核反应堆物理分析复习资料
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
核反应堆物理复习重点
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。
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。
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。
20140622反应堆物理分析复习提纲1-5
中能区：重核——强烈共振；轻核——第一激发态能量高，中能区不出现共振，在高能区出 现； 高能区：共振峰间距变小，开始重叠，以致不可分辨，变化缓慢平滑。 散射截面： 非弹性散射截面：有阈能，阈能大小与质量数有关，质量数越大，阈能越低，低于阈能，截 面为 0； 弹性散射截面：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的， s 基本为常数；轻核和中等 质量核，低能中能为常数，高能区出现共振现象；重核，共振区出现共振弹性散射。 7、多普勒效应的概念以及对反应堆安全的影响 堆温度升高，铀 238 吸收共振峰展宽，使得更多中子被共振吸收；堆功率上升——燃料温度 上升——多普勒展宽使得更多中子被共振吸收——裂变链式反应减慢——堆功率下降。
3、微观截面的物理意义：平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生相互作用的概率大 小的一种度量：单位： m 2 ，常用单位“巴恩” ；宏观截面的物理意义：表征一个中子与单
位体积内的原子核发生相互作用的概率大小； 或者表征一个中子在穿行单位距离与核发生相 互作用的概率大小，单位 m 通常用cm ； 微观截面和宏观截面的计算： N ； 单元素材料单位体积内的原子核数 N
新生一代中子数 直属上一代中子数
《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 ﹥0.1 MeV),中能中子(1eV ﹤E ﹤0.1 MeV),热中子(E ﹤1eV).共振弹性散射 A Z X + 01n → [A+1Z X]* → A Z X + 01n 势散射 A Z X + 01n → A Z X + 01n 辐射俘获是最常见的吸收反应.反应式为 A Z X + 01n → [A+1Z X]* → A+1Z X + γ235U 裂变反应的反应式 23592U + 01n → [23692U]* → A1Z1X + A2Z2X +ν01n微观截面 ΔI=-σIN Δx /I I IIN x N xσ-∆-∆==∆∆ 宏观截面 Σ= σN 单位体积内的原子核数 0N N Aρ=中子穿过x 长的路程未发生核反应，而在x 和 x+dx 之间发生首次核反应的概率P(x)dx= e -Σx Σdx核反应率定义为 R nv =∑ 单位是 中子∕m 3⋅s 中子通量密度nv ϕ=总的中子通量密度Φ 0()()()n E v E dE E dE ϕ∞∞Φ==⎰⎰平均宏观截面或平均截面为 ()()()EEE E dERE dEϕϕ∆∆∑∑==Φ⎰⎰辐射俘获截面和裂变截面之比称为俘获--裂变之比用α表示 fγσασ=有效裂变中子数 1f f a f γνσνσνησσσα===++ 有效增殖因数 eff k =+系统内中子的产生率系统内中子的总消失（吸收泄漏）率四因子公式 s deff n pf k k nεη∞ΛΛ==Λ k pf εη∞=中子的不泄露概率 Λ=+系统内中子的吸收率系统内中子的吸收率系统内中子的泄露率热中子利用系数 f =燃料吸收的热中子被吸收的热中子总数第2章-中子慢化和慢化能谱211A A α-⎛⎫= ⎪+⎝⎭在L 系中，散射中子能量分布函数 []'1(1)(1)cos 2c E E ααθ=++- 能量分布函数与散射角分布函数一一对应 (')'()c cf E E dE f d θθ→=在C 系内碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 内的概率:2d 2(sin )sin d ()42c c r rd f d r θπθθθθθθπ===对应圆环面积球面积能量均布定律 ()(1)dE f E E dE Eα'''→=--平均对数能降 2(1)11ln 1ln 121A A A A αξαα-+⎛⎫=+=- ⎪--⎝⎭当A>10时可采用以下近似 223A ξ≈+L 系内的平均散射角余弦0μ001223c c d Aπμθθ==⎰慢化剂的慢化能力 ξ∑s 慢化比 ξ∑s /∑a 由E 0慢化到E th 所需的慢化时间t S()thE s s E E dE t v E λλξ⎤=-=-⎰热中子平均寿命为 00()11()()a d a a E t E vE v v λ===∑∑（吸收截面满足1/v 律的介质）中子的平均寿命 s d l t t =+ 慢化密度 0(,)(,)()(,)s