核反应堆物理-复习重点--答案
核反应堆物理分析复习重点
l t s td
d
a 0 v0
核反应堆物理分析 慢化时间
ts
Eth
E0
s dE v E
（在 10 到 10 秒量级）
-4
-6
热中子反应堆中，中子的平均寿命主要由热中子的平均寿期即扩散时间决定。 7、无吸收介质内在慢化区能谱近似服从 1/E 分布或称之为费米谱分布。 8、有效共振积分： I I i a ( E ) ( E )dE
qr E f f r
f r
3.12 10
10
W m3
18、裂变产物：非对称性：对称裂变产额小，非对称裂变产额大。 19、裂变中子能谱 ：裂变中子的最概然能量稍低于 1Mev。
20、瞬发中子(prompt neutrons)：伴随着裂变产生而没有可测延迟的中子，占 99%。 缓发中子(delayed neutrons)：裂变碎片衰变过程中发射出来的中子，<1%。 缓发中子先驱核: 在衰变过程中产生的，最终能够产生缓发中子的核（碎片） 。 21、有效增值因数 K eff ：
2
第五章 分群扩散方程 1、两步近似法求群常数： <1>制作与具体反应堆能谱无关的多群微观常数 <2>根据具体反应堆栅格的几何材料组成，在多群常数库的基础上，来计算其具体的中子能谱和少群常
核反应堆物理分析 数。
2、内外迭代法求多群扩散方程： 内迭代：又称为源迭代通过源迭代求特征值的迭代过程 外迭代：对源迭代过程中出现的扩散方程进行具体数值求解的过程 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所吸收， 造成燃料快内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃料里层 的燃料核未能充分有效地吸收中子，即外层燃料核对内层燃料核 起了屏蔽作用，称为空间自屏效应。 缺点：热中子利用系数 f 减小，燃料得不到充分利用 2、解释右图（6-2）
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。
核反应堆物理试题及答案
核反应堆物理试题及答案一、选择题（每题2分，共20分）1. 核裂变反应中，中子的倍增系数K大于多少时，反应堆才能维持自持链式反应？A. 0B. 1C. 0.5D. 1.1答案：B2. 以下哪种物质不是核反应堆的慢化剂？A. 石墨B. 重水C. 轻水D. 铅答案：D3. 核反应堆的临界质量是指：A. 反应堆中可裂变核素的质量B. 反应堆达到临界状态所需的最小质量C. 反应堆中所有核素的总质量D. 反应堆中中子的总质量答案：B4. 核反应堆中，中子通量密度的单位是：A. 秒^-1B. 厘米^-2C. 厘米^-2·秒^-1D. 秒^-1·厘米^-2答案：D5. 核反应堆的热中子通量密度通常在什么数量级？A. 10^10 n/cm^2·sB. 10^12 n/cm^2·sC. 10^14 n/cm^2·sD. 10^16 n/cm^2·s答案：C二、填空题（每题2分，共20分）1. 核反应堆的冷却剂主要作用是__________和__________。
答案：移走热量；防止反应堆过热2. 核反应堆的燃料棒通常由__________和__________组成。
答案：燃料芯块；包壳3. 核反应堆的控制棒通常由__________材料制成。
答案：中子吸收4. 核反应堆的热效率是指__________。
答案：输出功率与输入功率的比值5. 核反应堆的功率调节通常通过__________来实现。
答案：调整控制棒的位置三、简答题（每题10分，共40分）1. 请简述核反应堆中慢化剂的作用。
答案：慢化剂的作用是将快中子减速至热中子，以增加中子与可裂变核素的相互作用概率，从而维持链式反应。
2. 核反应堆中控制棒的作用是什么？答案：控制棒通过吸收中子来控制核反应堆的中子通量密度，进而控制核反应堆的功率。
3. 核反应堆的冷却系统有哪些类型？答案：核反应堆的冷却系统包括自然循环冷却系统、强迫循环冷却系统和气冷系统等。
反应堆物理总复习
新生一代中子数 k= 直属上一代中子数
中子的产生率 k= 中子的总消失率
反应堆的临界
若堆芯的有效增殖系数恰好等于1 若堆芯的有效增殖系数恰好等于1，则堆内中 子的产生率等于消失率， 子的产生率等于消失率，系统内进行的链式 裂变反应将以恒定的速率进行下去。 裂变反应将以恒定的速率进行下去。这种系 统称为临界系统 临界系统。 统称为临界系统。 keff <1，次临界系统。 <1，次临界系统。 keff >1，超临界系统。 >1，超临界系统。 使keff =1时的条件称为临界条件。 =1时的条件称为临界条件。 时的条件称为临界条件
中能区：对于重核会出现共振吸收现象。 中能区：对于重核会出现共振吸收现象。 共振吸收现象 高能区：变化平滑， 高能区：变化平滑，且截面很小
