核反应堆物理期末重点
核物理学重点知识总结(期末复习必备)
核物理学重点知识总结(期末复习必备)
核物理学重点知识总结（期末复必备）
1. 核物理基础知识
- 核物理的定义：研究原子核内部结构、核反应以及与核有关
的现象和性质的学科。
- 原子核的组成：由质子和中子组成，质子带正电，中子无电荷。
- 质子数（原子序数）：表示原子核中质子的数量，决定了元
素的化学性质。
- 质子数与中子数的关系：同位素是指质子数相同、中子数不
同的原子核。
2. 核反应与放射性
- 核反应定义：原子核发生的转变，包括衰变和核碰撞产生新核。
- 放射性定义：原子核不稳定，通过放射射线（α、β、γ射线）变为稳定核的过程。
- 放射性衰变：α衰变、β衰变和γ衰变。
3. 核能与核能应用
- 核能的释放：核反应过程中，原子核质量的变化引发能量的
释放。
- 核能的应用：核电站、核武器、核医学、核技术等领域。
- 核电站工作原理：核反应堆中的核裂变产生的能量转换为热能，再通过蒸汽发电机转换为电能。
4. 核裂变与核聚变
- 核裂变：重核（如铀）被中子轰击后裂变成两个或更多轻核
的过程，释放大量能量。
- 核聚变：两个轻核融合成一个较重的核的过程，释放更大的
能量。
- 核裂变与核聚变的区别：核裂变需要中子的引发，核聚变则
需要高温和高密度条件。
5. 核辐射与辐射防护
- 核辐射：核反应释放的射线，包括α射线、β射线、γ射线等。
- 辐射防护：采取合理的防护措施，减少人体暴露在核辐射下
的危害。
以上是对核物理学的一些重点知识进行的总结。
在期末复习中，希望这些内容能对你有所帮助！。
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。
反应堆热工期末复习资料
1.比较成熟的动力堆主要有哪些，它们各有什么特点？1）压水堆加压轻水作的冷却剂，控制棒为棒束型结构，正常运行水处于欠热状态；核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料，两回路布置，一回路压力15.5Mpa，二回路压力7.75Mpa；2）沸水堆加压轻水作冷却剂和慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱和沸腾状态蒸汽直接推动气轮机做功；3）重水堆重水堆慢化剂和冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成2.反应堆热工分析主要包括哪些内容主要是分析燃料元件内的温度分布，冷却剂的流动和传热特性，预测在各种工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力，温度，流量等参数随时间的变化过程3.试叙述堆的热源的由来及其分布堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev，其中裂变碎片占总能量的84％，在燃料元件内转换为热能；裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程，主要在慢化剂中；伽马射线（瞬发缓发）的能量分别在堆芯，反射层，热屏蔽和生物屏蔽中装化为内能，极少部分穿出堆外；高能贝塔粒子能量大部分在燃料元件内转化为热能4.影响堆功率分布的因素有哪些1）燃料布置，均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀，平均燃耗低，分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平，提高了整个堆的热功率，同时也提高了平均热耗。
2）控制棒，均匀的布置在具有高中子通量的区域，既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平，但对轴向功率有不利的影响：堆芯寿期初功率峰偏向上部。
3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用，使其周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度，空泡对中子慢话减弱，会导致堆芯反应性下降5.控制棒的热源：1.吸收堆芯的γ辐射；2.控制棒本身吸收中子的（n. γ）和（n. α）反应。
6.慢化剂产生的热量：1.裂变中子的慢化；2.吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量；3.吸收各种γ射线的能量。
7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热和输热三个过程。
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。
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。
哈工程 核反应堆物理期末重点
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。
1 刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。
2 在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
