核反应堆物理分析 第2章
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)。
第2节 核裂变和裂变反应堆
损失的能量
E mc2 0.01884 931.5MeV E 17.59MeV
发生聚变的条件:
使原子核间的距离达到10-15m
实现的方法有:
1、用加速器加速原子核;
不经 济
2、把原子核加热到很高的温度;
106~108K
聚变反应又叫热核反应
裂变 和 聚变
核反应
在核物理学中, 原子核在其他粒子 的轰击下产生新原 子核的过程,称为 核反应.
原 子 核
电子
吸收能 量
核
反
应
核子结合成原子核
放出能 量
使较重的核分裂成中等大小的 核
把较小的核合并成中等大小的 核
物理学中把重核分裂成质量较小的核, 释放核能的反应叫做裂变.把轻核结合成质 量较大的核,释放出核能的反应叫做聚变.
2.裂变
原子核(原子量M>200)受到中子的轰击分裂成 两个或两个以上中等质量原子核的现象,称为核的 裂变.
裂变方程:
235 92
U01n15349Xe3985Sr
201
n
200MeV
235 92
U01n15461
Ba9326
Kr301
n
200MeV
铀核的裂变
1939年12月,德国物理学家哈恩和他的助手 斯特拉斯曼发现,用中子轰击铀核时,铀核发生 了裂变。铀核裂变的产物是多种多样的,一种典 型的反映是裂变为钡和氪,同时放出三个中子, 其核反应方程是:
二.链式反应
原子核发生裂变时放出中子,如果这些 中子使裂变反应不断地进行下去,这种反应 叫链式反应。
链式反应
由裂变重核裂变产生的中子使反应一代接一代继 续下去的过程,叫做核裂变的链式反应.
《核反应堆物理分析》公式整理
∫ ts
=
−
Eth E0
λs (E) ξv
dE E
=
2
λs
⎡ ⎢
ξ ⎢⎣
1− Eth
1⎤ ⎥
E0 ⎥⎦
热中子平均寿命为 质)
td (E)
=
λa (E) v
=
1 Σa ( E)v
=
1 Σa0 v0
(吸收截面满足
1/v
律的介
中子的平均寿命
l = ts + td
慢化密度
∞
0
q(r , E) = ∫E dE′∫E Σs (r , E′) f (E′ → E)ϕ (r , E′)dE
σ= 0
=0
∫Ec N (E)vdE 0
∫Ec N (E) EdE 0
若吸收截面s a 服从“1/v”律
σ a( E) E = σ a(0.0253) 0.0253
若吸收截面不服从“1/v”变化,须引入一个修正因子 gn
σa
=
σ a(0.0253) 1.128
293 Tn gn
第 3 章-中子扩散理论
gradφ
=−
λs 3
∇φ
中子数守恒(中子数平衡)
d dt
∫V
n(r,
t)dV
=
产生率(S)
−
泄漏率(L)
− 吸收率 ( A)
中子连续方程
∂n(r, ∂t
t)
=
S
(r
,t)−
Σ aϕ
(r
,t)−
divJ
(r,
t)
如果斐克定律成立,得单能中子扩散方程
1 v
∂ϕ (r, t ) ∂t
=
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
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
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。
核反应堆物理分析课后习题及答案
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》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。
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。
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 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。
《核反应堆物理分析》公式整理
第1章—核反应堆物理分析中子按能量分为三类: 快中子(E﹥0、1MeV),中能中子(1eV﹤E﹤0.1 MeV),热中子(E﹤1eV)。
共振弹性散射AZX+ 01n →[A+1Z X]*→A ZX+ 01n势散射AZX+01n→A Z X +01n辐射俘获就是最常见得吸收反应。