截面随能量变化的规律
微观散射截面： 微观散射截面：
非弹性散射: 非弹性散射
有阈能的特点,质量数越大 阈能越低 有阈能的特点 质量数越大,阈能越低 大于阈能 质量数越大 阈能越低.大于阈能 随中子能量的增加而增大. 时,随中子能量的增加而增大 随中子能量的增加而增化过程中不泄漏概率 s P 热中子在扩散过程中不泄漏概率 d
' E' v12 A2 + 2Acosθc +1 = 2 = E v1 ( A +1)2
若令 可得：
A 1 α = A +1
2
(1+α ) + (1α ) cosθC Ef = Ei 2
k-无穷：四因子公式 无穷：
k∞ =η f ε p
ε -由一个初始裂变中子所得的慢化到 变阈 以下 能 的平 中 均 子数 238U裂
p 逃 脱共 俘 振 获的 概率 f 被 燃料 收的 吸 中子 占 芯物 数 堆 质吸 收中 总 的 额 子 数 份
核反应堆物理基础-第二批复习、练习题解答
第二批复习-练习题详解1 中子（1）缓发中子的一个重要的特点是：在产生出来时，与大多数其它裂变中子相比，具有较低的动能。
选C项。
（2）由于缓发中子具有较低的动能，与瞬发中子进行比较，它们只需同慢化剂的核进行较少次数的碰撞就可以变为热中子，进而可能在反应堆燃料中引起热裂变。
也就是说，缓发中子更有可能在反应堆燃料中引起热裂变。
选C项。
（3）缓发中子是某些裂变碎片（即所谓先驱核）放射性衰变的产物。
选C项。
（4）在裂变中子中，瞬发中子占绝大部分（占裂变中子的99%以上）。
选C项。
（5）同第（2）题。
选D项。
（6）瞬发中子在裂变的10-17至10-14秒内（孕育时间）产生，而不到1%的缓发中子（以U-235为例）是在裂变后远大于上述时间（最大可达几分钟）内陆续发射出来的。
所以在裂变后10-6秒产生的中子是一个缓发中子。
选B项。
（7）缓发中子更有可能成为热中子，其理由见1-（2）题。
选B项。
（8）缓发中子的孕育时间约为12.5秒，中子的寿命约为10-5秒，所以平均代时间约为12.5秒。
选B项。
（9）因为瞬发中子的动能较大，要变成热中子，需要比缓发中子更多的碰撞次数。
选A项。
（10）因为瞬发中子的动能较大，当其能量大于1.1兆电子伏时，能引起U-238核的快裂变。
而缓发中子的初始能量较低（例如：U-235核热中子裂变的缓发中子能量小于500千电子伏），引起U-238核的快裂变的可能性很小。
选A项。
（11）U-238核的裂变具有阈能的特点：当中子的能量小于阈能时，裂变截面为0。
U-238核的裂变阈能大于1MeV。
热中子的能量接近零；刚产生的缓发中子的平均能量约为0.5MeV；U-238核的共振能区约在1000eV以下；只有刚产生的瞬发中子，其平均能量为2MeV，才有可能引起U-238核的快裂变。
所以可以排除A、C、D三项，选B项。
2 中子生命循环（12）eff k =1.002 > 1，但远远小于βeff 。
堆物理复习题
反应堆物理1．中子与原子核相互作用有吸收和散射两种形式，吸收又包括、和等形式，散射又有和。
2．宏观截面Σ表示一个中子与一立方厘米内原子核发生核反应的，其单位是。
宏观截面与和有关，它们的关系式是。
3．中子按照能量分为、、，绝大多数裂变中子是，需经过散射碰撞而降低速度，这个过程叫。
4．235U一次裂变，平均放出中子个，平均释放能量，大部分能量是以释放出来的。
裂变中子中的是由裂变产物放出的缓发中子。
5．燃料235U的富集度的定义：。
6．压水反应堆中，用水做剂和剂，用于前者是因为它有、、及的性质，用于后者是因为它有、和的性质。
7．反应堆运行时，由裂变产生的毒物中主要有和，在长时间的稳定功率下运行时毒物是的。
8．反应堆运行过程中，对运行影响较大的毒物是、其产生与衰变链是：9．碘坑形成的原因是。
10．反应堆内采用的慢化剂常用核素是、，在压水堆中采用的是。
11. 中子在反应堆内有、、、和五个过程。
12 可做核燃料的物质同位素有、、。
13.核裂变具有、、和等特点。
14.常用控制棒材料有、、和等，大亚湾核电厂用的是，HTR－PM用的是。
16. 反应堆运行时，氙的消失有和两种途径。
18. 中子从堆内逃逸的现象叫，为减少这种损失，在堆芯周围装有。
19氙毒是由于气态裂变产物具有很大的而构成的反应性损失。
20. 反应性温度系数是，在功率运行时，它包括燃料温度系数，又叫，它的效果是的，它是由引起的。
还包括慢化剂温度系数，它的效果是的。
燃料温度系数的绝对值慢化剂温度系数的绝对值。
23 中子有效增殖因数的定义为：，它主要决定于和。
24．反应性的定义是。
25．写出无限介质增殖因数的四因子公式，这因子分别被称为，，，。
26．反应堆有、、三种状态，他们的中子有效增殖因数K eff 分别为、和。
在稳定功率运行时反应堆处于，而停堆时是处在。