3 船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。
4、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。
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。
核反应堆物理分析复习总结
第一章
• 中子与原子核的相互作用，中子截面和核 反应率，共振吸收（共振截面—单能级布勒 特-魏格纳公式、多普勒效应），核裂变过 程（裂变能量的释放、反应堆功率和中子 通量密度的关系、裂变产物与裂变中子的 发射）， 链式裂变反应。
第二章
• 中子的弹性散射过程（弹性散射时能量的变化、 弹性散射中子能量的分布、对数能降和平均对 数能降增量、平均散射角余弦、慢化剂的选择、 弹性慢化时间）， 无限均匀介质内中子的慢 化能谱（无限均匀介质内中子的慢化方程、在 含氢介质内的慢化、在A>1的无限介质内的慢 化）， 均匀介质中的共振吸收（共振峰间距 很大时的逃脱共振吸收几率、有效共振积分的 近似计算、温度对共振吸收的影响），热中子 能谱和热中子平均截面。
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
第五章
• 与能量相关的中子扩散方程和分群扩散理 论（与能量相关的中子扩散方程、分群扩 散理论及多群中子扩散方程、群常数的计 算），双群扩散理论（双群常数与双群方 程、双群方程的解、双群临界方程及中子 通量密度分布），多群扩散方程的数值解 法。
第六章
• 栅格的非均匀效应，栅格的均匀化处理 （栅格的均匀化，堆芯的均匀化截面计 算）， 栅格的均匀化长度的计算（积分输 运理论的基本方程、碰撞概率方程的解及 少数群常数的计算），燃料组件内均匀化 通量密度分布及少数常数的计算，共振区 群常数的计算， 栅格几何参数的选择。
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。
核反应堆物理复习提纲
PF：快中子慢化不泄漏概率；PT：热中子扩散不泄漏概率；keff：有效增殖 因数。令 P=PFPT，则 P 表示中子在慢化、扩散过程中不泄漏概率。 keff 两种定义式：keff=堆堆内内上一一代代裂裂变变中中子子数总数，keff=中子的消中失子率的（产吸生收率+泄漏）。 六因子公式：keff=εpfηPFPT，将 P=PFPT 代入得五因子公式：keff=εpfηP，如
裂变放出的能量 Ef=200MeV。 24.停堆后的衰变热功率表如下表所示。
表中数据表明，停堆后 1s 由裂变产物衰变而释放的衰变热稍大于反应 堆运行功率的 6%。对于短的冷却时间，只要运行时间长于 30d 左右，则 Pd/P 基本上与运行时间无关。其原因是半衰期较短的裂变产物很快地达到 了它们的饱和值，当然也首先衰变。往后的衰变热由半衰期较长的裂变产 物产生，它们在停堆时的数量取决于反应堆的运行时间。
3∑s
9.费米年龄τ：τ在数值上等于中子由产生地点（该处年龄为 0）到年龄为τ
的地点所穿行（净矢量）距离均方值的1，即
6
τ=1
6
rs2。
慢化长度 Ll是中子在慢化过程中飞行的净矢量（或直飞）距离的一种量度，
数值等于费米年龄τ的平方根。单位时间单位体积内快中子与原子核发生散
射的次数为∑sΦl，一个源中子从初始能量 E0 慢化到 Eth 以下需要的平均碰 撞次数为1ξ lnEEt0h，定义移出截面∑l：快中子变成热中子的概率，那么单位时 间单位体积内慢化为热中子的数量为∑lΦl=1ξ∑lnsEΦEt0lh，∑l=lnξ∑EEts0h，则 Ll=√D∑ll ， Ll 影响反应堆中快中子的泄漏，Ll 越大，快中子泄漏到反应堆外几率越大。
v
核反应堆物理知识点总结
核反应堆物理知识点总结核反应堆的基本原理核反应堆是通过核裂变或核聚变反应释放能量，实现能量的控制和转换。
核反应堆中的燃料通常是放射性同位素，如铀、钚等。
在裂变反应中，这些放射性同位素被中子轰击后裂变成两个或更多的裂变产物，伴随着大量的能量释放；在聚变反应中，两个轻核子融合成一个重核子，同样伴随着释放大量的能量。
裂变反应的示意图如下所示，以铀-235为例：铀-235 + 中子→ 钒-141 + 锶-92 + 3中子 + 能量聚变反应的示意图如下所示，以氘与氚核聚变产生氦和中子为例：氘 + 氚→ 氦 + 中子 + 能量核反应堆的结构核反应堆通常由反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂、反应堆堆芯、反应堆容器等部件组成。
其中，反应堆压力容器是核反应堆的主要设备之一，用于容纳反应堆的燃料组件和控制棒，同时提供辐射屏蔽和冷却外壳。
燃料组件是反应堆的核心部件，包含了核燃料和结构材料，用于裂变或聚变反应产生能量。
控制棒是用来调节核反应堆功率的设备，通常由吸中子材料组成，可以调整中子通量，控制核裂变反应的速率。
冷却剂则是用来带走反应堆核心区的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理主要包括裂变链式反应、控制反应堆功率、调节中子通量、冷却反应堆核心等几个方面。
首先，核反应堆的工作是通过裂变链式反应来释放能量的。
在核反应堆中，加速中子被注入燃料组件，引发铀或钚等放射性同位素的核裂变，并释放更多的中子，在一连串的核裂变中，释放出巨大的能量。
其次，为了控制核反应堆的功率，需要调节中子通量。
