《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
反应堆物理的基本理论
反应堆物理的基本理论反应堆物理是研究核反应堆等大型核系统中的反应、中子输运和热力学过程的学科，是核能力工学和核技术的重要基础。
反应堆物理涉及的基本原理和理论包括核反应、中子输运、中子动力学和热力学等，下面我们就来分析一下这些方面的基本理论。
一、核反应核反应是指核粒子之间的相互作用以及其导致的能量释放或吸收的过程。
核反应可以分为裂变和聚变两种。
1.裂变反应裂变反应是指重核在吸收由中子引起的外部激发的过程中，被分裂成小的核粒子的过程。
通常，这些分裂的核粒子释放出大量的能量，其中包括动能、辐射能以及热能等。
核裂变是核反应堆中产生热能的重要方式。
2.聚变反应聚变反应是指轻核在高温高能环境下发生的互相融合反应。
在聚变反应中，轻核会聚合成更重的原子核，并释放出大量的能量。
聚变反应是太阳等恒星中产生能量的重要方式。
二、中子输运中子输运是指中子在物质中的传输和相互作用的过程。
中子可以通过散射、吸收和释放等过程与物质中的原子核和电子相互作用。
中子输运是反应堆物理中重要的基础理论之一，可以用于描述反应堆中中子的输运和反应过程。
三、中子动力学中子动力学是指描述中子数密度随时间和空间的变化的物理学。
中子数密度可以受到反应堆中的材料、几何形状和边界条件等影响。
中子动力学可以用于分析反应堆的稳态和动态特性。
四、热力学热力学是以能量转化为研究物质热力学性质的学科，对于反应堆物理的研究也有着重要的意义。
熟悉热力学的基本概念和定律对于了解反应堆中能量转换的机理以及反应堆的热力学特性有着重要的作用。
总结综上所述，反应堆物理的基本理论包括核反应、中子输运、中子动力学和热力学等。
这些理论不仅在核能力工学和核技术中有着广泛的应用，而且在科学研究中也有着重要的作用。
理解这些理论可以更好地理解反应堆的运行原理和其在能源、医疗和工业等领域的应用。
核反应堆物理分析复习总结
第七章
• 核燃料中重同位素成分随时间的变化（重 同位素的燃耗链及裂变产物链、核燃料中 重同位素的燃耗方程、燃耗方程的解） 裂 变产物中毒（氙-135中毒、钐-149中毒、其 它裂变产物中毒） 反应性随时间的变化与 燃耗深度，核燃料的转换与增殖（转换与 增殖、几种动力堆的燃料循环、核燃料管 理）
第八章
第九章
• 缓发中子的作用，点堆中子动力学，阶跃 扰动时的点堆模型动态方程的解，反应堆 周期（反应堆周期、不同反应性引入时反 应堆的响应特征），点堆动态方程的数值 解法。
第三章
• 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、慢化 慢长度、徙动长度。
第四章
• 均匀裸堆的单群理论（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任务、 单群理论的修正），有反射层反应堆的单 群扩散理论（反射层的作用、一侧带有反 射层的反应堆、反射层节省），中子通量 密度分布不均匀系数和中子通量密度分布 展平的概念。
• 反应性温度系数（反应性温度系数及其对核反 应堆稳定性的影响、燃料温度系数、慢化剂温 度系数、其它反应性系数、温度系数的计算）， 反应性控制的任务和方式（反应性控制中所用 的几个物理量、反应性控制的任务、反应性控 制的方式），控制棒控制（控制棒作用和一般 考虑、控制棒价值的计算控制棒插入深度对控 制棒价值和功率分布的影响、控制棒间的干涉 效应、控制棒插入不同深度对堆芯功率分布的 影响），可燃毒物控制（可燃毒物的作用、可 燃毒物的分布及其对反应性的影响、可燃毒物 的计算），化学补偿控制。
核反应堆物理分析
黑龙江省考研核科学与技术复习资料核反应堆物理重要理论解析
黑龙江省考研核科学与技术复习资料核反应堆物理重要理论解析核反应堆物理是核科学与技术中的重要核心内容，对于核能产业的发展和核安全的保障具有至关重要的作用。
本文将从核反应堆物理的基本概念、反应堆参数的描述、物质的相变与核反应堆物理的关系、核反应堆稳定性和安全性等方面进行解析，以帮助考研核科学与技术的学习者更好地复习核反应堆物理知识。
一、核反应堆物理基本概念核反应堆物理研究的对象是核反应的发生和发展规律，其中重要概念包括核裂变、核聚变、裂变能和聚变能等。
核裂变是指原子核分裂成两个或多个较轻的碎片核的过程，核聚变则是多个核聚集成一个较重的新核的过程。
裂变能和聚变能则是裂变和聚变过程中释放出的能量。
二、反应堆参数的描述反应堆物理中，反应堆的参数主要包括功率、中子速度分布、反应性和利用系数等。
功率是指单位时间内的核反应能量，中子速度分布描述从高速中子到低速中子的能量分布情况。
反应性是指反应堆的反应强度和稳定性的度量，而利用系数则是评价反应堆燃料的利用率。
三、物质的相变与核反应堆物理的关系物质的相变是指物质由一种状态转变为另一种状态的过程，核反应堆物理中也涉及到物质的相变问题。
