歷年考題rosro第一部分

列出四種對PWR反應(yīng)堆重要的中子與靶核相互作用的核反應(yīng)類型，并舉倒說明其在PWR中所起的重要作用。（n，f： 這是反應(yīng)堆中最重要的核反應(yīng)，PWR的動力生產(chǎn)完全依靠核裂可以實現(xiàn)反應(yīng)堆在所需的任意功率水平運行。（0.2分）（n，n： 熱中子反應(yīng)堆主要依靠熱中子引起易裂變同位素的裂變來維持 （0.2分）③輻射俘獲反應(yīng)（n，： （0.2分）239PU等重同位素主要依靠238U對中子的輻射俘獲反應(yīng)然后經(jīng)衰變而生成。239PU作為一種易裂變核，對反應(yīng)堆內(nèi)的鏈?zhǔn)搅炎?（0.15分）（n，α：（n，p 由于天然硼中的10B是熱中子的強吸收體，故反應(yīng)堆冷卻劑中加入了大量的硼酸以補償較大的過剩反應(yīng)性，10B與熱中子之間的 （0.15分）或H2O中的氧原子的（n，p）H2O的輻照分解，16O（n，p）16N16N衰變放出劑帶放射性，是檢測傳熱管破裂的主要。（0.15分） 235U吸收1個熱中子產(chǎn)生的中子平均個數(shù)大約為 B2m

238U的吸收隨溫度的增加而增加則熱中子利用系數(shù)將減小。則逃脫幾率將增大。中子通量密度將會增大。隨著燃耗增加，平均中子將會 減小，于是反應(yīng)堆某熱中子反應(yīng)堆處在臨界狀態(tài)，已知的平均熱中子微觀吸收截面α=300b、微觀裂變截面f=2606、熱裂變因子η=2.1、總中子泄漏幾率PL=0.1。試根據(jù)所給條件，求：a3002.1

1100%

AA10.12.42310.2423

RA100%1.1807100% 1.4單項選擇（將正確答案填入 一般PWR在以下的條件下發(fā)生主蒸汽管道斷裂事故，停堆后重 （0.3分）在壽期末的慢化劑溫度系數(shù)比壽期初的更負(fù)。（0.1分100%FP149Sm600pcm。顯50%FP149Sm毒反應(yīng)性為：[B]（0.3分）149Sm毒反應(yīng)性與功率水平無關(guān)。（0.1分 （0.3分）

+N0K2N0Kn 13 （1.5分）1 C NiC

Ni1用第1點和第2點的數(shù)據(jù)：另由計數(shù)率加倍的知識（第3點和第1點的數(shù)據(jù)，可得到：CC=1270-1225（pp T=－9pcm/℃ 了5℃，135Xe毒反應(yīng)性變化為300pcm。 0+300+255-300 （0.2分）反應(yīng)堆臨界后，功率處在源量程范圍，此時添加一個小于βeff （0.3分）因為當(dāng)功率增加時，堆芯冷卻劑出口溫度上升(0.1分)，堆芯上部因慢化劑溫度系數(shù)的負(fù)反饋使相對功率降低(0.1分)，軸向功率峰位置向堆芯底部偏移，因此軸向功率峰向下移動(0.1分)。燃耗增加后，R棒的調(diào)節(jié)帶將向上移動。（0.2分當(dāng)燃耗增加時，堆芯軸向功率峰向上移動(0.1分)。為了保證微節(jié)帶必須向上移動。(0.2分)。25%、50%、75%1）由135Xe的積累所引入的負(fù)反應(yīng)性隨時間的變化曲線；二次下插的棒性段的微分價值（pcm/cm）（1.5分）Keff1Keff2。已知第一次插棒引入的反應(yīng)性1=-40pcm，則由反應(yīng)性的定義：=1nKeff1 effKeff1=e- （或由Keff

K 1 Keff

eff

2=1nKeff21n0.99924×10-4=-40 2Keff

24pcm/

反應(yīng)堆以50%FP運行2周然后迅速升功率至100%FP在到 （0.2分密度升高，導(dǎo)致135Xe濃度因熱中子吸收增加而下降，雖然當(dāng)可觀的正反應(yīng)性，此反應(yīng)性大于50%FP→100%FP的功率虧損。因此在135Xe濃度達(dá)到新的平衡之前，必須向堆芯引入負(fù)反應(yīng)性來補償135Xe的積累。 （0.3分）正反應(yīng)性，則反應(yīng)堆功率增長周期的比較是： 235U的低得多，因此在壽期末的βeff比在壽期初的要（“○（1.0 1）飽和狀態(tài)下水或水蒸汽的比焓是其壓力和溫度的函數(shù)。 2）一切實際熱力學(xué)過程都是不可逆的，其不可逆性表現(xiàn)為熵 5）在給定的溫熵坐標(biāo)圖（T-S圖）上定性地畫出有中間汽水分離寫出各熱力過程的名稱，完成各熱力過程核電廠配置的設(shè)流體流動壓降包括階段壁面摩擦壓降、形阻（局部）壓降、提升（或重力）壓降和流體加速度壓降；其中壁降和 形阻壓降是不可逆壓力損失，變成了熱能。2）實際流體從通道的截面1流到截面2的柏努利方程的一種形式P1 U 1

P2

2p是單位質(zhì)量流體的壓力能，gZ1是單位質(zhì)量流體的位能，U2是單位質(zhì)量流體的動能，以上三項統(tǒng)稱機械能2△E是12單位質(zhì)量流體損失的機械能 （0.25分）系統(tǒng)冷段和熱段中的流體密度必須存在密度差；（0.25分為H，冷卻劑在熱段的平均密度ρh，在冷段平均密度為ρC（0.25分） B.導(dǎo)熱系 D.比 B.等 D.無法比100W/（m2K2050℃ B. D. B.粗管內(nèi)的 D.無法比已知堆芯熱點處的熱流密度為qR，該點計算得到的臨界熱流密度為qDNB，則該點的DNBRqDNB/qR（0.3分） 減小蒸汽流量增大（但反應(yīng)堆功率未及時變化，則qDNB 小； 增大 減小某率水平上反應(yīng)堆功率增加5%，則qDNB減小，qR增大；（1.[×]1）在堆芯內(nèi)結(jié)構(gòu)材料例如包殼、定位格架、控制棒導(dǎo)向[○]2）控制棒內(nèi)熱源來自兩個方面：一方面是吸收堆芯的γ射[×]3）[×]4）停堆之后單位時間內(nèi)元件表面?zhèn)鞒龅臒崃康扔诖藭r 汽輪發(fā)電機組的汽耗率是指1kw·h功（1度電）的新蒸汽耗量（汽耗量）（0.25分）.汽輪發(fā)電機組的熱耗率是指每作1kw·h功（每發(fā)1度電）是耗 （0.25分）若新蒸汽焓為ho（KJ/kg，給水焓為hfW（KJ/kg，則熱耗率（0.2分）原因是壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器所產(chǎn)生的蒸汽為飽（0.3分）Ag-In-Cd合金有哪些優(yōu)越（1.0分）Ag-In-Cd對于較大能量范圍中子的吸收能力很強（對50eV以下中： （0.2分）In對Iev~2ev填空題 （1.5分反應(yīng)堆冷卻劑中使用LiOH（5×0.3分 α42γ1(n,(n,ρ=1000kg/m3N 1×6.023×1023=3.346×1022cm- =3.346×1022×0.66×10-24=0.0221cm- e- 該堆除裂變以外被吸收的中子數(shù)占總中子數(shù)的50%，不考慮快裂變的貢獻(xiàn)，求泄漏出堆芯的中子數(shù)L占總中子數(shù)的百分比R。（1.0）有1個中子用于維持裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。非裂變吸收數(shù)為50%ν。 （0.2分）因此，ν個中子中，泄漏出堆芯的中子數(shù)L為： RL×100%=0.215 v

