核反应堆物理
核反应堆物理分析复习重点
l t s td
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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。
核反应堆的物理原理及安全性
核反应堆的物理原理及安全性核反应堆是一种利用核反应（核裂变或核聚变）来产生热能的装置。
这个装置产生的热能可以用来发电或供暖。
核反应堆的原理比较复杂，但是它的安全性是非常重要的。
本文将探讨核反应堆的物理原理以及它的安全性。
一、核反应堆的物理原理核反应堆的物理原理可以分为两种类型：裂变反应和聚变反应。
以下是对这两种反应的详细描述。
1. 裂变反应核裂变反应是指原子核被撞击后裂分成两个小核的过程。
这个过程会释放出大量的能量。
核裂变反应最常用的元素是铀(U-235)。
在裂变过程中，铀核子受到撞击被分裂成两个小核并放出中子。
这些中子将继续与其他核子发生反应。
这个过程会产生更多的中子和热能，所以它是一个自我滋生的反应过程。
2. 聚变反应核聚变反应与核裂变反应相反。
它是指将两个小的原子核结合成一个大的原子核的过程。
聚变产生的热能可以用来产生电力或作为火车的能源。
聚变最常使用的元素是氢。
氢在核聚变反应中被结合成氦，同时释放出大量的能量。
聚变反应只在极高的温度和压力下才能进行。
二、核反应堆的安全性核反应堆的安全性是一直备受关注的。
无论是新建反应堆还是正在运行的反应堆，都需要考虑安全问题。
以下是核反应堆的安全性问题的一些方面。
1. 核反应堆的爆炸核反应堆的爆炸非常危险。
因为它们产生的热和能量非常大，如果能量释放不当，它会引起爆炸。
这种爆炸会产生大量的辐射，并将周围的地区变成废土。
所以，核反应堆必须严格控制能量和热量，以保持它们的安全。
2. 核反应堆的辐射核反应堆会产生辐射。
这种辐射是非常危险的，并可能对人类和环境造成威胁。
因此，核反应堆必须配备防护设施，如有机防护层和混凝土等，以保险人类免遭辐射的威胁。
3. 核反应堆的热量核反应堆产生的热量非常高。
这个过程必须得到控制，以免产生爆炸。
核反应堆必须设计成可以在短时间内承受巨大的热量和能量，并由此产生安全的输出。
4. 核反应堆的临界状态核反应堆在某些情况下会处于临界状态。
核反应堆物理分析公式整理
核反应堆物理分析公式整理核反应堆物理分析是指对核反应堆内的核素变化、能量释放、流量分布等物理过程进行分析和计算的过程。
通过分析，可以评估反应堆的安全性、经济性和可靠性，并优化反应堆设计及运行策略。
在核反应堆物理分析中，使用了一系列的公式来描述和计算相关物理量。
下面是一些核反应堆物理分析常用的公式。
1.反应速率方程：核反应堆中的核反应过程可以用速率方程来描述。
速率方程的一般形式为：R=RRRRR其中，R表示反应速率，R表示中子瞬时速度（即，每次碰撞转换成核反应的中子数），R表示中子通量密度，R表示反应截面，R表示燃料中的核素数密度，R表示物质密度。
2.中子产生与灭亡速率：核反应堆中的中子既有产生，又有灭亡。
中子产生与灭亡速率可以用如下方程描述：RR=RRRRRR−RRR其中，Rn表示中子产生与灭亡速率，R表示中子瞬时速度，R表示源项，R表示燃料中的核素数密度，R表示物质密度，R表示吸收截面，R表示催化剂的产生速率。
3.中子扩散方程：反应堆中的中子在空间上呈扩散运动，并服从扩散方程：∇.(-D∇R)+RR_R+RRR∇.−∇(R/R)=0其中，D表示扩散系数，RR_R表示吸收源项。
4.燃耗方程：核反应堆中燃料的核素数（或浓度）随时间的变化可以用如下方程描述：RR/RR=−∑(RRR)−∑(RRRR)其中，R表示中子瞬时速度，R表示中子通量密度，R表示截面，R表示燃料中的核素数密度，R表示衰变常数，R表示体积。
5.中子平衡方程：在反应堆内，中子产生与灭亡速率相等，则有中子平衡方程：RR=R/R(−∑(RRR)−∑(RRRRRR)+R∑(RRRRR))+RR=0其中，RR表示中子产生与灭亡速率，R表示燃料中的核素数密度，R表示体积，R表示中子瞬时速度，R表示中子通量密度，R表示截面，RR表示散源项。
