反应堆物理分析 CHAPTER 2-1

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核反应堆物理分析--考试重点复习资料及公式整理

核反应堆物理分析--考试重点复习资料及公式整理

核反应堆物理复习分析资料整理中子核反应类型:势散射、直接相互作用、复合核的形成微观截面:一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率,或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。

宏观截面:表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率。

中子通量:表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。

核反应率:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。

多普勒效应:由于靶核的热运动随温度的增加而增加,所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加,同时峰值也逐渐减小,这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。

截面随中子能量的变化规律:1)低能区(E<1eV),吸收截面随中子能量减小而增大,大致与中子的速度成反比,亦称吸收截面的1/v区。

2)中能区(1eV<E<10keV),在此能区许多重元素核的截面出现了许多峰值,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。

中子循环: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。

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。

快中子不泄漏几率Vs:快中子没有泄漏出堆芯的几率。

热中子不泄漏几率Vd:热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。

四因子公式:=εPfη六因子公式:K=εPfηVsVd直接相互作用:入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞,使其从核里发射出来,而中子却留在了靶核内的核反应。

中子的散射:散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。

非弹性散射:中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核,然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。

核反应堆物理分析课后习题参考答案

核反应堆物理分析课后习题参考答案

2-1.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 σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(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 a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=2-2.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 σ=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 ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯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 σ-∑=⨯=⨯=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 -∑=∑+∑+∑=P35 ,第6题1171721111PV V 3.210P 2101.2510m3.2105 3.210φφ---=∑⨯⨯⨯===⨯∑⨯⨯⨯⨯P35 ,第12题每秒钟发出的热量: 69100010 3.125100.32PTE J η⨯===⨯每秒钟裂变的U235:109193.12510 3.125109.765610()N =⨯⨯⨯=⨯个运行一年的裂变的U235:1927'N T 9.765610365243600 3.079710()N =⨯=⨯⨯⨯⨯=⨯个 消耗的u235质量:27623A (1)'(10.18) 3.079710235m A 1.422810g 1422.8kg N 6.02210N α++⨯⨯⨯=⨯==⨯=⨯ 需消耗的煤: 9967E'110365243600m 3.398310Kg 3.398310Q 0.32 2.910⨯⨯⨯⨯===⨯=⨯⨯⨯吨2-3.为使铀的η=1.7,试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。

核反应堆物理分析修订版(课后习题答案)

核反应堆物理分析修订版(课后习题答案)
2
由于外推距离很小可以忽略,可以只考虑堆体积内的吸收反应率: Ra

a
( x , y , z ) dxdydz
2a
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
0 .274 3 10 17 ( 1 .55 10 s
19 1

)3
(
a a ) 2 2
3-9,解:根据课本中(3-23)式和(3-24)式得:
第一章 核反应堆的核物理基础
1-2,解: 235U 单位体积内的原子核数:
N 235U 19.05 106 6.02 1028 4.88 1028 m 3 , a, 235U 680.9 10 28 m 2 235
通过以上方法求,也可以查附录 3 得:
H 2 O 单位体积内的分子数: N H 2O 3.34 10 28 m 3 , a, H 2O 0.664 10 28 m 2 ;
当 A>10 时
( A 1) 2 A 1 ), ln =1+ ln ( 1 A 1 2A
2

2 A 3
所以 H =1+
( A 1) 2 A 1 ) 1, ln ( 2A A 1
2 2 A 3
=0.12。
H O =
2
2 H H O O 0.57。 2 H O
293 ( TM 为介质的温度 570 K ) 6.1m 1 , TM
计算此反应堆的慢化能力:
S N H O ( S ) H O N Al ( S ) Al N
2 2
235
U
( S )U 1.16m 1
课本中(2-79)中子温度: Tn TM (1 C

