核反应堆物理分析 (谢仲生吴宏春张少泓著) 西安交大、原子能出版社课后答案1

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核反应堆物理分析 (谢仲生吴宏春张少泓著) 西安交大、原子能出版社课后答案4

3-1.某裂变堆，快中子增殖因数1.05，逃脱共振俘获概率0.9，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： 1.1127k pf εη∞==不泄漏概率：0.9520.940.89488s d Λ=ΛΛ=×=有效增殖因数：0.9957eff k k ∞=Λ=3-2.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H 2O 的ξ以及在H 2O 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 ∙ξOξH2O =（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(E 2/E 1)/ξH2O =ln(1000/1)/0.571=12.09≈12.13-3.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E c 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E c 以上能区，（1）散射到能量E （E<E c ）的单位能量间隔内之中子数Q(E)；（2）散射到能量区间ΔE g =E g-1-E g 内的中子数Q g 。

解：（1）由题意可知：()(')(')(')'cE s Q E E E f E E dE φ∞=Σ→∫对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为常数：/()(')(')'cE s E a Q E E f E E dE φ=Σ→∫在质心系下，利用各向同性散射函数：。

科学岛分院2019年博士研究生公开招考笔试科目及参考教材

科学岛分院2019年博士研究生公开招考
笔试科目及参考教材
一、英语（必考）
（一）参考教材
1、《博士研究生英语入学考试纲要》（中国科学技术大学出版社，2015年11月，陈纪梁编）；
2、《博士研究生入学考试英语试题及详解》（中国科学技术大学出版社，2015年11月，陈纪梁编）。

（二）考试形式
闭卷考试
二、专业课
（一）光学学科
注：报考光学学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。

（三）等离子体物理学科
注：报考等离子体物理学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。

（五）凝聚态物理学科
注：报考凝聚态物理学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。

（六）材料物理与化学学科
注：报考材料物理与化学学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。

（七）计算机与控制学科
涵盖专业：计算机应用技术（081203）、检测技术与自动化装置（081102）、模式识别
注：报考计算机与控制学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。

（八）生物物理学学科
注：报考生物物理学学科各专业的考生从以上考试科目中任选一门。

核反应堆物理分析课程设计

课程设计报告( 2009 -- 2010 年度第2学期)名称：核反应堆物理分析题目：核反应堆设计院系：能源与动力工程班级：热能0605学号：**********学生姓名：***指导教师：**设计周数：1周成绩：日期：2009年7 月2日一、课程设计的目的与要求设计一个带有反射层的球形堆，芯部半径为R ，带有厚度为T （包括外推距离）的反射层，根据含有反射层的单群扩散理论，解出在T 取特定值时R 的值以及T 与R 的关系。

二、设计内容1. 带有反射层的球形堆临界理论对于任意系统，都可以写出它的稳态单群扩散方程如下：▽2φc (r)+B c 2φc (r) = 0 (1)其中 B c2=（k ∞/k-1）/L c2根据中子通量密度在堆内处处为有限值，且种子通量密度为正得条件，得到芯部方程（1）的解为：φc (r)=Asin(B c *r)/r由于反射层是非增值介质，所以在方程中不出现中子源项，得到其中子扩散方程为：▽2φc (r) - k r 2φc (r) = 0 , 其中k r 2=1 / L r 2(2)得到（2）的解为：φr (r)= C ＇sinh(k r *r)/r + A ＇cosh(k r *r)/r (3)此解要满足在反射层的外推边界r = R + T 处中子通量密度为了零的条件，由此：A ＇= -C ＇tanh[k r (R+r)]将代入(3)式可以求出：φr (r)= Csinh[k r (R+T-r)]/r芯部及反射层稳态单群扩散方程的边界条件为：φc =φr (4) D c φ＇c = D r φ＇r (5)方程中有两个常数A 和C ，他们之间关系可有芯部与反射层交界面r=R 处边界条件确定。

Asin(B c *R)/R = Csinh(k r *T)/R D c A[B c cos(B c *R)/R-sin(B c *R)/R2] =D r C[-k r cosh(k r *T)/R-1/R2sinh(k r *T)]将以上两式相除得到：D c[1- B c Rcot(B c*R)] = D r[1+ Rcoth(T/Lr)/L r] (6)方程(6)就是带有反射层的球形反应堆的单群临界方程对于修正单群理论。