这些公式只是核反应堆物理分析中的一部分，还有很多其他公式用于描述和计算其它物理量。
在实践中，还需要根据特定反应堆的设计和运行条件，结合适当的假设和参数来应用这些公式。
反应堆物理学
反应堆物理学反应堆物理学是研究核能反应堆运行原理和性能的学科。
它涉及到核反应、能量释放、中子传输、材料辐照、热工水力、放射性物质扩散等诸多方面。
本文将从反应堆物理学的基本概念、物理过程以及应用领域等方面进行阐述。
一、反应堆物理学的基本概念反应堆物理学是研究核反应堆内核燃料的裂变链式反应及其相关性质的学科。
核反应堆是利用裂变链式反应释放巨大能量的装置。
核反应堆中的核燃料经过裂变反应产生的中子激发其他核燃料，形成连锁反应。
为了保持连锁反应的平衡，需要控制中子的数量和速度，以确保核反应堆的稳定运行。
核反应堆物理学的主要物理过程包括中子源、中子传输、中子裂变、中子乘积因子、反应堆动力学等。
中子源是指产生中子的方式，可以是自发裂变、质子轰击等方式。
中子传输是指中子在核燃料和反应堆结构中的传输过程，包括散射、吸收和漫反射等。
中子裂变是指核燃料中子吸收后分裂成两个或多个碎片的过程。
中子乘积因子是指每一次裂变反应中产生的中子数与前一次裂变反应中的中子数的比值，它决定了反应堆的稳定性。
反应堆动力学是指反应堆的响应速度和稳定性，包括反应堆的启动、停止和功率调节等过程。
三、反应堆物理学的应用领域反应堆物理学在核能领域具有广泛的应用。
首先，它在核电站的设计和运行中起着重要作用。
通过研究反应堆物理学，可以确定核燃料的组成和结构，优化反应堆的设计，提高核电站的经济性和安全性。
其次，反应堆物理学在核燃料循环中也发挥着重要作用。
通过研究反应堆物理学，可以确定核燃料的燃烧程度和寿命，优化核燃料的利用效率，减少核废料的产生。
此外，反应堆物理学还在核武器和核爆炸的研究中有所应用。
反应堆物理学是研究核反应堆运行原理和性能的学科。
它涉及到核反应、能量释放、中子传输、材料辐照、热工水力、放射性物质扩散等诸多方面。
反应堆物理学的基本概念、物理过程以及应用领域都为我们深入了解和应用核能提供了重要的理论基础。
通过不断深入研究和创新，反应堆物理学将为人类创造更加安全、高效和可持续的核能利用方式。
核反应堆物理分析(上)
核反应堆物理分析(上)核反应堆是一种利用核反应产生能量的设备。
核反应堆的原理是运用核反应的放能来加热液体或者气体，产生蒸汽，使蒸汽驱动轴类转子转动，从而使轴类转子带动发电机发电。
其中，核反应堆是由一系列核反应组成的，核反应会释放出大量的能量，能够加热冷却剂，从而驱动轴类转子转动，实现机械能转化为电能，供应给生活和工业用途。
核反应堆按照使用的核燃料分为热中子反应堆和快中子反应堆。
热中子反应堆是利用热中子与核燃料发生核反应来产生热能，因此核燃料应为小中子吸收截面大、熔点和密度适中的物质，如铀235和铀238。
快中子反应堆使用快中子来发生核反应来产生热能，核燃料应为小中子吸收截面小，熔点和密度大的物质，如氚。
核反应堆按照使用不同的冷却材料分为水冷反应堆和气冷反应堆。
水冷反应堆和气冷反应堆都是通过冷却剂将产生的高温热能带走，从而保证反应堆的稳定运行。
其中，水冷反应堆是使用水作为冷却剂，散热性好，但需要耗费大量水资源。
气冷反应堆使用气体作为冷却剂，无需消耗大量水资源，但由于气体散热性差，需要较大的排气系统。
核反应堆由反应堆堆芯和反应堆周边构成。
反应堆芯是核反应的核心部分，由燃料棒、控制杆、冷却剂以及结构材料等组成。
控制杆的作用是调节核反应的速率，保持反应堆稳定运行状态。
结构材料的作用是支持和固定反应堆芯的元件。
反应堆周边由反应堆罩、核反应堆容器、冷却剂循环系统等组成。
反应堆罩的作用是防止核辐射泄漏、防止反应堆失控。
核反应堆容器的作用是为反应堆芯提供密封保护，以避免辐射外泄。
冷却剂循环系统的作用是帮助反应堆芯和周边的结构材料散热。
核反应堆主要有两种核反应类型：裂变反应和聚变反应。
裂变反应是将重核分裂成两个轻核，同时释放出大量的能量。
核裂变产生的中子能够被稳定核吸收，产生新的能量，同时维持核反应的持续进行。
而聚变反应则是将轻核结合成重核，同样可以产生巨大的能量。