反应堆物理分析第二章作业

反应堆物理分析第二章作业

解:(a)1.径向中子通量密度平均值与径向中子通量密度最大值 之比:
1
R
(r,
z)dr
(r) max(r)
R
0
(r ' )
(1)
由: (r, z) 0
r
(2)
求出r’ r’为φ(r)的极大值点
0阶第一类Bessel函数:
J 0
(x)
k 0
( x2 4 )k k!(k 1)
由于题中 x 2.405 r R
取r的最大值R,并且足够大,这里取x=2代入Bessel函数中,得到 0阶Bessel函数的前4项的图像
Bessel函数前4项图像
在图中可以看出当k=3时,函数值已经非常的小了,并且后面的 项很快收敛到0,因此我们取前4项即可(误差计算此处并不给出)
因此
J 0 ( x)
1 (1)
x2 4
(2)
x4 16
2(3)
x6 64
6(4)
查表或者自行计算得到Γ(1,2,3,4)的值为(1,1,2, 6)代入上式,并且令x=(2.405r/R)得到:
J 0 (r)
1
5.78r 2 4R2
33.45r 4 64 R4
193 .5r6 2304 R6
将J0代入φ(r,z)并利用(2)求出极大值点r’
(r ,
(r,
z
)
1016
cos
z
H
J
0
2.405 R
r
中子
/
米2秒
其中,H,R为反应堆的高度和半径(假设外推距离可略 去不计)。试求:(a)径向和轴向的平均中子通量密度 和最大中子通量密度之比;(b)每秒从堆侧表面和两个 断面泄漏的中子数;(c)设H=7米,R=3米,反应堆功率 为10兆瓦,σf5=410靶,求反应堆内U-235的装载量。

核反应堆物理分析

核反应堆物理分析

核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的关键。

核反应堆的反应率、安全性
和经济性等特性都取决于其物理分析的结果。

核反应堆物理分析是一个复杂的系统,它包
括核反应堆热工特性分析、核反应堆稳定性分析、核反应堆安全适当性分析、核反应堆堆
芯及附件物理分析等多个方面的物理分析。

核反应堆热工特性分析是核反应堆的基础物理分析,它是核反应堆经济性、安全性及
其对外界的影响等物理数据的基础。

核反应堆热工特性分析主要包括核反应堆内部热载荷
分析、核反应堆内部温度场分析、核反应堆内部流场分析、核反应堆内部气体场分析、核
反应堆外部热载荷分析等。

核反应堆稳定性分析是核反应堆安全性的重要保障,根据核反应堆稳定性分析的结果,可以判断核反应堆的安全性。

核反应堆稳定性分析的主要内容包括核反应堆内部稳定性分析、核反应堆外部稳定性分析、核反应堆程控反应堆稳定性分析等。

核反应堆安全适当性分析,主要是对核反应堆安全性进行全面分析,对核反应堆的设计、建造和运行都有重要的指导作用。

核反应堆安全适当性分析的主要内容包括核反应堆设计安全性分析、核反应堆安全性实验分析、核反应堆安全性实验扩展分析等。

核反应堆堆芯及附件物理分析,是对核反应堆堆芯及附件的物理结构和性能进行全面
分析,它是核反应堆安全性和可靠性分析的重要基础。

核反应堆堆芯及附件物理分析的主
要内容包括核反应堆堆芯及附件材料物理分析、核反应堆堆芯及附件结构及性能分析等。

核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的重要组成部分,它是核反应堆安全
性及其经济性的重要保障。

核反应堆物理分析的结果可以为核反应堆的设计和运行提供重
要的参考和指导。

核反应堆物理分析课后习题参考答案

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 σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(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 a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=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 σ=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 ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯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 σ-∑=⨯=⨯=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。

核反应堆物理分析习题答案 第二章

核反应堆物理分析习题答案 第二章

1、 H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面似为常数,分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 所需要的碰撞次数。

解:不难得出,2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系: 222H O H O H H O O σξσξσξ⋅=⋅+⋅即2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+⋅=⋅+⋅2(2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=⋅+⋅+查附录3,可知平均对数能降: 1.000H ξ=,0.120O ξ=,代入计算得:2(220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=⨯⨯+⨯⨯+=可得平均碰撞次数: 221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H ON E E ξ===≈2.设()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。

假定在C 系中散射是各向同性的,求()f d υυυ''→的表达式,并求一次碰撞后的平均速度。

解: 由: 212E m υ'=' 得: 2dE m d υυ'=''()(1)dE f E E dE Eα'→''=-- E E E α≤'≤()f d υυυ''→=22,(1)d υυαυ''-- υυ'≤()f d υυυυυ='→'' 322(1)3(1)υαα=--6.在讨论中子热化时,认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能c E 以上能区的中子,经过弹性散射慢化二来的。