EEq r E dE r E f E E r E dE ϕ∞''''=∑→⎰⎰(,)(,)(,)(,)(,)(1)(1)EE Eas s EE E r E r E dE E E q r E dE r E r E dE E Eααϕαϕαα''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 稳态无限介质内的中子慢化方程为 ()()()()()(Et s E E E E f E E dE S E ϕϕ∞''''∑=∑→+⎰无吸收单核素无限介质情况 ()()()()(1)Es t EE E E E dE Eαϕϕα''∑'∑='-⎰无限介质弱吸收情况dE 内被吸收的中子数 ()()()a dq q E q E dE E dE ϕ=--=∑0()exp()E a Es dE q E S E ξ'∑=-'∑⎰逃脱共振俘获概率00()()()exp()E aE s E q E dE p E S E ξ'∑==-'∑⎰第j 个共振峰的有效共振积分 ,*() ()jj AE I E E dE γσφ≡⎰逃脱共振俘获概率i p 等于 1exp A iA i i s s N I N p I ξξ⎡⎤=-=-⎢⎥∑∑⎣⎦整个共振区的有效共振积分 ()()ia EiI I E E dE σϕ∆==∑⎰热中子能谱具有麦克斯韦谱的分布形式 /1/23/22()()n E kT n N E e E kT ππ-=中子温度 ()(1)a M n M SkT T T Cξ∑=+∑ 核反应率守恒原则，热中子平均截面为()()()(()(ccc c E E E E E N E vdEE N E N E vdEN E σσσ==⎰⎰⎰⎰若吸收截面a 服从“1/v”律(a a E σσ=若吸收截面不服从“1/v ”变化，须引入一个修正因子n ga n σ=第3章-中子扩散理论菲克定律 J D φ=-∇ 3sD λ=01s tr λλμ=- 023Aμ= 001()46z s J z ϕϕ-∂=+∑∂ 001()46z s J z ϕϕ∂=∑∂＋－ 01()3z z z s J J J zφ+-∂=-=-∑∂ 33ssx y z J J i J j J k grad λλφφ=++=-=-∇中子数守恒（中子数平衡）(,)(S)(L)(A)Vdn r t dV dt =--⎰产生率泄漏率吸收率 中子连续方程 (,)(,)(,)(,)a n r t S r t r t divJ r t tϕ∂=-∑-∂如果斐克定律成立，得单能中子扩散方程 21(,)(,)(,)(,)a r t S r t D r t r t v tϕϕϕ∂=+∇-∑∂ 设中子通量密度不随时间变化，得稳态单能中子扩散方程 2()()()0a D r r S r ϕϕ∇-∑+= 直线外推距离 trd 0.7104l = 扩散长度 220011363(1)3(1)a tr a s a a s D L r λλλλμμ=====∑-∑∑-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。
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。
反应堆物理知识点归纳(1)
复习总结(1)主讲教师：李伟热中子反应堆中，中子反应堆中的核反应n 微观截面随能量的变化规律q 吸收截面n 低能区：大多数核素的满足1/v 律n 中能区：重核将出现强烈的共振现象q 235U的裂变截面nn 低能区：随着中子能量增加，减小n 中能区：出现共振现象n 高能区：下降到几个barn()a E s ()235583.50.0253f b eV s =()f E sc()E由裂变碎片（缓发中子先驱核）在衰变过程中释放10.71tr=S 23s =S216T Mr =A不均匀均匀反应堆的临界理论n 反射层节省q 堆芯加上反射层后，堆芯临界尺寸的减少量。
n 反射层影响1.反射层对中子吸收较弱；2.对泄漏到反射层内中子的慢化反应性的变化n 核燃料温度系数qDoppler 效应保证了核燃料温度系数为负值n 慢化剂温度系数q温度升高→慢化剂密度下降n Σa 减小→对中子的吸收减弱，f增加nΣs 减小→慢化能力减弱，p减小q 水铀比q 化学补偿毒物的影响n硼浓度过高会导致慢化剂温度系数为正设计时，水铀比应选在欠慢化区135Xe中毒135Xe产生和消失的途径nq产生：裂变直接产生，135I衰变产生q消失：发生吸收反应，自身衰变对通量(功率)变化非常敏感！135Xe 中毒n 停堆后135Xe 中毒引入的负反应性q 碘坑发生的条件：q强迫停堆11212.7610cm s --F >´×135Xe中毒n功率变化时135Xe中毒引入的负反应性浓度随时间的变化方程引入的负反应性F。
《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。
第一章：核反应堆物理分析
