核反应堆物理分析第五章
2021_2022学年新教材高中物理第五章原子核4_5核裂变与核聚变“基本”粒子课件新人教版选择性必
解析：A 错，B 对：29325U 的裂变方程为29325U＋10n→15464Ba＋8396Kr ＋310n.
C 错，D 对：一个铀核29325U裂变时，释放的能量约为 200 MeV，根据质能方程得质量亏损 Δm＝ΔcE2 ＝200×1036××110.86×2 10－19
kg≈3.6×10－28kg.
(2)由爱因斯坦质能方程，得 ΔE＝Δmc2＝0.193 3×931.5 MeV≈180.06 MeV 【答案】 (1)0.193 3 (2)180.06 MeV
变式训练 1 秦山核电站是我国自行设计、建造和运营管理
的第一座 30 万千瓦压水堆核电站．在一次核反应中一个中子轰 击29325U 变成15346Xe、9308Sr 和若干个中子，已知29325U、15346Xe、9308Sr 的 比结合能分别为 7.6 MeV、8.4 MeV、8.7 MeV，则( )
答案：BD
◆裂变的理解要点 (1)核裂变的特点 ①重核裂变是中子轰击质量较大的原子核，使之分裂成中等 质量的原子核，同时释放大量的能量，放出更多中子的过程． ②重核裂变需要在人工控制的核反应中进行，自然界不会自 发产生，这也是与核衰变的区别之一． ③裂变情形的多样性 用中子轰击铀核时，铀核发生裂变，其产物是多种多样的， 其中两种典型的反应是 29325U＋10n→15464Ba＋8396Kr＋310n 29325U＋10n→15349Xe＋9358Sr＋210n
1.6×107K，在此高温下，氢核聚变成氮核的反应不停地进行着， 太阳能就来自于太阳内部__核__聚__变____释放的核能．
2．受控热核反应 (1)聚变的优点：第一：轻核聚变产能效率高．第二：地球 上核聚变燃料的储量丰富．第三：轻核聚变更为安全、清洁．
高中物理 第五章 核能与社会 5.2 裂变及其应用教案
5.2 裂变及其应用三维教学目标1、知识与技能（1）知道核裂变的概念，知道重核裂变中能释放出巨大的能量；（2）知道什么是链式反应；（3）会计算重核裂变过程中释放出的能量；（4）知道什么是核反应堆。
了解常用裂变反应堆的类型，了解核电站及核能发电的优缺点。
2、过程与方法（1）通过对核子平均质量与原子序数关系的理解，培养学生的逻辑推理能力及应用教学图像处理物理问题的能力；（2）通过让学生自己阅读课本，培养学生归纳与概括知识的能力和提出问题的能力。
3、情感、态度与价值观（1）激发学生热爱科学、探求真理的激情，树立实事求是的科学态度，培养学生基本的科学素养，通过核能的利用，思考科学与社会的关系；（2）通过教学，让学生认识到和平利用核能及开发新能源的重要性；（3）确立世界是物质的，物质是运动变化的，而变化过程必然遵循能量守恒的观点。
教学重点：链式反应及其释放核能的计算；重核裂变的核反应方程式的书写。
教学难点：通过核子平均质量与原子序数的关系，推理得出由质量数较大的原子核分裂成质量数较小的原子核释放能量这一结论。
教学方法：教师启发、引导，学生讨论、交流。
教学过程：（一）引入新课大家都知道在第二次世界大战即将结束的时候，美国于1945年8月6日、9日先后在日本的广岛、长崎上空投下了两颗原子弹，刹那间，这两座曾经十分美丽的城市变成一片废墟。
大家还知道目前世界上有少数国家建成了许多核电站，我国也相继建成了浙江秦山核电站和广东大亚湾核电站等。
我想，现在大家一定想知道原子弹爆炸及核发电的原理，那么，我们这节课就来学习裂变，通过学习，大家就会对上述问题有初步的了解。
（二）进行新课1、核裂变（fission ）提问：核裂变的特点是什么？（重核分裂成质量较小的核的反应，称为裂变）总结：重核分裂成 的核，释放出核能的反应，称为裂变。
提问：是不是所有的核裂变都能放出核能？（只有核子平均质量减小的核反应才能放出核能） 总结：不是所有的核反应都能放出核能，有的核反应，反应后生成物的质量比反应前的质量大，这样的核反应不放出能量，反而在反应过程中要吸收大量的能量。
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
核反应堆物理分析r5
得到中子扩散方程
v 1 ∂φ (r , E , t ) v v v = −∇D∇φ (r , E , t ) − Σt (r , E )φ (r , E , t ) ∂t υ ∞ v v + ∫ Σ s (r , E ′ → E )φ (r , E ′, t )dE ′
0
v v v ′)Σ f (r , E ′)φ (r , E ′, t )dE ′ + S (r , E ′, t ) + χ (E)∫ ν (E
2
反射层的双群方程