291.4℃，假定硼濃度不變，無員的干預(yù)，也不考慮裂變－5200－5162.8－8200－8162.6 －7000－6955－7045－5000 在硼稀釋過程中不變，試證明：當(dāng)N2/N1=2時，臨界硼濃度CB=2CB2-CB1。當(dāng)硼濃度為CB1時，次臨界度為Δk1=WB（CB1－CB） （0.2分）

2NCB2—2C B

N 1N22 βeff0.006、瞬發(fā)中子lp=10-5sec。當(dāng)反應(yīng)堆臨界時，功率水平為反應(yīng)堆功率升高至0.02%FP所需時間。 （1.5分） 1－)×6/0.08=0.075secT==

t=T1nP(t)

ρ=l keff

1

ī=(1－β) ΔklpldΔk

T=

= t=T1nP(t)

tn(t)=n(0)kī

+c keff= 1

1

n(0)

ln2

來補償?shù)娜紵?，其主要理由是?[○]C.為了補償升功率引起的功率虧損。[×]E.確保停堆時有足夠的停堆深度。[×]G.確保在BOL和EOL的富集度一樣。（1. 5比，135Xe135Xe。答案：[B 幾率p、快裂變因子ε。答案：[A（0.2分）將減少約1/4。對增加，緩發(fā)中子的平均相對減小，衰變常數(shù)增加。的平均相對增大，衰變常數(shù)減小。度到達(dá)平衡所需時間應(yīng)當(dāng)越長，因為假設(shè)中子為l，到達(dá)

由次臨界外推NΔk=Nk，可得Δk

2

1=ΔN ΔN越大。

k1k

6～7l35Xe的變化，那么，答案：[A] 向堆芯引入正反應(yīng)性來補償135Xe的積累。 （0.2分）A5的反應(yīng)堆A的裂變反應(yīng)率低，但兩者的核功率下降周期相同。答案：[D 瞬發(fā)中子及短的緩發(fā)中子后，反應(yīng)堆中子功率的下降取決于最長的緩發(fā)中子先驅(qū)核的衰變，與其它因素?zé)o關(guān)。（0.3分） 堆冷卻劑從壓力容器到壓力容器出口的溫升。(忽略冷卻劑從壓力殼到堆芯的溫升和旁路部分的溫升以及反應(yīng)堆內(nèi)冷堆芯冷卻劑平均溫度Tavg=310℃。在發(fā)生全廠斷電事故后，反應(yīng)堆堆芯冷卻劑平均溫度T1=302℃，假定衰變熱功率為2%FP,冷卻劑的定壓比熱Cp維持不變，求堆芯自然循環(huán)的冷卻劑質(zhì)量流量為滿

（解題思路（ m1=0.02T=0.02×37.4 取水的比熱Cp=4.174kJ/kg·℃，試計算水溫從15℃升高到80℃所需 t=6783 [×]B.芯塊徑向溫度分布的情形是在芯塊中心最高，因此[×]C.冷卻劑從包殼表面帶走的熱量要少于通過芯塊答案：[B 選擇(將答案：[A 選擇（將正確答案填入“答案”后的[]中答案：[B FCFCE A

C：CD：過渡沸騰傳熱工況DEF： 選擇(將正確的選擇填入“答案”后的[]中) 答案：[D]那么從棒底部到頂部，對流傳熱系數(shù)的變化趨勢是：答案：[B]答案：[A]答案：[C]知堆芯某一高度處某個芯塊的中心溫度T0=1610℃，在同一高度處的料中心到冷卻劑的總傳熱系數(shù)增加了50%,假定反應(yīng)堆功率不變,該 T－Tavg（T－Tavg）/1.5ΔT=T 112=2因為傳熱率Q正比于功率密度，已知棒表面沒有出現(xiàn)沸騰以及冷卻劑流量不變，則總傳熱系數(shù)U不變（即Ul=U2）ΔT=Q 1 787mm，若泵的質(zhì)量流率m=4700kg/sec，假定泵的出、的壓差ΔP=1MPa，取冷 =

=(ρAv)out=4700kg/ v=min=

=d24 =13.06m/0.78724

=106×0.78724=6353 1)C1—或F—─—解質(zhì)中存在C1—F—時，C1—很容易吸附在氧化物鈍化膜上，并鈍化膜，破壞其完整性，露的金屬成pH[H+]=10-7mol/l時，則該溶液為中性液體，對應(yīng)的pH值等于7； 當(dāng)水溶液中氫離子濃度[H+]=3.981×10-10molllog

壓水堆中包殼材料選擇錯合金主要的理由有：[×]AB[○]C.錯合金的熱中子吸收截面比較?。籇[○]E.有足夠的機械強度且易于加工成型；F400℃高溫下的抗腐蝕性能好；[×]G錯合金有很優(yōu)異的耐高溫性能；[○]H.輻照穩(wěn)定性好；J②以后，一包殼間隙減小，因為包殼受外壓的蠕變和芯 （25分 （1.0分采用化學(xué)反應(yīng)和高溫、高壓等物理不能（能、不能）改變放射性衰變的性質(zhì)。放射性物質(zhì)按照指數(shù)規(guī)律衰減。放射性衰變主要分為：α衰變和β衰變。γ射線是處在激發(fā)態(tài)的原子核回復(fù)到穩(wěn)定狀態(tài)或更低的激發(fā)態(tài)的過程中，將多余的能量以電磁輻射（電磁輻射、電離輻已知天然硼的熱中子微觀吸收截面σв=755×10-24cm2，純慢化劑H2O的宏觀熱中子吸收截面∑α=0.022［1（H3BO3時慢化劑中的硼濃度CB為多少ppm？（取天然硼B(yǎng)的原子量為AB=10.82，阿伏伽數(shù)N0=6.023×AOΒχNAOΒΒ

=

20

20.022 1047 1047

1kgH2O

10- CB= 104710-

假設(shè)反應(yīng)堆中裂產(chǎn)生100個快中子，其中：10個快中子泄漏、15觀裂變截面與吸收截面之比∑ｆ/∑ａ=0.852,每次裂變放出的中子數(shù)k=新一代產(chǎn)生的總中子數(shù)= 0 上一代的總中子 0 keff=93.166

， [×]B.瞬發(fā)中子是由裂變產(chǎn)物受激核發(fā)出的中子。[〇]C.瞬發(fā)中子的數(shù)目子總數(shù)的99%以上。[×H.緊急停堆后，核功率急劇下降的原因是緩發(fā)中子起到了關(guān)鍵 [〇]A.添加正反應(yīng)性后中子計數(shù)率加倍，次臨界度減少一半。eff 1Δk1=C2ΔK2 T2=50