27．反应堆瞬发临界条件是，其机理为，其特征是，这种瞬发临界工况是绝对不允许发生的，在设计上已加以防止。
核反应堆物理基础-第二批复习、练习题答题卷和答案
第二批复习、练习题及参考答案1 中子（1）缓发中子是这样一些中子：A．与周围的介质达到了热平衡；B．像热中子那样产生出来；C．在产生出来时，与大多数其它裂变中子相比，具有较低的动能；D．多数铀-235核裂变是由它们而引起的。
[答案]：[ ]。
（2）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，缓发中子更有可能：A．在反应堆燃料中引起快裂变；B．被慢化剂核所俘获；C．在反应堆燃料中引起热裂变；D．被堆外核仪表探测到。
[答案]：[ ]。
（3）缓发中子是这样一些中子：A．与周围的介质达到了热平衡；B．在裂变时，在10 14秒内产生；C．它们是某些裂变碎片放射性衰变的产物；D．多数铀-235裂变由它们而引起。
[答案]：[ ]。
（4）以下哪一项是瞬发中子的特点？A．在诞生时平均动能小于0.1MeV；B．是由处于受激状态的裂变产物的核发射出来的；C．在数量上占裂变中子的99%以上；D．在裂变后平均13秒才释放出来。
[答案]：[ ]。
（5）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，缓发中子更有可能：A．泄漏出堆芯；B．在慢化剂中被吸收；C．引起铀-238核的裂变；D．引起铀-235核的裂变。
[答案]：[ ]。
（6）在裂变后10 6秒产生的中子是一个。
A．热中子；B．缓发中子；C．瞬发中子；D．俘获中子。
[答案]：[ ]。
（7）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，缓发中子更有可能：A．被慢化剂俘获；B．成为一个热中子；C．泄漏出堆芯；D．在反应堆核燃料中引起快裂变。
[答案]：[ ]。
（8）以下哪一类中子的平均代时间为12.5秒？A．瞬发中子；B．缓发中子；C．快中子；D．热中子。
[答案]：[ ]。
（9）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，瞬发中子更有可能：A．要成为热中子，需要更多的碰撞次数；B．被铀-238核在1到1000eV之间的一个共振能峰所俘获；C．在产生时具有较低的动能；D．引起一个铀-235核的热裂变。
核反应堆物理分析修订版(课后习题答案)
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
反应堆物理题库
西安交通大学——核反应堆物理分析(共470题)从反应堆物理的角度看，良好的慢化剂材料应具有什么样的性能？答案：慢化剂是快中子与它的核发生碰撞后能减速成热中子的材料，这与它的三种中子物理性能有关：δ－平均对数能量缩减；Σs－宏观散射截面；Σa－宏观吸收截面。
综合评价应是δ和Σs都比较大而Σa又较小的材料才是较好的慢化材料，定量地用慢化能力δΣs和慢化比δ和Σs/Σa来比较。
试列出常用慢化剂的慢化能力和慢化比。
核力所具有的特点是什么？答案：基本特点是：核力是短程力，作用范围大约是1～2×10-13cm；核力是吸引力，中子与中子，质子与中子，质子与质子之间均是强吸引力。
核力与电荷无关。
核力具有饱和性，每一核子只与其邻近的数目有限的几个核子发生相互作用。
4. 定性地说明：为什么燃料温度Tf越高逃脱共振吸收几率P越小？答案：逃脱共振吸收几率P是快中子慢化成热中子过程中逃脱238U共振吸收峰的几率，在燃料温度低的时候，ζa共振峰又高又窄，如图所示，当燃料温度升高后，238U的ζa的共振峰高度下降了，然而却变宽了，因而不仅原来共振峰处能量的中子被吸收，而且该能量左右的中子也会被吸收。
温度越高共振峰变得越宽，能被该共振峰吸收的中子越多，逃脱共振吸收几率P就越小，这种效应也称为多谱勒展宽。
试定性地解释燃料芯块的自屏效应。
答案：中子在燃料中穿行一定距离时的吸收几率，可表示为：P(a)=1-e-X/λ其中λ为吸收平均自由程，X为中子穿行距离。
一般认为X＝5λ时，中子几乎都被吸收了[P(a)→1]。
对于压水堆，燃料用富集度为3.0%的UO2，中子能量为6.7ev，穿行距离在5λa=0.0315cm内被吸收的几率为99.3%，所以很难有6.7ev的中子能进入到燃料芯块中心，这种现象称为自屏效应。
6. 什么是过渡周期？什么是渐近周期？答案：在零功率时，当阶跃输入－正反应性ρ0（ρ0<β）后，反应堆功率的上升速率（或周期）是随ρ0输入后的时间t而改变的（如图所示）。
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。
核反应堆物理复习
