第一章 核反应堆的核物理基础（6学时）
1. 什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？
核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少；3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很
长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性，需要妥善保存；2）裂变产物带
有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）
需要考虑排除剩余发热。
2. 核反应堆的定义。核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型
的核反应堆？
核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
3. 核素：具有确定质子数Z 和核子数A 的原子核。
同位素：质子数Z 相同而中子数N 不同的核素。
同量素：质量数A 相同，而质子数Z 和中子数N 各不相同的核素。
同中子数：只有中子数N 相同的核素。
原子核能级：最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态。激发态是不稳定的，
会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量。
4. 原子核的衰变。包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定
义；理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能
力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变，称为放射性同位素。
核衰变：有些元素的原子核是不稳定的，它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子
核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数：它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，
标志
着衰变的快慢。
半衰期：原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
5. 结合能与原子核的稳定性。包括：质量亏损、结合能和比结合能的定义；理解释放
能量的两种途径。
质量亏损：核子（质子和中子）结合构成原子后总质量减少。
结合能：根据爱因斯坦质能公式，原子核形成过程中，质量减少了，减少的质量
必然以能量的形式放了出来，这种能量称为结合能。
比结合能：由单个核子（质子和中子）结合成该原子核时平均到每个核子所释放的能量。
释放核能的两种途径：轻核聚变；重核裂变
原因：相对于中等核来说，轻核和重核的比结合能较小；从比结合能定义，通过把结合能比
较小的核素变成结合能比较大的中等核，就能放出一些能量，这正是目前通过重核裂变成中
等核或轻核聚变成中等核等方式来利用原子核能的思路。
6. 中子与核发生相互作用。包括：理解特性；理解相互作用过程；熟悉作用最终结果；
熟悉核反应式表达形式；熟悉主要反应类型。
遵循的原则：核子数守恒，电荷数守恒，动量守恒，能量守恒（动能和质量能）
中子的特性：不带电荷，与原子核相互作用不存在库伦垒力，可与核直接作用
中子与核发生相互作用过程：势散射、直接相互作用、复合核的形成
中子与核相互作用最终结果分两大类：散射：弹性散射和非弹性散射；吸收：包括（n ，f ）；
（n ，γ）；（n ，α）；（n ，p ）等
核反应式表达形式：
主要反应类型：
弹性散射：靶核内能不变即基态，经典力学适用（动量和动能都守恒），热中子反应堆
内起主要作用，（n ，n ）
非弹性散射：靶核内能发生变化（动量守恒，动能不守恒），处在激发态上，并返回基
态，放出射线，阈能特点，（n ，n ’）
辐射俘获（包括共振吸收）：复合核退激过程
238U ＋n →239U →→239Pu ；232Th ＋n → 233Th →→233U ； （n ，γ）
放出带电粒子的反应： 10B ＋n →7Li ＋4He ；16O ＋n →16N+1H； （n ，α），（n ，
p ）
放出n 个中子的反应：（n ，2n ）， （n ，3n ）
裂变反应：
235U+n→236U*→A1X+A2X+vn；（n ，f ）
7. 核截面和核反应率。包括：微观截面、宏观截面、平均自由程、核反应率和中子通
量密度的定义并理解；掌握核反应截面随中子能量的变化规律。
微观截面：σ，表示平均一个入射中子与一个靶核发生相互作用的几率大小的一种
-282度量。单位通常为barn （靶），10m 。 -1-1宏观截面：；即核密度与该核的微观截面的乘积。单位m 。习惯用cm 。
3 物理意义1：表征一个中子与单位体积内（1m ）内的原子核发生核反应的平均
几率大小的一种度量。
物理意义2：一个中子穿行单位距离与核发生反应的几率大小的一种度量。
平均自由程：我们把宏观截面的倒数定义为平均自由程，记为λ。
物理意义：平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平均要走多长路程才与介质
的原子核发生一次相互作用。
截面随中子能量的变化规律：
1） 低能区（E
反比，亦称吸收截面的1/v区。
2） 中能区（1eV
这些峰一般称为共振峰。
3） 快中子区（E>10keV）, 截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量
变化也趋于平滑。
核反应率：单位时间内在单位体积内发生核反应的次数
。
其中，中子通量密度φ：单位体积中（1m 3）所有中子在单位时间（1s ）内飞行
的总路程。
8. 核反应的共振现象。包括：共振类型、特点和共振峰的典型参数；多普勒效应的定
义；共振的性质；
共振类型：俘获共振、散射共振、裂变共振
特点：重核在低能区和中能区就存在；前段可分辨，后段逐渐难分辨
共振峰的典型参数：共振能，峰值截面和能级宽度
多普勒效应：因靶核的热运动，本来具有单一能量的中子，从它与核的相互作用看，
与靶核的相对能量有一个范围展开，使共振峰展开而共振峰的峰值下降，称为多普
勒效应。
共振的性质：
靶核的温度上升，①共振峰进一步加宽和②降低峰值，称为多普勒展宽。 ③