An

T0.08

1

0.002200 50%額定功率運行較長時間，149Sm已經(jīng)達(dá)到平衡狀100%500小時后停堆，如下圖所示。請定性地畫出149Sm濃度隨時間的變化曲線。（1.[〇A.控制棒位置不變、冷卻劑硼濃度增加；[×B.控制棒下插，冷卻劑硼濃度保持不變；[×C.冷卻劑硼濃度不變、控制棒位置不變；[〇]D.控制棒下插，冷卻劑硼濃度減少。反應(yīng)堆從滿功率平衡氙狀態(tài)停堆后5小時開始啟動到滿功率，升功率速率為每分鐘2.0%FP，如果同每分鐘0.5%FP的升功率速率相比，135Xe峰的出現(xiàn)會 且135Xe峰的幅 [×A.較早、較大[〇B.較早、較小[×C.較晚、較大[×D.較晚、較小在運行壽期末，反應(yīng)堆從100% 停堆后72小時，由于135Xe引入的反應(yīng)性為pcm（0.1分）堆芯冷卻劑平均溫度變化引入的反應(yīng)性為+500pcm，（0.1分） （0.1分）停堆后72小時，反應(yīng)性的凈變化：∑Δρi i i 反應(yīng)堆以50%FP運行2周，然后在4小時內(nèi)將功率提升到100%FP2～3135Xe的變反應(yīng)堆從原先的穩(wěn)態(tài)下迅速提升功率，因為135Xe燒損導(dǎo)致135Xe2～3個彌補其燒損，所以員必須添加負(fù)反應(yīng)性補償135Xe濃度的已知堆芯卻劑溫度Ti=293.1℃，堆芯出口冷卻劑平均溫度力殼到堆芯的和旁路部分的以及反應(yīng)堆內(nèi)冷卻假定反應(yīng)堆額定熱功率為P、反應(yīng)堆的總流量為G0、冷卻劑的定

已知大亞灣核電廠的棒外徑d=0.95cm,堆芯高度H=3.66m芯等效直徑D=3.04m。計算在額定功率運行時的： 棒的平均線功率密度qe[W/cm]反應(yīng)堆堆芯和參數(shù)：

264157 2641573664

D2H

304 4

CP=4.2kJ/kgm=2.2×104kg/s,求循環(huán)水的出口溫度T2。 （0.5分）所以：T=T+Q 908 p 4.210322 p在從泡核沸騰轉(zhuǎn)向膜態(tài)沸騰時，元件包殼表面溫度急劇升，換熱系數(shù)（DNB）應(yīng)的熱流密度稱為臨界熱密度（q″Z。DNBR定義為臨界熱流密度與實際熱流密度之比。為保證元件的完整性，大亞灣的DNBR必須大于1.22 假定堆芯軸向功率分布為余弦分布，請定性畫出qDNB(Z)、q″(Z)[〇]B.防止芯塊熔化[×]D.防止泡核沸騰為了防止損傷，最高溫度必須低于芯塊。芯塊中心溫度直接與堆芯的線功率有關(guān)，而中心溫度是不可測量的，因此限制線功率密度確保芯塊不發(fā)生熔化。 [×]C.在主蒸汽管道預(yù)熱階段，疏水閥門關(guān)閉[〇]D.在啟動離心泵之前先對系統(tǒng)排氣已知大亞灣核電廠反應(yīng)堆冷卻劑泵的直徑為787mm,泵出口的質(zhì)量流率m=6340kg/sec，取冷卻劑水的密度ρ=741kg/m3，求泵的vminm 其中，A為泵管的流道的橫截面積。泵處的冷卻劑流速：

v

d24

0.78724

17.6m

使用 碳化硼、鉿、Ag—In-Cd等。大亞灣核電廠控制棒吸收材料采用Ag-In-Cd合金，各種吸收材料所占比例分別為80%、50%和5%；控制棒包殼材料采 （0.3分）2） （0.3分）3） （0.2分）使元件表面熱交換能力減少，包殼溫度升高，造成局部沸一、基礎(chǔ)理論部分（25分 P x 3P x 94 53 (41)94式中W的表達(dá)式。 （0.5分 1）作用是：減少控制棒的數(shù)量， （0.3分 （0.3分經(jīng)過一個循環(huán)的燃耗后，絕大部分的10B已經(jīng)消耗了，剩下的只是少 與控制棒中InAg02 00ⅠⅡ水 0 假定快中子經(jīng)慢化后有2000個成為熱中子，進入下圖所示的部分中子鏈，試根據(jù)圖中各環(huán)節(jié)所給出的中子數(shù)計算下列因子的值：熱中子不泄漏因子Pth、熱利用因子f、熱裂變因子η（保留小數(shù)點后四位進入熱能區(qū)的中子數(shù)進入熱能區(qū)的中子數(shù)個被235U泄被Pth200076f17842162

（0.4分（0.5分（0.6分在反應(yīng)堆啟動期間，當(dāng)硼濃度減少120ppm后，平均計數(shù)率為原來的3倍，請列出次臨界下計數(shù)率與Keff的關(guān)系式，并估算硼濃度還需增減多少ppm才能達(dá)臨界? （1.5分）次臨界下計數(shù)率與Keff的關(guān)系式：N11KeffN 1Keff

（或N 1

0 (CK) 1CK 有31CKC1(CKC1)C1 CK∵C1

CK3

C1C ∴C1CK180 定性地繪出在燃料棒束中單根棒及鄰近的水通道內(nèi)要說明形成這樣分布的理由。 （1.5分） 棒內(nèi)產(chǎn)生快中子，而吸收熱中子，因而f在元件內(nèi)較高，中心有f峰值，而冷卻劑內(nèi)不產(chǎn)生快中子子，因此f（0.7分AB水燃水通料通道棒道請估算：1）此時反應(yīng)堆的反應(yīng)性是多少pcm?2）不考慮功率反饋，按此周期提升功率，150s后功率會變成中子等效衰減常數(shù)：λ=0.077s-1 （1.5分TeT2

∵p

1∴p2.51051.58103(K/K1.61103K/K∵N(t)N0exp(t/

N

exp(15041(倍

反應(yīng)堆從滿功率平衡氙快速下降到02060FP的功率下并保持不變，試在下面座標(biāo)上定性地分別地畫出氙毒負(fù)反應(yīng)性隨時間的變化曲線（定性是指起點、平衡值及大致對應(yīng)的時間、中間的過渡趨勢、三條曲線的相對位置。（15分 快速降功率后的時間（小時（5×0.3 （190步）的微分價值會增加（選填增加、減小或不變，原因是a.R棒組附近的裂變元素減少了熱中子通量增加,棒價值近似與熱.增加。c.棒周期的可熔硼濃度減小，中子進入棒的幾率增加，也使棒 （4×0.25分）水錘有什么危害?說明在高壓高速流動的管線中防止“水錘”產(chǎn)生的 （1.0分）1-2倍運行壓力，輕則容易造成管道支承度QDNB增大? （1.0分） 假定某電站壓水堆在壽期初滿功率穩(wěn)定運行,所有控制棒提至堆頂。平均熱通道內(nèi)最大熱流密度為q（max），水溫度差△Tw30℃,試在下面座標(biāo)上定性地畫出平均熱通道內(nèi)的熱流密度q和冷卻劑△T的分布曲線。

q q0 （1.01.14在溫熵座標(biāo)上定性繪出核電廠汽水循環(huán)理想的朗肯循環(huán)溫熵圖，分別各過程近似是由哪些設(shè)備 （1.0分TS 蒸汽發(fā)生器中的預(yù)熱段2’一 蒸汽發(fā)生器中的蒸發(fā) 汽輪機（含高壓缸、低壓缸 凝汽器 凝結(jié)泵、低加、除氧器、高加、主給水泵（錯一個扣0.2分180℃的給水進入蒸汽發(fā)生器被加熱成260℃濕度為4％的蒸汽，求產(chǎn)生lkg這樣的濕蒸汽所需要的熱量。180℃的給水焓為h=763.1KJkg260℃時飽和水焓為h'=1134.9KJkg,飽和汽焓為h"=2796.4KJkg,汽化潛熱為γ=1661.5KJkg。（1.5分260℃蒸汽焓為hAhA1134.90.961661.5KJ/2729.9KJ/∴在蒸汽發(fā)生器中需加入的熱量為hhAhB2729.9763.11966.8KJ/