v v − D1,r ∇ 2φ1,r (r ) + Σ r ,rφ1,c (r ) = 0 v v v − D2,r ∇ 2φ2,r (r ) + Σ a 2,rφ2,r (r ) = Σ1→2,rφ1,r (r )
双群方程的解
芯部方程的解析求解 由（5-19）式的快群中子通量密度： 1 v v v φ1,c (r ) = [− D2,c ∇ 2φ2,c (r ) + Σ a 2,cφ2,c (r )] Σ1→2,c 代入（5-18），得只含热群同量密度的方程： ′ 1 1 2 v v k∞ − 1 v 4 ∇ φ2,c (r ) − ( + 2 )∇ φ2,c (r ) − φ2,c (r ) = 0 τ c Lc τ c L2 c 为求解上述方程，对其进行因式分解得： (∇ 2 + µ 2 )(∇ 2 −ν 2 )φ2,c = 0
0 0
上式只是对于临界系统才是成立的，在一般情况下， 可采用在方程右端裂变源项中除以有效增值系数，从 而人为地使其达到临界状态。
v v v −∇D∇φ (r , E ) + Σt (r , E )φ (r , E ) =∫
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 (谢仲生 吴宏春 张少泓 著) 西安交大、原子能出版社 课后答案5
且
∂φ π πz 2.405r = − φ0 sin( ) J 0 ( ) 在整个堆内只在 z = 0 时为 0，故有： ∂z H H R
φz ,max = φ (r , 0) = φ0 J 0 (
2.405r ) R
φz / φz ,max =
径向：
R
2 2.405r 2.405r 2 φ0 J 0 ( ) / φ0 J 0 ( )= π R R π
u r r u r ∂φ r ∂φ r ∂φ r J ( r ) = J ( x, y, z ) = − D grad φ ( x, y , z ) = − D ( i + j+ k) ∂x ∂y ∂z π πx πy πz r πy πx πz r πz πx πy r = Dφ0 [sin( ) cos( ) cos( )i + sin( ) cos( ) cos( ) j + sin( ) cos( ) cos( )k ] a a a a a a a a a a
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。
技术类《反应堆热工水力》第5章(反应堆瞬态热工分析)
2.一回路压力边界：即一回路的设备、管道
和辅助管道的外壳，将一回路的冷却剂包容
在规定的流动场所内
3.安全壳：包容一回路破裂释放出的
放射性物质
24
瞬态分析的任务
反应堆瞬态分析的核心任务
预计各种运行瞬变故障和事故工况下，反应堆以及热力系统内运行工况和热
力参数的变化过程和变化幅度，为各道安全屏障的设计提供依据，确保各道
屏障不受破坏，并以此来确定运行参数允许变化的最大范围和反应堆保护系
统动作的安全定值。
反应堆整个输热系统各个设备都是相互关联的，任何一个环节发生变化都
会引起整个系统参数相应地变化。
在进行瞬态分析时，要通过各种方程对系统中的热工水力现象、以及各环
节之间的联系进行数学描述，最终要获得系统各部分内的工况和参数的变化
13
系统瞬态分析的数学模型
漂移流模型的特点
➢在热力学平衡的假设条件下，建立在两相平均速度场基础上的模型。
➢该模型提出漂移速度概念：两相以某混合速度流动时，蒸汽相对于混合速
度有一个向前（在向上流）或向后（在向下流）的漂移速度，液体则有一个
反向的漂移速度。
➢在空泡份额问题上，必须同时考虑气液两相之间的滑移以及流速在流通截
675℃)。
(4)包壳材料的最大允许应变要低于预计燃料包壳发生破损时的应变值。经验表明包
壳的应变不能超过1%。
(5)包壳内部的气体压力要始终低于一回路的名义压力，以防止增大和出现DNB(偏离
核态沸腾)对包壳发生鼓胀。
(6)燃料包壳应力应低于它的屈服压力。
37
电厂运行极限参数
对稀有事故或极限事故规定的极限参数
t
kc
r
t
kc
反应堆物理 CHAPTER 5-1
k
F a
F f M a
p
P a
k'
F a P a
F f
M a
P a
p
k 'k F M k a a a
氙中毒
氙-135是热堆最重要的裂变产物，对反应 堆运行有重要影响。
极大的热中子吸收截面
Xe-135 热能区平均吸收截面达3106b。
1、高热中子通量密度，大于1013中子/(cm2s) 2、反应堆尺寸很大，要求大于30倍徙动长度
氙振荡
1、高热中子通量密度，一般大于1013； 2、反应堆尺寸大于30倍徙动长度。
氙震荡
氙震荡周期一般为15-30h，周期较长，可以 人为地控制。