反应式为A ZX+01n →[A+1ZX]*→A+1Z X+γ235U裂变反应得反应式23592U + 01n→[23692U]*→A1Z1X+ A2Z2X +ν01n微观截面ΔI=-σINΔx宏观截面Σ= σN单位体积内得原子核数中子穿过x长得路程未发生核反应,而在x与x+dx之间发生首次核反应得概率P(x)dx= e—ΣxΣdx核反应率定义为单位就是中子∕m3 s中子通量密度总得中子通量密度Φ平均宏观截面或平均截面为辐射俘获截面与裂变截面之比称为俘获-—裂变之比用α表示有效裂变中子数有效增殖因数四因子公式中子得不泄露概率热中子利用系数第2章-中子慢化与慢化能谱在L系中,散射中子能量分布函数能量分布函数与散射角分布函数一一对应在C 系内碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 内得概率:能量均布定律 平均对数能降当A 〉10时可采用以下近似 L 系内得平均散射角余弦慢化剂得慢化能力 ξ∑s慢化比 ξ∑s /∑a 由E 0慢化到E t h所需得慢化时间tS热中子平均寿命为 (吸收截面满足1/v 律得介质)中子得平均寿命 慢化密度(,)(,)(,)(,)(,)(1)(1)EE Eas s EE E r E r E dE E E q r E dE r E r E dE E E ααϕαϕαα''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 稳态无限介质内得中子慢化方程为无吸收单核素无限介质情况 无限介质弱吸收情况dE 内被吸收得中子数 逃脱共振俘获概率第j 个共振峰得有效共振积分 逃脱共振俘获概率等于整个共振区得有效共振积分 热中子能谱具有麦克斯韦谱得分布形式中子温度 核反应率守恒原则,热中子平均截面为若吸收截面a 服从“1/v"律若吸收截面不服从“1/v ”变化,须引入一个修正因子第3章—中子扩散理论菲克定律中子数守恒(中子数平衡)中子连续方程 如果斐克定律成立,得单能中子扩散方程设中子通量密度不随时间变化,得稳态单能中子扩散方程直线外推距离 扩散长度慢化长度L1 2221111112110100ln 3th a tr E D D L L E ϕϕϕϕξ∇-∑=∇-=→==∑∑∑L 21 称为中子年龄,用τth 表示, 即为慢化长度。
第二章--核反应堆材料
2. 核燃料
核燃料:在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀235是天然存在的,而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用 人工方法转换而得。
核燃料要求
(1)热导率高; (2)抗辐照能力强,以达到高的燃耗; (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力; (4)熔点高,且在低熔点时不发生有害的相变; (5)机械性能好,易于加工。
常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、钐等稀土 元素。
镉 • 镉具有很高的热中子吸收截面,而且价格也够便宜,但由于熔 点低,在中子能量低于0.18eV时吸收截面很快下降,因此只能 用于低温的研究性反应堆中。 银 -铟 -镉 • 把热中子吸收截面打的铟、银制成合金,具有很强的中子吸收 能力。绝大多数反应堆都用这种合金做吸收体。它易于加工, 有足够的强度,但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。 硼 • 热中子反应堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有两 种同位素——硼-10和硼-11,吸收中子主要依靠硼-10。所以把 材料中的硼-10富集可提高控制效率。 • 其缺点是吸收中子后产生氦气,产生的氦气会使材料体积膨胀, 尤其在高燃耗时辐照损伤更为严重。 • 硼的应用:将碳化硼做成芯块后装入不锈钢管在组合十字形控 棒或装配成棒束型控制棒;在压水堆中用作化学补偿控制;补偿 反应堆剩余反应性。
7)安全壳材料
安全壳的体积很大,直径约为40m,高60m左右。内 层的钢密封衬是在现场组装和焊接的,焊前无法预热、焊 后难以进行热处理。所以要求材料焊接性好、杂质少、强 度高、塑韧性大。 安全壳材料多采用碳锰钢,如A516,16Mn和15MnNi 63钢 等。当壳体厚度超过38mm时,为了提高淬透性,改善强度 和韧性以及焊接性能,需采用低合金高强度钢A537或A387。
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
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
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。
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:
核反应堆物理分析试卷答案
核反应堆物理分析试卷答案第一题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。
下列答案是关于核反应堆物理分析的问题。
1.什么是核反应堆?答: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。
它包括核燃料、反应堆容器、调节材料和冷却剂等组成部分。
2.核裂变和核聚变有什么区别?答:核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程,同时释放出大量的能量。
而核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程,同样释放大量的能量。