积分值不变，即不随温度T 变化而变化。
9. 核裂变反应。包括：理解易裂变核和可裂变核；理解裂变截面（微观截面和宏观截
面）与哪些因素有关。微观裂变截面与哪些因素有关？掌握核反应堆内的主要放射性来源、
瞬发中子和缓发中子、有效裂变中子数，裂变中子的能量分布规律及平均能量，裂变能量种
类及可回收情况，反应堆功率和核裂变反应率的关系，停堆后的衰变热规律等。
易裂变核：吸收动能为零的中子后就可以裂变的核。如。
可裂变核：入射中子必须具有一定动能才能使之裂变的核，如。
宏观截面大小影响因素：入射中子能量，靶核类别，靶核温度，靶核密度。
微观截面大小影响因素：入射中子能量，靶核类别，靶核温度。
堆内的主要放射性来源：裂变产物的放射性衰变。
瞬发中子和缓发中子：
有效裂变中子数：表征燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数，称为有效裂变
中子数，用η 表示。
裂变中子的能量分布规律： 瞬发裂变谱：
瞬发中子的平均能量约为2MeV
裂变能量种类及可回收情况：
反应堆功率和核裂变反应率的关系:
反应堆热功率：＝R V 。
其中，R 为核裂变反应率。
停堆后衰变热功率:
1)部分裂变产物释放的缓发中子引起的核裂变产生的能量，只在停堆后几分钟内到几十分钟起作用。
2）裂变产物和中子俘获物进行放射性衰变，释放出能量，是反应堆剩余功率的
主要来源。
第二章 中子慢化和扩散（5学时）
1) 自持链式裂变反应的定义。从自持角度分析反应堆在哪些情况下分别属于哪几种状
态？
自持链式裂变反应：反应堆系统内发生的裂变反应在不依靠外界补充中子的情况
下，能持续一代一代地发展下去，这样的链式反应叫做自持链式裂变反应。
三种链式反应：
2) 中子循环的定义。中子消失的途径和位臵。
中子循环：就是指裂变中子经过慢化成为热中子，热中子击中燃料核引发裂变又放
出裂变中子这一不断循环的过程。
中子消失的途径和位置：
3) 在热中子反应堆中，中子的增减和平衡主要有哪些过程。
增加过程：
1）U-238的快中子增殖
2）U-235的热中子裂变
减少过程：
1） 慢化剂和结构材料等物质的辐射俘获。
2） 慢化过程中的共振吸收。
3） 中子的泄漏。包括：
①慢化过程中的泄漏。P f
②热中子扩散过程中的泄漏。P t
4) 六个因子的定义。四因子和六因子公式。
快中子倍增系数ε：由一个初始裂变中子所得到的，慢化到U-238裂变阈能以下的
平均中子数。
逃脱共振几率P ：慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。
快中子不泄漏几率Pf ：快中子没有泄漏出堆芯的几率。
热中子不泄漏几率PT ：热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。
热中子利用系数f:(燃料吸收的热中子数)/（被吸收的全部热中子数，包括被燃料，
慢化剂，冷却剂，结构材料等所有物质吸收的热衷子数）
有效裂变中子数η：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。 四因子公式：＝εPf η
六因子公式：K ＝εPf ηPFPT
5) 慢化过程的定义。包括哪两种散射，特点是什么？堆内主要的散射是哪种？
慢化过程:中子由于散射（包括弹性和非弹性）碰撞而降低速度的过程叫做慢化过
程。
弹性散射特点：此过程中，系统动能和动量均守恒。碰撞后中子因把自己一部分动
能传递给介质核而减速，运动方向也发生变化。
非弹性散射：该反应是阈能反应。过程中动能不守恒，动量守恒。为几千伏以上能
量的中子与质量数较大的铀，铁等介质核相互作用而慢化的主要机理。
堆内主要的慢化过程是弹性散射。
6) 理解弹性散射后的能量变化情况和规律。
7) 对数能降、对数能降增量和平均对数能降增量的定义。
对数能降：中子在慢化过程中能量的减少可以用一个无量纲量u 来表示，它的定义为，u ＝
㏑(E0/E);其中E 0是由裂变产生的中子的平均能量，一般取10MeV 。E 为慢化后的中子能量。
对数能降增量：u2－u1＝㏑(E0/E2)－㏑(E0/E1)＝㏑(E1/E2)
平均对数能降增量：在中子慢化的过程中，每次碰撞中子的自然对数减少的平均值
叫做每次碰撞的平均对数能量减小，记做ξ。
8) 试尝试计算裂变中子在与各种核的碰撞过程中，平均经过多少次碰撞成为热中子。
N ＝㏑(E0/E)/ ξ；其中N 为中子从初始能量慢化为热中子所需的平均碰撞次数；
9)
剂。
E0是由裂变产生的中子的平均能量，一般取2MeV ；E 是热中子的能量，一般取0.0253eV ；ξ为要求的各种核素的平均对数能降增量, 只与质量数A 有关，与能量无关。对于氢核，N ＝18；石墨，114；铀－238，2172。 慢化能力和慢化比的定义。试解释为什么压水堆电站一般采用轻水为慢化剂和冷却
慢化比：任何一种核素，除了散射中子，也会吸收中子。如果其吸收截面过大，
会引起堆内中子的过多损失而不适合作为慢化剂。因此另外定义下面一个量称为慢化比：
10) 无限均匀介质内的中子慢化能谱符合什么规律，一般反应堆中中子能谱可由哪三部
分组成？
无限均匀介质内的中子慢化能谱在慢化区符合1/E分布。
一般反应堆中中子能谱：
1） 热中子区：Maxwell ，麦克斯韦谱
2） 慢化区：1/E谱或费米谱
3） 快中子区：裂变谱
11) 中子的平均寿命一般多大？
中子的平均寿命为慢化时间和扩散时间之和。
热堆：主要由扩散时间确定，约为10-4s 。
快堆：主要是慢化时间中的一部分，约为10-7S 。
12) 中子年龄、慢化长度、徙动长度、徙动面积、扩散长度的定义或物理意义是什么？
中子年龄τ：无限介质点源发出的中子从源点慢化至年龄等于U 或E 所穿行的直线
距离均方值的六分之一。
注：并不具有时间的意义，它仅是一个空间上的意义。
慢化长度：由于中子的费米年龄与慢化过程中所移动的均方距离有关，因此称费米
年龄的平方根为慢化长度。
徙动长度M ：
2；M 越大，中子不泄漏几率PL 便越小。 徙动面积：扩散面积（L ）与中子年龄（τ）之和，是中子由作为快（裂变）中子
产生出来，直到它成为热中子并被吸收所穿行直线距离的均方值的六分之一（点源
情况）。
；式中r s 是快中子自源点慢化到热中子时所
穿行的平均直线距离，r d 是中子成为热中子点起到被吸收为止所穿行的平均
直线距离。 扩散长度：；物理意义可以理解为热中子扩散长度的平方等于热中子从产
生点（源点）到被吸收点的均方飞行距离的六分之一。
13) 什么是扩散近似？请写出单速中子扩散方程
和稳态下的单速中子扩散方程。什么是斐克定律和扩散系数，并请写出表达式。请写出非增
殖介质的稳态中子扩散方程。