但是由于聚变反应需要极高的温度和压力，因此目前只有太阳和恒星能够维持聚变反应的进行。
核反应堆物理学
核反应堆物理学1. 前言核反应堆物理学是一门研究核反应堆的建设、设计、运行和安全等问题的学科。
核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放的能量发电的装置，是目前人类能源内部重要的组成部分。
因此，核反应堆物理学的发展和研究对于人类的能源开发和利用具有重要的意义。
2. 核反应堆的结构和工作原理核反应堆主要由堆芯、燃料元件、控制棒、冷却剂、冷却系统、反应堆容器和燃料后处理装置等组成。
其中，堆芯是核反应的主要地方，燃料元件则是堆芯内部的燃料单元。
核反应堆主要运用核裂变的过程来释放能量，并且利用反应堆中燃料核的特性，控制反应堆输出的能量。
反应堆中通过中子在核素中的耦合，释放出反应堆的能量。
3. 核反应堆物理参数核反应堆物理参数主要包括反应堆功率、腔子连续性、反应堆体积、燃料丰度、中子连续性、栅率和反应堆载荷等。
这些物理参数决定了反应堆能够产生的能量，并保证了反应堆的稳定性和安全性。
4. 核反应堆物理设计核反应堆物理设计是指通过对核反应堆物理参数进行分析和计算，得出反应堆具体的设计方案。
设计过程中需要引入各种物理参数，确保反应堆能够从安全、经济和稳定性等角度运行长期。
反应堆物理设计主要包括反应堆物理参数的斯坦语描绘和计算，以及结构设计等方面。
5. 核反应堆物理安全核反应堆物理安全是保障反应堆长期稳定安全运行的重要保证。
物理安全主要包括反应堆中核素的管理和安全监测等方面。
同时，也需要考虑外界因素的作用，如地震、洪水、恐怖袭击等因素的影响。
6. 核反应堆物理研究的前景随着经济和环保等因素的推动，核反应堆也在不断进行改良和升级，以使其能够更好地适应这些因素的变化，同时确保发电的稳定性和安全性。
因此，核反应堆物理研究的前景非常广阔，也有着重要的理论和实践意义。
7. 结论总的来说，核反应堆物理学是一门综合性的学科，涉及多学科知识，如核物理、材料工程、流体力学等等。
通过对核反应堆物理学的广泛研究和不断改良，我们可以不断提高核反应堆发电的效率和稳定性，推动人类能源的可持续发展。
核反应堆物理介绍
核反应堆物理是一门研究核反应堆运行规律的学科。
它涉及核反应堆中的核裂变反应、中子输运、反应堆临界性、反应堆控制及反应堆安全等方面的知识。
核反应堆是通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变反应的装置。
在核反应堆中，核燃料通过吸收中子发生裂变反应，释放出大量的能量。
这些能量被导出并用于发电或其他目的。
中子输运是指中子在核反应堆中的运动和分布情况。
中子在核反应堆中的运动受到各种因素的影响，如碰撞、吸收、发射等。
中子输运的研究有助于优化核反应堆的设计，提高核能的利用率。
反应堆临界性是指核反应堆达到稳定状态时所需要的最低中子密度。
当核反应堆中的中子密度达到一定值时，链式裂变反应会自持进行，产生更多的中子。
因此，反应堆临界性的研究对于核反应堆的设计和运行至关重要。
反应堆控制是指通过调节中子数量来控制核反应的速率。
在核反应堆运行过程中，需要根据负荷需求和安全要求来调节中子数量，以确保反应堆稳定运行并满足外部要求。
反应堆安全是指在核反应堆运行过程中确保不会发生核事故的措施。
为了确保反应堆安全，需要采取一系列的安全措施，如设置安全壳、使用安全系统和设备等。
总之，核反应堆物理是一门涉及多个领域的综合性学科，对于核能的发展和应用具有重要意义。
核反应堆物理分析
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的关键。
核反应堆的反应率、安全性
和经济性等特性都取决于其物理分析的结果。
核反应堆物理分析是一个复杂的系统，它包
括核反应堆热工特性分析、核反应堆稳定性分析、核反应堆安全适当性分析、核反应堆堆
芯及附件物理分析等多个方面的物理分析。
核反应堆热工特性分析是核反应堆的基础物理分析，它是核反应堆经济性、安全性及
其对外界的影响等物理数据的基础。
核反应堆热工特性分析主要包括核反应堆内部热载荷