核反应堆物理分析 (谢仲生吴宏春张少泓著) 西安交大、原子能出版社课后答案2

2
k∞ − 1 φ5 L2 5
方程 1
U-238： ∇ φ8 =
2
1 φ8 L2 8
方程 2
边界条件：
i. lim φ5 < ∞
r →0
ii. φ5 ( R ) = φ8 ( R )
iii. D5
∂φ5 ∂r
= D8
r =R
∂φ8 ∂r
iv. lim φ8 = 0
r =R r →+∞
令B =
2
k∞ − 1 （在此临界条件下，既等于材料曲率，也等于几何曲率），球域内方程 1 通解： L2 5
(
所以（由题目已知参数： Σtr ,5 = Σtr ,8 ⇒ D5 =
1 1 = = D8 ） 3Σtr ,5 3Σtr ,8
R R + 1) exp(− ) L L8 D exp(− R / L8 ) R A 8 = 8A ⇒ sin BR − BR cos BR = ( + 1) sin BR sin BR − BR cos BR D5 sin BR L8
2 Bm = 2 2
k∞ − 1 = 9.33 ( m-2 ) M2
1 1 = = 0.6818 2 2 2 1 + Bg M 1 + Bm M2
在临界条件下： Λ =
（注意：这时仍能用 Λ = 1/ k∞ ，实际上在维持临界的前提条件下修正理论不会对不泄漏概率产生影响，但此时的几何曲率、几何尺寸已发生了变化，不再是之前的系统了） 4 解： N 5 =
arc cot( −1/ BL8 ) π / 2 + arctan(1/ BL8 ) = = 0.06474 ( m ) B B 4 m = ρ5V5 = ρ5 × π R 3 = 21.3 ( kg ) 3

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

核反应堆物理分析

“模拟弹棒”试验是检查价值最大的一束控制棒“ 弹出”堆芯而引起的堆芯热点因子的变化，验证核电厂最终安全分析报告中给出的限值是否得到满足。
5 换料堆芯安全评价
在每次换料时，堆芯的燃料管理方案都需要根据上一循环的运行历史和实际测量的结果对燃料管理方案进行必要的重新设计。因此，新循环的运行参数与FSAR中的预测值会存在偏离。
燃料棒直径的选择需要综合考虑物理和热工的影响。
从物理的角度看，燃料棒越细，空间自屏效应的影响越小，逃脱共振俘获概率会减小，同样富集度下会降低燃料的初始剩余反应性。
从热工的角度看，在满足燃料表面热流密度要求的条件下，更细的燃料棒意味着线功率密度的减小，从而增大了热工裕量，有利于反应堆安全。
(1
0
keff
ke2ff)
Nm
S 0 (1 keff
k
2 eff
km eff
)
N S0 1 keff
1／N 外推法：
M N 1 keff ,0 N 0 1 keff
中子计数率/番
M
0
1
1
2
2
4
3
8
4
16
5
32
6
64
keff
0.9500 0.9750 0.9875 0.9938 0.9969 0.9984 0.9992
在给定堆芯额定功率的基础上，通过线功率密度的限值确定堆芯燃料棒的需求量，并进而给出初始的堆芯高度和等效直径以及燃料的总装载量。
堆芯内燃料棒的总数N可由下式确定：
N F f PFQ qH
max
总的被控反应性的确定
3 堆芯物理设计计算
主要内容包括：
堆芯燃耗和燃料管理计算功率能力计算反应性控制计算反应性系数计算动态参数计算等。

核反应堆物理分析 (谢仲生吴宏春张少泓著) 西安交大、原子能出版社课后答案5

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 1012 cm-2·s-1。自右面入射的中子束强度 2×1012 cm-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 m-1，求该点的吸收率。解：（1）由定义可知： φ = I + I = 3×1012 (cm-2·s-1) （2）若以向右为正方向： J = I − I = -1×1012 (cm-2·s-1) 可见其方向垂直于薄片表面向左。（3） Ra = Σ aφ = 19.2•3×1012 = 5.76×1013 (cm-3·s-1) 3.2 设在 x 处中子密度的分布函数是
且
∂φ π πz 2.405r = − φ0 sin( ) J 0 ( ) 在整个堆内只在 z = 0 时为 0，故有： ∂z H H R
φz ,max = φ (r , 0) = φ0 J 0 (
2.405r ) R
φz / φz ,max =
径向：
R
2 2.405r 2.405r 2 φ0 J 0 ( ) / φ0 J 0 ( )= π R R π
u r r u r ∂φ r ∂φ r ∂φ r J ( r ) = J ( x, y, z ) = − D grad φ ( x, y , z ) = − D ( i + j+ k) ∂x ∂y ∂z π πx πy πz r πy πx πz r πz πx πy r = Dφ0 [sin( ) cos( ) cos( )i + sin( ) cos( ) cos( ) j + sin( ) cos( ) cos( )k ] a a a a a a a a a a

