第一节 反应堆和加速器
核反应堆物理-第1章反应堆的核物理基础(9-1
中子角密度：在r处单位体积内和能量为E的单位能量间
隔内，运动方向为 的单位立体角内的中子数目。
中子角通量密度：沿方向在单位时间内穿过垂直于这
个方向的单位面积上的中子数目。
(r, E,) n(r, E,)v(E)
对中子角密度和中子角通量对所有立体角方向积分，可得前 面所定义的中子密度和中子通量密度
D 1 s
3s 3
斐克定律的物理解释
假设中子通量密度(r只) 是一个空间变量的
函数，由于x=0平面左边的中子通量密度
高于平面右边的中子通量密度，因而，
x=0平面左边每秒每单位体积内发生散射
碰撞的中子数比右边发生散射碰撞的中子
数多，所以从左边散射碰撞穿过x=0平面
到达右边的中子数要比从右边散射碰撞到
中子扩散方程－扩散近似
背景： 扩散现象：由物理量梯度引起的使该物理量平均化的物质迁移现象。 由浓度梯度引起的称分子扩散；由温度梯度引起的称热扩散；由外力(如压力、 电场或磁场等)梯度引起的称强制扩散，等等。扩散是许多重要的传质过程 （例如蒸馏、吸收、热扩散、电解和电泳等）的基础。 中子在反应堆内的迁移也可以近似为扩散行为。
单能（单速（速率））中子扩散模型
❖ 如果所有的中子（包括源中子）都具有相同的 能量（也就是单能（速）中子），那么问题又可 获得进一步的简化，这时，中子通量密度便仅仅
是空间坐标r的函数。
中子与介质原子核的 散射碰撞
3.2菲克定律
菲克定律
中子输运（包含中子运动方向）
斐克定律 适用的条件
中子扩散（不包含中子运动方向） 斐克定律描述：单位时间内穿过垂直于流动方向的单位面积的净中子数和 中子通量密度的关系。
分布。
27
什么是粒子加速器和核反应堆
什么是粒子加速器和核反应堆？
粒子加速器和核反应堆是现代物理学和核能领域中非常重要的设备。
它们在科学研究、医学诊断和治疗、能源生产等方面发挥着关键作用。
粒子加速器是一种用于加速带电粒子（如电子、质子、离子等）的装置。
加速器通过电磁场或电场加速带电粒子，并使其达到非常高的能量。
粒子加速器的主要用途是进行基础粒子物理研究，以探索物质的基本组成和自然界的基本规律。
加速器可以产生高能量的带电粒子束，用于研究粒子的性质、相互作用和衰变过程。
粒子加速器还用于医学放射治疗、材料科学研究和工业应用等领域。
核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。
核裂变是指重核（如铀、钚等）的原子核在被撞击或吸收中子时分裂成两个或更多的轻核，并释放出大量能量。
核聚变是指轻核（如氘、氚等）的原子核在高温和高压条件下融合成更重的核，并释放出巨大的能量。
核反应堆通过控制核裂变或核聚变过程，使它们产生的能量以热能的形式被转化为电能或其他形式的能源。
核反应堆主要用于能源生产。
核裂变反应堆利用铀或钚等重核的裂变产生大量的热能，通过冷却剂将热能转化为蒸汽，然后推动涡轮发电机产生电能。
核聚变反应堆目前还在研究和开发阶段，它利用氘和氚等轻核的聚变产生巨大的热能，这种反应类似于太阳内部的能量产生过程。
核聚变反应堆具有高效、安全、环保的特点，被认为是未来清洁能源的重要方向。
总之，粒子加速器和核反应堆在物理学和能源领域扮演着重要的角色，它们的研究和应用对于人类社会的发展和进步具有重要意义。
世界核电发展历程
世界核电发展历程核电的发展历程可以追溯到20世纪40年代末和50年代初。
以下是核电的主要发展里程碑：1. 原子能的发现：1945年，美国科学家在第二次世界大战末期研制出了第一颗原子弹，并确认了核裂变的可行性。
2. 第一个核反应堆：1942年，美国芝加哥大学的物理学家研制出了第一台自持核反应堆——芝加哥式堆，成功实现了可持续的核链式反应。
3. 世界上第一个商业核电站：1954年，苏联启用了世界上第一个商业核电站——奥布涅斯克核电站，该站采用了堆芯和石墨层间的气冷式堆，标志着商业化核电的起步。
4. 美国的核电发展：1957年，美国启用了第一座商业化核电站——厄巴纳核电站，使用了堆芯和可水冷的加速器驱动反应堆。
此后，美国快速推进了核电技术的研发和建设，成为世界领先的核电大国。
5. 瓦克希拉核电站事故：1979年，美国宾夕法尼亚州的瓦克希拉核电站发生了一起严重事故，造成了一些放射性物质的泄漏。
这次事故严重打击了核电行业的发展，导致一些国家暂停了核电项目。
6. 三个里程碑：1986年，苏联乌克兰的切尔诺贝利核电站发生核反应堆爆炸事故，这是历史上最严重的核电事故之一。