一般情况下，核反应堆的功率是通过控制棒来调节的，控制棒的进出深度会影响中子的散射，从而调节核反应堆的功率。
最后，为了防止核反应堆过热，需要冷却反应堆核心。
核反应堆中通过冷却系统可以带走核反应堆核心的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的安全控制核反应堆的安全控制是核能工程的重要一环，主要包括核反应堆冷却系统设计、核反应堆辐射屏蔽设计、控制系统设计等。
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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。
①刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高
于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。
②在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强
迫停堆时间。
③船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照
最大氙中毒设计。
4、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？
沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。
5、如何保证压水堆慢化剂温度系数为负值？举例说明负温度系数对反应堆安全运行作用。
①为了保证慢化剂温度系数为负值，设计时要注意水铀比，保证处于欠慢化区；运时
要注意控制硼浓度不要超过最大值。
②例如，由于误操作或其他原因，在运行过程中控制棒突然上提了一段，致使k突然
上升，这时中子通量密度将骤然增加，温度也将突然上升，若反应堆具有负温度系数，则随着温度升高，k值将变小，从而使中子通量密度下降，有自动降温以利于安全的趋势。
6、反应堆堆芯燃料管理的主要任务是什么？
反应堆堆芯燃料管理的主要任务是在满足电力系统能量需求和在电厂设计规范和安全的要求下，为电厂的运行循环做出其经济安全运行的全部决策。
主要包括下列变量的确定：新燃料的富集度，批料数或一批换料量，循环长度，循环功率水平，燃料组件装载方案，控制毒物的布置和控制方案。
7、简述热中子反应堆中子循环过程，并写出四因子公式。
①一代热裂变中子，由于238U的快裂变，中子数增加到ε倍。
这些快中子有一部分
泄露出堆外，留在堆内的中子在慢化过程中经过共振能区，又被吸收了一部分。
热中子也会有一部分泄露出堆外，留在堆内的热中子，一部分被燃料吸收，一部分被结构材料、慢化剂吸收。
被燃料吸收的中子一部分发生辐射俘获反应，一部分发生裂变反应，生成新的裂变中子。
②四因子公式K∞=εpfη，其中ε为快中子增殖系数；p为逃脱共振吸收率；f为热中
子利用系数；η为热中子裂变因数。
8、为什么反应堆温度变化后，反应性会发生改变？
①燃料温度升高时由于多普勒效应，将使共振峰展宽，共振吸收中的“能量自屏现象”
和“空间自屏”效应都将减弱，从而使有效共振积分增加，逃脱共振吸收概率减小，有效增殖因子下降。
②慢化剂温度升高时，慢化剂密度减小，慢化剂相对燃料的有害吸收将减小，使有效
增殖因子增大，同时是慢化剂的慢化能力减小，因而共振吸收增加，有效增殖因子下降。
9、分别说明内-外、外-内装料方案的布置方式及其优缺点。
①内-外装料方案中，芯部自馁向外分为三区，新料装在堆芯最内区，少过一个循环的
燃料组件布置在中间区，最外区布置烧过两个循环的燃料。
优点：燃料燃耗比较均匀，中子泄露损失小；缺点：寿期初功率峰因子大，限制功率输出。
②外-内装料方案中，新燃料在最外区，烧过一个循环的布置在中间区，最内区布置烧
过两个循环的燃料。
优点：展平堆芯中子通量密度分布，功率峰因子下降；缺点：泄露损失大，循环长度缩短。
10、大型压水堆中通常采取哪些方法来控制反应性？为什么？
①控制棒，可燃毒物，化学控制剂
②控制棒采用对中子吸收截面大的物质制成，可以快速有效地改变反应堆内的反应性；
采用化学控制剂，如将对中子吸收截面大的硼溶解在慢化剂中来控制反应性，这样可以使反应堆的反应性变化比较均匀，但调节过程缓慢；采用可燃毒物，可以减少控制棒的数量和水中的硼浓度，如硼是利用硼“燃耗”较快的特点，从而使可燃毒物管的中子吸收能力随反应堆燃耗加深而明显降低，这种补偿不需外部控制，是自动进行的。
11、反应堆可以在任意功率水平下达到临界状态，这一说法是否正确，为什么？
正确。
因为临界状态是指反应堆内中子的生灭到达一种平衡状态，而与反应堆的功率水平无关，如不考虑热工条件，从理论上讲，反应堆可以在任意功率水平下达到临界状态。
1、设在无限大非增值的扩散介质内有一个点源，源强为S中子每秒，各项同性地在介质内
扩散而达到稳定状态，请列出单速中子扩散方程并给出边界条件。
条件：1在扩散方程成立区域内，中子通量密度必须是个非负实数，处处有界；
2在扩散性质不同的介质交界面附近，两侧的中子通量密度以及中子流密度矢量在界面上的法向分量必须相等；
3在介质与真空交界面上，边界条件为：在无物理边界以外的外堆边界上，通量密度为0。
求控制棒位置方法。
以中子计数的倒数为纵坐标，控制棒的的位置为横坐标，求纵坐标为零处的位置。
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。
2、。