（1.2分（0.3分q（1.0分qT166530

9.24105 1）逐．步．降．功．率．運．行．。堆功率系數(shù)約-15pcm／1％P，而1EFPD約燃耗20-30pcm，故降低至80％Pn可延長10天左右運行。本廠慢化劑溫度系數(shù)在壽期末約為-50pcmTavg5℃（虛線是必須答的關(guān)鍵點）（2×0.5分鎘銦銀峰從核特性、機械特性和熱物理特性等各方面綜合說明Ag-In-Cd合金是鎘銦銀峰 Cd的熱中子吸收截面高達(dá)2450In對1ev-2ev3）Ag在5-60ev附近有極強的中子吸收峰；綜合以上Ag-In-Cd合金對50ev以下中子吸收能力都很強，并且吸收體的燃耗對中子的吸收能力影響很小。 （1.0分）機械和熱物理特性如下：為775℃，強輻照下穩(wěn)定性能良好，高溫水中耐腐蝕性能強,對鋯合金具有良好的抗磨損性，在溫度不均勻的情況下發(fā)生熱畸變，比較經(jīng)濟，易于加工。 （0.5分） 一回路冷卻劑可能受到污染,主要污染源是哪些?（1.5分污染來自以下幾個方面： 將密度為p的水從截面1處通過管截面為A（m2、長度為L（m）的管線，以恒定的流量Q輸送到高度為h，內(nèi)壓為P2的無限大容器內(nèi)（如圖所示）。假定單位長度的沿程壓降與流速的平方成正比，比例系數(shù)為k，問截面1上的壓力P1應(yīng)為多少（即寫出P1的表達(dá)式）?Lh1 Ppgh1pV2Ppgh1pV2 設(shè)則∵Q則P1P2pEP1P2LKQ2一、基礎(chǔ)理論部分（25分N個自由核子靠核力組成一個重核,其質(zhì)量虧損為△M1。若組成兩個中等質(zhì)量的核,其質(zhì)量虧損為△M2，試以質(zhì)能表示該重核裂變?yōu)閮蓚€中等質(zhì)量形式是什么？（1.0分） (0.4分200Mev，主要形式是裂變碎片的動能，次要的有二次及中微子能量。(0.4分) 1）作用是：減少控制棒的數(shù)量。 2）作用是：降低初期運行的硼濃渡， 3）作用是：徑向功率分布, (0.3分10B10B(1.0分 評分要點 假定快中子經(jīng)慢化后有2000個成為熱中子,已知六因子分別為?=0.9270Pth=0.9622P=0.9065η=1.2121,試填寫下圖所示的部分中子鏈中各環(huán)節(jié)中 被結(jié)構(gòu)材料吸收中反應(yīng)堆啟動期間有如下測量數(shù)據(jù)源量程平均計數(shù)率試根據(jù)這些數(shù)據(jù),給出一個偏安全的臨界硼濃度估計值(保留整數(shù)位(1.5分N11Keff (0.3分N 1Keff若將Δkeff換成硼濃度的差,N1CBKCB2變換N2N1CB1CB2N CBK N CB1SR124801240

980 (0.4分SR221001160

(0.4分比較CBK1和CBK2應(yīng)選取CBK1=740(ppm)為臨界硼濃度的外推值.因為在稀釋過程中選硼濃度高的偏安全.(0.4分)(則扣0.8分) 定性地繪出快中子通量密度在及水通道內(nèi)的分布(圖中的A點至B 量th是否會發(fā)生變化?為什么?(1.5分1BBA棒內(nèi)只產(chǎn)生快中子,而吸收熱中子,因而f在元件內(nèi)較高,而慢化劑內(nèi)不產(chǎn)生快中子而使快中子慢化成熱中子,因此f較低。(0.4分水燃水通料通道棒道2該柵元內(nèi)熱中子平均通量th會隨著燃耗的加深而逐漸增大(0.3分∵裂變能與裂變率成正比,EαR?th而Σ?=N5·σ5?由于燃耗不斷加深,N5不斷減少,故Σ?不斷減少,要維持功率密度不變,則th必須不斷增大 分反應(yīng)堆的次級(SB-BE)在停堆前強度為1.6×108n/s,其半衰期為61天,重新啟動反應(yīng)堆時要求源強不得低于1×108n/s,試問下次啟動必須限在多∵Nt=Noexp(-∴exp(-性,在下列兩狀態(tài)下,定性繪出核功率NT和反應(yīng)性ρ隨時間的變化曲線: (1.5分 000

(1.5分 起點8-10h20-30h與橫坐標(biāo)交2）停堆起8-10小時內(nèi)必須逐步稀釋（或提棒，以補償氙毒增加所引減少所引入的正反應(yīng)性。（0.5分）逐步降功率運行.降低功率后功率效應(yīng)將釋放正反應(yīng)性供繼續(xù)燃耗用.本至80%Pn可延長10天左右運行.行8-10天.下列各項中的因素單獨改變時,判斷堆芯中(DNBR)min的變化趨勢.(只填（5×0.2分R的均勻發(fā)熱棒，其體積釋熱率為qv，外面一厚度為δ的包殼，其表面溫度為TC。通道中水的主流溫度TW，請用這些參數(shù)導(dǎo)出包殼與水的對流傳熱系數(shù)α的表達(dá)式。RR包發(fā)包殼殼 v設(shè)包殼外表面熱流密度