分析、核反应堆内部温度场分析、核反应堆内部流场分析、核反应堆内部气体场分析、核
反应堆外部热载荷分析等。
核反应堆稳定性分析是核反应堆安全性的重要保障，根据核反应堆稳定性分析的结果，可以判断核反应堆的安全性。
核反应堆稳定性分析的主要内容包括核反应堆内部稳定性分析、核反应堆外部稳定性分析、核反应堆程控反应堆稳定性分析等。
核反应堆安全适当性分析，主要是对核反应堆安全性进行全面分析，对核反应堆的设计、建造和运行都有重要的指导作用。
核反应堆安全适当性分析的主要内容包括核反应堆设计安全性分析、核反应堆安全性实验分析、核反应堆安全性实验扩展分析等。
核反应堆堆芯及附件物理分析，是对核反应堆堆芯及附件的物理结构和性能进行全面
分析，它是核反应堆安全性和可靠性分析的重要基础。
核反应堆堆芯及附件物理分析的主
要内容包括核反应堆堆芯及附件材料物理分析、核反应堆堆芯及附件结构及性能分析等。
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的重要组成部分，它是核反应堆安全
性及其经济性的重要保障。
核反应堆物理分析的结果可以为核反应堆的设计和运行提供重
要的参考和指导。
《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。
核反应堆物理基础章
4-16
系统将出现形如4-16的稳定分布 上面三种情况分别对应次临界、超临界和临界,
如图
第8页/共40页
从上面讨论，得到两个重要结果: （1）裸堆单群近似的“临界条件”为
（4-17） 此为单群理论的临界方程 B2系波动方程的最小特征值 , 通常记为 （称几何曲率） （2）当反应堆处于临界状态时, 中子通量密度按最小特征值 所对应的基波特征函数分布, 也就是说稳态反应堆的中子通量 密度空间分布满足波动方程
对中子能量的处理采用划分“能群”的方法, 即把从源能 量 到热能的范围划分成若干区间（能群）。最简单的扩 散模型 就是单群, 即把热中子反应堆内的所有中子都看 成是热中子。更精确一些的模型是双群, 即把热中子划为 一群, 快中子为 一群。
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§4.1 均匀裸堆的单群理 一、均匀裸论堆的单群扩散方程及其解
根据上一章所得单群中子扩散方程
在由燃料-慢化剂构成的有限大小的均匀裸堆系统的芯部, 单位时间、单位体 积内产生的中子数为
根据无限介质增殖系数的定义
考虑启动过程的独 立的外中子源和用 斐克定律
得到
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无限平板反应堆的单群扩散方程的解
4-1 用D除上式各项, 并注意到L2=D/∑a, 得到
第四章 均匀反应堆的临界理 论
前面两章讨论的是中子在非增殖介质内的慢化和扩散问题。本章 将研究由燃料和慢化剂组成的有限均匀增殖介质（反应堆系统） 内的中子扩散问题。在增殖介质内，中子在扩散过程中，一方面 被不断地吸收，同时又由于核裂变反应不断地有新的中子产生。
在讨论增殖介质内的中子扩散问题时，最感兴趣的是：这种链式裂变反应是 不断地衰减，还是自续地进行下去？在什么条件下这种链式反应过程能够保 持稳态地自续地进行下去？这是第一章中所提到的反应堆临界理论问题。
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。
核反应堆物理基础第1章
6.022 ×10 23 = ×106 = 3.343 ×10 28 分子 / 米3 18.0153
解: 水的分子量
单位体积内水 N = ρN A H O MH O 分子的个数
2 2
单位体积内H 和O的个数
N H = 2 N H 2O = 2 × 3.343 ×1028 = 6.686 ×1028 原子 / 米3 N O = 1N H 2O = 1× 3.343 ×1028 = 3.343 ×1028 原子 / 米3
一,中子的散射
一,中子的散射
定义: 定义:入射中子与靶核作用后放出中子,入 射中子的能量部分或全部给了靶核.