中子扩散方程：不考虑中子运动方向后简化的中子输运方程称为扩散方程。
扩散近似：假定反应堆内中子在介质核上的碰撞散射是杂乱无章且各向同性的（中
子沿各个方向运动散射出来的中子数相等），满足分子扩散的斐克定律。
不同假设条件下有不同的方程，每项的物理意义。 单速中子扩散方程：
稳态下的单速中子扩散方程：稳态意思是中子通量密度不随时间变化。即上式等号
右边项为0。
斐克定律：中子流密度J 正比于负的中子通量密度梯度。也可表示成
式中J 为中子流密度：单位时间内穿过与流动方向垂直的单位表面面积的净中
子数；矢量，单位：n/cm2/s。
D 为扩散常数，单位cm 。
a ．
b ． 若介质为弱吸收，散射各向同性。 考虑中子与介质散射各向异性后，近似修正为
非增殖介质的稳态中子扩散方程：
14) 扩散方程求解的边界条件有哪些？
第三章 核反应堆临界理论（5学时）
1) 什么是均匀裸堆？什么是单群？
均匀裸堆：是指燃料和慢化剂等一切材料都是均匀混合的无反射层的反应堆。
单群：是指认为反应堆中所有的中子都具有相同的能量，列为一群。
2) 临界扩散方程和普通扩散方程的差别，无增殖介质和带增殖介质的扩散方程的差别。 临界扩散方程： 普通扩散方程：
差别：临界扩散方程描述的是稳定状态，中子通量密度不随时间变化。
无增殖介质和带增殖介质的扩散方程的差别：
带增殖介质的扩散方程有中子源项，而无增殖介质的扩散方程没有。
3) 材料曲率和几何曲率的表达式。这两者在什么情况下使得反应堆处于哪种状态？ 材料曲率： 几何曲率：
； ；
4) 一维无限平板、有限高圆柱形、长方体的均匀裸堆的几何曲率和中子通量密度分布表达式。
无限平板：尺寸，厚a ；几何曲率;
中子通量密度分布φ＝Acos （πx/a）
长方体：尺寸，a*b*c；几何曲率
中子通量密度分布φ＝Acos （πx/a）cos （πy/b）cos （πz/c）
有限高圆柱形：尺寸，半径R ，高H ；几何曲率
中子通量密度分布φ＝AJ0（2.405r/R）cos （πz/H）
5) 充分理解临界条件的表达式。P87例题。 临界条件： k ¥=1? k ¥P L 221+M B g 1
热中子不泄漏几率：
P L =S a f 中子吸收率＝=中子吸收率＋中子泄漏率S a f +D 裇2f S a f 1 =222f +DB f 1+L B a g g
6) 什么是反射层节省？反射层的部分性质。反射层的作用有哪些？
反射层节省δ：当反应堆芯部周围有了反射层后，反应堆的临界体积（或尺寸）比裸堆的临界体积（或尺寸）减小了。芯部临界尺寸的减少量就称之为反射层节省。 反射层的部分性质：
1）当反射层较薄时，反射层节省等于反射层厚度；
2）当反射层节省δ达到一个常数值（大约等于中子在反射层中的扩散长度）后，就不再与反射层厚度有关。即使再增加反射层厚度，也不会使反射层节省增加。 反射层的作用:1)减少燃料装载量或缩小活性区尺寸。
2）展平热中子通量密度分布。
3）提高反应堆的平均输出功率。
4)屏蔽堆内各种射线。
7) 分群理论中是如何分群的？群常数是如何计算的？多群中子扩散方程各项的物理意义是什么？
-∇D g ∇φg (r ) +∑r , g φg (r ) = χg ∑g ' →g φg ' (r ) +∑k g ' =1G g ' ≠g ∑(υ∑f ) g ' φg ' (r ) g ' =1G
第一项是第g 群中子从反应堆中泄漏出去的损失项；
第二项是经吸收或散射而从第g 群中移出的损失项；
第三项是从除第g 群外的其他群中子经碰撞后到达第g 群的产生项；
第四项是所有群的中子引发核裂变后产生的中子能量在第g 群的中子数（产生项）；
8) 非均匀栅格中各群中子通量密度是如何分布的？各群中对哪些因子起作用，起什么样的作用？非均匀核反应堆有哪些优点？
热中子群：使热中子利用系数f 变小。
共振中子：使逃脱共振几率P 增加。
快中子：使快中子倍增系数ε增加。
非均匀核反应堆的优点：
1） 有效提高中子的逃脱共振吸收几率，从而提高系统的无限增殖系数。
2） 在非均匀栅格内，裂变中子是在燃料块内产生的，这增加了它与U －238核碰撞的几率。因此，与均匀系统相比，快中子倍增效应有所增加。
3） 可以提供独立的冷却剂通道，把反应堆热量按照要求排出堆外。 9) 理解最优栅格，慢化不足和过慢化，以及加入冷却剂中加入硼酸对keff 及最优栅格位臵的影响？
在非均匀反应堆中，燃料和冷却剂（或慢化剂）的布置得到的k ∞为最大的栅格称为最优栅格，主要指标是NH/NU比。在比最优栅格小的NH/NU比时的栅格称为慢化不足，或欠慢化；另一个方向，为过慢化。
冷却剂中加入硼酸使得keff 下降，由于f 和p 的影响，最优栅格位置会向NH/NU比变小的方向移动。 10) 理解压水堆中主要有哪些展平中子通量密度分布的措施？ 1）堆芯燃料分区布置； 2）可燃毒物的合理布置； 3）采用化学补偿溶液； 4）束棒控制；
5）采用径向和轴向反射层； 6）采用最佳提棒方式；
7）避免大量控制棒插入中心平面运行；
8）控制棒提升需要保证对功率分布扰动最小； 第四章 反应性随时间的变化（4学时） 1) 反应性的定义。有哪些单位？反应性的值代表哪些反应堆状态？ △k/k;pcm;倒时，β等；次临界、临界、缓发临界、瞬发临界、瞬发超临界 2) 对压水堆而言，主要有哪几种效应，如何定义的。 温度效应，中毒效应，燃耗效应
因为堆芯温度变化引起的反应性效应，称为温度效应； 因为核毒物俘获中子而引起的反应性减小，称为中毒效应；
因为燃耗而引起的核燃料减小，导致反应性下降的效应，称为燃耗效应。 3) 毒物产生的反应性效应（毒性）的表达式及物理意义。
∆ρ≈-
t
∑ap
∑T af
；分母表示所有原燃料的全部吸收的宏观截面，分子表示全部（或某种）毒
物的全部吸收的宏观截面。
4) 核密度随时间变化的微分方程式。
dN A
=λC N C +N B σB φ-λA N A -N A σA φ，各项的物理意义是。 dt
5)
反应堆启动、变功率和停堆后氙毒随时间的变化规律。
6) 碘坑现象及形成原因。 1) 反应堆在某一功率下运行较长时间后，氙135的衰变和俘获反应的消失速度与生成速度相等，即与碘135的衰变速度相等，碘135和氙135都达到了平衡状态。 2) 此时停堆（降功率），氙的俘获反应不再发生（或减小），氙的消失途径只能（或主要）通过衰变消失，而碘也不再生成（或生成速度减小），因为碘的半衰期小于氙的半衰期，即单位时间内的由碘生成氙的速度大于氙的衰变消失的速度，因此，氙的浓度比停堆时的浓度呈上升趋势。 3) 因为反应堆已停堆（或降功率），碘不再生成（或生成速度变小），因此氙的浓度在达最大值开始下降，直至衰变到很少（或到达新的浓度，比原功率下小）。 4) 氙起到吸收中子的作用，因此，反应性变化上体现出碘坑。 7) 氙振荡的危害、产生条件及克服方法。