αα

又q=α(Tc- R2試在下面座標(biāo)上定性地畫出平均通道內(nèi)的熱流密度q和冷卻劑ΔT的

（0.4分 (0.15分 (0.3分 (0.15分 曲線圖,比較兩曲線 134Ｔ 循環(huán)等溫放熱過程的終點仍為汽水混合物,而 是等壓的。（2×0.5分）工質(zhì)比焓的定義式為 ，其中各項的物理意義分別是：是單位質(zhì)量工質(zhì)的內(nèi)能，pv是壓力能從熱力學(xué)過程來看，冷凝水經(jīng)凝結(jié)水泵，近似于絕熱壓縮過程。4個低加和除氧器，近似于等壓預(yù)熱過程。經(jīng)主給水泵，近似于絕熱壓縮過程。經(jīng)2個高加，近似于等壓預(yù)熱過程。進入蒸度和流體的分別是怎樣影響對流傳熱系數(shù)α的？(1.0分?jǐn)?shù)（如ρ、μ、Cp等）也發(fā)生變化，一般來說，流體溫度越高，α越小。（0.3分）用什么辦法可提高熱力循環(huán)的熱效率？這些辦法體現(xiàn)本廠的哪些設(shè)備采用給水加熱，使反應(yīng)堆的熱量地用于產(chǎn)生飽和蒸汽。體現(xiàn)在加壓和加熱。（0.3分）[×1）UO2的導(dǎo)熱率高，金屬鈾的導(dǎo)熱率低。[×]2）UO2的密度大，金屬鈾密度小。[×3）UO2[〇]4）UO2高，金屬鈾低[〇]5）UO2化學(xué)性能穩(wěn)定，金屬鈾化學(xué)性能不穩(wěn)定。[×6）UO2[×]7）UO2抗輻照性能差，金屬鈾抗輻照性能好。[〇8）UO2（10×0.15分 ,PH=5.5哪些地方因何原因有的（即不能利用的）能量損失A2A2①漸VV流量Q1=Q2 流速V1V2 壓力P1>P2 是穩(wěn)定和連續(xù)的流 (A1)>V1V2,

V1·A1=V2三、∵V1V2，有部分靜壓力轉(zhuǎn)變成動壓力，也使P1減小。截面①到②之間管壁的沿程阻力損失、兩個90o彎管處，漸擴管

一、基礎(chǔ)理論部分（25分 210Po206X （2×0.3分 239Pun128X （0.4 48 （錯一個數(shù)字該小題不得分 2）慢化劑；3）反射層4）反應(yīng)性控制；5）層。（5×0.2分某代因235U裂變產(chǎn)生的中子數(shù)為N，試從K以六因子表示的(Keff=ppthpff0N個裂變中子經(jīng)過什么樣的中 。。 （0.3分） N11KeffN 1Keff

(0.4分0 B （CK）（CB）若將Keff換成硼濃度之間的關(guān)系則由（1）式比例關(guān)系可知：BCBK 1CBKCB1CBKCB1CB1CB2（0.4分CBK CBK CB1CB1- 12

CB1 某一核電廠的壓水堆在第一個循環(huán)中有如下歸一化的軸向功率分 頂 件下會出現(xiàn)此功率分布 分中 底

（0.3分）功率分布。（0.4分）率峰移至中心平面以下。（0.4分）反應(yīng)堆的次級（Sb-Be）在換料停堆前強度為2×108n/s，其半 功率以倍增周期T2=30s上升，隨即快速硼化，使反應(yīng)堆重回臨界狀提示：以單組緩發(fā)中子作簡化計算；假定整個過程中溫度不變。已知：中子代時間Λ=1×10-3s 等效緩發(fā)中子衰變常數(shù)λ=0.077s-（ρΛ

1

T

30 (0.5分

1

10.077 △ρ152.3pcm10.15pcm/ 15（無Λ項可不扣分 （1.5分） （1.0分 (0.5分ⅠⅡⅢ對于換料反應(yīng)堆若分區(qū)布置（由內(nèi)向外235U平均剩余濃度分別3.0%ⅠⅡⅢ0

(0.3分) （0.4分） 一回路水中堿離子（OH-）（CL-F-及游離氧(O)等雜質(zhì)含量的會顯著損害元件的包殼,損害包殼的形式是加速鋯合金的腐蝕。此外，水的PH值也應(yīng)加以控制，使水呈氫氧化鋰（LiOH）。監(jiān)測一回路水中的硼濃度的兩種方法是硼表的在線監(jiān)測和滴定分析方法，其中準(zhǔn)確度較高的是實驗室滴定分析法。H（m （1.5分） 平均比功率平均功率密度P/H·L-平均熱流密度·TW為30℃，試在下面座標(biāo)上定性地畫出平均熱通道內(nèi)的熱流密度q和冷卻劑溫度差△T的分布曲線。 （1.0分）qq （0.4分 （0.15分 （0.3分 （0.15分 1）在元件的半高度處熱流密度為qr=360kj/m2·s，半高度處的DNSR為2.10，則臨界熱流密度的計算值為 .（0.2分） （1.0分） ： 冷卻劑系統(tǒng)（RCP）（4×0.25分度q”（結(jié)果注明單位，寫出計算式（10分） =160×310=49600（w/m2（0.2分 若增大冷卻劑流量，則臨界熱密度qDNB 若降低冷卻劑平均溫度，則qDNB 若降低通道壓力，則 壓水堆中對包殼有哪些基本要求？大亞灣核電廠現(xiàn)用什么材料？（1.5分）有良好的熱物理和機械性質(zhì)（例如高，熱導(dǎo)率高有足夠大亞灣核電廠現(xiàn)用的材料是鋯合金，Zr—4合金。的主要路徑及設(shè)備，若電廠工作壓力是15.5Mpa。 （1.5分）壓力 壓力

（6×0.2分主系統(tǒng)環(huán) 下 下泄

再 主系統(tǒng)環(huán)

PWR反應(yīng)堆中的核過程主要屬于哪種反應(yīng)類型？簡述它們的反應(yīng)過程以及該反應(yīng)對于PWR核電廠的重要性。子將其部分或全部動能傳遞給H核，使其速度變慢，成為熱中輻射俘獲（n，238U239U。239U經(jīng)過一次中子與冷卻劑水H2O中的氧原子的發(fā)生碰撞并被氧原子核吸放出β和γ，SG傳熱管破裂的慢化劑物10B吸收一個熱中子后，放出一個α粒子，最終7Li。10B（n，α）7Li是壓水堆中控制反應(yīng)性的可溶硼或

=2.4311；快裂變增加250個中子；泄漏出堆芯的熱中子數(shù)為200個； ⑥1000010000 ⑤4110 0.1，此時反應(yīng)堆剛好臨界（Keff1。板所引入的反應(yīng)性（pcm（結(jié)果舍入到整數(shù)）由KeffKeff=Kf 其中f和t分別為快中子不泄漏幾率和熱中子不泄漏幾率。f=1- t=1- K

f

=1.26263Keff=K.f.t=1.26263×（1-0.121）×（1-In1

In0.987770.01231 .[×B添加正反應(yīng)性后的中子計數(shù)率增長情況是：如果反應(yīng)性.由次臨界外 K21 應(yīng)的次臨界度為1- -3△K。如果C22，即CC111

2，因此要求首次的反應(yīng)性添加量△

5

R棒微分價值： wR=4.28pcm/步 R棒的棒位將Tavg調(diào)回TrefR棒的棒位？（假定參考平均溫度與T90 △Tref=Tavg－T90=306－308.14=-2.14℃ 補償溫度偏移所需的R棒移動步數(shù)：