核反应堆物理分析_谢仲生主编__第八章_温度效应与反应性控制

1 p
p TM

1
TM
TM () TM ( f ) TM ( p) TM ()
（有效裂变中子数）
当温度升高，中子能谱变硬，238U，239Pu共振吸收增加，则同时
引起降低,所以
为负值。
例：某天然铀：
数量级很小
（热中子利用效率） ① 若燃料、慢化剂同体，膨胀系数相同，

、TM p
和 TM 的负效应。慢化剂温度系数的正或负值主要
是这两个方面的效应来决定。在轻水堆中，当水中没有
（或含有少量的）化学补偿毒物（硼）时，
M T
值是负
的，在硼浓度较大时，
M T
将出现正值。
①如图仅热堆而言。
②负温度系数的利用：
压水堆温度系数总是设计成负的。这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳自调特性。
§8.2 反应性控制的任务和方式 §8.2.1 反应性控制中所用的几个物理量
2.控制毒物价值 i
当某一控制毒物投入堆芯时所引起的反应性变化，称为该控制毒物的反应性（或价值）。
当全部控制毒物都投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性称为停堆深度。
4.总的被控反应性
ex s
VM

x
可正（对于快堆）可负（对于热堆）。
3)
2. 功率系数（power coefficient of reactivity）：
单位功率变化所引起的反应性变化称为功率反应性系数，简称为功率系数。
P d
dP
i
( )(Ti ) Ti P x
x P
这个固有稳定性是核电厂固有安全性的基础，也有利于堆外部控制系统的设计。

3601高等核反应堆物理分析-华北电力大学研究生院

华北电力大学2019年博士生入学考试初试科目考试大纲科目代码：3601科目名称：高等核反应堆物理分析一、考试的总体要求掌握中子与原子核相互作用的机理、中子截面和核反应率的定义；了解非增殖介质内中子扩散方程及其理论推导；掌握中子的弹性散射过程、扩散-年龄近似、双群扩散理论、多群扩散理论、栅格的非均匀效应；了解核燃料中重同位素成分随时间的变化、核燃料的转换与循环、可燃毒物控制及化学补偿控制。

熟练掌握核裂变过程；单速中子扩散方程；无限均匀介质内中子的慢化能谱、均匀介质中的共振吸收；裂变产物中毒、反应性随时间的变化与燃耗深度；反应性温度系数；反应性控制的任务和方式。

熟练掌握多普勒效应；扩散长度；均匀裸堆的单群扩散方程及其解、热中子反应堆的临界条件、各种几何形状的裸堆的几何曲率和中子通量密度分布、反应堆曲率和临界计算、有反射层反应堆的单群扩散理论及计算；单根中心控制棒价值的计算；点堆动态方程、反应堆周期；掌握中子输运理论与中子输运方程，了解中子输运方程数值求解方法。

二、考试的内容1. 核反应堆的中子物理基础：中子与原子核的相互作用，中子截面和核反应率，共振吸收，核裂变过程（裂变能量的释放、反应堆功率和中子通量密度的关系、裂变产物与裂变中子的发射），链式裂变反应，四因子模型。

2. 中子慢化和慢化能谱：中子的弹性散射过程（弹性散射时能量的变化、弹性散射中子能量的分布、对数能降和平均对数能降增量、平均散射角余弦、慢化剂的选择、弹性慢化时间），无限均匀介质内中子的慢化能谱（无限均匀介质内中子的慢化方程、在含氢介质内的慢化、在A>1的无限介质内的慢化），均匀介质中的共振吸收（共振峰间距很大时的逃脱共振吸收几率、有效共振积分的近似计算、温度对共振吸收的影响），热中子能谱和热中子平均截面。

3. 中子输运与扩散理论：单能中子扩散方程（斐克定律、单能扩散方程的建立、扩散方程的边界条件、斐克定律和扩散理论的适用范围），非增殖介质内中子扩散方程的解，扩散长度、化慢长度、动长度；中子输运方程。

“新工科”背景下地方高校《核反应堆物理分析》课程教学的改革与实践

“新工科”背景下地方高校《核反应堆物理分析》课程教学的改革与实践作者：陈珍平郭倩谢金森于涛王振华来源：《高教学刊》2018年第06期摘要：《核反应堆物理分析》是核工程专业重要的专业基础课程，它在核工程系列专业课程中处于核心地位。