一.中子的产生 分为三大类：同位素中子源，反应堆中子源，加速 器中子源。 1、同位素中子源：利用核素衰变放出的射线，经 ( ,n ) 或 ( ,n ) 核反应产生中子。优点是体积小，方便。 缺点是强度低，能谱复杂。而且，必须注意其活度 随时间指数减小：
I I0e t
241
10 5 10 5 10 5 10 4 108
源尺度：几cm
Am-Be
239
Am
Pu-Be
244
Pu Cm
106
Cm-Be
1.06×
常用的 -Be 源结构
双层钢壳防泄漏
不锈钢
放射性反应芯
发射体＋靶物质
典型 Be(,n) 源的双层壳结构
2）
－中子源
基于两个反应：
中子的散射
中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行 速度。 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会 逐步减少，这种过程称为中子的慢化。 散射反应有两种不同的机制。 一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系 的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生 弹性散射。 另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实 际上包括两个过程。 ①中子被原子核吸收，形成一个复合核。 ②但这个复合核处于不稳定激发态,很快它就会又放出一个中 子，并且放出射线，回到稳定的基态。
计算单位体积内原子核数N
2.2.2
平均自由程 λ(mean free path)：
如把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λ。
显然：平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平
技术类《核反应堆物理》第1部分-核反应堆物理基础
知识点
1)
了解原子质量单位的定义，了解原子的组成、中子和质子的特点。
2)
能够说出原子结构的基本特点：整个原子核是电中性的；原子的 质量主要集中在原子核上。
3)
能够说出核素和同位素的定义，同位素有什么特性。
4)
理解在原子核中存在核力，核力的特点。
物质的组成
原子核的组成
原子核的组成
1u＝ (1.6605655±0.00000 86)×10-27kg。因而以 kg为单位的 Mp=1.672648×1027kg， Mn=1.674954×1027kg。由此可见，中子 稍稍重于质子。
提供大量的能量以及新的核素。
反应堆是
一个强大的各种粒子（中子、α粒子、β粒子和γ粒子）辐照场。
反应堆堆芯中有燃料、慢化剂、结构材料和控制材料等。 反应堆一旦运行后，堆内中子要与这些材料的原子核发生 各种类型的相互作用，产生新核，发生一系列的放射性衰 变现象。
反应堆运行是建立在中子与堆内物质相互作用的基础上。
N0e1
该式表明，平均寿命是原子核数量降为 所需要的时间。
N0 /e
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(A)。
A(t) N(t)
➢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。
热中子轰击235U，原子核分裂成两个碎片；而238U不能产生 裂变反应，它俘获中子后生成239U，经过两次β-衰变而转化为 239Pu； 235U和238U具有不同的核特性，但化学性质却很相似
质量数 铀234 铀235 铀238
清华大学核反应堆物理分析
1、热中子反应堆内，瞬发中子的平均寿期比自由中子的半衰期（ ）。
A、短的多；B、长的多；C、一样大。
1、某压水堆采用二氧化铀作燃料，其复集度为2.43%（重量），密度为104公斤/米2，计算：当中子能量为0.025ev时，二氧化铀的宏观吸收截面和宏观裂变截面（复集度表示铀－235在铀中所占的重量百分比）。
2、某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和0.398，计算堆芯的总吸收截面（0.025ev）。
3、求热中子（0.025ev）在轻水、重水和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞数。
4、试比较：将2.0M电子伏的中子束减弱到1/10所需的铝、钠和铝和铅的厚度。
5、一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？ 6、堆芯的宏观裂变截面为5米-1，功率密度为20×106瓦/m3,求堆芯内的平均中子通量密度。
7、有一座小型核电站，电功率为15万千瓦，设电站的效率为27%，试估算该电站反应堆额定功率运行一小时所消耗的铀－235数量。
8、某反应堆在额定功率500兆瓦下运行了31天后停堆，设每次裂变产生的裂变产生的裂变产物的放射性活度为1.08×10-16t-1.2居里，此处t为裂变后的时间，单位为天，试估计停堆后24小时堆内裂变产物的居里数。
