核反应堆工程概论作业全集

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1、核反应堆工程概论2007.9核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬2011212386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：使用质量=1.007825;=2.014102;=3.01605;=3.01603;=4.002603;=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

2、，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。18核反应堆工程概论2007.92.3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。18核反

3、应堆工程概论2007.92.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6T-1.2MeV/s。3000MW热功率的反应堆稳定运行T0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、T0、t均以天为单位。2.6100万千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。18核反应堆工程概论20

4、07.9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。18核反应堆工程概论2007.93.3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：热群参数D(cm)∑a(1/c

5、m)ν∑f(1/cm)∑f(1/cm)水堆0.35430.1210.18510.07527石墨堆1.62950.0035480.0063660.002575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Keff=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。18核反应堆工程概论2007.9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，(

6、1)：请列出碘和氙两个核素的平均核素密度(NI和NX)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NXo)的解析表达式。(3)：计算满功率稳态运行时NXo的具体数值(注意T1/2=ln2/λ)。(4)：在(3)的基础上，估算由于135Xe的存在而导致的对Keff的补偿量，可忽略氙中毒对中子泄漏的影响。裂变材料裂变产额wI=6.45%β衰变β衰变135Cs135Xe135IT1/2=9.1hT1/2=6.6h(n,γ)反应σ

7、a=2.65x106barn(1barn=10-24cm2)136Xe135I(碘)和135Xe(氙)衰变链简化示意图18核反应堆工程概论2007.9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+L2B2)]-1=10-4秒。18核反应堆工程概论2007.9第六章反应堆辐射屏蔽思考题4.4试述下列各单位的物理意义：贝可、戈瑞、希沃特、居里、伦琴、拉德、雷姆。4.5《辐射防护规定（GB8703-88）》对辐射工作人员和公众规定的年有效剂量当量限值各为多少？18核反应堆工程概论2007.9

8、4.6《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则（EJ317-88）》对压水堆核电厂的控制区分为哪几个工作区？它们的剂量当量率的限值各为多少？习题4.2若辐射工作人员每年工作50周，每周工作40h，如果年有效剂量当量限值均匀分配，则每小时的剂量当量应控制为多少？4.3在某核事件中一个2000人的城镇受辐射，其中50