设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布,试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区,(1)散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;(2)散射到能量区间1gg g E E E -∆=-的中子数g Q 。

核反应堆物理分析习题答案-第二章

核反应堆物理分析习题答案-第二章

1、 H 和O 在1000到1能量范围内的散射截面似为常数,分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以与在2H O 和中子从1000慢化到1所需要的碰撞次数。

解:不难得出,2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系:222H O H O H H O O σξσξσξ⋅=⋅+⋅即2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+⋅=⋅+⋅2(2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=⋅+⋅+查附录3,可知平均对数能降: 1.000H ξ=,0.120O ξ=,代入计算得:2(220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=⨯⨯+⨯⨯+=可得平均碰撞次数:221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H ON E E ξ===≈2.设()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。

假定在C 系中散射是各向同性的,求()f d υυυ''→的表达式,并求一次碰撞后的平均速度。

解: 由: 212E m υ'='得:2dE m d υυ'=''()(1)dE f E E dE Eα'→''=-- E E E α≤'≤()f d υυυ''→=22,(1)d υυαυ''-- υυ≤'≤()f d υυυυυ='→''322(1)3(1)υαα=--6.在讨论中子热化时,认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能cE 以上能区的中子,经过弹性散射慢化二来的。

设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布,试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区,(1)散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;(2)散射到能量区间1g g g E E E -∆=-的中子数g Q 。

核反应堆物理分析 第2章

核反应堆物理分析 第2章

E2
使中子能量由2 MeV慢化到0.0253 eV时分别所需要的与H核、 石墨核以及235U核的平均碰撞次数为:
H 1
因此
C 0.158
U 0.0084
Nc,H 18 Nc,C 115 Nc,U 2164
第十页,共23页。
2.1.4 平均散射角余弦
在质心系中中子每次碰撞平均散射角余弦为:
u u u ln E0 ln E0 ln E
由(2-14)式可知,一次碰E撞 最大E的对数E能 降为
umax
ln 1
第八页,共23页。
在研究中子的慢化过程时,有一个常用的量,就是每次 碰撞中子能量的自然对数的平均变化值,叫做平均对数能降
ln E ln E ln E u
在质心系内各向同性的情况下:
的减小而增大,靶核的质量越小,中子散射后各向异性
(向前运动)的概率就越大。
第十二页,共23页。
2.1.5 慢化剂的选择
反应堆中要求慢化剂具有较大宏观散射截面Σs和平均对
数能降ξ 。通常把乘积ξΣs叫做慢化剂的慢化能力。
我们还要求慢化剂有较小的吸收截面,定义ξΣs / Σa 叫做慢化比。
慢化剂
H2O D2O Be 石墨
E
E
(ln E ln E) f (E E)dE
E ln E
dE
E
E E (1 )E
积分后可得:
1
1
ln
1
( A 1)2 2A
ln
A 1 A1
当 A > 10
2 A
2
3
第九页,共23页。
如用Nc 表示中子从能量E1 慢化到能量E2平均碰撞次数,则
E
ln

核反应堆物理分析概况课件

核反应堆物理分析概况课件

秦山核电站
大亚湾核电站
核反应堆物理分析概况
田湾核电站
核反应堆系统
核反应堆物理分析概况
核反应堆系统: 一回路系统
核反应堆物理分析概况
核反应堆堆本体
核反应堆物理分析概况
核电站会不会像原子弹那样爆炸?
• 核燃料的有效成分为235U或239Pu,而235U或 239Pu同样是原子弹的核炸药
??那核电站会不会像原子弹那样爆炸??
核反应堆物理分析概况
课程主要内容
第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数 计算 (扩散方程空间变量处理) 第七章 反应性随时间的变化 (扩散方程时 间变量处理:缓慢变化) 第八章 温度效应和反应性控制(基本概念)
第九章 核反应堆动力学(扩散方程时间变 量处理:快速变化)
核反应堆物理分析概况
• 核心内容:
世界核电站一览表
核反应堆物理分析概况
中国核电站一览表
核电站名称
广东大亚湾核电站 广东岭澳核电站 广东岭澳核电站 广东阳江核电站 辽宁红沿河核电站 福建宁德核电站 浙江秦山一期核电站
• 核反应堆物理的基础:扩散理论/扩散方程(输运理论/输 运方程) + 临界理论
• 能量变量:分群理论 • 空间变量:栅格的非均匀效应与均匀化群常数计算 • 时间变量
• 反应堆动态学(反应性/功率随时间缓慢变化) :燃耗、裂变产物 中毒
• 反应堆中子动力学(反应性/功率随时间快速变化):反应堆动力 学模型(考虑缓发中子效应)
核反应堆物理分析概况
Nuclear reactors under construction and about to start construction
Plant
Lingao-2 (units 3 & 4) Qinshan 4 (units 6 & 7) Hongyanhe 1

