核反应堆物理分析课后答案更新

《核反应堆物理分析课后答案更新》由会员上传分享，免费在线阅读，更多相关内容在教育资源-天天文库。

1、核反应堆物理分析答案第一章1-1.某压水堆采用UO2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV时，UO2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。解：由18页表1-3查得，0.0253eV时：由289页附录3查得，0.0253eV时：以c5表示富集铀内U-235与U的核子数之比，表示富集度，则有：所以，1-2.某反应堆堆芯由U-235,H2O和Al组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。解：由18页

2、表1-3查得，0.0253eV时：由289页附录3查得，0.0253eV时：可得天然U核子数密度则纯U-235的宏观吸收截面：总的宏观吸收截面：1-6题311-7.有一座小型核电站，电功率为150MW，设电站的效率为30%，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。每秒钟发出的热量：每秒钟裂变的U235：运行1h的裂变的U235：消耗的u235质量：1-10.为使铀的η＝1.7，试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。解：由18页表1-3查得，0.0253eV时：由定义易得：

3、为使铀的η＝1.7，富集度1-12题每秒钟发出的热量：每秒钟裂变的U235：运行一年的裂变的U235：消耗的u235质量：31需消耗的煤：.一核电站以富集度20%的U-235为燃料，热功率900MW,年负荷因子(实际年发电量/额定年发电量)为0.85,U-235的俘获－裂变比取0.169,试计算其一年消耗的核燃料质量。解：该电站一年释放出的总能量=对应总的裂变反应数=因为对核燃料而言：核燃料总的核反应次数=消耗的U-235质量=消耗的核燃料质量=第二章.某裂变堆，快中子增殖因数1.05，逃脱共振俘获概率0.9，

4、慢化不泄漏概率0.952，扩散不泄漏概率0.94，有效裂变中子数1.335，热中子利用系数0.882，试计算其有效增殖因数和无限介质增殖因数。解：无限介质增殖因数：不泄漏概率：有效增殖因数：2-1.H和O在1000eV到1eV能量范围内的散射截面近似为常数，分别为20b和38b。计算H2O的ξ以及在H2O中中子从1000eV慢化到1eV所需的平均碰撞次数。解：不难得出，H2O的散射截面与平均对数能降应有下述关系：σH2O∙ξH2O=2σH∙ξH+σO∙ξO即：(2σH+σO)∙ξH2O=2σH∙ξH+σO∙ξO

5、ξH2O=（2σH∙ξH+σO∙ξO）/(2σH+σO)查附录3，可知平均对数能降：ξH=1.000，ξO=0.120，代入计算得：ξH2O=(2×20×1.000+38×0.120)/(2×20+38)=0.571可得平均碰撞次数：Nc=ln(E2/E1)/ξH2O=ln(1000/1)/0.571=12.09≈12.12-2.设f(v->v’)dv’表示L系中速度v的中子弹性散射后速度在v’附近dv’内的几率。假定在C系中散射是各向同性的，求f(v->v’)的表达式，并求一次碰撞后的平均速度。解：，代入31

6、得到：，2-6.在讨论中子热化时，认为热中子源项Q(E)是从某给定分界能Ec以上能区的中子，经过弹性散射慢化而来的。设慢化能谱服从Ф(E)=Ф/E分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由Ec以上能区，（1）散射到能量E（EE’）（2）利用上一问的结论

7、：2-8.计算温度为535.5K，密度为0.802×103kg/m3的H2O的热中子平均宏观吸收截面。解：已知H2O的相关参数，M=18.015g/mol，ρ=0.802×103kg/m3，可得：m-3已知玻尔兹曼常数k=1.38×10-23J•K-1，则：kTM=1.38×10-23×535.5=739.0×10-23(J)=0.4619(eV)；1eV=1.602×10-19J查附录3，得热中子对应能量下，σa=0.664b，ξ=0.948，σs=103b，σa=0.664b，由“1/v”律：0.4914(

8、b)由56页（2-81）式，中子温度：577.8(K)对于这种”1/v”介质，有：0.4192(b)31所以：1.123(m-1)第三章3.1有两束方向相反的平行热中子束射到235U薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为1012cm-2·s-1。自右面入射的中子束强度2×1012cm-2·s-1。计算：（1）该点的中子通量密度；（2）该点的中子流密度；（3）设Σa=19.2×102