42.810

IfINdNXe

)(

XeN Xe I

Xe

上兩個微分方程中的dNI和dNXe等于零。 （0.2分） N()IfII

aNXe()a

NI（）與堆芯熱中子通量密度成正比； 對于NXe（）,有以下三種情況：當(dāng)XeXe時，與堆芯熱中子通量密度12

假定有一個很大的均勻介質(zhì)，其熱中子宏觀吸收截面為t時刻取υ=2200m/sec、宏觀吸收截面=0.022cm-1，求中子的衰變率a.dnnb.dnn

c.dn

nn

dn

Rdt

dt

a

a 2.04

（0.15分） 度最低可達(dá)300℃，功率最低可達(dá)92%FP。在延伸運行期間，堆芯出、溫差相對較小，導(dǎo)致軸向功率峰向堆頂移動，堆芯軸向通量差將增加，即ΔI將向更正的方向偏移。延伸運行期間，系統(tǒng)的反應(yīng)性只能通過降低一回路溫度和/或功率來補充。G棒全提到頂，一回路硼濃度不能進一步降低。即產(chǎn)生氙振蕩的可能性趨于增大。 降低必須保持在一定的限值之內(nèi)，滿足調(diào)整后的溫度與功率的對應(yīng)曲線。 反應(yīng)性裕度以維持一定程度 和ΔI M=202t，冷卻劑硼濃度Ci=800ppm，此時控制棒下插引入反應(yīng)性2700pcm液，其硼濃度CB=7000ppm。忽略停堆后降溫降壓引起的系統(tǒng)質(zhì)量臨界深度（pcm。 wB10pcm/

15003000200

mMlnCBCBC

CfCB(CBCi)e 7 7000(7000800)e202次棒pXeSm

0200(1011800) 3510 的功率水平（25%FP、50%FP、75%FP、100%FP）2000小時隨時間的變化曲線（畫到停堆后足夠長時間（1.0分）

149Sm的負(fù)反應(yīng)性略低于600pcm（0.1分）1200pcm（0.700pcm（0.800pcm（0.900pcm（0. B.過熱蒸C.飽和 D.濕蒸 A.增 B.減C.增大到一定值后不變D. B.減 D.先增大到一定值后再減 B.減 D.先增大到一定值后再減 A.相 B.大C.小 D.無法比衡時的壓力與原來壓力相比[C] B.大 D.無法比 的熱量Q′是多少？ （1.0分）1）Q=hI2）w(h1h01)(1a)(h01h2

Qh'01 降通道混合水密度為avg為，參考管內(nèi)水的密度為r，參考管的兩H及L1，差壓計測得的壓差為△P。請依此求得蒸汽發(fā)生器的測量水位h（1.0分）對于A點：PA=PV+r.g.HA點：PPr 對于B點：pPI 對于差壓計：△P=PPg.(r.

.h)g.L(r.l如圖所示，圓管管段1（1-3-5）直徑為D，長度為L1，處壓力全部管段（1-3-5-4-2）的沿程阻力系數(shù)為，局部阻力系數(shù)之和（彎頭、閥門及泵）為ζ，的質(zhì)量流量Q，若兩個閥門全開。請問： Q=.V.A4

.V.D2，VVV2 2

（0.2分P

（0.2分2

2

（0.2分EPP

2（0.2分 Pgh 1PPgh 2 （0.4分 P1gh1PPP2gh2PPP2P1g(h2h1)PP

（0.1分（0.2分如圖，平板厚度為δ，TW1TW2，平板的體積

qQTW1TW k （1.5分）擴展熱面積F 收的熱量。（0.3分）律，只有當(dāng)兩種流體間的溫差△tk＞0時，蒸汽發(fā)生器的熱交換才能進行，一般△tk=10~25（0.3分） RCP系統(tǒng)冷卻劑平均溫度階躍增加，傳到二回路的熱量增加，使的水汽化，上升通道泡份額增加，汽水混合物出現(xiàn)“膨判斷題（正確的畫○，錯誤的畫×）（1.0分[×]A.功率運行過程中，芯塊中心溫度主要取決于芯塊[×]B.芯塊中加入毒物的主要目的是防止芯塊與包殼之間的性和功率分布）[×]C.芯塊與包殼之間充氦，主要原因是：氦是惰性氣體，[×]D.反應(yīng)堆停堆并降溫降壓后不久，冷卻劑中的放射性增加，應(yīng)堆停堆，包殼內(nèi)外側(cè)將產(chǎn)生壓差，131I等裂變產(chǎn)物會[○]E.對輕水堆元件破損有影響的因素中，包殼的延展

σχ中子與靶核發(fā)生xΣχ中子與靶核發(fā)生xφτ中子 一個中子在中穿行單位距離引起核裂變的次數(shù)為：Σf 額定熱功率P=2895MW。如果不計其它裂變核的裂變能，00

∵

1

10

∴1J3.12×1010

NfN

mf=235N235=2357.81024

6.02310

ma=m

235 快裂變因子：ε熱中子不泄漏幾率：Pth快中子不泄漏幾率：Pf①被吸收的熱中子總數(shù)55 ②N=nεPpPf ⑥N=nεPpP(1－ff a a天然硼B(yǎng)00（1.5）f的變化。（a設(shè)部分的均勻化熱中子宏觀吸收截面為F，假定硼化后堆芯宏觀a

k△ρ=lnk

lnf0

=ln a

（ e 因為：NBmBN0 A B AB

A

eaB a 75510246. （0.1）

dB

4.76106 （1.0分選擇（為2200ppm，會使反應(yīng)堆的keff增大的情況是： 2.5℃。C.調(diào)整堆外電離室位置以便增加源量程的計數(shù)率。D.堆芯重新放入一個新的。 （0.5分選擇（B.后續(xù)循環(huán)堆芯的反應(yīng)性要大。 （0.5分 （1.5分 （0.4分 芯下半部，△I減小。 （0.25分）B→CBC：固體可燃毒物作用很小主要依靠可溶硼的稀釋來補償燃 （3×0.2分（EOL半部分的功率之比分別為0.885和1.174，試求從壽期初到壽期末，堆 （1.0分）在壽期初：R P0.885TPPB

PTPPB

P AO PBTPBT PP 1 P PP 1 P AO

B價值10pcmppmw=4pcmBBB（0.1 P1501001500

0

wHH4300600

iPXeRBi

BB B

330

C BC BB B

330

C1C0C222330552 H P1575100375pcm （0.2 wC10580600200

300 wH

w

2756.875 （1.0分 判斷正、誤（對的畫“○”，錯的畫“×”，不畫不給分）[×]B.大亞灣核電廠一回路冷卻劑總裝量約202t，將硼濃度從340ppm稀釋到330ppm，需要注入約6噸除鹽水。[×]則度減小，堆芯內(nèi)的硼含量減少，引入正效應(yīng)，因此A錯。CC1由于mM B202C1B

6.03t，因此B由硼濃度的定義：由硼濃度的定義：C B mBmB劑水裝量為正，因此C正確。D線上的A點。 開始時（A點穩(wěn)壓器內(nèi)的蒸汽和水處在飽和狀態(tài)。穩(wěn)壓器突然卸 （0.2分） （0.1分） （0.1分） （0.2分） 表示。為什么這一熱力循環(huán)的熱效率比上述循環(huán)的熱 計算該 1

2a5632 SSSS

SSSS

h 試證明：該蒸汽發(fā)生器的．R

f h 提示：蒸汽發(fā)生器的循環(huán)倍率R環(huán)行下降段的流量mDFRhFhfh hR fhinf

：然后證明R ：h hRh

：：：Li：Di：流道的當(dāng)量直徑ρi：流道中水的平均密度Si：旁通通道和加熱通道的形阻壓降和摩擦壓降均按流道中水的2KG22 p 其中，KGρ為流體的密度；f為摩擦阻力系數(shù)；L為流道的長度；D為流道的當(dāng)量直徑。