同年，法国开始运营世界上首个商业化的高温气冷堆——法里萨核电站；加拿大也启用了第一台压水堆核反应堆。
7. 福岛核电站事故：2011年，日本福岛核电站发生核泄漏事故，由于地震和海啸的影响，导致多个核反应堆发生熔毁。
这次事故再次引发了对核能安全问题的关注。
8. 当前的发展：尽管核电行业面临着安全和环境等诸多挑战，但仍有一些国家在继续推进核电项目。
例如，中国成为了世界上核电装机容量最大的国家，其他一些国家如印度和俄罗斯也在积极推动核电的发展。
总体而言，核电的发展历程经历了起步、快速发展、事故影响和重整等阶段。
随着对可再生能源的需求不断增加和对核能安全的担忧加剧，未来核电行业将继续面临许多挑战和机遇。
反应堆工作原理图
反应堆工作原理图嘿，咱今天来聊聊反应堆工作原理图这事儿。
你知道吗？我之前去一个科技馆参观，就看到了关于反应堆工作原理的展示，那场面可太震撼了！先来说说反应堆到底是个啥。
简单来讲，反应堆就像是一个超级强大的能量制造工厂。
它里面发生的事儿，那可真是神奇又复杂。
咱们来看看反应堆工作的基本原理。
想象一下，在一个大大的容器里，有一堆堆的核燃料，就像一堆堆超级有能量的小炸弹。
这些核燃料在特定的条件下，会发生链式反应。
啥叫链式反应呢？就好像是一个接一个的爆竹，一个爆了引发下一个爆，这样不停地传递下去，释放出巨大的能量。
在这个过程中，有个关键的角色叫慢化剂。
它就像是一个温柔的调解员，把那些跑得飞快的中子速度变慢，让它们能够更好地和核燃料发生反应。
还有控制棒，这玩意儿就像是一个超级刹车，能控制反应的速度，要是反应太激烈了，控制棒就插进去，让反应慢下来，保证一切都在安全的范围内进行。
反应堆工作的时候，会产生大量的热量。
这些热量可不能浪费，得想办法利用起来。
所以就有了冷却剂，它像个勤劳的搬运工，把热量带走，然后通过一系列的设备，把这些热量转化成电能或者其他形式的能量。
我在科技馆里看到那个展示模型的时候，眼睛都看直了。
那一个个精巧的部件，复杂的线路，还有不断闪烁的指示灯，仿佛在诉说着它们各自的重要使命。
我当时就在想，这得是多少聪明的脑袋瓜子才能琢磨出来的呀！回到反应堆工作原理图，它其实就是把这一整个复杂的过程用简单明了的线条和符号给画出来。
就像是给我们这些普通人开了一扇窗户，让我们能大致了解里面的奥秘。
比如说，图上会用不同的颜色和线条来表示各种物质的流动方向。
红色的线条可能代表着热量的传递，蓝色的线条也许就是冷却剂的路径。
还有各种小图标，代表着不同的设备和部件，每个都有它独特的作用。
不过，要真正搞懂这张图，还真不是一件容易的事儿。
得有一定的物理知识和耐心才行。
就像我当时在科技馆，看了半天，也只是懂了个大概。
但这也让我深深地感受到了科学的魅力。
核安全综合知识
《核安全综合知识》
放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全
到消除静电的目的，可清除唱片、幻灯片、照相底片、摄影 镜头等上的灰尘。
《核安全综合知识》
放射性同位素在农业上的应用
辐射育种 进行辐射育种的辐射可以是χ射线、γ射线和中子，用得最 多的是60Coγ源。χ射线和γ射线辐照时，一般使用的剂量 范围为1.3×102―3.5×102Gy；对于中子辐照，一般使用的 剂量范围为 1010―1013n/cm2。
对工作人员、患者和公众的防护
γ射线远距治疗机对病人进行照射时，除接受治疗的患者外，治疗 室内不应有其他人员。治疗室必须与控制室分开。设计屏蔽厚度时 应使相邻及附近地区的工作人员和居民所受的照射低于国家规定的 限值。
辐射监测
对放射性工作人员应进行个人剂量监测并建立个人剂量档案。 每次照射完后，应用剂量仪检查治疗室内的辐射水平，以判断源是
（3）构成生物机体的主要元素C、N、O的（n，γ）反应截面很小，用反应 堆不能有效地生产临床诊断上很需要的这类同位素，而用小型回旋加速器 很容易制备11C、13N、15O等短寿命同位素，并可设置在医院内就近使用， 十分方便。
（4）加速器操作简单，可以随时启动或停机，工作安全，检查维修方便，工 作中放射性污染的危险性小。
放射源不再使用时，要存放在源库中，加强安全保卫，防止丢失被 盗，并及时返回生产厂家或送城市放射性废物库。
《核安全综合知识》
放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题
第一章-核反应堆类型PPT课件