例如，液态金属钠在不同温度下会发生相变，这对于燃料棒的冷却剂起到重要的影响。
物质的相变还与反应堆的热力学性质和动力学过程有关。
四、核反应堆稳定性和安全性核反应堆的稳定性和安全性是核科学与技术中关注的重点，也是核能产业的发展所必需的。
稳定性主要指反应堆在长时间运行的稳定性，而安全性则是指在各种异常情况下保持反应堆的安全运行，防止核事故的发生。
为了达到这一目标，需要进行反应堆的设计和运行控制，以及建立相应的监测和保护系统。
综上所述，核反应堆物理是核科学与技术中的重要内容，对核能产业的发展和核安全的保障至关重要。
通过对核反应堆物理的基本概念、反应堆参数的描述、物质的相变与核反应堆物理的关系、核反应堆稳定性和安全性等方面的解析，有助于考研核科学与技术的学习者更好地理解和掌握核反应堆物理知识。
研究生入学考试《反应堆物理分析》科目名词解释总汇
研究生入学考试《反应堆物理分析》科目名词解释总汇研究生入学考试《反应堆物理分析》科目名词解释总汇精简又全面。
怎么出都是在这个范围内反应堆周期：反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间控制棒的积分价值：反应堆内控制棒从一初始参考位置插入到某一高度，所引起的反应性成为该高度上控制棒的积分价值。
控制棒的微分价值：在堆芯处不同位置控制棒移动单位距离所引起的反应性变化称为控制棒的微分价值反应性控制的三种方式：1.控制棒控制；2.固体可燃毒物控制；3.化学补偿控制反应性控制的主要任务：1.紧急调节；2.功率调节；3.补偿控制停堆深度：当全部控制毒物投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性控制毒物价值：某一控制毒物投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性剩余反应性：堆芯中没有任何控制毒物的反应性反应性系数：反应堆内的反应性相对于某一参数的变化率称为该参数的反应性系数转化比：反应堆内每消耗一个易裂变材料原子产生新的易裂变材料原子数燃耗深度：装入堆芯单位重量核燃料所产生的总能量的一种度量，也叫燃料贫化程度的一种度量?堆芯周期：一个新装料的堆芯从运行开始有效增值因数降至1时，反应堆满功率的运行时间碘坑：停堆后，135Xe的浓度先增大到最大值然后逐渐减小，剩余反应性随时间变化与135Xe刚好相反，先减小到最小值然后增大，这一现象称为碘坑。
碘坑深度：停堆后反应堆剩余反应性下降到最小值的程度。
裂变产物中毒：由于裂变产物存在，吸收中子而引起的反应性变化燃耗步长：把运行时间t分为很多时间间隔，其中每一个时间间隔称为燃耗时间步长空间自屏效应：燃料块外层燃料核对里层燃料核起到的屏蔽效应，称为空间自屏效应功率分布展平：为了提高反应堆总输出功率要采取一些措施使得堆内功率分布变得平坦一些功率分布展平措施：1.芯部分区布置；2.可燃毒物布置；；3.化学补偿；4.反射层应用，设计合理提棒程序扩散长度L：中子从被慢化到热中子处，运动到被吸收为止，在介质中运动的直线距离慢化长度：快中子从产生到被慢化成热中子处，在介质中运动的直线距离斐克定律及适用范围能量自屏效应：当中子截面呈共振峰形状时，在共振能量附近有很大的巨变，中子通量密度急剧下降，在Ei附近中子通量密度产生凹陷，使共振吸收减小中子平均寿命：快中子自产生到慢化为热中子再到被吸收所经历的平均时间慢化能力：平均对数能降与宏观散射截面之积慢化比：慢化能力与宏观吸收截面之比快中子增值因数：由一个初始裂变中子所得到，慢化到U238裂变阈能一下的平均中子数逃脱共振俘获概率：有效裂变中子数：核燃料每吸收一个中子所产生的平均裂变中子数热中子利用系数：燃料吸收的中子数与总吸收的中子数之比有效增值因数：对给定系统，新生代中子数与直属上一代中子数之比多普勒效应：由于靶核热运动随温度的增加而增加，共振峰宽度随温度增加而增大，峰值截面减小的现象核反应率：单位时间单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数共振现象：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，中子被靶核吸收形成复合核的概率显著增加的现象。
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
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.慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但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增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是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，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