核反应堆物理复习第一章 反应堆的核物理基础1.原子是保持物质化学性质的最小微粒，它由原子核和核外电子组成，而原子核又由核子组成，核子包括质子和中子。
2. 元素：质子数相同的所有原子。
同位素：质子数相同、中子数不同的同一元素的不同原子。
核素：具有特定质子数、中子数和核能态，且平均寿命长到足以被观测到的原子。
3.核力的特点：（1）近程性；（2）饱和性；（3）与电荷无关性；（4）强相互作用。
4.α衰变：放射性核素的原子核自发地放射出α粒子，变成另一种核素的原子核的物理过程。
或者说，有些不稳定核衰变时放出由2个质子、2个中子组成的α粒子的物理过程。
X Z A →Y Z−2A−4+α+Q α （α：He 24） Ra 88226→Rn 86222+He 24β-衰变：放射性核素的原子核自发地放射出β-粒子，变成另一种核素的原子核的物理过程。
或者说，核内中子多于质子的不稳定核，中子自发转化成一个质子和一个电子，同时放出反中微子，从而变得相对稳定的物理过程。
X Z A →Y Z+1A +β-+v ̅+Q β− （β-：e −10，v ̅—反中微子） O 819→F 919+β- +v ̅ β+衰变：放射性核素的原子核自发地放射出β+粒子，变成另一种核素的原子核的物理过程。
或者说，核内质子多于中子的不稳定核，核俘获一个轨道电子，这个电子同一质子结合形成一个中子，相当于核放出一个正电子和一个中微子的物理过程。
X Z A →Y Z−1A +β+ +v+Q β+ （β+：e +10，v —中微子） O 815→N 715+β+ +vγ衰变：激发态的原子核不稳定，通过放出γ光子的形式，向较低激发态或基态跃迁的过程。
X Z Am →X Z A +Q γ Kr 3683m →Kr 3683+Q γ自发裂变：指处在基态或同核异能态的原子核在没有受到外来粒子或能量的情况下发生的裂变。
例如现在很多压水堆核电厂都采用能自发裂变的252Cf （锎）作为初级中子源。
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-复习重点--答案
第一章核反应堆的核物理基础（6学时）1.什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少;3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性,需要妥善保存;2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。
2.核反应堆的定义。
核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
核反应堆分类：3.原子核基本性质。
核素：具有确定质子数Z和核子数A的原子核。
同位素：质子数Z相同而中子数N不同的核素。
同量素：质量数A相同，而质子数Z和中子数N各不相同的核素.同中子数：只有中子数N相同的核素。
原子核能级:最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态.激发态是不稳定的，会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量.核力的基本特点：1）核力的短程性2）核力的饱和性3）核力与电荷无关4.原子核的衰变。
包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义;理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变,称为放射性同位素。
核衰变:有些元素的原子核是不稳定的,它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数:它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，标志着衰变的快慢。
半衰期:原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
衰变类型细分前后变化射线性质ααZ减少2，A减少4 电离本领强，穿透本领小ββ—Z增加1，A不变电离本领较弱,穿透本领较强β+ Z减少1,A不变电子俘获Z减少1，A不变γγ激发态向基态跃迁电离本领几乎没有，穿透能力很强5.结合能与原子核的稳定性。
核反应堆物理分析课后习题参考答案