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核技术应用与辐射防护
核反应堆发展历史
• 实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统 • 高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统 • 滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统
良19性73循，环19：79改年进两技次术石，油降危低机成本及大规模出口 这 ➢M➢11要o99一d美法78求e96l国国时4年年更1：、4期3苏；压日安美第➢➢月沸水本基加联全国二水堆、美拿英本切堆的M韩世-大国国苏形o（国：尔第，d界三Be：天联成法l诺W三国2M然哩国应1引了R贝2o铀代际）：、d岛运导目e重利原Ml核积事4水而核前o型1核d电2极堆故天e、生电世l电核站3然跟S雪1。y电发界2铀事s，进，t站上e石展核m故M第墨加8o电0致d气三等e霜的l冷命标3代1堆格准4一核核，核局击电M能电站o站系del 统412、
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中子与原子核的相互作用
✓中子的吸收
由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对 反应堆 内中子的平衡起着重要作用。
(1) 辐射俘获(n,γ)
A X 1n A1 X * A1X
Z
0
Z
Z
由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘 获一 个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆 设备 维护、三废处理、人员防护带来不少困难。
基本上都是发生在这一能区。
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俘获－裂变比α
235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐 射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比 值通常用α表示：
f
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核裂变过程
核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作 用的过程，是核反应堆的工作基础。
冷聚变反应堆原理
冷聚变反应堆原理引言冷聚变反应堆是一种利用聚变反应生成能量的装置。
与传统的热聚变反应不同，冷聚变反应堆采用新型的反应机理，可以在更低的温度下实现聚变反应，从而大大提高了能源利用效率。
本文将介绍冷聚变反应堆的原理及其应用。
一、冷聚变反应堆的基本原理冷聚变反应堆的基本原理是利用高能离子束的碰撞产生聚变反应。
在冷聚变反应堆中，通过加速器将带正电荷的离子加速到高速，并将其聚焦束流。
当离子束流与靶材料相撞时，会产生高能碰撞，进而产生聚变反应。
这种反应过程并不需要高温环境，因此被称为冷聚变反应。
二、冷聚变反应堆的工作原理冷聚变反应堆的工作原理分为三个主要阶段：加速、聚焦和碰撞。
1. 加速阶段：在这个阶段，离子束经过加速器加速到高速。
加速器利用电场和磁场的作用，使离子获得足够的动能，以便在后续的阶段中产生高能碰撞。
2. 聚焦阶段：在这个阶段，离子束经过聚焦装置进行聚焦。
聚焦装置利用磁场的作用，将离子束聚集在一起，以便在碰撞阶段中产生更高能量的碰撞。
3. 碰撞阶段：在这个阶段，离子束与靶材料相撞，产生高能碰撞。
这种碰撞会导致靶材料中的原子核发生聚变反应，释放出巨大的能量。
三、冷聚变反应堆的应用冷聚变反应堆具有广泛的应用前景，可以用于能源生产、医学和科学研究等领域。
1. 能源生产：冷聚变反应堆可以产生大量的能量，可以被用作替代传统能源的新型能源。
冷聚变反应堆可以提供可持续、清洁、高效的能源，对环境的影响较小。
2. 医学应用：冷聚变反应堆可以用于放射性同位素的生产，这些同位素可以用于医学诊断和治疗。
通过冷聚变反应堆产生的同位素具有较短的半衰期，可以更好地满足医学需求。
3. 科学研究：冷聚变反应堆可以为科学研究提供高能粒子束。
这些粒子束可以被用于材料研究、粒子物理学等领域，推动科学技术的发展。