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。
核反应堆物理分析复习重点
6、 宏观截面：表征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；表征一个中子在介质中穿行 单位距离与核发生反应的概率。单位：1/m 7、 平均自由程 λ: 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。或：平均每 飞行λ距离发生一次碰撞。 λ= 1/ 8、核反应率：单位时间、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） 。 9、中子通量密度：表示 1 立方米内所有的中子在 1 秒钟内穿行距离的总和。 10、中子能谱分布：在核反应堆内，中子并不具有同一速度 v 或能量 E，中子数关于能量 E 的分布称为中子 能谱分布。 11、平均截面（等效截面） ： 12、截面随中子能量的变化： 一、微观吸收截面： ① 低能区（E<1eV） ： ：中、重核在低能区有共振吸收现象 ② 高能区（1eV<E<keV） ： 重核：随着中子能量的增加，共振峰间距变小，共振峰开始重叠，以致不再能够分辨。因此随 E 的 变化，虽有一定起伏，但变得缓慢平滑了，而且数值甚小，一般只有几个靶。 轻核：一般要兆电子伏范围内才出现共振现象，且其共振峰宽而低。 二、微观散射截面： 弹性散射截面 σe ：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的。基本上为常数，截面值一般为几 靶。 轻核、中等核：近似为常数； 重核：在共振能区将出现共振弹性散射。 非弹性散射截面 σin ：有阈能的特点，质量数愈大，阈能愈低 三、微观裂变截面： （与重核的吸收截面的变化规律类似） ① 热能区（E<1eV） ：裂变截面随中子能量减小而增加，且其截面值很大。 ② 共振区（1eV<E<keV） ：出现共振峰 ③ 快中子区（E>keV） ：裂变截面中子能量的增加而下降到几靶。 13、描述共振截面变化特性的三个共振参数： 共振能：E0 ； 峰值截面：σ0； 能级宽度 Γ：等于在共振截面曲线上，当 σ= σ0/2 时所对应的能量宽度。 14、单能级布赖特-维格纳公式： r E0 2 辐射俘获共振： r (E) 0 2 2
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但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增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是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，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
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)
哈工程《核反应堆物理基础》整理
哈工程《核反应堆物理基础》整理燃耗深度：是燃料贫化程度的一种度量，通常把单位质量燃料所发出的能量称为燃耗深度。
后备反应性：控制棒积分价值微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
宏观截面：一个中子与单位体积靶物质内的原子核发生某类反应的几率或总的有效截面。
平均自由程：中子在相继两次相互作用间所穿行的距离称为自由程，其平均值称为平均自由程。
中子核反应率：单位时间单位体积介质内中子与核发生反应的次数。
裂变产物：裂变碎片和它们的衰变产物都叫裂变产物。
反应堆功率：反应堆单位时间释放出的热能，称反应堆的热功率。
热中子：当慢化下来的中子与弱吸收介质（如堆内的慢化剂）原子或分子达到热平衡时，中子的能量基本上满足麦克斯韦分布规律，这种中子称为热中子。
堆芯寿期：反应堆满功率运行的时间为反应堆的堆芯寿期。
停堆深度：多普勒效应：共振吸收截面随温度展宽的现象，称为多普勒展宽或多普勒效应。
斐克定律：中子流密度J的大小与能量密度梯度成正比。
控制棒的微分价值：控制棒的价值：反应堆定义：核反应堆是一种能以可控方式实现自续链式裂变反应的装置。
原子核结合能：核力与静电斥力之差就是使原子核结合在一起的能力，与之相应的能量称为核的结合能。
剩余功率：来源有二、一为停堆后某些裂变产物还继续发射缓发中子，引起部分铀核裂变；二是裂变产物继续发射的β、γ射线在堆内转化成了热能。
第二种称为衰变热。