对于天然铀或低富集铀气冷堆和大多数大型压水堆， 尺寸都超过30倍徙动长度，必须考虑氙振荡。 沸水堆中，由于局部功率升高，该区域的水立刻产生 更多的沸腾，负的空泡反应性效应使得该区的增殖系 数很快地减小，功率很快恢复到初始值。所以在沸水 堆中，产生氙振荡的可能性很小。 氙振荡产生时，对整个堆的氙总量影响不大，所以从 总的反应性测量中来发现氙振荡很困难，只有从测量 局部功率变化中发现。 氙振荡的危险在于反应堆热管位置转移和功率密度峰 因子改变，局部区域的温度升高，若不加控制，可能 导致燃料元件熔化。 氙振荡会使堆芯中温度场发生交替变化，加剧堆芯材 料温度应力的变化，使材料过早地损坏。
Xe aXe
f Xe aXe
停堆后135Xe中毒
dN Xe (t ) Xe f I N I (t ) [ Xe N Xe (t ) aXe N Xe (t ) ] dt 停堆后，氙-135的浓度先是增加到最大值，然后 逐渐地减小；剩余反应性随时间的变化刚好相反， 先减小到最小值，然后逐渐地增大，这一现象称为 “碘坑”。
高中物理新教材同步选择性必修第三册 第5章 原子与原子核4 核裂变与核聚变
三、核聚变 导学探究
为什么实现核聚变要使聚变的燃料加热到几百万开尔文的高温？
答案 轻核的聚变反应，是较轻的核子结合成较重的核子，要使得核子 的强相互作用发挥作用，必须使核子间的距离达到10－15 m以内；同时由 于在此距离时原子核之间的库仑斥力巨大，因而需要核子有很大的动能， 表现在宏观上就是核燃料需要达到极高的温度.
解析 根据重核发生裂变的条件和裂变放能的原理分析可知，裂变时因 铀核俘获中子发生核反应，是核能转化为其他形式能的过程， 其释放的能量远大于其俘获中子时吸收的能量，链式反应是有条件的， 即铀块的体积必须大于或等于其临界体积，如果体积小，中子从铀块中 穿过，碰不到原子核， 则链式反应不会发生，在裂变反应中核子数是不会减少的，故选D.
(√) (2)中子的速度越快，越容易发生铀核裂变.( × ) (3)核聚变反应中平均每个核子放出的能量比裂变时小一些.( × ) (4)核聚变主要用在核武器上，那就是原子弹.( × )
2.下面是铀核裂变反应中的一个：23952U＋10n→13564Xe＋9308Sr＋1010n.已知铀 235 的质量为 235.043 9 u，中子质量为 1.008 7 u，氙 136 的质量为 135.907 2 u， 锶 90 的质量为 89.907 7 u，则此核反应中释放的总能量是多少？(1 u 相 当于 931.5 MeV 的能量) 答案 140.4 MeV
例３ 如图2是慢中子反应堆的示意图，下列对该反应堆的说法正确的是
A.铀235容易吸收快中子后发生裂变反应
√B.快中子跟慢化剂的原子核碰撞后能量减少，变
成慢中子，慢中子容易被铀235俘获而引起裂
变反应
C.控制棒由镉做成，当反应过于激烈时，使控制
图2
棒插入浅一些，让它少吸收一些中子，链式反应的速度就会慢一些
核反应堆热工基础-第五章
第1节 单相流的压降
设在通道截面z1处冷却剂的压力为p1 ，平均流速 为v1 ，密度为ρ 1 ；在通道截面z2处冷却剂的压力为p2 ， 平均流速为v2 ，密度为ρ 2 。通道的横截面积为A，则 在微分流体段dz上的作用力有：下端面压力p，上端 面的压力为p+dp，重力pg＝mg和由流动阻力引起的, 相当于作用在面积A上的摩擦压降d pF 。若流经dz所 需的时间为dt，则该微分流体段的运动方程为：
z1
z2
由于位能不同而引起的静压变化，称为提升压降。流体 位能增加，则提升压降是正值；流体位能减少，则提升 压降为负值。
设
pA VdV ，它表示由于流通截面发生变化
v1
v2
或流体密度发生变化时引起流速变化，从而使静压也随 之变化。流速增大，静压减小。这种由于流体动能增加 而引起的静压降称为加速压降。
（1）截面突然扩大 通道截面突然扩大的流动情况，如果略去截面1和2之 间的高度变化及沿程摩擦阻力，则
p1 p2 pAS pSE
式中： ΔpAS——通道截面变化所引起 的加速压降； ΔpSE——截面突然扩大的形阻 压降。
通道截面变化，使流体速度发生变化，但流体密度ρ 不变，因此；
p AS
pE g ( z2 z1 )
如果流体是气体，由于在反应堆内压力不太高，温 度也不太低，可把气体冷却剂看成为理想气体，服从理 想气体状态方程式，以此求得气体平均密度。
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。
《核反应堆热工分析》复习资料大全