1-1.某压水堆采用UO2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，UO2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： 由289页附录3查得，0.0253eV时： 以c5表示富集铀内U-235与U的核子数之比，表示富集度，则有： 所以， 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H2O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： 由289页附录3查得，0.0253eV时： 可得天然U核子数密度 则纯U-235的宏观吸收截面： 总的宏观吸收截面： 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。解：设碰撞次数为t 1-4、试比较：将2.0MeV的中子束强度减弱到1/10分别需要的Al，Na， 和Pb的厚度。 解：查表得到E=0.0253eV中子截面数据： Σa Σs Al： 0.015 0.084 Na： 0.013 0.102 Pb： 0.006 0.363 Al和Na的宏观吸收截面满足1/v律。 Q：铅对2MeV中子的吸收截面在屏蔽中是否可以忽略？(在跨越了可分 辨共振区后截面变得非常小) Σa=Σa(0.0253)(0.0253/2×106)^1/2 Σa Al 0.0169×10-4 Na 0.0146×10-4
三章
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：3×1012 (cm-2·s-1) （2）若以向右为正方向：-1×1012 (cm-2·s-1) 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）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 其中：λ，ɑ为常数，μ是与x轴的夹角。求：
核反应堆物理分析 总复习
靶核的热运动在两种情况下对截面产生影响： （1）靶核的运动速度和中子速度相当；（2） 在很小的能量间隔内截面有显著变化。
中子-原子核相互作用示意图
靶核是静止的
Er = En
Er > Eቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 靶核是运动的
Er < En
多普勒效应
共振峰峰值降低，宽度展宽。 截面曲线下方面积不变。 总的中子吸收增加。
中子在x+dx之间发生核反应的概率为 dx
则令P(x)dx表示一个中子在穿行x距离后在x+dx之间 发生首次核反应。 P(x)dx可以表示为：
P(x)dx exdx
根据定义显然有：
P(x)dx
exdx 1
0
0
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做平均自由程，用λ表示
92
01n
(
U 236
92
)
29326U
U238和Th232的辐射俘获，对于核燃料的增殖和原子能的利 用有重大意义。
轻核（n, γ ）
1 1
H
01n12H
D n 3H
在辐射俘获反应中，原先稳定的原子核往往转变为放射性的原 子核，因此辐射俘获会产生放射性。
（n, α ）
A Z
X
01n
(
X A1 Z
共振吸收
对A>100的重核，通常在低能区和中能区就 有共振现象。 对于轻核，要到比较高的能区才能出现共振 现象。
共振现象及其物理解释
共振辐射俘获
当中子在质心系 的动能再加上中 子进入靶核后引 起的结合能的变 化正好与复合核 某一激发态的能 级相匹配的时候， 中子与原子核相 互作用的概率就 特别大。
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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核反应堆物理分析——邓立第一章核反应堆的核物理基础（6学时）1、什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少；3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性，需要妥善保存；2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。
2、核反应堆的定义。
核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
核反应堆分类：3、原子核基本性质。
核素：具有确定质子数Z和核子数A的原子核。
同位素：质子数Z相同而中子数N不同的核素。
同量素：质量数A相同，而质子数Z和中子数N各不相同的核素。
同中子数：只有中子数N相同的核素。
原子核能级：最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态。