碘坑时间：从停堆时刻起直到剩余反应性又回升到停堆时刻的值时所经历的时间称为碘坑时间。
燃耗效应：燃料的耗损将引起剩余反应性的下降，这种效应称为反应性的燃耗效应。
温度效应：因反应堆温度变化而引起反应性发生变化的效应，称反应性的温度效应。
允许停堆时间：若剩余反应性大于零，则反应堆还能靠移动控制棒来启动，这段时间称为允许停堆时间。
强迫停堆时间：若剩余反应性小于零，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
反应堆周期：反应堆内平均中子密度变化e 倍所需的时间。
核反应堆物理复习纲要
微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反应的几率。
停堆周期：全部无控制毒物都投入反应堆内时所具有的反应性。
堆芯寿期：一个新装料堆芯从开始运行到有效增殖因数降到1时，反应堆满功率运行的时间。
反应堆周期：反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间。
剩余反应性：堆芯没有任何控制毒物时的反应性。
瞬发临界：反应堆仅依靠瞬发中子就能达到临界的状态。
瞬发超临界：反应堆仅依靠瞬发中子就能达到超临界的状态。
多普勒效应（展宽）：共振吸收截面随温度展宽的现象。
菲克定律：中子流密度J与通量密度成正比。
控制棒微分价值：控制棒移动一步或单位距离所引起的反应性变化。
控制棒积分价值：控制棒从一参考位置移动到某一高度时，所引入的反应性。
控制棒的（反应性）价值：堆芯在有控制棒和没有控制棒时的反应性之差。
1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。
①反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。
②在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。
③水、重水、石墨等。
2、缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计？为什么？①缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到1%②缓发中子不可以忽略不计③缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。
反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。
3、解释碘坑现象和强迫停堆时间。
船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。
《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
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核物理领域主要技术术语中英文释义及名词解释
目录反应堆：Nuclear Reactor (2)堆芯：core (3)核燃料：fuel (3)燃料元件：fuel element (6)燃料组件：fuel assembly (6)乏燃：spent fuel (6)主管道：main pipe (6)主屏蔽：main shield (6)反射屏蔽：reflective enclosure (7)压力容器：pressure vessel (7)冷却剂：coolant (7)控制棒：control rod (7)控制棒组件：control rod assembly (8)非能动安全系统：passive safety system (8)稳压器：pressurizer (8)生物屏蔽：Biological shielding (8)人孔：manhole (8)反应堆：Nuclear Reactor反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。
核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。
反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。
按照冷却方式分类可分为以下几类:气冷快堆气冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。
它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。
通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。
此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。