结论冷聚变反应堆是一种利用聚变反应产生能量的新型装置。
其原理是通过离子束的加速、聚焦和碰撞来实现聚变反应。
冷聚变反应堆具有广泛的应用前景，可以用于能源生产、医学和科学研究等领域。
（完整版）反应堆工整理讲解
（完整版）反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
关于加速器驱动下一代核反应堆技术发展方向初步分析
关于加速器驱动下一代核反应堆技术发展方向初步分析加速器驱动下一代核反应堆技术是当前核能领域的研究热点之一。
本文将从技术发展方向的初步分析角度出发，探讨加速器驱动下一代核反应堆技术的可能性和挑战。
加速器驱动下一代核反应堆技术是利用加速器提供高能粒子束来激发次临界状态下的裂变链式反应，以实现核能的可控利用。
相较于传统核反应堆，加速器驱动下一代核反应堆技术具有核材料投入量较低、辐射物质产生量较少、核废料处理容易等优势，有望成为未来核能发展的重要方向。
首先，加速器驱动下一代核反应堆技术面临的挑战之一是高能粒子束的加速和稳定性。
加速器系统需要能够提供足够高的能量，以达到次临界状态的裂变所需的激发能量。
同时，由于核反应堆是高功率工程，粒子束的稳定性也是一个关键问题，需要保证粒子束能稳定地入射到核反应堆中，避免因不稳定而导致的能量波动和失控等问题。
其次，加速器驱动下一代核反应堆技术需要解决的问题是裂变产物的处理和辐射物质的安全。
传统核反应堆中产生的核废料问题一直备受关注，而对于加速器驱动下一代核反应堆技术来说，裂变产物和辐射物质产生量较少，但仍需要进行有效处理和处置。
在技术发展方向上，需要进一步完善处理和处置技术，确保核废料的安全处理和环境保护。
第三，加速器驱动下一代核反应堆技术的可持续性也是一个重要问题。
虽然该技术有望减少核材料的投入量和辐射物质产生量，但是加速器系统本身仍需要大量能源供应。
因此，如何提高加速器系统的能源利用效率，减少对外部能源的依赖，将成为未来技术发展的关键方向之一。
此外，加速器驱动下一代核反应堆技术的商业化应用也需要克服一些难题。
目前，该技术还处于实验室阶段，距离商业化应用还存在较大的差距。
在加速器驱动下一代核反应堆技术成熟后，如何降低建设和运营成本，提高核能发电的经济性和竞争力，将是进一步推动该技术发展的关键要素。
综上所述，加速器驱动下一代核反应堆技术具有可控性高、核废料少、核材料投入量低等优势，是未来核能发展的重要方向之一。
加速器驱动热中子反应堆-科技论文翻译-汪键-SA14214058
加速器驱动热中子反应堆摘要在本片文章中，我们将来讨论用加速器驱动热核反应堆来同时生产能量和同位素的可行性。
我们讨论的是加速器驱动的热钍反应堆。
本研究表明，这样的系统可以在加速结束后产生2-15倍的能量。
它所获得的能量取决于燃料燃烧的速度。
例如，一个每年燃烧9%的钍燃料的慢中子反应堆，中子损失为4%，具有70%-79%的发电效率。
中子损失更多的是在反应堆本身而不是反应堆材料。
反应堆效率取决于每Gev加速器能量所产生的中子，目前并未准确给出。
在日常的生产使用中，这种类型的反应堆也应该是相对安全的。
1、背景介绍令人感觉奇怪的是，大自然中的天然反应堆的出现比人类制造出第一座反应堆要早的多（Cowan，1976）。
他们通常发生在具有丰富的存储铀能源的地方。
在这些反应堆里，会一直产生自持的链式核反应知道U-235不足以满足当前反应所需要的自持条件时才会结束。
在非洲Oklo地区发现了15座这样的反应堆，它们持续了50-100万年。
在燃料消耗完之前，有一半的U-235被燃烧殆尽。
在第二次世界大战期间，第一座人工反应堆出现。
20世纪下半叶快中子反应堆发展极为迅速。
而加速器驱动反应堆（ADNR）是最新出现的概念，是一种在未来在核能源的发展上具有革命性的一种堆型。
核裂变反应堆是一种填充了了核燃料和中子诱发链式反应的一种装置，如果有一个外部中子源，反应堆会一直保持稳态运行，知道产生的中子少于消耗的中子。
在当前反应堆中，有一个参数我们称之为临界参数必须等于1。
在本文中，我们定义了临界中子的数量的比率产生的裂变核内组件数量多的中子吸收。
有些作者把临界值定义为这一代在反应堆中产生的中子数除以上一代中子产生数。
根据我们的定义，如果一个反应堆的临界值小于1，该反应堆将停堆。
如果反应堆临界值大于1，反应堆中的中子通量将开始增长，并且在反应堆中的中子通量将会一直增长知道其变为亚临界状态，随着反应堆进入次临界状态，中子通量在短时间内会迅速减少。