3.核反应堆的冷却剂有哪些常见的种类?答:常见的核反应堆冷却剂包括水、氦气和液态金属等。
水冷反应堆是最常见的类型,它使用轻水或重水作为冷却剂。
4.什么是反应堆容器?答:反应堆容器是核反应堆的外部保护层,用于隔离放射性物质和与环境的接触。
它通常由厚重的钢材制成,具有良好的辐射屏蔽能力。
5.如何控制核反应堆的输出功率?答:核反应堆的输出功率可以通过控制反应堆的燃料进出、调节材料的位置和冷却剂的流动速度来实现。
调整这些参数可以改变核反应的速率,从而控制输出功率。
第二题核反应堆物理分析试卷的第二题是选择题。
1.下列哪种冷却剂常用于快中子反应堆?a.水b.氦气c.液态金属d.压缩空气答:c. 液态金属2.反应堆容器的作用是什么?a.控制反应堆的输出功率b.保护冷却剂免受辐射c.隔离放射性物质与环境接触d.调节核反应堆的温度答:c. 隔离放射性物质与环境接触3.下列哪种过程释放的能量最大?a.核裂变b.核聚变c.化学反应d.物理燃烧答:b. 核聚变第三题核反应堆物理分析试卷的第三题是简答题。
1.解释核裂变和核聚变的物理原理。
答:核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程。
它发生时,高能中子被射入原子核,使得原子核不稳定,进而分裂成两个或多个更稳定的核。
这个过程中释放出大量的能量。
核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程。
通常需要高温和高压环境下才能发生聚变反应,这个过程中也会释放出大量的能量。
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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
慢化能力 ξΣs /m-1
1.53×10-2 1.77×10-3 1.6×10-3 6.3×10-4
umax
ln 1
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
E
在质心系内各向同性的情况下:
E
(ln E ln E) f (E E)dE
EE ln
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
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
Nc
ln E1
ln E2
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
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:
这是预期c 结 果0 c,os因c f为(在c )d质c心 系12 0中 co中s子c s散in射cd是c 各 0向同性。
在实验室系中中子每次碰撞平均散射角余弦为:
由于中子在实验0室 c系os和1 质 心0 co系s中1 f有(1对)d应1 关系,因此
f (1 )d1 f (c )dc
由(2-16)和(2-19)可得
0
1 2
0
Acosc 1 A2 2Acosc
1
sin c d c
2 3A
因而,尽管在质心系是各向同性的,但在实验室系确是 各向异性的,而且在实验室系中子散射后沿它原来运动 方向的概率较大。平均散射角余弦的大小表示了各向异 性的程度。在实验室系平均散射角余弦随着靶核质量数 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。
能量无关。
2.1.3 平均对数能降
对数能降 u 定义为:
或 E=E0e-u
其M中eV。E0随为中选子定能的量参的考减能小量,,中一u子般的l选n 对EEE0数0=2能M降eV在或增大E0,=1其0
变化与能量相反。
一次碰撞后对数能降的增加量为:
由(2-14)式u可知u, u一次ln 碰EE0撞最ln 大EE0的 对ln 数EE 能降为
§第二章《中子慢化和慢化能谱 》
学习要求: ➢本章中公式推导较多,只要求掌握或熟悉部分结论,对 过程不做要求。如中子与靶核碰撞后的能量范围、散射函 数、平均对数能降、实验室坐标系下的平均散射角余弦、 中子温度、热中子的平均吸收截面 ➢需要掌握或熟悉的概念:慢化能力/慢化比、慢化时间/ 扩散时间、能力自屏效应、能谱硬化
Em in E
一次碰撞中中子的最大能量损失为
Emax (1 )E
(3)中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关。 A=1,则 α=0,E´min=0,即中子与氢碰撞后能量全部 损失掉。 A=235,则 α=0.983,E´min=0.02E,即中子与235U碰撞 后能量最大损失约为碰撞前中子能量的2%。所以应该
Table 2-2 几种慢化剂的慢化和扩散时间
慢化剂
H2O D2O Be BeO 石墨
慢化时间/s
6.3×10-6 5.1×10-5 5.8×10-5 7.5×10-5 1.4×10-4
扩散时间/s
1.4×10-4 0.137 3.89×10-3 6.71×10-3 1.67×10-2