参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
液态金属冷却快堆铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。
核反应堆物理分析总结-1
第一章:核反应堆的核物理基础
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。
Fission fragment kinetic energy Neutrons
Prompt gamma rays Fission product gamma rays Beta particles Neutrinos Total
7 7 5 10 200
平均每次裂变的衰变功率
停堆余 热排出
(1)换算关系:
中子的分类
中子的能量不同，它与原子核相互作 用的方式、几率也就不同。 在反应堆物理分析中通常按中子能量把 它们分为： （i）快中子（0.1兆电子伏以上）； （ii）超热中子（1电子伏到0.1兆电子伏）； （iii）热中子（1电子伏以下）。
中子与原子核相互作用
中子与原子核的相互作用过程有三种：势散射、直接
E2 E1 E0
激发态
E=EB+EC
若E正好在复合核的 某一激发能级附近， 则复合核形成的几率 很大，称之为“共振 吸收”。
基态 复合核能量
复合核量子能级
温度升高时，增加了238U对中子的吸收几率，负效应。
核反应堆物理分析 (2)
核反应堆物理分析
核反应堆物理分析涉及核反应堆的设计、运行和安全性等方面的问题。
1. 反应堆设计：物理分析包括确定反应堆的类型（如热中子堆、快中子堆）、反应堆堆芯结构（如燃料组件、调节剂、冷却剂）、燃料选型等。
物理分析可以使用各种数学模型和计算方法，如扩散理论、输运理论、蒙特卡罗方法等，来优化反应堆设计并实现理论上的最佳性能。
2. 反应堆运行：物理分析对反应堆运行过程中的核反应、中子输运和燃料消耗等进行模拟和分析。
这些分析可用于确定最佳的控制棒位置、调节剂、冷却剂流量等参数，以实现稳定的反应堆功率和温度。
3. 反应堆安全性：物理分析在反应堆的安全性评估和安全控制中起着重要作用。
分析方法包括事故响应分析、热工和水力分析、灾变分析等。
物理分析可以帮助确定适当的
安全控制措施，以确保核反应堆在任何条件下都能保持稳定和安全的运行。
总之，核反应堆物理分析是核能领域的关键技术之一，它为核反应堆的设计、运行和安全性提供了重要的支持和指导。
北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理
北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理核反应堆物理是核工程与核技术应用专业中的重要内容，它涉及到核反应堆的结构、原理、燃料、控制和安全等方面的知识。
在准备考研时，对于核反应堆物理的复习资料的整理和掌握尤为重要。
本文将从核反应堆物理的基本概念、原理、燃料、控制和安全等方面进行论述，以帮助考生完善复习资料。
一、核反应堆物理的基本概念核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能或电能的装置。
它由燃料、冷却剂、反应堆壳体、控制装置和安全装置等组成。
核反应堆物理研究的主要内容是核裂变反应的链式反应和反应堆内各物质的相互作用。
核反应堆物理的主要目标是实现链式反应的可控制性和安全性。
要实现这些目标，需要研究和掌握核反应堆的关键参数，如中子速度、中子通量分布、反应率等。
通过对这些参数的分析和调控，可以实现核反应堆的稳定工作和安全运行。
二、核反应堆物理的原理核反应堆物理的原理主要涉及到中子的产生、传输和吸收过程。
在核反应堆中，中子由裂变反应或其他核反应释放出来，并在燃料和冷却剂中传输。
在传输过程中，中子会与燃料和冷却剂发生相互作用，从而影响中子的能量和速度。
通过研究和掌握这些相互作用的规律，可以实现核反应堆的控制和安全运行。
核反应堆物理的原理还包括中子的衰减和吸收过程。
在核反应堆中，中子在传输过程中会发生衰减，即中子的数目会逐渐减少。
同时，中子还会被燃料、冷却剂和其他物质吸收，使得中子的能量和速度发生变化。
通过研究和掌握这些过程的规律，可以实现核反应堆的控制和安全运行。
三、核反应堆物理的燃料核反应堆的燃料一般是铀、钚等核燃料。
这些核燃料在核反应堆中发生裂变反应，释放出大量的能量。
在燃料的选择和设计中，需要考虑其裂变性能、裂变产物的生成和燃料堆积等因素，以保证核反应堆的工作效率和安全性。
核反应堆的燃料还需要考虑其放射性和核废料的处置等问题。
核反应堆燃料在裂变反应过程中会产生大量的放射性物质和核废料，对环境和人类健康都具有一定的影响。
反应堆考试概念总结