第1章-核物理基础知识
份额 94.6% 5.4% 0.0051% 710-4
22
γ衰变（跃迁）
量子力学指出，原子核可能具有的能量是不 连续的。 当放射性衰变中所形成的子核处在一种所谓 的激发态，即其内能高于该核的正常态(基 态)时，就会产生γ射线。过剩的能量几乎立 刻以γ辐射的形式被释放。γ射线也伴随其他 生成激发态核过程出现。 随便说一下，X射线是原子核外面的电子从 高能级向低能级跃迁时发出的。
239Pu
2.44x104a
34
放射性活度
放射性同位素样品在单位时间内衰变的次数， 即为该同位素样品的活度。
单位：贝可勒尔，简称贝可（Bq） (1居里)1Ci=3.7x1010/s=3.7x1010Bq 因此，半衰期也可以定义为某同位素活度（A） 降为一半所需要的时间。 稳定的核素在中子的照射下转化为放射性核素 称为中子的活化。可用于测量中子通量密度， 物质的反应截面，生产有用的核素和活化分析
12
丰度
某一同位素在其所属的天然元素中所占 的原子百分比。 氢有三种同位素：1H，2H(D)和3H(T)。 而3H(T)在自然界中不存在。 氧有八种同位素，其中在自然界常见的 只有16O、17O和18O是稳定的，相应的份 额分别为99.756%、0.039%和.205%。 另外五种同位素不稳定。
135 53
135 54
135 55
26
1.2.3 衰变规律
单位时间内衰变的次数 dN (t ) N (t ) dt
N (t )
N0
dN dN N dt dt N 0 N0 0
N (t ) N0
放射性同位素的制备
放射性同位素的制备 Modified by JACK on the afternoon of December 26, 2020第二章放射性核素的制备核技术应用的基础是射线与物质的相互作用，这些射线可由反应堆、加速器直接提供，也可由放射性同位素衰变获得。
由于放射性核素使用方便、费用低廉，并可制成所需各种形状、结构紧凑的放射制品，已广泛应用于工业、农业、医学、环保、军事、资源勘探、科研等诸多领域，已获得了显着的经济效益和社会效益。
放射性同位素有天然同位素和人工同位素。
人工放射性同位素由于射线强度容易控制、可制成各种所需的形状、半衰期通常较短（放射性废物易处理）等特点而得到广泛应用。
人工放射性核素主要能过反应堆、加速器两种方式生产，还可利用上述两者生产的核素制成发生器，制备短寿命的核素。
通过反应堆制备放射性核素具有产量大、品种数量多、生产成本相对低等特点，是目前放射性核素生产最主要的方式之一。
加速器生产的放射性核素尽管生产能力低，但品种多、所生产的核素多为无载体、比活度高。
在生产放射性核素的过程中通常会产生大量放射性废物，这些放射废物、特别是气体放射性废物，是放射性核素生产中环境保护面临需要解决的重要技术问题。
因此，先进的同位素生产技术、完善的同位素生产工艺和高效的三废处理技术等是目前同位素研究、生产、应用领域关注的重点，其中之一的解决方案是建立放射性核素生产专用堆（如医用同位素生产堆等）。
本章中将主要介绍人工放射性核素的制备方法。
第一节放射性核素的来源放射性核素的来源有两个：一种是从自然界存在的矿石中提取，通常称为天然放射性核素；另一种是通过人工干预的核反应制备，通常称为人造放射性核素，亦称为人工放射性核素。
人工放射性核素主要通过核反应堆生产（包括从辐照过的核燃料中提取）、加速器生产和核素发生器三种途径获得。
一、天然放射性核素天然放射性核素又分为原生放射性核素和宇生放射性核素。
原生放射性核素是指原始存在于自然界中的天然放射性核素。
第一章：核反应堆物理分析讲解
2.010 1
9.810 3
3.110 1
1.610 2
6.210 1 7.610 1
3.110 2 3.810 2
9.810 1
4.910 2
2.2
0.11
3.4
0.17
3.9
0.20
4.4
0.22
20
0.98
3.710 2
18
3.110 3
1.610 2
核反应堆是一种能以可控方式产生自持链式裂变 反应的装置。
它由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和吸收 剂等材料组成。
链式核反应（nuclear chain reaction）：核反 应产物之一能引起同类的反应，从而使该反应能链式 地进行的核反应。根据一次反应所直接引起的反应次 数平均小于、等于或大于1，链式反应可分为次临界的、 临界的或超临界的三种。