由于该课程涵盖内容多，理论性较强，物理概念抽象，对数学功底要求高，且由于“核”特殊性无法开展现场实验，导致学生在学习时倍感枯燥，难以掌握，从而兴趣度大大降低，达不到预期教学效果。

文章结合“新工科”背景下地方高校的专业发展现状，重点针对本门课程的教学环节，探索通过仿真实验教学配合课程的理论教学，提高学生对课程学习的积极性和主动性，帮助学生加深对课程知识的理解和构建清晰的理论体系，提升整体教学质量。

关键词：新工科；地方高校；核反应堆物理；仿真实验中图分类号：G642 文献标志码：A 文章编号：2096-000X（2018）06-0072-03Abstract： The Nuclear Reactor Physics Analysis which is one of the most important basic courses for students majoring in nuclear engineering plays a significant role in the education of the nuclear engineering specialized courses. However， the course covers many sophisticated and metaphysical nuclear theories and methods. Furthermore， the nuclear experiments related to reactor physics are difficult to be carried out in local universities. As a result， the undergraduate students will feel bored and lose the interests in learning. Considering the current situations of the course in local universities， the reactor physics' simulation experiment coordinated with the theory teaching is adopted in the teaching course. Students' enthusiasm and initiative of learning are improved. In addition， the experiments help students clearly understand the theories.Keywords： emerging engineering； local universities； nuclear reactor physics； simulation experiment《核反应堆物理分析》是核工程专业重要的专业基础课程，它在核工程系列专业课程如《核反应堆热工水力学》《核反应堆安全分析》《核电厂控制与运行》《核电厂概率安全评价》等课程中处于核心地位。

核反应堆物理分析 (谢仲生吴宏春张少泓著) 西安交大、原子能出版社课后答案6

3-12试计算T =535K ，ρ=802kg/m 3时水的热中子扩散系数和扩散长度。

解：查79页表3-2可得，294K 时：m ，由定义可知：0.0016D =()/31/()(293)(293)()(293)(293)(293)/31/(293)()()()tr s s tr s s T T N K K D T K D K K K N T T T λσρλσρΣ===Σ 所以：0.00195(m)(293)(293)/D K D K ρρ==（另一种方法：如果近似认为水的微观散射截面在热能区为常数，且不受温度影响，查附表3s σ在TN =s ΣD =n T =0.4920(b)()(0.0253a M a kT eV σσ==T n =535×(1+0.46×36×0.4920/103)=577(K)（若认为其值与在0.0253eV 时的值相差不大，直接用0.0253eV 热中子数据计算：T n =535×(1+0.46×36×0.664/103)=592(K)这是一种近似结果）（另一种方法：查79页表3-2，利用293K 时的平均宏观吸收截面与平均散射截面：(m -1)(293) 1.97a K Σ=1/（3×0.0016×0.676）=308(m -1)01(293)3(293)(1)s K D K µΣ==−进而可得到T n =592K ）利用57页（2-88）式0.414×10-28(m 2)a σ==1.11(m -1)a a N σΣ==(293)(293)(293)(293)(293)s s N N K N K K N K K σρσρΣ==ΣQ 0.676)=L L L 3-16设有一强度为I （m -2•s -1）的平行中子束入射到厚度为a 的无限平板层上。

试求：（1）中子不遭受碰撞而穿过平板的概率；（2）平板内中子通量密度的分布；（3）中子最终扩散穿过平板的概率。

《核反应堆物理分析》基本概念总结

m 2 ，巴恩—1b=1028 m2 。
（P8）
6)宏观截面:一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。设为材料密度， A 为该元素的原子量，N 0 =6.0221367×1023 mol 1 ，则 N dI / I ，N N 0 单位：（P9） m 1
反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编）基本概念总结
西安交大出版社（原子能出版社）
有稳定的分布，称之为中子慢化能谱。 3) E '
（P36）
1 1 1 cosc E ， ① c 00 时 E ' Emax E ，此时碰撞前后中子没有能量损失； 2
弹性散射。
（P5）
4)共振现象：当入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著地增加，这种现象就叫做共振现象。
INx N x
（P4）
I I / I ，单位 5)微观截面：表征一个入射中子与单位面积内一个靶核发生作用的几率大小； σ
（P30）
即： k eff
第2章中子慢化和慢化能谱
1)慢化过程：中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。（P36）
2)中子慢化能谱：当反应堆处于稳定时，在慢化过程中，堆内中子密度（或中子通量密度）按能量具
￡- 2 -￡
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《核反应堆物理分析_谢仲生修订版_部分习题...