9..氙振荡：大型热中子反应堆中，局部区域内中子通量密度的变化会引起局部区域 135Xe 和局部区域中子 135 平衡关系的变化.反之，后者变化也将引起前者变化。这两者间的相互反馈作用就有可能使堆芯 Xe 的浓 度和热中子通量密度产生空间振荡现象 10.氙振荡的危害： ①局部温度升高；②材料温度应力。
第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算
1.空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料核所吸收，造成燃料块内部的热中子通量密 度比外层的要低，结果使燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子。即块外层燃料核对里层燃料核 起来屏蔽作用 A.热中子利用系数减少 B 逃脱共振俘获概率增加 C 快中子增殖效应增加 2.最佳栅格：在给定燃料富集度和慢化剂材料的情况下，存在着使栅格的无限增殖因数达到极大值或临界 体积极小的栅格几何参数。
P反应堆 导致温度 和 keff ，这样反应堆功率继续下降直到停堆。
13.反应性系数：反应堆的反应性相对于反应堆的某一个参数的变化率称为该参数的反应性系数
第九章 核反应堆动力学
1.反应堆周期:反应堆中中子密度变化 e 倍所需要的时间称为反应堆时间常数，用 T 表示 l 或 1 称为反应堆的稳定周期或渐近周期。T 为负值，中子密度随时间衰减 T T keff 1 1 2.点堆模型：堆内各中子密度随时间变化涨落是同步的，堆内中子像堆芯没有线度尺寸一样，可以把它看 作是一个集总参数的系统来处理，所以这个模型称为点堆模型。 3.点堆模型主要限制：①不能描述与空间有关的动力学效应②只适用于反应堆临界能量大和扰动不大的问 题 4.瞬发临界条件 p=β 5.瞬发中子的份额虽然少，但它的缓发时间较长，但缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔， 从而滞缓了中子密度的变化率。 所以缓发中子效应在研究反应堆的瞬态过程和反应堆控制时是不可忽略的。 反应堆的控制正是利用了缓发中子的作用才实现的。
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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。
111001
100[]A
A A Z
Z Z A
A 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。
慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。
分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。
第三章—中子扩散理论
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Ω的单位立体角内的中子数目。
慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。
徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。
第四章—均匀反应堆的临界理论
反射层的作用：
减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料； 提高反应堆的平均输出功率。
反射层材料选取：
散射截面大
吸收截面小
良好的慢化能力
功率分布展平：
芯部分区布置；
可燃毒物的合理布置；
采用化学补偿剂及部分长度控制棒以展平轴向通量分布。
第六章—栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算
空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料核所吸收，造成燃料块内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃科块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，就是说，块外层燃料核对里层燃料核起了屏蔽作用，通常把这种现象叫做空间自屏效应。
第七章—反应性随时间的变化
慢饱和裂变产物（SSFP ）：吸收截面相对较大，浓度随运行时间的增加而缓慢的趋于饱和的； 非饱和裂变产物（NSFP ）：截面很小，达不到饱和。
裂变产物中毒：由于裂变产物的存在，吸收中子而引起的反应性变化。
堆芯寿期：一个新装料堆芯从开始运行到有效增值系数降到1时，反应堆满功率运行的时间。
转换比：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数
第八章—温度效应与反应性控制
反应性系数：反应堆的反应性相对于反应堆的某个参数的变化率成为该参数的反应性系数。