9.810 4 1.410 5
4.910 3 6.910 3
1.2中子与原子核相互作用的机理
中子与原子核的相互作用过程有三种：势散射、直接 相互作用和复合核的形成。
在反应堆内，中子与原子核的相互作用可分为两大 类：
2.1 中子的吸收
通常不稳定， β衰变
共振吸收
逃脱共 振吸收？ U-238对超热中子的强烈吸收
（新鲜靶）：
1.51011 n/s
这在中子应用中已经算是高产额了。
回旋加速器的限制
能量： 102 MeV 级
束流： mA 级 1μA 1.6 1012 p/s
反应
T(d,n) (0.2 MeV)
W(e,n) (35 MeV)
9Be(d,n) (15 MeV)
核安全综合知识(核能和核技术应用)
放射性废水除了操作工艺中可能产生少量放射性废水外，还有清洗 器皿、工具等的废水，以及病人排泄物，一般采用衰变池或容器贮 存衰变方法，经检测达标后排放。
放射性药物的制备、分装等，在密闭的手套箱或通风柜中进行操作。 通风柜操作口的风速和通风管道的高度等应满足规定要求，必要时 通风系统加高效过滤器。
农药、化肥示踪 农副产品的辐照保鲜
辐照保鲜用源主要为60Co，活度3.7×1014Bq（1万Ci）以上。 刺激生物体生长
放射性同位素在食品加工中的应用
放射性同位素在食品加工中主要用于灭菌保鲜。 辐照过的酒可提高醇香度，相当于放置几年或几十年。 用放射性同位素辐照过的猪肉，保鲜期延长而味道不变。
(2) 不管是用机械的、气动的还是用液压的方法，从辐照管道（或辐照室）内提取辐照样 品时，都不应损坏样品盒，使放射性物质逸出；
(3) 从堆内提取的样品盒，在运输过程中应有监测仪器进行监测； (4) 样品盒应严格密封，特别是对于那些容易泄漏的气态或挥发性的同位素，如3H和
131I的样品盒，对其密封性必须进行严格的检查，必要时要采用双层密封； (5) 对于有腐蚀性的靶材，必须选用耐腐蚀性的样品盒。如生产203Hg时，由于汞能腐蚀
废放射源的安全处置 对已不能满足使用或不再使用的闲置源，不得自行处理，特 别是不能任意丢弃、掩埋和挪做他用，应妥善保管，及时返 回厂家或送城市放射性废物库。对关并停转的企业和单位， 要有专人负责放射源的安全保卫工作，直至将放射源进行了 安全处置。
《核安全综合知识》
放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全
《核安全综合知识》
第二章 核能和核技术应用 复习内容
2.1 辐射源种类 2.2 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识 2.3 放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等行业的应用 2.4 放射性同位素应用中的辐射安全问题 2.5 射线装置在医学、工业、农业等行业的应用 2.6 射线装置应用中的辐射安全问题 2.7 核燃料循环设施
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
反物质快速制造方法
反物质快速制造方法
反物质是一种极其稀有的物质，而快速制造反物质的方法则一直是人
类探索的热点话题。
目前，已知的主要制造反物质的方法有两种：一
种是利用加速器技术，另一种则是利用核反应堆。
加速器技术是目前制造反物质最常用的方法。
在这种方法中，科学家
们使用加速器将高速的质子和反质子加速到极高的速度，然后将它们
束缚在磁场中，利用磁能将它们碰撞在一起，从而产生大量的能量和
一些反物质粒子。
这些反物质粒子会被捕捉到真空室中，然后被冷却
和压缩，最终制造出反物质。
这种方法虽然是目前最可行的制造反物
质方法，但其成本和技术难度都非常高，因此并不实用。
另外一种制造反物质的方法是利用核反应堆。
核反应堆是一种利用核
裂变或核聚变释放能量的设备，其中包括核反应堆和放射性同位素生
产设备。
在这种方法中，科学家们使用核反应堆中的裂变或聚变过程
释放出的中子和质子，与一些特殊的物质进行反应，生成反物质。
这
种方法相对而言，成本和技术难度更低，但是反应过程中会产生大量
的辐射，需要极高的安全要求，同时对反物质的产量要求也很高。
因此，我们可以看到，目前的快速制造反物质的方法都相对成本高昂，技术难度大，不实用。
科学家们正在积极寻求全新的反物质制造方法，
而这也需要更多的研究和投入，才能最终实现反物质的快速制造。