9、1）计算并画出中子能量为0.025电子伏时的复集铀的参数η与复集度的函数关系。
2）有一座热中子反应堆，无限增值系数为1.10，快中子裂变因子，逃脱共振几率和热中子利用系数三者的乘积为0.65，试确定该堆所用核燃料铀的复集度。
10、某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和0.398，求堆芯的中子温度、热中子平均宏观截面和热中子利用系数。
设堆芯是均匀的，介质温度为570开， （ξσs）H2O=0.4567×10-26米2，（ξσs）Al=0.1012×10-28米2， （ξσs）U=0.126×10-28米2，堆芯的热中子能谱为麦克斯韦谱。
《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 ﹥0.1 MeV),中能中子(1eV ﹤E ﹤0.1 MeV),热中子(E ﹤1eV).共振弹性散射 A Z X + 01n → [A+1Z X]* → A Z X + 01n 势散射 A Z X + 01n → A Z X + 01n 辐射俘获是最常见的吸收反应.反应式为 A Z X + 01n → [A+1Z X]* → A+1Z X + γ235U 裂变反应的反应式 23592U + 01n → [23692U]* → A1Z1X + A2Z2X +ν01n微观截面 ΔI=-σIN Δx /I I IIN x N xσ-∆-∆==∆∆ 宏观截面 Σ= σN 单位体积内的原子核数 0N N Aρ=中子穿过x 长的路程未发生核反应，而在x 和 x+dx 之间发生首次核反应的概率P(x)dx= e -Σx Σdx核反应率定义为 R nv =∑ 单位是 中子∕m 3⋅s 中子通量密度nv ϕ=总的中子通量密度Φ 0()()()n E v E dE E dE ϕ∞∞Φ==⎰⎰平均宏观截面或平均截面为 ()()()EEE E dERE dEϕϕ∆∆∑∑==Φ⎰⎰辐射俘获截面和裂变截面之比称为俘获--裂变之比用α表示 fγσασ=有效裂变中子数 1f f a f γνσνσνησσσα===++ 有效增殖因数 eff k =+系统内中子的产生率系统内中子的总消失（吸收泄漏）率四因子公式 s deff n pf k k nεη∞ΛΛ==Λ k pf εη∞=中子的不泄露概率 Λ=+系统内中子的吸收率系统内中子的吸收率系统内中子的泄露率热中子利用系数 f =燃料吸收的热中子被吸收的热中子总数第2章-中子慢化和慢化能谱211A A α-⎛⎫= ⎪+⎝⎭在L 系中，散射中子能量分布函数 []'1(1)(1)cos 2c E E ααθ=++- 能量分布函数与散射角分布函数一一对应 (')'()c cf E E dE f d θθ→=在C 系内碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 内的概率:2d 2(sin )sin d ()42c c r rd f d r θπθθθθθθπ===对应圆环面积球面积能量均布定律 ()(1)dE f E E dE Eα'''→=--平均对数能降 2(1)11ln 1ln 121A A A A αξαα-+⎛⎫=+=- ⎪--⎝⎭当A>10时可采用以下近似 223A ξ≈+L 系内的平均散射角余弦0μ001223c c d Aπμθθ==⎰慢化剂的慢化能力 ξ∑s 慢化比 ξ∑s /∑a 由E 0慢化到E th 所需的慢化时间t S()thE s s E E dE t v E λλξ⎤=-=-⎰热中子平均寿命为 00()11()()a d a a E t E vE v v λ===∑∑（吸收截面满足1/v 律的介质）中子的平均寿命 s d l t t =+ 慢化密度 0(,)(,)()(,)s EEq r E dE r E f E E r E dE ϕ∞''''=∑→⎰⎰(,)(,)(,)(,)(,)(1)(1)EE Eas s EE E r E r E dE E E q r E dE r E r E dE E Eααϕαϕαα''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 稳态无限介质内的中子慢化方程为 ()()()()()(Et s E E E E f E E dE S E ϕϕ∞''''∑=∑→+⎰无吸收单核素无限介质情况 ()()()()(1)Es t EE E E E dE Eαϕϕα''∑'∑='-⎰无限介质弱吸收情况dE 内被吸收的中子数 ()()()a dq q E q E dE E dE ϕ=--=∑0()exp()E a Es dE q E S E ξ'∑=-'∑⎰逃脱共振俘获概率00()()()exp()E aE s E q E dE p E S E ξ'∑==-'∑⎰第j 个共振峰的有效共振积分 ,*() ()jj AE I E E dE γσφ≡⎰逃脱共振俘获概率i p 等于 1exp A iA i i s s N I N p I ξξ⎡⎤=-=-⎢⎥∑∑⎣⎦整个共振区的有效共振积分 ()()ia EiI I E E dE σϕ∆==∑⎰热中子能谱具有麦克斯韦谱的分布形式 /1/23/22()()n E kT n N E e E kT ππ-=中子温度 ()(1)a M n M SkT T T Cξ∑=+∑ 核反应率守恒原则，热中子平均截面为()()()(()(ccc c E E E E E N E vdEE N E N E vdEN E σσσ==⎰⎰⎰⎰若吸收截面a 服从“1/v”律(a a E σσ=若吸收截面不服从“1/v ”变化，须引入一个修正因子n ga n σ=第3章-中子扩散理论菲克定律 J D φ=-∇ 3sD λ=01s tr λλμ=- 023Aμ= 001()46z s J z ϕϕ-∂=+∑∂ 001()46z s J z ϕϕ∂=∑∂＋－ 01()3z z z s J J J zφ+-∂=-=-∑∂ 33ssx y z J J i J j J k grad λλφφ=++=-=-∇中子数守恒（中子数平衡）(,)(S)(L)(A)Vdn r t dV dt =--⎰产生率泄漏率吸收率 中子连续方程 (,)(,)(,)(,)a n r t S r t r t divJ r t tϕ∂=-∑-∂如果斐克定律成立，得单能中子扩散方程 21(,)(,)(,)(,)a r t S r t D r t r t v tϕϕϕ∂=+∇-∑∂ 设中子通量密度不随时间变化，得稳态单能中子扩散方程 2()()()0a D r r S r ϕϕ∇-∑+= 直线外推距离 trd 0.7104l = 扩散长度 220011363(1)3(1)a tr a s a a s D L r λλλλμμ=====∑-∑∑-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。
华北电力大学 核反应堆物理分析 第1章-核反应堆的核物理基础概论
复合核的形成:
第一阶段：复 合核的形成
第二阶段：复合 核的衰变分解
30
复合核的各种衰变方式
01n
A Z
X
(
A1 Z
X
)*
01n
A Z
X
复合弹性散射
01n
A Z
X
(
A1 Z
X
)*
01n （ZA X）* 非弹性散射
01n
A Z
X
(
A1 Z
X
)*
A＋1 Z
X
＋
辐射俘获
01n
A Z
X
(
A1 Z
11
➢原子核的能态（能级）
在学习大学物理时，我们就知道，核外的电子可以 处于不同的能量状态（能级/轨道）,受到激发的电 子可以从低能级跃迁到高能级，也可以从高能级 跳回低能级，同时释放能量。
原子核也可以处于不同的能量状态。能量最小的状 态称为基态，能量较大的状态称为激发态。
激发态一般是不稳定的（寿命很短）。
28
1.1.2 中子与原子核相互作用机理
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。如果从靶核中发射出来的核 子是质子，这就是直接相互作用的（n,p） 反应;如果从核里发射出来的核子是中子， 同时靶核由激发态返回基态放出射线，就 是直接非弹性散射过程。由于入射中子必须 要有较高的能量才能与原子核发射直接相 互作用（阈能），而在核反应堆内具有那 样高能量的中子数量很少，所以在反应堆 物理分析中，这种直接相互作用不重要。
例如，天然氧中含有氧-16, 氧-17, 氧-18三种 不同的核素。它们的原子核中都含有８个 质子，因而是同位素。
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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。 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
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一．名词解释
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
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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。 氙中毒 ：氙振荡引起局部功率上升，使燃料元件局部过热，导致燃料元件的损害；堆内温度场交替 上升，加速堆内材料的应力破坏。 反应堆尺寸较大；通量密度较高；对热中子通量密度有显著的扰 动。大的负温度系数；移动控制棒加以补偿。 碘坑现象及形成原因。 1) 反应堆在某一功率下运行较长时间后，氙 135 的衰变和俘获反应的消失速 度与生成速度相等，即与碘 135 的衰变速度相等，碘 135 和氙 135 都达到了平衡状态。 2) 此时停堆 （降功率） ，氙的俘获反应不再发生（或减小） ，氙的消失途径只能（或主要）通过衰变消失，而碘也 不再生成（或生成速度减小） ，因为碘的半衰期小于氙的半衰期，即单位时间内的由碘生成氙的速度 大于氙的衰变消失的速度，因此，氙的浓度比停堆时的浓度呈上升趋势。 