氙振荡的危害是：引起局部功率上升，使燃料元件局部过热，导致燃料元件的损害；堆内温度场交替上升，加速堆内材料的应力破坏。
反应堆尺寸较大；通量密度较高；对热中子通量密度有显著的扰动。 大的负温度系数；移动控制棒加以补偿。 8) 反应堆启动和停堆后的钐毒变化趋势。
9) 燃耗深度、卸料燃耗和平均卸料燃耗的定义。 单位质量核燃料所发出的总能量； 从堆芯中卸出燃料所具有的燃耗；
从堆芯中卸出一批燃料所具有的平均燃耗； 10) 转换比或增殖比的定义。
产生的易裂变核数与消耗的易裂变核素之比；当大于1时，称为增殖比。
第五章 温度效应和反应性控制（4学时）
1) 反应堆的温度效应的定义；主要由哪几种原因造成？
堆芯材料密度的变化；引起中子温度的变化；铀核共振吸收的变化。
2) 什么是燃料温度系数？燃料温度变化时主要影响六因子中的哪些因子，其与燃料温度的变化关系怎样（“面子工程” 燃料温度变化1K 时所引起的反应性变化；p
3) 什么是慢化剂温度系数？慢化剂温度变化时主要影响六因子中的哪些因子，其与水铀比的变化关系怎样，与燃耗的变化关系怎样？
慢化剂温度变化1K 时所引起的反应性变化：慢化剂温度上升时，η下降（U238吸收增加，U5吸收裂变比增加）；f 上升；p 下降（慢化能力变小，谱变硬）；PL 下降（N 下降，慢化长度和扩散长度下降）；
慢化不足时，肯定下降；过慢化时，上升；
4) 反应堆温度系数与反应堆稳定运行的关系？
5) 空泡系数和功率系数的定义。功率亏损现象。 堆芯内蒸汽体积含量变化1％所引起的反应性变化； 反应堆功率增加1MW 或1％所引起的反应性变化；
反应堆功率增加时，反应性下降；注意在反应堆降功率时，引入正反应性。
6) 了解影响反应堆反应性变化的因素有哪些？反应性控制任务有哪些？反应性控制的原理有哪些？R =
å
i
N i s i (E ) f k 。压水堆反应性控制方法是什么？
硼浓度；温度（燃料和慢化剂）；毒物氙135和钐149；控制棒位臵的变化；燃料的燃耗；可燃毒物的燃耗。
紧急控制；功率调节；补偿控制。
改变吸收；改变慢化性能；改变燃料含量；改变中子泄漏。 控制棒、固体可燃毒物棒和硼酸三种控制方式相结合。
7) 反应堆在启动过程、长期运行过程中是如何控制调节反应性的？（了解）
8) 控制棒在反应堆内对中子通量分布有何影响？控制棒的积分价值和微分价值定义，有什么特点？控制棒的干涉效应。
一根（或一组）控制棒插入堆芯时，所控制的反应性； 一根（或一组）控制棒单位长度所控制的反应性；
9) 卡棒准则、停堆深度的定义。 卡棒准则：反应堆在任何工况下，当一束反应性价值最大的控制棒在堆芯顶部被卡住而不能下插时，也能实现反应堆冷态停堆。
停堆裕度：假定最大价值的一束控制棒卡在堆外，其余所有控制棒全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界的反应性总量称停堆裕度，或称停堆深度。 10) 可燃毒物有哪两种布臵方式，哪种布臵方式好，为什么？ 均匀布臵和非均匀布臵，非均匀布臵好； 引入的反应性变化变化量小。
11) 使用化学补偿容易的优点是什么，缺点是什么？
对反应堆的影响较为均匀，有利于降低功率峰因子，提高堆的平均功率；可根据需要进行调节；不占栅格，不设驱动机构，简化堆的结构，提高经济性。
响应慢；可能出现正的温度系数。
12) 为了保证慢化剂温度系数，是否控制硼酸浓度。 需要控制。
第六章 核反应堆动力学 (4学时)
1) 裂变过程中释放的中子可以分为两类，哪两类？ 瞬发中子和缓发中子，时间特性。
2) 中子的平均寿命和堆内中子平均寿命的定义。
裂变中子在无限介质内经历慢化、扩散直至被吸收所经历的平均时间； 裂变中子在反应堆内经历慢化、扩散直至被吸收所经历的平均时间； 两者之间的关系。
3) 不考虑缓发中子和考虑单组缓发中子时，反应堆功率与keff 或反应性的关系
主要问题在瞬发中子的平均寿命上。10－4s 到0.1s 。
4) 反应堆的周期和倍周期
反应堆功率上升e 倍所经历的时间； 反应堆功率上升一般所经历的时间；
5) 缓发中子份额和总份额
第i 组缓发中子占中子（瞬发中子和缓发中子）的比例； 所有组缓发中子份额之和。
6) 临界、缓发临界、瞬发临界和瞬发超临界，对应的keff 或反应性多大
7) 倒时方程（是反应堆周期和引入反应性之间的关系）
第七章 堆芯燃料管理（2学时） 1) 核燃料循环的定义。
铀矿的开采，燃料元件制备，燃料在反应堆内的“燃烧”，直到从卸料元件中回收燃料这样一个全过程。
2) 堆芯燃料管理的最终目标是什么？
在保证安全的前提下，提高经济性（提高燃料的使用效率，降低核电厂的燃料成本）；
3) 换料周期和循环长度的定义 两次停堆换料之间的时间间隔。
通常以等效满功率天（EFPD ）来表示核电厂一个运行循环所经历的运行时间。
4) 换料方式有哪两种？ 不停堆连续换料，停堆换料
5) 有几种装料方案，特点是什么？ 均匀装料：
寿期初功率峰因子过大，限制功率输出；寿期末功率分布理想，但已得换料。
内外装料：
• 新燃料在最中心，燃耗高的在外层，中子泄漏少，燃料价值高；反应堆的压力容器的快中子辐照损伤小；
• 堆芯中央的中子通量密度和功率最高，功率分布不均匀因子大；
外内装料：
堆内功率分布均匀；中子泄漏损失大，影响剩余反应性；对压力壳辐照损伤大；
外内交替装料：
• 与外内换料相比：
– 降低了全堆和局部功率峰因子； – 换料量减小； – 平均燃耗较深
低泄漏装料：
减小中子泄漏，燃料利用率高，延长堆芯寿期；
快中子泄漏减少，降低了压力壳的辐照损伤，延长使用寿命； 功率峰峰值可能在任何时候出现，需要进行仔细计算； 为降低功率峰值，增加可燃毒物后，有一定的反应性惩罚。
第八章 反应堆启动中的物理问题（2学时）
1) 反应堆处于次临界状态，堆内有外加中子源，中子密度的变化情况。
S 0
N =
1-k eff
2) 1/M外推法的原理及外推曲线凹凸的安全性。 计数率与控制棒棒位的关系
3) 向临界过渡中的安全要求
• 试验程序需经过安全当局审查批准；完善的操作规程和详细明确的岗位； • 为克服测量装臵的盲区，可安装专门的监测装臵； • 引入外加中子源，向临界过渡，外推曲线不能为凸； • 向临界过渡过程中，反应性添加量1/3~1/2。 • 接近临界时，反应性的添加量每次不得超过2×10-4/s； • 很接近临界后，方可由次临界向临界过渡； • 引入正反应性时，单一方法原则；
• 反应堆功率上升速度不能太快，即反应堆功率上升周期小于26s （1DPM ）； • 逼近临界时，防止一回路平均温度变化； • 硼浓度稀释后（尤其防止正慢化剂温度系数），用控制棒外推临界。