华北电力大学 核反应堆物理分析 第2章-中子慢化和慢化能谱

华北电力大学 核反应堆物理分析 第2章-中子慢化和慢化能谱

对于氢核:A=1,
从中子慢化的角度看,应当采用轻核元素作慢化剂
17
3. 弹性散射过程中能量的分布
前已述,散射后中子能量损失与散射角θ 有关。
当散射角为0时,能量损失最小, 当散射角为π时,能量损失最大。
1 E ' [(1 ) (1 ) cos c ] E 2
下面推导弹性散射后中子能量分布的更易 于使用的形式。
'
22
1 f (E E' ) E (1 )
习惯上,符号反过来写:
1 f (E' E) E ' (1 )
分布函数是常数,散射中子在它们的分布 能区内均匀分布。
23
能量均布定律:
dE f ( E ' E )dE = E '(1 )
24
映 射
质心系中散射中子的各向同性分布
等价于 实验室系中散射中子能量均布。
25
例 题
• 初始能量为1MeV的中子与氢原子核发生弹 性散射,试计算散射后中子能量小于1keV 的概率。 • 如果上述中子是与氘原子核发生弹性散射, 散射后中子能量小于1keV的概率是多少?
26
答:分别是0.1% 和 0 对于氘
A-1 2-1 1 = = = A+1 2+1 9
18
实验表明:中子能量小于10 Mev时,其与核发
生的弹性散射在质心系中基本上是各向同性的。
即散射中子朝各个角度散射的概率相同,按立
体角的分布是球对称的,也就是在C系内,碰
撞后中子在任一立体角内出现的概率是均等的。
19
在C系内碰撞后中子散射角 在c附近dc内的概率:

核反应堆物理分析课后习题参考答案

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 σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(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 a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=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 σ=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 ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯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 σ-∑=⨯=⨯=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 -∑=∑+∑+∑=1-61171721111PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑⨯⨯⨯===⨯∑⨯⨯⨯⨯Q1-12题每秒钟发出的热量: 69100010 3.125100.32PTE J η⨯===⨯ 每秒钟裂变的U235:109193.12510 3.125109.765610()N =⨯⨯⨯=⨯个运行一年的裂变的U235:1927'N T 9.765610365243600 3.079710()N =⨯=⨯⨯⨯⨯=⨯个 消耗的u235质量:27623A (1)'(10.18) 3.079710235m A 1.422810g 1422.8kg N 6.02210N α++⨯⨯⨯=⨯==⨯=⨯ 需消耗的煤: 9967E'110365243600m 3.398310Kg 3.398310Q 0.32 2.910⨯⨯⨯⨯===⨯=⨯⨯⨯吨 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)。