裂变U235数：
Pth nf 200 10 6 1.6 10 19 3.125 109 0.977 10 20 / s 200 10 6 1.6 10 19
第一章、核反应堆的核物理基础
年U235消耗量
m year 5
a nf 365 24 3600 f
NA
M5
680.9 365 24 3600 583.5 235 23 6.02 10 1403 103 g 1.403t 0.977 10 20
∴
5 1017 r (0) lim (r ) lim sin( ) r 0 r 0 r R 5 1017 r lim r 0 r R
5 10
17
R 3.14 1018中子 / 米2 秒
(b)中子流密度
J (r ) Dgrad
( r ) D e r
e 为径向单位矢量
5 1017 r 5 1017 r 2 ∴ J (r ) 0.8 10 sin( ) cos( ) e 2 R r R R r
解：热功率：
990 106 Pth 3.1109W 0.32 Pe
衰变热功率：
Pd 4.11011 Pth [ 0.2 ( T ) 0.2 ]( MeV / s) 6.6 102 Pth[ 0.2 ( T ) 0.2 ](W ) 2.1108 [ 0.2 ( T ) 0.2 ](W )
反应堆物理分析课后习题
第一章、核反应堆的核物理基础
1、某压水堆采用二氧化铀作燃料，其富集度为2.43%（重量），密度为104公斤/米3，计算：当中子能量为0.025电子伏时，二氧化铀的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 1 解： c5 [1 0.9874( 1)]1 1 [1 0.9874( 1)]1 0.0243 0.0246

核反应堆物理分析 (谢仲生吴宏春张少泓著) 西安交大、原子能出版社课后答案3

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 bσσσ===由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027ba O σ=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：ε555235235238(1)c c c ε=+−151(10.9874(1))0.0246c ε−=+−=22M(UO )()N UO 所以，(N (8)N U =()2N O =22()()a f UO UO Σ=Σ2-2.和0.398，解：由18由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m −−Σ=Σ=,()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−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 −Σ=Σ+Σ+Σ=P35，第6题1171721111PV V 3.210P 2101.2510m3.2105 3.210φφ−−−=Σ×××===×Σ××××Q P35，第12题每秒钟发出的热量：69100010 3.125100.32PTE Jη×===×运：'N =m =6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)。

2014反应堆物理分析课程设计

对于原点，即 i=0 点，我们应用中子通量对称的条件
d |r 0 0 0 1 dr
我们可以这样地选择节点，使原点正好是第一个区间 1 的中心。这样有 0 1 ，同时可略去 i=0 点的差分方程，而对于 i=1 点可以把 0 项和 1 项合并，差分方程可重新改写成两点形式（如图）。
r0
， r1 ，… i …
r
rN
称为节点（或网点）， ri 称为第 i 区间的网距（如图）节点位置的选择自
然应该考虑问题的实际情况。例如，可以使所有分界面和边界均与节点重合。 ri 在各部分可以是等距的也可以是不等距的，但是 ri 应该充分地小，使得在区间内中子通量的变化很小。因而在通量变化比较剧烈的地方分店应密一些，例如在堆材料性质变化较大的区域燃料、吸收体附近， ri 自然将用比反射层更密的网距。一般网距应小于中子的平均自由程或扩散长度。在典型的一维问题程序中节点数目大约在 100 左右。
b11 c12 S1
பைடு நூலகம்
图 2
边界点 0
2.1.4 综合上述结果，考虑到边界点情况，使得到对 i=1,...,N-1 点的差分方程组。或用矩阵符号表示，可写成更紧凑形式
A d
0 1 S1 2 S 2 S 3 3 cN 2 N 2 S N 2 bN 1 N 1 S N 1
提示：（1）（2）（3）（4）推导差分方程根据差分方程画出流程图编写程序，给出结果，并用 OREGIN 画图把结果表现出来结果的分析讨论
4
课程设计报告
（5）写出报告 1.2 题目分析本题的目的用数值解法求出一维扩散方程，先推导出差分方程，再通过高斯消元法，编程通过计算机求解。所以我需要先求出差分方程，然后用高斯消元法，编写程序进行求解。

《核反应堆物理分析(谢仲生版)》名词解释及重要概念

《核反应堆物理分析（谢仲生版）》名词解释及重要概念第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：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。

弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。

111001100[]AA A ZZ Z AA Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+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大小的一种度量。

也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。

平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。

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)。

中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。

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。

瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。

第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。

扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。

平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。