核反应堆工程概论作业
核反应堆工程概论
——习题作业——
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：
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2122313241H +1H −−→23He +0n 1H +1H −−→1H +1H 1H +1H −−→2He +0n
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使用质量 1H = 1.007825; 1H = 2.014102; 1H = 3.01605; 23He = 3.01603; 2He = 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T 0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 、T 0、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。中能中子段的通量可近似表示为 (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 。
3.3 设有均匀化了的一座水慢化反应堆和一座石墨慢化反应堆，它们归并的单群参数如下：
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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(NI 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(NIo 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T 1/2 = 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。
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I(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+L2B 2)]-1 = 10-4秒。
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第六、七、八、九章 作业
《核反应堆工程设计》参考教材
第138页，思考题：4.4，4.5，4.6；习题：4.2，4.3
第164页，思考题：5.1，5.2，5.4，5.7，5.8，5.9；习题：5.1，5.4 第192页，思考题：6.1，6.2，6.4，6.5；习题：6.2，6.4 第222页，思考题：7.1，7.2，7.5，7.6；习题：7.1，7.2
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