第一章 核反应堆的核物理基础（6学时）
1. 什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？
核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少；3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很
长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性，需要妥善保存；2）裂变产物带
有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）
需要考虑排除剩余发热。
2. 核反应堆的定义。核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型
的核反应堆？
核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
3. 核素：具有确定质子数Z 和核子数A 的原子核。
同位素：质子数Z 相同而中子数N 不同的核素。
同量素：质量数A 相同，而质子数Z 和中子数N 各不相同的核素。
同中子数：只有中子数N 相同的核素。
原子核能级：最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态。激发态是不稳定的，
会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量。
4. 原子核的衰变。包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定
义；理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能
力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变，称为放射性同位素。
核衰变：有些元素的原子核是不稳定的，它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子
核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数：它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，
标志
着衰变的快慢。
半衰期：原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
5. 结合能与原子核的稳定性。包括：质量亏损、结合能和比结合能的定义；理解释放
能量的两种途径。
质量亏损：核子（质子和中子）结合构成原子后总质量减少。
结合能：根据爱因斯坦质能公式，原子核形成过程中，质量减少了，减少的质量
必然以能量的形式放了出来，这种能量称为结合能。
比结合能：由单个核子（质子和中子）结合成该原子核时平均到每个核子所释放的能量。
释放核能的两种途径：轻核聚变；重核裂变
原因：相对于中等核来说，轻核和重核的比结合能较小；从比结合能定义，通过把结合能比
较小的核素变成结合能比较大的中等核，就能放出一些能量，这正是目前通过重核裂变成中
等核或轻核聚变成中等核等方式来利用原子核能的思路。
6. 中子与核发生相互作用。包括：理解特性；理解相互作用过程；熟悉作用最终结果；
熟悉核反应式表达形式；熟悉主要反应类型。
遵循的原则：核子数守恒，电荷数守恒，动量守恒，能量守恒（动能和质量能）
中子的特性：不带电荷，与原子核相互作用不存在库伦垒力，可与核直接作用
中子与核发生相互作用过程：势散射、直接相互作用、复合核的形成
中子与核相互作用最终结果分两大类：散射：弹性散射和非弹性散射；吸收：包括（n ，f ）；
（n ，γ）；（n ，α）；（n ，p ）等
核反应式表达形式：
主要反应类型：
弹性散射：靶核内能不变即基态，经典力学适用（动量和动能都守恒），热中子反应堆
内起主要作用，（n ，n ）
非弹性散射：靶核内能发生变化（动量守恒，动能不守恒），处在激发态上，并返回基
态，放出射线，阈能特点，（n ，n ’）
辐射俘获（包括共振吸收）：复合核退激过程
238U ＋n →239U →→239Pu ；232Th ＋n → 233Th →→233U ； （n ，γ）
放出带电粒子的反应： 10B ＋n →7Li ＋4He ；16O ＋n →16N+1H； （n ，α），（n ，
p ）
放出n 个中子的反应：（n ，2n ）， （n ，3n ）
裂变反应：
235U+n→236U*→A1X+A2X+vn；（n ，f ）
7. 核截面和核反应率。包括：微观截面、宏观截面、平均自由程、核反应率和中子通
量密度的定义并理解；掌握核反应截面随中子能量的变化规律。
微观截面：σ，表示平均一个入射中子与一个靶核发生相互作用的几率大小的一种
-282度量。单位通常为barn （靶），10m 。 -1-1宏观截面：；即核密度与该核的微观截面的乘积。单位m 。习惯用cm 。
3 物理意义1：表征一个中子与单位体积内（1m ）内的原子核发生核反应的平均
几率大小的一种度量。
物理意义2：一个中子穿行单位距离与核发生反应的几率大小的一种度量。
平均自由程：我们把宏观截面的倒数定义为平均自由程，记为λ。
物理意义：平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平均要走多长路程才与介质
的原子核发生一次相互作用。
截面随中子能量的变化规律：
1） 低能区（E
反比，亦称吸收截面的1/v区。
2） 中能区（1eV
这些峰一般称为共振峰。
3） 快中子区（E>10keV）, 截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量
变化也趋于平滑。
核反应率：单位时间内在单位体积内发生核反应的次数
。
其中，中子通量密度φ：单位体积中（1m 3）所有中子在单位时间（1s ）内飞行
的总路程。
8. 核反应的共振现象。包括：共振类型、特点和共振峰的典型参数；多普勒效应的定
义；共振的性质；
共振类型：俘获共振、散射共振、裂变共振
特点：重核在低能区和中能区就存在；前段可分辨，后段逐渐难分辨
共振峰的典型参数：共振能，峰值截面和能级宽度
多普勒效应：因靶核的热运动，本来具有单一能量的中子，从它与核的相互作用看，
与靶核的相对能量有一个范围展开，使共振峰展开而共振峰的峰值下降，称为多普
勒效应。
共振的性质：
靶核的温度上升，①共振峰进一步加宽和②降低峰值，称为多普勒展宽。 ③