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中子年龄
中子年龄表征的是中子的慢化过程。 中子年龄表征的是中子的慢化过程。 不具有时间量纲, 不具有时间量纲,而具有长度平方的量纲
r
2
∫ (τ ) =
V
r 2 (穿行r且 年龄慢化到τ的中子数)dV 总的 慢化中子数
r 2 (τ ) = 6τ
中子寿命中能量的变化
具有MeV能量 的裂变中子 与轻核的散射 共振吸收
热中子吸收或泄漏 核裂变
散射
弹性散射
反应前后系统动能守恒
非弹性散射
反应前后系统动能不守恒,部分转换成内能 反应前后系统动能不守恒,
非弹性散射为有阈反应,中子能量损失显著。 非弹性散射为有阈反应,中子能量损失显著。 反应堆内中子的慢化主要依靠弹性散射来实现。 反应堆内中子的慢化主要依靠弹性散射来实现。
中子慢化
裂变产生的中子具有很高的能量,平均约为 裂变产生的中子具有很高的能量, 2MeV,对于热中子反应堆, 2MeV,对于热中子反应堆,需要将中子慢化到 热能区域, 热能区域,中子由于散射碰撞而降低速度的过程 称为慢化过程 称为慢化过程。 慢化过程。 在热中子反应堆内, 在热中子反应堆内,中子的慢化主要靠中子与慢 化剂核的弹性散射。 化剂核的弹性散射。
∆Emin = Ei − Ef ,max = 0
平均能量损失
1−α ∆E = Ei − Ef = Ei 2
散射后中子能量的分布
f (θc )dθc表 C系 碰 后 子 射 在 c附 示 内 撞 中 散 角 θ 近 θc的 率f (E → E' )dE' 表示 撞 中 能 d 概 碰 前 子 量 E, 为 碰撞 后中 子能 E'附近 '内 概 , 量 dE 的 率 通 称f (E → E' )为散 常 射函 . 数
在具有相对较大ξ值 的介质中的慢化。 的介质中的慢化。
在具有相对较小ξ值的 介质中的慢化。 介质中的慢化。
用Nc表示中子从初始能量E1慢化到能量E2 表示中子从初始能量E 慢化到能量E 所需要的平均碰撞次数。则可以得到: 所需要的平均碰撞次数。则可以得到:
Nc = ln E1 − ln E2 = E1 ln E2
1
α
平均对数能降: 平均对数能降:
E dE' ξ = ∫ (ln E − ln E' ) f (E → E' )dE' = ∫ ln αE αE E' (1−α)E
E E
α ξ = 1+ ln α 1− 1 −α
当A>10时,可近似表示为: 时 可近似表示为:
ξ≈
2 2 A+ 3
慢化剂的选择
ξ
ξ
热能区 近似为介质的麦克斯韦分布 慢化区 1/E谱 1/E谱 高能区 U-235的裂变谱 235的裂变谱
高能区(E>0.1MeV) 高能区(E>0.1MeV) 中子从裂变产生尚未充分慢化, 中子从裂变产生尚未充分慢化,其能谱与裂变中 子谱非常近似。 子谱非常近似。 慢化区(1eV<E<0.1MeV) 慢化区(1eV<E<0.1MeV) 在弱吸收介质中, 在弱吸收介质中,这一能区内中子通量密度近似 于费米谱(1/E谱 于费米谱(1/E谱)
E −αE' φ dE' s (r, E' ) (r, E' ) (1−α)E'
dE∫ Σs (E' )φ(E' ) f (E' → E)dE'