3) 因为反应堆已停堆（或 降功率） ，碘不再生成（或生成速度变小） ，因此氙的浓度在达最大值开始下降，直至衰变到很少（或 到达新的浓度，比原功率下小） 。 4) 氙起到吸收中子的作用，因此，反应性变化上体现出碘坑。 最优栅格：在给定燃料富集度和慢化剂材料下，使栅格的无限增殖因数达到极大值或临界体积时的极 小栅格。 主要指标是 NH/NU 比， 在比最优栅格小的 NH/NU 比时的栅格称为慢化不足； 另一个方向， 为过慢化。 冷却剂中加入硼酸使得 keff 下降，由于 f 和 p 的影响，最优栅格位置会向 NH/NU 比变 小的方向移动。 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
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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。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量 Ec 以下的中子称为热中子， Ec 称为分界能或缝合能。 对数能降：中子在慢化过程中能量的减少 斐克定律：中子流密度 J 正比于负的中子通量密度梯度。 斐克定律的物理解释：平面 x=0 的左边的碰撞密度比右边的大，因而大概可以预料，有正的中子流存 在，这与菲克定律给出的相矛盾。但是，由于下述理由，这样的中子流不会出现。虽然左边的碰撞率 较大是完全对的，但是由于较大的 Es 值使中子在该区的衰减也较大，因此，左边被散射的中子实际 达到 x=0 的平面的几率小于中子从右边同样距离处被散射而到达该平面的几率。 可以证明， 所增加的 碰撞密度的效应和增加的衰减的效应恰好抵消，所以没有净中子流。所以推导菲克定律是所用的均匀 介质的假设并不是菲克定律能够成立的一个严格要求， 扩散长度：热中子扩散长度的平方等于热中子从产点到被吸收点的均方飞行距离的六分之一。 中子流密度：单位时间内穿过与流动方向垂直的单位表面面积的净中子数。 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。 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 rM。 反射层节省：反应堆由于加上反射层所引起的临界尺寸的减小。
7时间不多，快快快ຫໍສະໝຸດ 核反应堆物理复习分析资料整理
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。 反应性控制方式：控制棒控制、固体可燃毒物棒控制和化学补偿控制。 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，Td） ：堆内中子通量密度增长一倍所需的时间。 温度效应的原因：堆芯材料密度的变化；引起中子温度的变化；铀核共振吸收的变化。 双群理论：就是把堆内的中子按能量大小划分为分群：热中子归为一群，称为热群，能量高于分界能 的中子归为一群，称为快群。把每两群内的中子作为一个整体来处理，并将它们的扩散、散射、吸收
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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。 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。 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。 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。 常用慢化剂：水、重水、Be、石墨 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。 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。 中子能谱：1 热中子区：麦克斯韦谱；2 慢化区：费米谱； 3 快中子区：裂变谱。 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。
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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。 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：一控制毒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。 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。