激发态是不稳定的，会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量。
核力的基本特点：a、核力的短程性；b、核力的饱和性；c、核力与电荷无关4、原子核的衰变——包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义；理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变，称为放射性同位素。
核衰变：有些元素的原子核是不稳定的，它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数：它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，标志着衰变的快慢。
半衰期：原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
5、结合能与原子核的稳定性。
包括：质量亏损、结合能和比结合能的定义；理解释放能量的两种途径。
质量亏损：核子（质子和中子）结合构成原子后总质量减少。
结合能：根据爱因斯坦质能公式，原子核形成过程中，质量减少了，减少的质量必然以能量的形式放了出来，这种能量称为结合能。
比结合能：由单个核子（质子和中子）结合成该原子核时平均到每个核子所释放的能量。
释放核能的两种途径：轻核聚变；重核裂变——原因：相对于中等核来说，轻核和重核的比结合能较小；从比结合能定义，通过把结合能比较小的核素变成结合能比较大的中等核，就能放出一些能量，这正是目前通过重核裂变成中等核或轻核聚变成中等核等方式来利用原子核能的思路。
6、中子与核发生相互作用——包括：理解特性；理解相互作用过程；熟悉作用最终结果；熟悉核反应式表达形式；熟悉主要反应类型。
遵循的原则：核子数守恒，电荷数守恒，动量守恒，能量守恒（动能和质量能）中子的特性：不带电荷，与原子核相互作用不存在库伦垒力，可与核直接作用中子与核发生相互作用过程：势散射、直接相互作用、复合核的形成中子与核相互作用最终结果分两大类：散射：弹性散射和非弹性散射；吸收：包括（n，f）；（n，γ）；（n，α）；（n，p）等核反应式表达形式：主要反应类型：弹性散射：靶核内能不变即基态，经典力学适用（动量和动能都守恒），热中子反应堆内起主要作用，（n，n）非弹性散射：靶核内能发生变化（动量守恒，动能不守恒），处在激发态上，并返回基态，放出射线，阈能特点，（n，n’） 辐射俘获（包括共振吸收）：复合核退激过程238U＋n→239U→→239Pu；232Th ＋n →233Th →→233U；（n，γ）放出带电粒子的反应：10B ＋n →7Li＋4He；16O ＋n →16N+1H；（n，α），（n，p）放出n个中子的反应：（n，2n），（n，3n）裂变反应：235U+n→236U*→A1X+A2X+vn；（n，f）7、核截面和核反应率——包括：微观截面、宏观截面、平均自由程、核反应率和中子通量密度的定义并理解；掌握核反应截面随中子能量的变化规律。
微观截面：σ，表示平均一个入射中子与一个靶核发生相互作用的几率大小的一种度量。
单位通常为barn（靶），10-28m2。
宏观截面：；即核密度与该核的微观截面的乘积。
单位m-1。
习惯用cm-1。
物理意义1：表征一个中子与单位体积内（1m3）内的原子核发生核反应的平均几率大小的一种度量。
物理意义2：一个中子穿行单位距离与核发生反应的几率大小的一种度量。
平均自由程：我们把宏观截面的倒数定义为平均自由程，记为λ。
物理意义：平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平均要走多长路程才与介质的原子核发生一次相互作用。
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。
核反应率：单位时间内在单位体积内发生核反应的次数。
其中，中子通量密度φ：单位体积中（1m3）所有中子在单位时间（1s）内飞行的总路程。
8、核反应的共振现象——包括：共振类型、特点和共振峰的典型参数；多普勒效应的定义；共振的性质；共振类型：俘获共振、散射共振、裂变共振特点：重核在低能区和中能区就存在；前段可分辨，后段逐渐难分辨共振峰的典型参数：共振能，峰值截面和能级宽度多普勒效应：因靶核的热运动，本来具有单一能量的中子，从它与核的相互作用看，与靶核的相对能量有一个范围展开，使共振峰展开而共振峰的峰值下降，称为多普勒效应。
共振的性质：靶核的温度上升，①共振峰进一步加宽和②降低峰值，称为多普勒展宽。
③积分值不变，即不随温度T变化而变化。
9、核裂变反应——包括：理解易裂变核和可裂变核；理解裂变截面（微观截面和宏观截面）与哪些因素有关。