示局部形成阻壓降；t表示總壓降。 p1,tp 再利用已知條件p1,ap2a0，p1,ep2,e1, 1, pp KfLDG pp 1 1, p KfLDG p

2 KfLKfL/DKfL/D 2 1 S21S2（ONBff包殼的外壁溫度TONB。??該熱棒的軸向功率峰因子 T

0.25eP6.2 106其中，TWO為外壁溫度（；TS為飽和溫度（；q″為熱流密度（W/m2；p為壓力（MPa。ffqFzP （ q 可得：qq/d1.279106(W/m2) TONBTONBq q pTONB T25 exp 106 f代入數(shù)據(jù)計算后得：TONB f熱點處包殼的外壁溫度TONBTONBTONBqh347.14 ．如下圖所示，一個上部與大氣相通的大d、長l、沿程阻力系數(shù)為垂直管向大氣泄水。局部阻力損． 為： lG2。其中，G為質(zhì)量流速 V V11z 2 2z V1 V1 lVh hd

2V2

2424 z Re熱通道的平均壓 p=15.5MPa；從熱通道進口(Z=―LR/2)到高度ZQ（Z）在15.5MPa下的過冷水的密度和比焓如下表示：584.76kg/107.18kg/aa

h1621.2kJ/kgh2596.6kJ/

z LReqL z LmaxResinLsin2LR Re Re

這里h1621.2kJkgh2596.6kJkg

（Q41.842sin1.825 Qhx h .32

堆的溫差。當(dāng)保持一定的堆芯平均溫度時，則堆的溫差。當(dāng)保持一定的堆芯出口溫度時，則冷卻劑 （0.3分） （0.3分）量增加會使一回路的設(shè)備與管道尺寸增大。（0.2） （0.2分）820 （0.1分）件（流速、部件流道的幾何形狀、蒸汽含量、水化學(xué)條件（pH值、氧 （0.4分）趨勢，對減薄嚴(yán)重的管件及時進行更換或修復(fù)。（0.2） （0.1分） 行距離x被吸收的幾率Pa的表達(dá)式。（提示：P=穿行距離x被吸收的中子數(shù)=n(0)n(x) （1.0分）dx被吸收的幾率為∑adx，ndx被吸收而損失的中子數(shù)dn為：Pa=n(0)n(x)=1-n(x)=1-ea 常用數(shù)學(xué)：微分方程：dy=aydx（a為常數(shù)） 積分：dx=ln(x)+c（c為常數(shù)）x已知堆芯的緩發(fā)中子有效份額βeff=0.0065，緩發(fā)中子平均ld=13sec，瞬（1.5分平圴中子lls（1-βeff）ldβeff=10-5×0.9935+13×0.0065=0.0845sec（0.5分）=l0.0845 （0.2分 G=t=60

（0.3分 （0.5分（取l亦算對①20238U②20③50個中子被238U吸④40⑤170個熱中子被非物質(zhì)吸⑥100235U⑦260238U⑧235U通過計算確定反應(yīng)堆所處的狀態(tài)（即臨界、次臨界、超臨界（1.5分keffn8=975 keffn81000

（1.0分（0.5分（1.5分）設(shè)反應(yīng)堆的初始次臨界度為k0，第一次和第二次添加正反應(yīng)性后的次臨界度分別為k1和k2C0、C1C2，則由次臨界外推：

k0=

k0=2

k

k2=

k1=

k1=4

k11k 8

2

k

（0.2分

k1k23k （0.2分8 （0.2分 3 2=

0= 1

（0.5分 已知各個區(qū)的平均熱中子通量密度分別為1、2a1、a2f（1.0分1V2=π（r22-r (2×0.1分1

V1a11V2a2

111a2r2(r2r2111a22 10-8A，那么，反應(yīng)堆功率指示從（1.5分）反應(yīng)堆的功率將以大約-80sec的周期按指數(shù)規(guī)律衰減。

（0.5分 （0.5分 ln108= （0.5分 3135I135Xe濃度隨時間的變化曲線。（1.0分）BBB （1.0分）B（kg/sec

dCf

f

(0.4C(t)=C(0)e (0.2分tf=-Mln

ln0.8 （0.2分EOL EOL

（只要結(jié)果正確，算全對（步求調(diào)節(jié)棒的微分價值（忽略裂變產(chǎn)物的反應(yīng)性變化功率虧損 硼濃度的變化

（1.5分（0.5分調(diào)節(jié)棒引入額反應(yīng)性＝－（功率虧損＋硼濃度變化的反應(yīng)性

微分價值＝

1002.5pcm/

（0.5分水的密度＝999.55kg/m3。那么在管道出口處的流速為多大？（假定地坑（1.5分＝p2），參考點1處的流速ν1＝0

v2

v2

v 1v v

p1ppppppfgz2z1

=g

2

2.22.210520000999.559.8120=2.79m

假定堆芯非部分的均勻化熱中子宏觀吸收截面為∑a＝0.21/cm,均勻化熱中子宏觀吸收截面

0.161 a引入的反應(yīng)性（pcm。 （1.5分）a其他因子的變化，只考慮熱中子利用系數(shù)f的變化。 （0.5分）

F

kk0lneffk0

f1

0.053195319 (0.5分 循環(huán)和循環(huán)曲線圖為什么在的壓水堆核電站不采用水成蒸汽的 循環(huán)而用循 （1.5分）濕蒸汽進行壓縮，這樣的壓縮機耗資巨大需消耗很多的能量。（0.3分） （0.4分）（1.5分如果在控制棒全提出堆芯的情況下，通過硼化將堆功率降低到50％FP，那 （1.0分） （0.5分（1.5分冷卻劑溫度升高引起堆芯最熱部分向飽和泡核沸騰移動，從而更接近2)（1.0分（0.2分因而密度下降，使溫度較低的冷卻劑往動。利用熱源與熱阱之間的流道，熱的冷卻劑向上流向熱阱，然后被熱阱冷卻，再向向熱（0.3分（0.5分 （1.0分 （1.0分SAbcBA＝飽和水汽化所需的熱量SBcdDB

（3×0.2分(2×0.2分問答題 （1.0分Ag、In、Cd都是中子的強吸收體，從物理的角度解釋為什么控制棒吸收材料要采用三者的組合即Ag－In－Cd合金？ （0.15分）Cd的熱中子吸收截面很高（2450靶；In1ev~2ev以下中子幾乎能全部吸收；（3×0.1分小，所以控制棒廣泛采用Ag－In－Cd合金作為吸收材料。①高（4×0.1分結(jié)水泵出口連續(xù)加入氫氧化銨（NH4OH。

一、壓水堆核電廠理論基礎(chǔ)（25分裂變產(chǎn)物所發(fā)出的β射線，其能量主要消耗在元件內(nèi)（部件或介質(zhì)（0.25分）其消耗（與介質(zhì)的原子相互作用）的形式有：電離、激發(fā)、韌致輻射、湮沒輻射、契侖柯夫輻射。a99.28%238U0.72%U組成的均勻混合物。已知：對熱中子的微觀吸收截面，a82.705681巴，天然鈾的密度ρ為19.0g/cm3，加常數(shù)NA=6.02×1023原子/摩爾。1巴=1×a要求：1）寫出天然鈾熱中子宏觀吸收截面Σa（天然U）a(天然U