积分值不变，即不随温度T 变化而变化。
9. 核裂变反应。包括：理解易裂变核和可裂变核；理解裂变截面（微观截面和宏观截
面）与哪些因素有关。微观裂变截面与哪些因素有关？掌握核反应堆内的主要放射性来源、
瞬发中子和缓发中子、有效裂变中子数，裂变中子的能量分布规律及平均能量，裂变能量种
类及可回收情况，反应堆功率和核裂变反应率的关系，停堆后的衰变热规律等。
易裂变核：吸收动能为零的中子后就可以裂变的核。如。
可裂变核：入射中子必须具有一定动能才能使之裂变的核，如。
宏观截面大小影响因素：入射中子能量，靶核类别，靶核温度，靶核密度。
微观截面大小影响因素：入射中子能量，靶核类别，靶核温度。
堆内的主要放射性来源：裂变产物的放射性衰变。
瞬发中子和缓发中子：
有效裂变中子数：表征燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数，称为有效裂变
中子数，用η 表示。
裂变中子的能量分布规律： 瞬发裂变谱：
瞬发中子的平均能量约为2MeV
裂变能量种类及可回收情况：
反应堆功率和核裂变反应率的关系:
反应堆热功率：＝R V 。
其中，R 为核裂变反应率。
停堆后衰变热功率:
1)部分裂变产物释放的缓发中子引起的核裂变产生的能量，只在停堆后几分钟内到几十分钟起作用。
2）裂变产物和中子俘获物进行放射性衰变，释放出能量，是反应堆剩余功率的
主要来源。
第二章 中子慢化和扩散（5学时）
1) 自持链式裂变反应的定义。从自持角度分析反应堆在哪些情况下分别属于哪几种状
态？
自持链式裂变反应：反应堆系统内发生的裂变反应在不依靠外界补充中子的情况
下，能持续一代一代地发展下去，这样的链式反应叫做自持链式裂变反应。
三种链式反应：
2) 中子循环的定义。中子消失的途径和位臵。
中子循环：就是指裂变中子经过慢化成为热中子，热中子击中燃料核引发裂变又放
出裂变中子这一不断循环的过程。
中子消失的途径和位置：
3) 在热中子反应堆中，中子的增减和平衡主要有哪些过程。
增加过程：
1）U-238的快中子增殖
2）U-235的热中子裂变
减少过程：
1） 慢化剂和结构材料等物质的辐射俘获。
2） 慢化过程中的共振吸收。
3） 中子的泄漏。包括：
①慢化过程中的泄漏。P f
②热中子扩散过程中的泄漏。P t
4) 六个因子的定义。四因子和六因子公式。
快中子倍增系数ε：由一个初始裂变中子所得到的，慢化到U-238裂变阈能以下的
平均中子数。
逃脱共振几率P ：慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。
快中子不泄漏几率Pf ：快中子没有泄漏出堆芯的几率。
热中子不泄漏几率PT ：热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。
热中子利用系数f:(燃料吸收的热中子数)/（被吸收的全部热中子数，包括被燃料，
慢化剂，冷却剂，结构材料等所有物质吸收的热衷子数）
有效裂变中子数η：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。 四因子公式：＝εPf η
六因子公式：K ＝εPf ηPFPT
5) 慢化过程的定义。包括哪两种散射，特点是什么？堆内主要的散射是哪种？
慢化过程:中子由于散射（包括弹性和非弹性）碰撞而降低速度的过程叫做慢化过
程。
弹性散射特点：此过程中，系统动能和动量均守恒。碰撞后中子因把自己一部分动
能传递给介质核而减速，运动方向也发生变化。
非弹性散射：该反应是阈能反应。过程中动能不守恒，动量守恒。为几千伏以上能
量的中子与质量数较大的铀，铁等介质核相互作用而慢化的主要机理。
堆内主要的慢化过程是弹性散射。
6) 理解弹性散射后的能量变化情况和规律。
7) 对数能降、对数能降增量和平均对数能降增量的定义。
对数能降：中子在慢化过程中能量的减少可以用一个无量纲量u 来表示，它的定义为，u ＝
㏑(E0/E);其中E 0是由裂变产生的中子的平均能量，一般取10MeV 。E 为慢化后的中子能量。
对数能降增量：u2－u1＝㏑(E0/E2)－㏑(E0/E1)＝㏑(E1/E2)
平均对数能降增量：在中子慢化的过程中，每次碰撞中子的自然对数减少的平均值
叫做每次碰撞的平均对数能量减小，记做ξ。
8) 试尝试计算裂变中子在与各种核的碰撞过程中，平均经过多少次碰撞成为热中子。
N ＝㏑(E0/E)/ ξ；其中N 为中子从初始能量慢化为热中子所需的平均碰撞次数；
9)
剂。
E0是由裂变产生的中子的平均能量，一般取2MeV ；E 是热中子的能量，一般取0.0253eV ；ξ为要求的各种核素的平均对数能降增量, 只与质量数A 有关，与能量无关。对于氢核，N ＝18；石墨，114；铀－238，2172。 慢化能力和慢化比的定义。试解释为什么压水堆电站一般采用轻水为慢化剂和冷却
慢化比：任何一种核素，除了散射中子，也会吸收中子。如果其吸收截面过大，
会引起堆内中子的过多损失而不适合作为慢化剂。因此另外定义下面一个量称为慢化比：
10) 无限均匀介质内的中子慢化能谱符合什么规律，一般反应堆中中子能谱可由哪三部
分组成？
无限均匀介质内的中子慢化能谱在慢化区符合1/E分布。
一般反应堆中中子能谱：
1） 热中子区：Maxwell ，麦克斯韦谱
2） 慢化区：1/E谱或费米谱
3） 快中子区：裂变谱
11) 中子的平均寿命一般多大？
中子的平均寿命为慢化时间和扩散时间之和。
热堆：主要由扩散时间确定，约为10-4s 。
快堆：主要是慢化时间中的一部分，约为10-7S 。
12) 中子年龄、慢化长度、徙动长度、徙动面积、扩散长度的定义或物理意义是什么？
中子年龄τ：无限介质点源发出的中子从源点慢化至年龄等于U 或E 所穿行的直线
距离均方值的六分之一。
注：并不具有时间的意义，它仅是一个空间上的意义。
慢化长度：由于中子的费米年龄与慢化过程中所移动的均方距离有关，因此称费米
年龄的平方根为慢化长度。
徙动长度M ：
2；M 越大，中子不泄漏几率PL 便越小。 徙动面积：扩散面积（L ）与中子年龄（τ）之和，是中子由作为快（裂变）中子
产生出来，直到它成为热中子并被吸收所穿行直线距离的均方值的六分之一（点源
情况）。
；式中r s 是快中子自源点慢化到热中子时所
穿行的平均直线距离，r d 是中子成为热中子点起到被吸收为止所穿行的平均
直线距离。 扩散长度：；物理意义可以理解为热中子扩散长度的平方等于热中子从产
生点（源点）到被吸收点的均方飞行距离的六分之一。
13) 什么是扩散近似？请写出单速中子扩散方程
和稳态下的单速中子扩散方程。什么是斐克定律和扩散系数，并请写出表达式。请写出非增
殖介质的稳态中子扩散方程。