快中子自裂变产生到慢化成为热中子,直到最后被俘获 的平均时间,称为中子的平均寿命。
在慢化区,中子能量密度的能 谱近似按照1/E规律变化。
在热能区,中子的能谱可以用 麦克斯韦分布谱近似描述。
反应堆中子能谱示意图
2.4 .2 热中子的平均截面
为了便于计算,我们需要将处于热能区得中子视为一群, 需
要计算出热中子的平均截面, 我们认为热中子的能谱是硬
化后的麦克斯韦分布,由(1-35)式得:
T=300K时的麦克斯韦-玻尔兹曼分布示意图
N(E)
2
3
e
E
kT
E
1 2
(kT ) 2
实际上,热中子的能谱分布与介质原子核的麦克斯韦并不 完全相同。因为:
在反应堆中,所有的热中子都是从高能慢化而来,然后 与介质达到热平衡,这样子较高能区的中子数就较多。
由于介质也要吸收中子,因此必然有一部分中子还没有 慢化成热中子以前就被介质吸收了,其结果又造成了能量 较低部分的中子份额减少,高能中子的份额较大。
这一现象称为热中子能谱的“硬化”。
精确计算热中子能谱是比较复杂问题,因为在处理能 量低于1电子伏的中子与慢化剂核的散射时已不能把慢化 剂核看成静止的,自由的,必须考虑到慢化剂核的热运动 等因素。
在实际计算中,可以近似认为热中子能谱
仍然具有麦克斯韦的分布的形式只是热中子最
概然能量En=kTn/2比介质原子核的最概然 Em=kTm/2要高。
a
2
0.0253
k Tn
a
(0.0253)
将波耳兹曼常数带如可得:
a
a (0.0253)
1.128
293 Tn
对于吸收截面随能量的变化不满足”1/v” 规律变化的元素
核,此时在形式上仍然可以用上式,但必须家一个修正
因子ga,
a
a (0.0253)
1.128
293 Tn ga
感谢下 载
2.4 热中子能谱和热中子平均截面
2.4 .1 热中子能谱
在压水堆中通常将 Ec=0.625 eV定义为分 界能或缝合能, Ec能量 以下的中子称为热中子。 所谓热中子是指中子与 所在的介质的原子或分 子处于热平衡状态的中 子。处于热平衡状态的 热中子,它们的能量分 布也服从麦克斯韦-波 耳兹曼分布,即
Ec (E)N (E)vdE Ec (E)N (E) EdE
0
0
Ec N (E)vdE 0
Ec N (E) EdE 0
Ec 是慢化中子和热中子的分界能,E>Ec 时麦克斯韦分布 所占的比例很小,所以可以将积分扩展到+∞,并利用
(1-36)式 a (E) E a (0.0253) 0.025得3 :
在实验室(L系)和质心系(C系)内中子与核的弹性散射
利用碰撞前后动量和动能守恒:
可得:
A
12
A1
E
1 [(1 )
2
(1 ) cosc
]E
实验室系和质心系内散射角的关系
有以上结果可以看出:(1) c 0 时, E E源自碰ax 撞 E前后中子能量没有损失。
(2) c 180 时, E Em in
l ts td
2.3 均匀介质中的共振吸收
当中子能量慢化到100 keV以下中能区,反应堆内的很多 重要的材料如U, Pu, Th 等多表现出强烈的共振吸收 特征,具有很高并且很密集的共振峰。在慢化过程中必 然有一部分中子被共振吸收。共振吸收对反应堆内的链 式反应过程有非常重要的影响。
能量自屏效应:当中子截面呈共振峰形状时,在共振能量附 近有很大的增大和剧变,这就导致了中子通量密度急剧下 降畸变,出现很大的凹陷,这种现象称为共振的“能量自 屏效应”
慢化比 ξΣs / Σa
70 2100 150 170
2.1.6 中子的平均寿命
➢ 在无限介质中,裂变中子慢化到热中子所需要的平均时间 称为慢化时间。 ts 一般在10-4 到10-6秒量级。
➢ 介质中的热中子在自产生至被俘获以前所经历的平均时间, 称为扩散时间,热中子的平均寿命。对于1/v介质热中子 的平均寿命与中子能量无关。 td 一般在10-2 到10-4秒量 级。
(麦克斯韦谱); 2—实际的热中子谱; 3—中子温度为Tn时的麦克斯韦谱
Tn TM C a (kTM )
TM
s
Tn
TM
1C
a (kTM
s
)
ξΣs 为栅元或介质的慢化能力;Σa(kTm) 为中子能量等于 kTm的栅元或介质的宏观吸收截面;Tm 为介质温度。假定 栅元或介质内各元素核的吸收截面服从1/v率,则:
N(E)
2
3
e E E kTn
1 2
(kTn ) 2
这相当于把介质的麦克斯韦分布谱向右移动, 使Tm 增大到Tn。 Tn称为中子温度,中子温度 的数值一般要比介质温度高。
中子温度高于介质温度的差值将随着介质 慢化能力的减少和吸收截面的增加而增大,Tn 与Tm的关系可近似地 用以下公式表达:
热中子能谱的“硬化” 1—温度为TM时介质原子核的能谱
a (kTM ) a (0.0253)
293 TM
对于一些弱吸收的纯慢化剂,中子温度可以用以下近似公 式计算:
Tn TM (1 0.46)当 A≤25时,0 <Δ<1
Tn TM (1 0.3) 当 A >25时,
其中
2 A a (kTM ) s
热中子反应堆内中子能谱分布
高能区(能量大于0.1 MeV), 中子能谱近似地可以用裂变中 子谱来描述。
选择轻核元素作为慢化剂。
2.1.2 散射后中子能量的分布
实验和理论计算(量子力学)表明,
对一般的轻元素,当能量E 小于几个