E
稳态无限介质内中子的慢化方程: 稳态无限介质内中子的慢化方程:
Σt (E)φ(E) = ∫ Σs (E' )φ(E' ) f (E' → E)dE'+s(E)
能谱硬化的原因: 能谱硬化的原因: a.中子由高能向低能慢化,因此在能量较高的 a.中子由高能向低能慢化 中子由高能向低能慢化, 区域内中子数目相对要多。 区域内中子数目相对要多。 b.由于介质的吸收,一部分中子未达到热平衡 b.由于介质的吸收 由于介质的吸收, 就已经被吸收了, 就已经被吸收了,使得能量较低的中子份额 减小。 减小。
ξ
ξ
平均散射角余弦 u0
1 E' E' cosθl = ( A+1) − ( A−1) 2 E E Acosθc +1 = A2 + 2Acosθc +1 1 π 2 u0 = ∫ cosθl f (θl )dθl = 2 0 3A
慢化剂的选择
元素 H D Be C O U A 1 2 9 12 16 α 0 0.111 ξ 1.000 0.726
把裂变中子慢化至 1eV平均所需的碰撞 1eV平均所需的碰撞 次数
15 20 70 92 121 1700
0.640 0.207 0.716 0.158 0.779 0.120
238 0.983 0.0083
慢化剂的选择
慢化能力
ξΣs
慢化比
ξΣs Σa
慢化剂的选择
好的慢化剂要有高的 ξΣs , 还要有较大的慢 化比。 化比。 重水价格太昂贵 石墨慢化能力小, 石墨慢化能力小,体积庞大
若令
A −1 α = A +1
2
可得:
(1+α ) + (1−α ) cosθC Ef = Ei 2
平均能量损失
一次碰撞中中子最大可能损失的能量: 一次碰撞中中子最大可能损失的能量:
∆Emax = Ei − Ef ,min = (1−α)Ei
一次碰撞中中子的最小能量损失: 一次碰撞中中子的最小能量损失:
1 φ(E) = ξΣs E
热能区(E<1eV) 热能区(E<1eV) 该区内的中子称为热中子, 该区内的中子称为热中子,指的是中子与所在介 质的原子处于热平衡状态。 质的原子处于热平衡状态。类似于气体分子的热 运动速度,热中子能谱服从麦克斯韦运动速度,热中子能谱服从麦克斯韦-玻耳兹曼分 布。
能谱的“硬化” 能谱的“硬化”
f (E → E' )dE' = f (θc )dθc
系内, 在C系内,对于一般轻元素碰撞后中子的散射是 系内 各向同性的,所以有: 各向同性的,所以有:
dΩc 1 ϕ=2π f (θc )dθc = = ∫ϕ=0 sin θcdθcdϕ 4π 4π 1 ⇒ f (θc )dθc = sin θcdθc 2 dθc 2 同 有 时 =− dE' E(1−α) sin θc dE' 可 推 :f (E → E' )dE' = − 以 出 (1−α)E
∫ Σ (r, E' ) f (E' → E)φ(r, E' )dE
根据定义慢化密度等于E >E的所有能量中子慢化到 根据定义慢化密度等于E’>E的所有能量中子慢化到 E以下的中子数目总和,即: 以下的中子数目总和,
E sBiblioteka 0q(r, E) = ∫ dE' ∫ Σs (r, E' ) f (E' → E)φ(r, E' )dE
dE f (E'→ E)dE = − (1−α)E'
E E

0
q(r, E) = ∫
E
αΣ
E
上式给出了r处中子被慢化并通过某个给定能量E 上式给出了r处中子被慢化并通过某个给定能量E的 慢化率。 慢化率。 dE’能量间隔内中子每秒被散射到dE间隔的数目等于 dE’能量间隔内中子每秒被散射到dE间隔的数目等于
E0 u = ln E
•一次碰撞后对数能降增量为: 一次碰撞后对数能降增量为: 一次碰撞后对数能降增量为 E0 E0 E γ = ∆u = u'−u = ln − ln = ln E' E E' •一次碰撞后最大的对数能降增量为: 一次碰撞后最大的对数能降增量为: 一次碰撞后最大的对数能降增量为
∆umax = ln
q0 C φ(E) = = E ξΣs E
无限均匀介质(没有吸收)中中子的慢化 无限均匀介质(没有吸收)
q0 φ(E) = ξΣs E
E 在慢化过 程中, 程中,中 子要损失 同样能量 所需的碰 撞次数逐 渐增加。 渐增加。
φ(E)
1/E
E 在慢化能区,中子能谱近似 满足1/E分布,称1/E谱。
有共振吸收情况下中子的慢化
慢化能谱
慢化密度 q(r, E) :在r处,每秒每单位体积内慢化 以下的中子数。 到E以下的中子数。 单位体积内每秒发生散射的次数为:Σs (r, E' )φ(r, E' ) 单位体积内每秒发生散射的次数为: 散射函数表示能量为E 的中子散射后能量变为E 散射函数表示能量为E’的中子散射后能量变为E的 概率。因而在r处每秒每单位体积内能量为E 概率。因而在r处每秒每单位体积内能量为E’的中子 慢化到E以下的中子数为: 慢化到E以下的中子数为:

E
无限均匀介质(没有吸收)中中子的慢化 无限均匀介质(没有吸收)
如果我们只考虑慢化区内的弹性散射慢化问题, 如果我们只考虑慢化区内的弹性散射慢化问题, 中子慢化方程可以写为: 中子慢化方程可以写为:
Σt (E)φ(E) = ∫
其渐进解为: 其渐进解为:
E
α
E
Σs (E' )φ(E' ) dE' (1−α)E'
中子与静止的靶核发生散射的运动学
质心的速度为:
VCM 1 = (mv1 + MV1 ) (m + M)
如果在L系中靶核静止,则在C 如果在L系中靶核静止,则在C系中中子与 靶核的速度分别为:
vc = v1 −VCM A = v1 A +1
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