中子扩散方程：不考虑中子运动方向后简化的中子输运方程称为扩散方程。
扩散近似：假定反应堆内中子在介质核上的碰撞散射是杂乱无章且各向同性的（中
子沿各个方向运动散射出来的中子数相等），满足分子扩散的斐克定律。
不同假设条件下有不同的方程，每项的物理意义。 单速中子扩散方程：
稳态下的单速中子扩散方程：稳态意思是中子通量密度不随时间变化。即上式等号
右边项为0。
斐克定律：中子流密度J 正比于负的中子通量密度梯度。也可表示成
式中J 为中子流密度：单位时间内穿过与流动方向垂直的单位表面面积的净中
子数；矢量，单位：n/cm2/s。
D 为扩散常数，单位cm 。
a ．
b ． 若介质为弱吸收，散射各向同性。 考虑中子与介质散射各向异性后，近似修正为
非增殖介质的稳态中子扩散方程：
14) 扩散方程求解的边界条件有哪些？
第三章 核反应堆临界理论（5学时）
1) 什么是均匀裸堆？什么是单群？
均匀裸堆：是指燃料和慢化剂等一切材料都是均匀混合的无反射层的反应堆。
单群：是指认为反应堆中所有的中子都具有相同的能量，列为一群。
2) 临界扩散方程和普通扩散方程的差别，无增殖介质和带增殖介质的扩散方程的差别。 临界扩散方程： 普通扩散方程：
差别：临界扩散方程描述的是稳定状态，中子通量密度不随时间变化。
无增殖介质和带增殖介质的扩散方程的差别：
带增殖介质的扩散方程有中子源项，而无增殖介质的扩散方程没有。
3) 材料曲率和几何曲率的表达式。这两者在什么情况下使得反应堆处于哪种状态？ 材料曲率： 几何曲率：
； ；
4) 一维无限平板、有限高圆柱形、长方体的均匀裸堆的几何曲率和中子通量密度分布表达式。
无限平板：尺寸，厚a ；几何曲率;
中子通量密度分布φ＝Acos （πx/a）
长方体：尺寸，a*b*c；几何曲率
中子通量密度分布φ＝Acos （πx/a）cos （πy/b）cos （πz/c）
有限高圆柱形：尺寸，半径R ，高H ；几何曲率
中子通量密度分布φ＝AJ0（2.405r/R）cos （πz/H）
5) 充分理解临界条件的表达式。P87例题。 临界条件： k ¥=1? k ¥P L 221+M B g 1
热中子不泄漏几率：
P L =S a f 中子吸收率＝=中子吸收率＋中子泄漏率S a f +D 裇2f S a f 1 =222f +DB f 1+L B a g g
6) 什么是反射层节省？反射层的部分性质。反射层的作用有哪些？
反射层节省δ：当反应堆芯部周围有了反射层后，反应堆的临界体积（或尺寸）比裸堆的临界体积（或尺寸）减小了。芯部临界尺寸的减少量就称之为反射层节省。 反射层的部分性质：
1）当反射层较薄时，反射层节省等于反射层厚度；
2）当反射层节省δ达到一个常数值（大约等于中子在反射层中的扩散长度）后，就不再与反射层厚度有关。即使再增加反射层厚度，也不会使反射层节省增加。 反射层的作用:1)减少燃料装载量或缩小活性区尺寸。
2）展平热中子通量密度分布。
3）提高反应堆的平均输出功率。
4)屏蔽堆内各种射线。
7) 分群理论中是如何分群的？群常数是如何计算的？多群中子扩散方程各项的物理意义是什么？
-∇D g ∇φg (r ) +∑r , g φg (r ) = χg ∑g ' →g φg ' (r ) +∑k g ' =1G g ' ≠g ∑(υ∑f ) g ' φg ' (r ) g ' =1G
第一项是第g 群中子从反应堆中泄漏出去的损失项；
第二项是经吸收或散射而从第g 群中移出的损失项；
第三项是从除第g 群外的其他群中子经碰撞后到达第g 群的产生项；
第四项是所有群的中子引发核裂变后产生的中子能量在第g 群的中子数（产生项）；
8) 非均匀栅格中各群中子通量密度是如何分布的？各群中对哪些因子起作用，起什么样的作用？非均匀核反应堆有哪些优点？
热中子群：使热中子利用系数f 变小。
共振中子：使逃脱共振几率P 增加。
快中子：使快中子倍增系数ε增加。
非均匀核反应堆的优点：
1） 有效提高中子的逃脱共振吸收几率，从而提高系统的无限增殖系数。
2） 在非均匀栅格内，裂变中子是在燃料块内产生的，这增加了它与U －238核碰撞的几率。因此，与均匀系统相比，快中子倍增效应有所增加。
3） 可以提供独立的冷却剂通道，把反应堆热量按照要求排出堆外。 9) 理解最优栅格，慢化不足和过慢化，以及加入冷却剂中加入硼酸对keff 及最优栅格位臵的影响？
在非均匀反应堆中，燃料和冷却剂（或慢化剂）的布置得到的k ∞为最大的栅格称为最优栅格，主要指标是NH/NU比。在比最优栅格小的NH/NU比时的栅格称为慢化不足，或欠慢化；另一个方向，为过慢化。
冷却剂中加入硼酸使得keff 下降，由于f 和p 的影响，最优栅格位置会向NH/NU比变小的方向移动。 10) 理解压水堆中主要有哪些展平中子通量密度分布的措施？ 1）堆芯燃料分区布置； 2）可燃毒物的合理布置； 3）采用化学补偿溶液； 4）束棒控制；
5）采用径向和轴向反射层； 6）采用最佳提棒方式；
7）避免大量控制棒插入中心平面运行；
8）控制棒提升需要保证对功率分布扰动最小； 第四章 反应性随时间的变化（4学时） 1) 反应性的定义。有哪些单位？反应性的值代表哪些反应堆状态？ △k/k;pcm;倒时，β等；次临界、临界、缓发临界、瞬发临界、瞬发超临界 2) 对压水堆而言，主要有哪几种效应，如何定义的。 温度效应，中毒效应，燃耗效应
因为堆芯温度变化引起的反应性效应，称为温度效应； 因为核毒物俘获中子而引起的反应性减小，称为中毒效应；
因为燃耗而引起的核燃料减小，导致反应性下降的效应，称为燃耗效应。 3) 毒物产生的反应性效应（毒性）的表达式及物理意义。
∆ρ≈-
t
∑ap
∑T af
；分母表示所有原燃料的全部吸收的宏观截面，分子表示全部（或某种）毒
物的全部吸收的宏观截面。
4) 核密度随时间变化的微分方程式。
dN A
=λC N C +N B σB φ-λA N A -N A σA φ，各项的物理意义是。 dt
5)
反应堆启动、变功率和停堆后氙毒随时间的变化规律。
6) 碘坑现象及形成原因。 1) 反应堆在某一功率下运行较长时间后，氙135的衰变和俘获反应的消失速度与生成速度相等，即与碘135的衰变速度相等，碘135和氙135都达到了平衡状态。 2) 此时停堆（降功率），氙的俘获反应不再发生（或减小），氙的消失途径只能（或主要）通过衰变消失，而碘也不再生成（或生成速度减小），因为碘的半衰期小于氙的半衰期，即单位时间内的由碘生成氙的速度大于氙的衰变消失的速度，因此，氙的浓度比停堆时的浓度呈上升趋势。 3) 因为反应堆已停堆（或降功率），碘不再生成（或生成速度变小），因此氙的浓度在达最大值开始下降，直至衰变到很少（或到达新的浓度，比原功率下小）。 4) 氙起到吸收中子的作用，因此，反应性变化上体现出碘坑。 7) 氙振荡的危害、产生条件及克服方法。