《核反应堆热工分析》复习资料大全1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的差不多特点:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力能够降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高〔要紧由于D吸取中子截面远低于H〕●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线〔8000～10000兆瓦日／T〔铀〕为压水堆1/3〕●为减少一回路泄漏〔因补D2O昂贵〕对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率〔750～850℃，热效率40％〕●高转换比，高热耗值〔由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸取中子截面小。
转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
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：
新教材高中物理第五章原子核第45节核裂变与核聚变“基本”粒子课件新人教版选择性必修第三册
(4)夸克模型
1964 年美国物理学家盖尔曼提出了强子的夸克模型，认为强子是由更基本
的成分组成，这种成分叫作 夸克 ，夸克模型指出电子电荷不再是电荷的最
小单位，即存在分数电荷。
2．判一判
(1)电子的反粒子带一个单位的正电荷，质量数为 0。
(√ )
(2)质子、中子不能再分。
(×)
(3)夸克的带电荷量是电子电荷量的整数倍。
(3)由核能的转化量计算。
[对点练清]
1．下列核反应中，表示核裂变的是
()
A.29328U→23940Th＋42He B.164C→147N＋－01e C.23952U＋10n→15464Ba＋8396Kr＋310n D.94Be＋42He→162C＋10n 解析： 29328U→23940Th＋42He 是 α 衰变，164C→174N＋－01e 是 β 衰变，94Be＋42He→162 C＋10n 是原子核的人工转变，只有 C 选项是重核裂变。
答案：C
2．关于重核的裂变，以下说法正确的是
()
A．核裂变释放的能量等于它俘获中子时得到的能量
B．中子从铀块中通过时，一定发生链式反应
C．重核裂变释放出大量能量，产生明显的质量亏损，所以核子数要减少
D．由于重核的核子平均质量大于中等质量核的核子平均质量，所以重核
裂变为中等质量的核时，要发生质量亏损，放出核能
Hale Waihona Puke [规律方法] 重核裂变释放的核能的计算方法
(1)根据爱因斯坦质能方程，用裂变反应中质量亏损(Δm)的千克数乘以真 空中的光速(c＝3×108 m/s)的平方，即 ΔE＝Δmc2。
(2)根据 1 个原子质量单位(u)相当于 931.5 兆电子伏(MeV)能量计算，用 裂 变 反 应 中 质 量 亏 损 的 原 子 质 量 单 位 数 乘 以 931.5 MeV ， 即 ΔE ＝ Δm(u)×931.5 MeV。
核反应堆物理分析概况课件
秦山核电站
大亚湾核电站
核反应堆物理分析概况
田湾核电站
核反应堆系统
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核反应堆系统: 一回路系统
核反应堆物理分析概况
核反应堆堆本体
核反应堆物理分析概况
核电站会不会像原子弹那样爆炸？
• 核燃料的有效成分为235U或239Pu，而235U或 239Pu同样是原子弹的核炸药
？？那核电站会不会像原子弹那样爆炸？？
核反应堆物理分析概况
课程主要内容
第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数 计算 (扩散方程空间变量处理) 第七章 反应性随时间的变化 (扩散方程时 间变量处理：缓慢变化) 第八章 温度效应和反应性控制(基本概念)
第九章 核反应堆动力学(扩散方程时间变 量处理：快速变化)
核反应堆物理分析概况
• 核心内容：
世界核电站一览表
核反应堆物理分析概况
中国核电站一览表
核电站名称
广东大亚湾核电站 广东岭澳核电站 广东岭澳核电站 广东阳江核电站 辽宁红沿河核电站 福建宁德核电站 浙江秦山一期核电站
• 核反应堆物理的基础：扩散理论/扩散方程(输运理论/输 运方程) + 临界理论
• 能量变量：分群理论 • 空间变量：栅格的非均匀效应与均匀化群常数计算 • 时间变量
• 反应堆动态学(反应性/功率随时间缓慢变化) ：燃耗、裂变产物 中毒
• 反应堆中子动力学(反应性/功率随时间快速变化)：反应堆动力 学模型(考虑缓发中子效应)
核反应堆物理分析概况
Nuclear reactors under construction and about to start construction
Plant
Lingao-2 (units 3 & 4) Qinshan 4 (units 6 & 7) Hongyanhe 1
《核反应堆物理分析》知识点整理
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。