非弹性散射 中子散射 弹性散射
动能不守恒 动能守恒
1,非弹性散射
物理过程:中子首先被靶核吸收而形成复合核,然 物理过程:中子首先被靶核吸收而形成复合核, 靶核吸收而形成复合核 后复合核衰变出一个能量较低的中子, 后复合核衰变出一个能量较低的中子,入射中子把 它的一部分动能转变成靶核的内能,使靶核处于激 它的一部分动能转变成靶核的内能,使靶核处于激 发态,靶核通过发射γ射线又返回基态. 射线又返回基态. 发态,靶核通过发射 射线又返回基态 动能不守恒的原因
ν 于某一阀值能量的中子作用下才能发生裂变,通常 于某一阀值能量的中子作用下才能发生裂变,
把它们称为可裂变核. 把它们称为可裂变核. 铀-235裂变一般表示为: 裂变一般表示为: 裂变一般表示为
235 92
A1 Z1
U + → ( U) →
1 0 236 92
A1 Z1
X+
A2 Z2
X +ν n
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
核反应堆的物理基础和原理
核反应堆的物理基础和原理随着科学技术的不断进步，人类对于核能的使用越来越广泛，核反应堆作为核能利用的重要方式之一，得以广泛应用。
那么什么是核反应堆？它的物理基础和原理是什么？本文将为您一一解答。
一、核反应堆的定义和种类核反应堆是利用核反应发生核能释放的装置，是核能利用的主要方式之一，广泛应用于电力、军事、医疗等领域。
根据核反应堆的设计和用途，可分为热中子反应堆、中子星反应堆、混合反应堆、钚核反应堆等。
热中子反应堆主要利用热中子引发核反应，一般采用铀-235作为燃料，主要用于发电和研究用途。
中子星反应堆利用快中子引发核反应，主要用于核武器等军事用途。
混合反应堆是将热中子反应堆和中子星反应堆相结合，利用多种燃料，是一种高效的核反应堆。
钚核反应堆主要利用钚-239作为燃料，可快速产生大量核能，主要用于核潜艇等军事用途。
二、核反应堆的物理基础核反应堆的反应过程涉及到原子核的结构以及物理学中的一些基本定理，下面将一一介绍。
1.核物理学核物理学是研究原子核结构、核反应以及核能释放等问题的学科。
它与相对论、量子力学等学科有着千丝万缕的联系，是核反应堆设计中不可或缺的一部分。
2.裂变与聚变核反应堆的反应过程中，经常涉及到裂变和聚变。
裂变是指重核裂变成两个质量相对较小的核，并释放出大量的能量和中子。
聚变则是指两个轻核结合成一个重核，并释放出大量的能量和中子。
在核反应堆中，裂变是最常见的反应方式。
3.放射性衰变放射性衰变是放射性核发生自发衰变，释放出粒子和能量的过程。
放射性衰变是许多核反应堆反应链中的一环，不仅产生能量，还会产生一些高能粒子，对反应堆造成一定的影响。
三、核反应堆的原理核反应堆是利用核反应产生的热能来发电或作为其他用途，其原理主要包括核燃料、反应堆的物理结构和气冷或冷却剂的使用。
1.核燃料核燃料是核反应堆反应的基本物质，一般采用铀、钚等元素，也可以采用锆、铌等金属。
当放射性核素发生裂变时，会产生大量的热能，从而引发周围反应核素的裂变，形成一种连锁反应。
核物理学中的核反应堆技术
核物理学中的核反应堆技术核物理学是一门研究原子核及其相互作用的学科，其中核反应堆技术是核物理学的重要分支之一。
核反应堆技术是利用原子核的裂变或聚变来产生能量，同时还用于生产核医学的放射性同位素，以及进行各种基础科学研究和工程开发。
本文将从核反应堆技术的基本原理、堆型分类、安全问题等方面进行深入探讨。
一、核反应堆技术的基本原理核反应堆技术的基本原理是核裂变。
核裂变是指重核在受到中子轰击后发生裂变，释放出大量的能量。
核反应堆利用这种能量产生热能，并将其转化为电能等形式。
核反应堆通常由燃料元件、冷却剂、反应堆心和控制棒等几个部分组成。
其中，燃料元件是核反应的关键部分，冷却剂则用来将燃料产生的热能传递到发电机组等能量利用设备中。
反应堆心是燃料和冷却剂混合的部分，是核反应的主要区域。
控制棒用来控制核反应堆反应的速度和强度。
在核反应堆中，控制棒的位置就是控制堆的反应速度和功率的关键。
