. 请举出几种重要的活化物与裂变产物。答案：活化产物：H3，N16，Co60，Mn54，Sb124等。裂变产物：Cs137，I131，Xe135，Sr90，Kr85，Zr85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？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10-14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发射衰变规律一样。下图为缓发中子先驱核Br37的衰变情况。214. 什么叫缓发中子份额？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eff表示。与eff之间的关系为：eff×，其中为缓发中子价值因子，通常取：=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，U238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的缓发中子份额约为0.002，远比U235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eff将减少，致使在寿期末时，反应堆的响应时间更快。因为减少，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）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L2等于热中子从产生地点到被吸收地点穿行的直线距离均方值的六分之一。（）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s乘积表示，它指出，只有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s/a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. 解释中子年龄的物理意义。答案：中子年龄（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（），可以