55N

2）N

0.0072 0.9928

196.0210230.00723.501020（核數(shù)190.99286.0210234.771022（核數(shù) a(天然U

3.50102068110244.7710222.7100.367(cm1

(0.2分BOL堆芯1：所有組件均由2.4%富集度組成；要求：1）在同一座標(biāo)上，以最大功率點歸一，分別定性繪出兩堆芯半

fu

HOHaBa

a a aa ③水的密度減小，使部分硼排出堆外，使 （0.4分）

aa2)的絕對值最小。而在壽期末，硼濃度很低，αm接近純水作慢化劑的瞬時降功率至熱態(tài)零功率狀態(tài)（2，試問：20等效滿功率天的燃耗Δρ燃耗負(fù)值滿功率至零功率的功率虧損Δρ功率正值 Δρxe負(fù)值 Δρsm負(fù)值

功率Bsesm

上升到多高水平即會停止？（以%PN為單位，列出計算式，保留兩位有效 ∵TT2

28

11103

10.077

2.481051.58121.606105k/k160.6P160.6 曲線評分要點：1）起點為 2）1002800pcm（0.3 在所示的局部元件柵格中（在遠(yuǎn)離分區(qū)界面的同一組件內(nèi)定性地中子，因此Φf較低。向堆中心方向Φth和Φf超向升高。 棒內(nèi)238U的概率會增加。[×]1）燃耗末期元件的導(dǎo)熱比壽期初要好得多，其原因是裂變氣芯塊與包殼之間的間隙減小以至。 (0.35分) 劑主流溫度Tw低于Tsat的條件下，冷卻劑會處在什么沸騰工況？這種 （1.0分）此時發(fā)生過冷泡核沸騰工況。（欠熱泡核沸騰）（0.2）Ⅱ——泡核沸騰（沫態(tài)沸騰） （0.7分） 溫度℃飽和蒸汽焓 （1.5分）

h(292)1300KJ/kg 飽和蒸汽焓水焓h(345 340.41.22.35 其中：1—22—33—4汽輪機高壓缸作功段4—5中間汽水分離再熱器5—6低壓缸作功 （0.2分）180℃給水焓h′=763.1KJ/kg；260℃飽和水焓hB=1134.9KJ/kg，飽和汽焓h″=2795.4KJ/kg；汽化潛熱γ=1661.5KJ/kg∴ ∴每小時SG中帶走的熱量為 108W/m3TC=340℃，包殼外表面對流傳熱系數(shù) ×104W/m2℃，已知芯塊的直徑d=8.4mm，包殼外徑d=9.6mm，試求該熱點處的冷卻劑平均溫度TW（忽略軸向傳熱，精確到0.1 qd2dchTT qd 7.8108 T u340 4dC 11列出PgZV2PgZV2 WV1A1V2 W P2P1g(Z1Z2)22(A1A2 1109009.85 2900 11054.411041.35

1比P5.76104Pa4.41104Pa是勢能轉(zhuǎn)換而來，1.351問答與填空 （1.0分有兩不種不同的吸收熱中子材料，它們的微觀及宏觀吸收截面分別是σ1、σ2 Σ1、Σ2。假σ1＞σ2，在什么條件下一定會有Σ1＞Σ 定是Σ1＞Σ （0.4分 某核素AΧ在發(fā)生核反應(yīng)后轉(zhuǎn)變成A－4X，該核反應(yīng)是α Z－2某核素AΧ在發(fā)生核反應(yīng)后轉(zhuǎn)變成AX，該核反應(yīng)是β Z－1（ （1.0分水層水反 水層水反 （2×0.5分J0分布；有棒時中子通量低凹的范圍；反射層內(nèi)影響程度；平均功率歸一。（一個要點錯誤扣0.5分，兩要點以上的錯誤不得分）2）A12個針形棒，并放入原高度上（如Al3（1.5分Al3 ll

235U235U238U238U與中子的吸收 （5×0.1分（5×0.2分其它任何參數(shù)不變，中子總數(shù)N是否有可能隨時間不斷地增長?為什么？（1.0分

根據(jù)以下135Xe的產(chǎn)生消耗簡圖導(dǎo)出長期運行在某功率下飽和濃度NI和Nxe的表 （1.0分）γI，γxe135I135XeλI，λxe135I135Xe 135Xe產(chǎn)生率率 135I產(chǎn)生率

λI

（0.6分 （0.4分 λxe＋σ分別定性繪出熱中子通量φth和中子通量φr在棒和水通道內(nèi)的分布并簡 （2×0.3分這是因為238U對中子有更強的吸收使到達(dá)芯塊中心的中子極少， （2×0.2分）12341234曲線 100%額定功率停堆曲線 曲線 75%額定功率停堆曲線 停堆 （0.8分應(yīng)性值相同。（0.3分）149Sm149Sm濃度的平成正比。（0.4分）首次裝料的核電站壓水堆，已知其冷態(tài)（30℃）下的過剩反應(yīng)性△Kex=0.26，當(dāng)它在100%功率下運行了5d后維持在熱態(tài)停堆，若此時停堆深度為-0.06，試將停堆10h后補償過剩反應(yīng)性的各種因素以及他們分別補償?shù)拇蠹s數(shù)（以△K為單 （1.5分）大約數(shù)值例 和慢化劑的溫度效應(yīng)（冷態(tài)→熱態(tài)某核電廠壓水堆長期穩(wěn)定運行在高功率下，其軸向穩(wěn)定功率分布如圖1中實線所線所示，繼而軸向氙。試從物理機理上解釋A區(qū)的功率密度：aab··c·21·圖 圖子而消耗量減少，135Xe135IAKeff減使得a點的功率密度逐漸降低。（0.4分）但這一過程不會的單項發(fā)展下去，其原因有二：一是中子通量進一步傾2b點的功率。（0.6分）增加，功率增加，φth135XeAKeff更增加，功率更增加，φthb點功率逐步增加而靠c點。（0.5分）判斷與更正 （1.0分……熱…… 反應(yīng)堆，初期堆芯的β應(yīng)為Iβ。（0.2分[×]2）燃耗末期，在相同的平均溫度和壓力下，插入控制棒組會使慢化劑的溫度系數(shù)am更負(fù)一些，主要是因為控制棒組的插入吸收了大量的中子?！懦隽瞬糠致瘎笻2O/U減小，堆芯更欠慢 （0.4分239Pu的累積使βeff變小，使相同的ρT2越（0.4分）判斷與更正 （1.0分[×1）管道內(nèi)單相液態(tài)的穩(wěn)定流動形態(tài)只是指層流而不包括湍流，因為湍流存在 ]。[×]4）液體的是液體的重量和它所占的體積之比 100%Pn2秒。試在下面坐標(biāo)圖上分別定性地繪出堆芯棒的平均熱流密度q和剩余核功率p隨時間的是這種相對變化？（1.5分）平均熱流密度平均熱流密度0開

落 停堆時間 （2×0.5分P（t期裂變產(chǎn)物及（n，γ）反應(yīng)產(chǎn)物的衰變熱。（0.5分）L··RL的一段內(nèi)，已知表面換熱系數(shù)為h，冷卻劑的主流溫度為Tw，試用這些參數(shù)導(dǎo)出棒L··Rq為表面熱流密 （0.3分又∵q=h（TfTw） （0.5分 （