氙振荡的危害是：引起局部功率上升，使燃料元件局部过热，导致燃料元件的损害；堆内温度场交替上升，加速堆内材料的应力破坏。
反应堆尺寸较大；通量密度较高；对热中子通量密度有显著的扰动。 大的负温度系数；移动控制棒加以补偿。 8) 反应堆启动和停堆后的钐毒变化趋势。
9) 燃耗深度、卸料燃耗和平均卸料燃耗的定义。 单位质量核燃料所发出的总能量； 从堆芯中卸出燃料所具有的燃耗；
从堆芯中卸出一批燃料所具有的平均燃耗； 10) 转换比或增殖比的定义。
产生的易裂变核数与消耗的易裂变核素之比；当大于1时，称为增殖比。
第五章 温度效应和反应性控制（4学时）
1) 反应堆的温度效应的定义；主要由哪几种原因造成？
堆芯材料密度的变化；引起中子温度的变化；铀核共振吸收的变化。
2) 什么是燃料温度系数？燃料温度变化时主要影响六因子中的哪些因子，其与燃料温度的变化关系怎样（“面子工程” 燃料温度变化1K 时所引起的反应性变化；p
3) 什么是慢化剂温度系数？慢化剂温度变化时主要影响六因子中的哪些因子，其与水铀比的变化关系怎样，与燃耗的变化关系怎样？
慢化剂温度变化1K 时所引起的反应性变化：慢化剂温度上升时，η下降（U238吸收增加，U5吸收裂变比增加）；f 上升；p 下降（慢化能力变小，谱变硬）；PL 下降（N 下降，慢化长度和扩散长度下降）；
慢化不足时，肯定下降；过慢化时，上升；
4) 反应堆温度系数与反应堆稳定运行的关系？
5) 空泡系数和功率系数的定义。功率亏损现象。 堆芯内蒸汽体积含量变化1％所引起的反应性变化； 反应堆功率增加1MW 或1％所引起的反应性变化；
反应堆功率增加时，反应性下降；注意在反应堆降功率时，引入正反应性。
6) 了解影响反应堆反应性变化的因素有哪些？反应性控制任务有哪些？反应性控制的原理有哪些？R =
å
i
N i s i (E ) f k 。压水堆反应性控制方法是什么？
硼浓度；温度（燃料和慢化剂）；毒物氙135和钐149；控制棒位臵的变化；燃料的燃耗；可燃毒物的燃耗。
紧急控制；功率调节；补偿控制。
改变吸收；改变慢化性能；改变燃料含量；改变中子泄漏。 控制棒、固体可燃毒物棒和硼酸三种控制方式相结合。
7) 反应堆在启动过程、长期运行过程中是如何控制调节反应性的？（了解）
8) 控制棒在反应堆内对中子通量分布有何影响？控制棒的积分价值和微分价值定义，有什么特点？控制棒的干涉效应。
一根（或一组）控制棒插入堆芯时，所控制的反应性； 一根（或一组）控制棒单位长度所控制的反应性；
9) 卡棒准则、停堆深度的定义。 卡棒准则：反应堆在任何工况下，当一束反应性价值最大的控制棒在堆芯顶部被卡住而不能下插时，也能实现反应堆冷态停堆。
停堆裕度：假定最大价值的一束控制棒卡在堆外，其余所有控制棒全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界的反应性总量称停堆裕度，或称停堆深度。 10) 可燃毒物有哪两种布臵方式，哪种布臵方式好，为什么？ 均匀布臵和非均匀布臵，非均匀布臵好； 引入的反应性变化变化量小。
11) 使用化学补偿容易的优点是什么，缺点是什么？
对反应堆的影响较为均匀，有利于降低功率峰因子，提高堆的平均功率；可根据需要进行调节；不占栅格，不设驱动机构，简化堆的结构，提高经济性。
响应慢；可能出现正的温度系数。
12) 为了保证慢化剂温度系数，是否控制硼酸浓度。 需要控制。
第六章 核反应堆动力学 (4学时)
1) 裂变过程中释放的中子可以分为两类，哪两类？ 瞬发中子和缓发中子，时间特性。
2) 中子的平均寿命和堆内中子平均寿命的定义。
裂变中子在无限介质内经历慢化、扩散直至被吸收所经历的平均时间； 裂变中子在反应堆内经历慢化、扩散直至被吸收所经历的平均时间； 两者之间的关系。
3) 不考虑缓发中子和考虑单组缓发中子时，反应堆功率与keff 或反应性的关系
主要问题在瞬发中子的平均寿命上。10－4s 到0.1s 。
4) 反应堆的周期和倍周期
反应堆功率上升e 倍所经历的时间； 反应堆功率上升一般所经历的时间；
5) 缓发中子份额和总份额
第i 组缓发中子占中子（瞬发中子和缓发中子）的比例； 所有组缓发中子份额之和。
6) 临界、缓发临界、瞬发临界和瞬发超临界，对应的keff 或反应性多大
7) 倒时方程（是反应堆周期和引入反应性之间的关系）
第七章 堆芯燃料管理（2学时） 1) 核燃料循环的定义。
铀矿的开采，燃料元件制备，燃料在反应堆内的“燃烧”，直到从卸料元件中回收燃料这样一个全过程。
2) 堆芯燃料管理的最终目标是什么？
在保证安全的前提下，提高经济性（提高燃料的使用效率，降低核电厂的燃料成本）；
3) 换料周期和循环长度的定义 两次停堆换料之间的时间间隔。
通常以等效满功率天（EFPD ）来表示核电厂一个运行循环所经历的运行时间。
4) 换料方式有哪两种？ 不停堆连续换料，停堆换料
5) 有几种装料方案，特点是什么？ 均匀装料：
寿期初功率峰因子过大，限制功率输出；寿期末功率分布理想，但已得换料。
内外装料：
• 新燃料在最中心，燃耗高的在外层，中子泄漏少，燃料价值高；反应堆的压力容器的快中子辐照损伤小；
• 堆芯中央的中子通量密度和功率最高，功率分布不均匀因子大；
外内装料：
堆内功率分布均匀；中子泄漏损失大，影响剩余反应性；对压力壳辐照损伤大；
外内交替装料：
• 与外内换料相比：
– 降低了全堆和局部功率峰因子； – 换料量减小； – 平均燃耗较深
低泄漏装料：
减小中子泄漏，燃料利用率高，延长堆芯寿期；
快中子泄漏减少，降低了压力壳的辐照损伤，延长使用寿命； 功率峰峰值可能在任何时候出现，需要进行仔细计算； 为降低功率峰值，增加可燃毒物后，有一定的反应性惩罚。
第八章 反应堆启动中的物理问题（2学时）
1) 反应堆处于次临界状态，堆内有外加中子源，中子密度的变化情况。
S 0
N =
1-k eff
2) 1/M外推法的原理及外推曲线凹凸的安全性。 计数率与控制棒棒位的关系
3) 向临界过渡中的安全要求
• 试验程序需经过安全当局审查批准；完善的操作规程和详细明确的岗位； • 为克服测量装臵的盲区，可安装专门的监测装臵； • 引入外加中子源，向临界过渡，外推曲线不能为凸； • 向临界过渡过程中，反应性添加量1/3~1/2。 • 接近临界时，反应性的添加量每次不得超过2×10-4/s； • 很接近临界后，方可由次临界向临界过渡； • 引入正反应性时，单一方法原则；
• 反应堆功率上升速度不能太快，即反应堆功率上升周期小于26s （1DPM ）； • 逼近临界时，防止一回路平均温度变化； • 硼浓度稀释后（尤其防止正慢化剂温度系数），用控制棒外推临界。