核反应堆物理分析课后习题参考答案..pdf

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1、核反应堆物理分析课后习题参考答案.核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用 UO 2 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，UO 2 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：(5)680.9,(5)583.5,(8)2.7a f a U b U b U b=由 289 页附录 3 查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O=以 c 5 表示富集铀内 U-235 与 U 的核子数之比，表示富集度，则有：555235235238(1)c c c=+-15

2、1(10.9874(1)0.0246c -=+-=255283222M(UO)235238(1)162269.9 1000()()2.2310()M(UO)A c c UO N N UO m-=+-+?=?=?所以，26352(5)()5.4910()N U c N UO m-=?28 352(8)(1)()2.1810()N U c N UO m-=-=?2832()2()4.4610()N O N UO m-=?2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a

3、 a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m-=+=?+?+?=?=1-2.某反应堆堆芯由 U-235,H 2O 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 页表 1-3 查得，0.0253eV 时：(5)680.9a U b=由 289 页附录 3 查得，0.0253eV 时：112()1.5,()2.2a a Al m H O m-=,()238.03,M U=33()19.0510/U kg m=?可得天然 U 核子数密度 283()1000()/()4.821

4、0()A N U U N M U m-=?则纯 U-235 的宏观吸收截面：1(5)(5)(5)4.82680.93279.2()a a U N U U m-=?=?=总 的 宏 观 吸 收 截 面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m-=+=1-3、求热中子（0.025 电子伏）在轻水、重水、和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞次数。-解：设碰撞次数为 t a s a s a s s a n n t=15666.01032=O H t 13600001.06.132=O D t 31086.224507-?=Cd t 1-4、试比较：

5、将 2.0MeV 的中子束强度减弱到 1/10 分别需要的Al，Na，和 Pb 的厚度。解：查表得到 E=0.0253eV 中子截面数据：a s Al：0.015 0.084 Na：0.013 0.102 Pb：0.006 0.363 Al 和 Na 的宏观吸收截面满足 1/v 律。Q：铅对 2MeV 中子的吸收截面在屏蔽中是否可以忽略？(在跨越了可分辨共振区后截面变得非常小)a=a(0.0253)(0.0253/2106)1/2 a Al 0.016910-4 Na 0.014610-4 窄束中子衰减规律：I=I0e-x I=(1/10)I0 x=(ln10)/因此若只考虑吸收衰减：xAl=

6、136.25104m xNa=157.71104m 对于轻核和中等质量核，弹性散射截面在 eV 几 MeV 范围内基本不变。所以只考虑弹性散射截面时，结果如下：(相比较之下能量为2MeV 时，弹性散射截面要比吸收界面大很多)但是不清楚对于重核铅弹性截面基本不变的假设是否成立？xAl=27.41m xNa=22.57m xPb=6.34m 1-6 11 7 1721111PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210-=?1-7有一座小型核电站，电功率为 15万千瓦，设电站的效率为 27%，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。解：热能：裂变 U2

7、35 核数：俘获加裂变 U235 核数：消耗 U235 总质量量：t P E E e e th?=19 65106.110200-=th f E n 221963419 651025.6106.11020027.03600101015106.110200?=-t P n e f 22 22551030.75.5839.6801025.6?=?=f a f n n g M N n m A 5.282351002.61030.72322555=8、某反应堆在额定功率 500 兆瓦下运行了 31 天后停堆，设每次裂变产生的裂变产物的放射性活度为1.0810-16t-1.2居里。此处t 为裂变后的时间

8、，单位为天，试估算停堆 24 小时堆内裂变产物的居里数 解：1-9设核燃料中铀-235 的浓缩度为 3.2%（重量），试求铀-235与铀-238 的核子数之比。1-10.为使铀的 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：(5)680.9,(5)583.5,(8)2.7a f a U b U b U b=,(5)2.416v U=由定义易得：(5)(5)(5)(5)(5)(5)(8)(8)f f a a a v U v U N U U N U U N U U?=+(5)(5)(5)(8)(5)(8)f a

9、a v U U N U N U U U =-为使铀的 1.7，(5)2.416583.5(8)(680.9)54.9(5)2.7 1.7 N U N U N U?=-=富集 11.、为了得到 1 千瓦时的能量，需要使多少铀-235 裂变 解：设单次裂变产生能量 200MeV U235 裂变数：U235 质量：1-12 反应堆的电功率为 1000 兆瓦，设电站的效率为 32%。问每秒有多少个铀-235 发生裂变？问运行一年共需消耗多少公斤易裂变物质？一座相同功率煤电厂在同样时间需要多少燃料？已知标准煤的燃烧热为Q=29兆焦/公斤。J E day 360024105006=241966196103

10、5.1106.11020036002410500106.110200?=?=-day day E n Ci dt t A 83112.116241062.31008.11035.1?=?-0324.0)1032.01(9874.01)11(9874.0111 5=-+=-+=-c 0335.00324.010324.015585=-=-=c c n n J E 6106.336001000?=?=17 19 66 196510125.1106.110200106.3106.110200?=?=-E n g M N n m A 423 1966 5551043.02351002.6106.110200106.3-?=