微观裂变截面与哪些因素有关？掌握核反应堆内的主要放射性来源、瞬发中子和缓发中子、有效裂变中子数，裂变中子的能量分布规律及平均能量，裂变能量种类及可回收情况，反应堆功率和核裂变反应率的关系，停堆后的衰变热规律等。
易裂变核：吸收动能为零的中子后就可以裂变的核。
如。
可裂变核：入射中子必须具有一定动能才能使之裂变的核，如。
宏观截面大小影响因素：入射中子能量，靶核类别，靶核温度，靶核密度。
微观截面大小影响因素：入射中子能量，靶核类别，靶核温度。
堆内的主要放射性来源：裂变产物的放射性衰变。
瞬发中子和缓发中子：有效裂变中子数：表征燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数，称为有效裂变中子数，用η表示。
裂变中子的能量分布规律：瞬发裂变谱：瞬发中子的平均能量约为2MeV裂变能量种类及可回收情况：反应堆功率和核裂变反应率的关系:反应堆热功率：＝R V。
其中，R为核裂变反应率。
停堆后衰变热功率:部分裂变产物释放的缓发中子引起的核裂变产生的能量，只在停堆后几分钟内到几十分钟起作用。
裂变产物和中子俘获物进行放射性衰变，释放出能量，是反应堆剩余功率的主要来源。
第二章中子慢化和扩散（5学时）a)自持链式裂变反应的定义。
从自持角度分析反应堆在哪些情况下分别属于哪几种状态？自持链式裂变反应：反应堆系统内发生的裂变反应在不依靠外界补充中子的情况下，能持续一代一代地发展下去，这样的链式反应叫做自持链式裂变反应。
三种链式反应：b)中子循环的定义。
中子消失的途径和位置。
中子循环：就是指裂变中子经过慢化成为热中子，热中子击中燃料核引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程。
中子消失的途径和位置：c)在热中子反应堆中，中子的增减和平衡主要有哪些过程。
增加过程：1、U-238的快中子增殖2、U-235的热中子裂变减少过程：1、慢化剂和结构材料等物质的辐射俘获；2、慢化过程中的共振吸收；3、中子的泄漏。
包括：①慢化过程中的泄漏；②热中子扩散过程中的泄漏。
d)六个因子的定义。
四因子和六因子公式。
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。
快中子不泄漏几率Pf：快中子没有泄漏出堆芯的几率。
热中子不泄漏几率PT：热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。
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。
四因子公式：＝εPfη六因子公式：K＝εPfηPFPTe)慢化过程的定义。
包括哪两种散射，特点是什么？堆内主要的散射是哪种？慢化过程:中子由于散射（包括弹性和非弹性）碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。
弹性散射特点：此过程中，系统动能和动量均守恒。
碰撞后中子因把自己一部分动能传递给介质核而减速，运动方向也发生变化。
非弹性散射：该反应是阈能反应。
过程中动能不守恒，动量守恒。
为几千伏以上能量的中子与质量数较大的铀，铁等介质核相互作用而慢化的主要机理。
堆内主要的慢化过程是弹性散射。
f)理解弹性散射后的能量变化情况和规律。
g)对数能降、对数能降增量和平均对数能降增量的定义。
对数能降：中子在慢化过程中能量的减少可以用一个无量纲量u来表示，它的定义为，u＝㏑(E0/E);其中E0是由裂变产生的中子的平均能量，一般取2MeV。
E为慢化后的中子能量。
对数能降增量：u2－u1＝㏑(E0/E2)－㏑(E0/E1)＝㏑(E1/E2)平均对数能降增量：在中子慢化的过程中，每次碰撞中子的自然对数减少的平均值叫做每次碰撞的平均对数能量减小，记做ξh)试尝试计算裂变中子在与各种核的碰撞过程中，平均经过多少次碰撞成为热中子。
N＝㏑(E0/E)/ ξ其中：N为中子从初始能量慢化为热中子所需的平均碰撞次数；E0是由裂变产生的中子的平均能量，一般取2MeV；E是热中子的能量，一般取0.0253eV；ξ为要求的各种核素的平均对数能降增量。
对于氢核，N＝18；石墨，114；铀－238，2172。
i)慢化能力和慢化比的定义。
试解释为什么压水堆电站一般采用轻水为慢化剂和冷却剂。
慢化比：任何一种核素，除了散射中子，也会吸收中子。
如果其吸收截面过大，会引起堆内中子的过多损失而不适合作为慢化剂。
因此另外定义下面一个量称为慢化比：j)无限均匀介质内的中子慢化能谱符合什么规律，一般反应堆中中子能谱可由哪三部分组成？无限均匀介质内的中子慢化能谱在慢化区符合1/E分布。
一般反应堆中中子能谱：热中子区：Maxwell，麦克斯韦谱慢化区：1/E谱或费米谱快中子区：裂变谱k)中子的平均寿命一般多大？中子的平均寿命：为慢化时间和扩散时间之和。