总的来说，反物质的制造一直是人类探索的重要问题，随着科技的不断进步，我们相信未来一定会有更多更有效的方法来制造反物质，让我们更好的探索宇宙的奥秘。
硫酸君手把手教你在家玩核反应堆第一章第一节
（注:fusor即惯性静电约束）硫酸君手把手教你在家玩核反应堆目录第一章第一节fusor原理与各项参数产物第一章第二节:fusor的历史发展与现状第一章第三节:fusor的用途及使用领域与如何使用第二章第一节所需材料的要求与选用第二章第二节材料的加工与所需加工工具第二章第三节材料使用安全与注意事项第三章第一节手把手教你如何组装fusor第三章第二节启动注意安全事项与操作流程第三章第三节杂谈自己关于fusor的了解总结番外章第一节核能利用现状与未来发展方向第一章第一节fusor原理与各项参数产物fusor其实本质上是一个球形的粒子加速器（球形是指网格，不是外观。
），在一个真空室中（真空度为0.1Pa~0.0000001Pa之间。
），一般为两个钨丝编织的网格（网格外正内负，大网格包住小网格，但网格间不接触。
）通上高压直流电后（电的要求:45KV以上，30MA以上，已良好滤波。
），产生的强大电场将氘电离并约束其向网格内靠拢并在终点时与其他氘离子高速对撞，发生核反应.(注:氘为氢的三种稳定同位素之一.三种分别为:氚<chuān>氘<dāo>氕<piē>)。
但fusor还有一个变种单网格结构,就是将金属外壳通电,代替一个正极外网格.虽然这种方法效率较高但危险复杂,一般为国家研究院.有专业知识的人使用,本文建议新手不要用这方法. (反正我们只是装B而已,别把命搭进去了......)这是一个fusor实物图(注:此为双网格结构):这是另一个fusor实物(注:此为单网格结构):核反应方程式:D+D→n+3He+3.3MeV(注:n代表中子3.3MeV代表电子伏特即能量3He代表一个氦3原子)He3+D=He4+p+18.4MeV.(注这种聚变不产生中子，所以放射性小，而且反应过程易于控制，可算是既无污染又安全。
p代表质子)核反应产生的电离辐射:该反应将产生α、β、γ.质子.中子.X射线六种电离辐射(注:电离辐射即核辐射.注α、β分别读作阿尔法.贝塔.)该反应产生的粒子产率:fusor每瓦聚变能量每秒钟产生的聚变产物数量(注:一般自制fusor功率都在1~5w)写于2014年8月2日。
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第一节反应堆和加速器
一、核反应堆技术
研究性重水反应堆1956年，苏联援建的以重水作为慢化剂和冷却剂的中国第一座试验性重水反应堆在房山坨里兴建。
6月13日，反应堆达到临界，最大热功率为10000千瓦。
6月30日，反应堆正式运转。
该反应堆主要是进行中子物理试验、材料辐照试验和其他科学研究，并生产放射性同位素。
1959年2月，中科院原子能所在朱光亚领导下,自行设计、制造和安装了中国第一座轻水零功率装置，并进行了试验，为掌握研究性反应堆物理实验技术跨出了第一步。
此后，开展了以改进堆的性能、扩大堆的用途、提高经济性为中心的技术改进。
1960年，实现了在不停堆情况下远距离、半自动化操作和连续生产。
1967年，用先进的离子交换法取代蒸馏法，使核燃料得到了充分利用。
1978年至1983年，中科院原子能所结合1958年建成的试验性重水堆的改建，开展了低浓铀重水栅格物理特性的理论和实验研究；配合北京核工程研究设计院重水堆核电站研究设计工作，开展了高浓铀重水物理特性研究。
1980年6月27日，该所改建的反应堆达到临界。
1981年11月6日，改建后的反应堆功率提升到15000千瓦，最大功率提高了50％，最大热中子通量密度提高了一倍多，活性区可利用的实验管道增加了2．6倍，而所投资金仅相当于新建一座同样反应堆的十分之一。
1983年，该所在改建后的研究性重水堆内，建立了一条高温高压考验回路，从1984年底开始对秦山核电厂的燃料元件进行考验和检验。
潜艇核动力与陆上模式堆1958年，中科院原子能所开始了潜艇核动力的研究。
翌年组建了中国第一个反应堆热工水力实验室，并陆续建立起十多个高温高压水回路等实验装置，为潜艇核动力堆做了临界热流密度、元件盒内流速分布及若干部件的阻力等试验，为解决设计中的一些关键技术提供了依据。
1960年6月，提出了“潜艇核动力方案设计(草案)”。
1961年后，该所开展了材料试验堆、元件考验堆、生产堆的物理理论计算工作，并建造了几个零功率装置，对计算结果进行了实验验证。