反应性温度系数：单位温度变化引起的反应性变化。
燃料温度系数：由单位燃料温度变化所引起的反应性变化。
慢化剂温度系数：由单位慢化剂温度变化所引起的反应性变化。
空泡系数：在反应堆中，冷却剂的空泡份额变化百分之一所引起的反应性变化。
功率反应性系数：单位功率变化所引起的反应性变化。
功率亏损：从零功率变化到满功率时反应性的变化。
0
0P PD d dP dP
ρρ∆=⎰ 剩余反应性：堆芯中没有任何控制毒物时的反应性。
控制毒物：控制毒物是指反应推中用于反应性控制的各种中子吸收体。
控制毒物价值：某一控制毒构投入避芯所引起的反应性变化量称为该控制毒物的反肢性或价值。
停堆深度：当全部控制毒物都投入堆芯时，反应维所达到的负反应性。
反应性控制的任务
采取各种切实有效的控制方式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满足反应堆长期运行的需要；
通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个堆芯寿期内保持较乎坦的功率分布，使功率蜂因子尽可能地小；
在外界负荷变化时，能调节反应堆功率，使它能适应外界负荷变化；
在反应维出现事故时．能迅速安全地停堆，并保持适当的停堆深度。
反应堆控制分类
紧急控制：当反应堆需要紧急停堆时，反应堆的控制系统能迅速引入一个大的负反应性，快速停堆，并达到一定的停堆深度。
要求有极高的可靠性。
功率调节：当外界负荷或堆芯温度发生变化时，引入一个适当的反应性，以满足反应堆功率调节的需要。
要求既简单又灵活。
补偿控制：反应堆的初始剩余反应性比较大，因而在堆芯寿期初，在堆芯中必须引入较多的控制毒物。
但随着反应堆运行，剩余反应性不断减小。
为了保持反应堆临界，必须逐渐地从堆芯中移出控制毒物。
反应性控制方式
改变堆内种子吸收
改变中子慢化性能
改变燃料的含量
改变中子泄漏
目前反应堆采用的反应性控制方式：
控制棒控制；固体可燃毒物控制；化学补偿控制。
控制棒控制
控制棒控制反应性的快速变化：
燃料的多普勒效应；
慢化剂的温度效应和空泡效应；
变工况时，瞬态氙效应；
硼冲稀效应；
热态停堆深度。
控制棒材料要求：
具有很大的中子吸收截面；
要求控制棒材料有较长的寿命；
要求控制棒材料具有抗辐照、抗腐蚀和良好的机械性能，价格便宜。
控制棒价值
控制棒积分价值：当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时，所引入的反应性。
控制棒积分价值：控制棒在堆芯不同高度处移动单位距离所引起的反应性变化。
控制棒之间的干涉效应：当一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中中子通量密度分布的畸变，势必会影响其它控制棒的价值。
这种现象称之为控制棒间的相互干涉效应。
可燃毒物控制
可燃毒物材料的要求：
具有比较大的吸收截面；
要求由于消耗了可燃毒物而释放出开的反应性基本上要与堆芯中由于燃料燃耗所减少的剩余反应性相等；
在吸收中子后，它的产物的吸收截面要尽可能地小；
在维芯寿期末，可燃毒物的残余量应尽可能少；
要求可燃毒物及其结构材料应具有良好的机械性能。
非均匀布置：非均匀布置的主要特点是在可燃毒物中形成了强的自屏效应，使可燃毒物的有效吸收截面减小。
化学补偿控制
在一回路冷却剂中加入可溶性化学毒物，以代替补偿滓的作用，因此称为化学补偿控制，简称化控。
对化学毒物的要求：
能溶解于冷却刑中，化学性质和物理性质稳定；
具有较大的吸收截面；
对堆芯结构部件无腐蚀性且不吸附在部件上。
化控主要用来补偿的反应性：
反应堆从冷态到热态(零功串)时，慢化剂温度效应所引起的反应性变化；
裂变同位素燃耗和长寿命裂变产物积累所引起的反应性变化；
平衡员和平衡锣所引起的反应性变化。
化控的优点：
化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀；
化控不但不引起堆芯功率分布的畸变，而且与燃料分区相配合，能降低功率峰因子，提高平均功率密度；
化控中的硼浓度可以根据运行需要来调节，而固体可燃毒物是不可调节的；化控不占栅格位置．不需要驱动机构，可以简化反应堆的结构，提高反应堆的经济性。
化控的缺点：主要缺点是水中硼浓度的大小对慢化剂温度系数有显著的影响，当水中的硼浓度超过某一值时，有可能使侵化剂温度系数出现正值。
硼微分价值：堆芯冷却剂中单位硼浓度变化所引起的堆芯反应性的变化量。
临界硼浓度：随着反应堆的运行，堆芯中反应性逐渐地减小，所以必须不断的降低硼浓度，使堆芯保持在临界状态。
这时的硼浓度称为临界硼浓度。
第九章—核反应堆动力学
反应堆周期：反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间，也称为反应堆时间常数。
倍周期（倍增周期，T d）：堆内中子通量密度增长一倍所需的时间。