同时，中科院计算技术研究所完成了压水堆有效增殖因子计算、动力堆燃耗计算；与有关单位合作，为中国自行设计建造潜艇核动力反应堆、高通量实验反应堆及秦山核电厂反应堆开发出计算程序，并在零功率装置上进行了实验验证。
1965年，清华大学核能技术研究所建立了热工水力试验装置。
1959年，北京有色金属研究院为中国自行设计建造的潜艇核动力反应堆提供Zr-2合金包套材料，并在宝鸡有色金属加工厂建立了生产线；提供了核能级的金属铍及氧化铍材料，在宁夏有色金属冶炼厂投产；提供了银铟镉控制棒材及铪棒等控制材料等。
1970年4月至7月，中科院原子能所等完成核潜艇陆上模式堆的安装试车，并达到满功率。
工程试验堆1958年至1965年4月，中科院原子能所以苏联ИPT-1000物理试验堆为原型建成了游泳池式研究试验堆，并提升至额定功率。
1967年8月，该堆的热功率由1000瓦提高到3500瓦，改进了堆的物理性能，扩大了堆的物理用途，且为以后设计高通量工程试
验堆积累了经验。
1968年，北京反应堆工程技术研究所开始研究高通量工程试验堆。
1981年5月4日，该堆建成，功率为12．5万千瓦，实现了高功率运行。
石墨轻水生产堆1958年，苏联对援助中国的第一座石墨轻水生产堆进行了初步设计。
1960年8月，在苏联专家撤走、停止了一切技术资料和设备材料供应的情况下，二机部设计院（后改为北京核工程研究设计院）与中科院原子能所等单位通力合作，研制了石墨轻水生产堆的核心部件和主要制造工艺，并进行了理论研究、大量计算和试验，1966年10月29日19时，中国第一次用自己工厂生产的铀元件，在自己建造的反应堆内实现了链式核裂变反应。
1966年12月31日，反应堆功率首次达到额定值的0．5％,随后逐步提升到运行功率。
1975年上半年，反应堆首次达到设计的额定生产能力；下半年反应堆开始连续超过设计额定值的运行。
1981，北京核工程研究设计院承担了将生产堆改造成产钚、发电两用堆的技术开发工作，先后完成提高回路热工参数与利用生产堆余热发电的可行性研究。
1983年，开始进行余热发电工程的初步设计和施工设计。
屏蔽试验反应堆1958年，清华大学开始设计屏蔽试验反应堆。
1964年9月27日，临界启动成功。
该反应堆为游泳池式轻水堆，功率2000千瓦。
同年，还建成了零功率反应堆。
1975年，该校在屏蔽试验反应堆水池中添置了功率为2800千瓦的2号堆芯。
1964年至1984年，清华大学相继在屏蔽试验反应堆上进行了核潜艇动力堆屏蔽材料性能试验、生物辐照试验、中子活化分析研究和生产、中子照相研究和应用、核径迹蚀刻膜的研究和生产、电子元器件抗辐射加固试验。
二、核能的开发应用
1974年至1982年，清华大学核能技术研究所先后进行了高温气冷堆技术研究、高温气冷堆工艺供热的可行性研究。
该校王大中提出一种带有中心石墨球区模块式高温堆的新概念。
这一新型高温堆设计在保持模块式高温堆优良固有安全特性前提下，可使功率提高一倍以上，并获得联邦德国、美国、日本等的设计发明专利。
1986年至1990年，该所完成了燃料元件研制、球床流动、氦回路热工、核燃料后处理等研究，并与联邦德国合作，完成了10兆瓦高温气冷堆的初步设计。
1989年，清华大学核能技术研究所建成了5兆瓦低温核供热试验反应堆，并进行了热电联供、核能低温制冷等综合利用试验。
三、粒子加速器
低能加速器1950年11月，赵忠尧回国时在美国购置了建造质子静电加速器和进行核物理实验所需的一批器材。
中科院近代物理所以此为基础，于1957年研制成功中国第一台质子静电加速器，其束流能量达2兆伏(稳定在180万伏)，流强为几个微安。
该加速器的建成，是中国实验物理和加速器技术发展的一个里程碑。
1958年10月1日，中科院原子能所建成氘核能量为12．5兆电子伏特回旋加速器并投入运行。
1962年，该所建成国内第一台能量为2．5兆电子伏的电子直线加速器并投入运行。
1969年，该所将原来固定能量的У-120型回旋加速器改为可变能量加速器,使氘核能量在3兆～14兆电子伏范围内连续可变，用于核数据测量。
1978年，中科院原子能所从美国引进HI-13型串列静电加速器，加速能量从氢离子26兆电子伏/A到硅离子4．3兆电子伏/A，1986年投入运行。
中、高能加速器50年代，在王淦昌等主持下，中科院原子能所进行了能量为1千兆电子伏的中能加速器的理论研究和物理设计。
60年代，着手进行高能加速器的理论设计。
1984年至1988年，中科院高能所建成正负电子对撞机，其单束能量2．8千兆电子伏，有效能量5．6千兆电子伏。