二、核反应堆技术的堆型分类核反应堆可以分为许多不同的类型。
根据燃料形式的不同，可以分为热中子反应堆和快中子反应堆。
前者的燃料以中子击中后容易发生裂变的铀235等轻元素为主，后者则以增殖核燃料钚等为燃料。
另外，还可以根据冷却剂类型来区分，如水冷反应堆、沸水反应堆、高温气冷反应堆等。
此外，还可以根据反应堆的用途来区分，如研究用反应堆、核动力反应堆和产生放射性同位素的反应堆等等。
三、核反应堆技术的安全问题核反应堆技术所涉及的安全问题非常重要。
在漏洞被发现之前，核反应堆可能会在短时间内发送比自然衰变过程快得多的中子，这样可能导致严重的事故。
为了防止这种事故的发生，许多国家都采取了广泛的措施来确保核反应堆的安全性。
其中，一种常见的措施是使用被称为“安全壳”的设备，用以包裹核反应堆。
此外，还可以使用核反应堆在燃料过程中产生热量的过程，以产生高温热水和蒸汽等，从而驱动发电机组产生电能。
总之，核反应堆技术在工业、能源和科学等领域均有广泛的应用，因此其安全性至关重要。
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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1什么是菲克定律？描述分子扩散的方程，而中子扩散的菲克定律可以从精确的中子输运方程做一些近似处理得到。
J=Jxi+Jyi+Jzi，这个式子就称为称为菲克定律，它表示中子流密度正比于负中子通量密度梯度。
2什么是扩算方程及其边界条件？1在扩散方程适用的区域，扩散方程的解必须是非负的实数，且处处有界。
2在具有不同的扩散性质的两种介质交界面处，垂直于交界面方向上的净中子流密度相等，两种介质内的中子通量密度相等。
3外边界处，即在介质与真空交界面上，在物理边界以上的外推边界上，中子通量密度为零。
名词解释：1 微观截面：平均一个入射中子与一个靶核相互作用，概率大小的度量。
2 ：单位体积内所有靶核的微观截面的总和也是一个入射中子与单位体积的靶核的相互作用的平均概率。
3平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续发生两次某种相互作用之间的平均穿行距离。
4中子通量密度：单位体积内所有中子在1秒内穿行距离的总和=nv5核反应率：R=宏观截面x中子通量密度。
：单位体积内中子每秒与介质原子核发生某种核反应的总数。
6中子扩散长度的平方：热中子从产生到消亡（吸收和泄漏）点的直线距离的均匀方值得六分之一。
7中子年龄：是裂变中子从产生点被慢化剂幔化到热能处的直线距离的均匀方值的六分之一。
8中子有效增殖系数：Keff=堆内下一代裂变中子数/堆内现有中子数9中子寿命：中子从诞生到消亡（吸收和泄漏）的平均时间。
10中子代时间：中子从诞生开始到消亡引起裂变产生一个中子的平均时间。
反射层的作用反射层是堆芯周围围绕着一层具有良好的散射性能，吸收截面小的物质所构成的中子反射层。
1反射层把一部分本来要泄漏出堆芯而损失掉得中子反射回堆芯残余链式反应，减少了泄漏的中子数，使堆芯尺寸小于无反射层时的临界尺寸就能达到临界状态，可显著的节省所需易裂变物质的装量。
2减小中子通量分布不均匀系数，有反射层时会增加反应堆的平均功率输出。
.P逃脱共振吸收概率在非均匀系中，燃料快对共振中子有很强的自屏，亦即燃料表面吸收共振中子比内层吸收的多许多，故非均匀系燃料快内的平均中子通量密度比均匀系的低结果与均匀系相比非均匀系的p 提高了。
热中子利用率f无限增殖因数kOO：在非均匀系中，由于栅元内部中子通量密度分布的改变，热中子利用因数降低了，逃脱共振吸收频率增加了。
燃料快内的共振能中子通量密度比热中子通量密度相对降低得更多些；而且燃料的平均共振吸收截面要比热吸收截面大很多，这样燃料做成块状后，p的增加比f的降低更为显著。
于是便有了fp非均匀》fp均。
主要就是这个原因使得非均匀反应堆的无限增殖系数k大于对应均匀堆的k。
功率系数：功率变化百分之一额定功率时所引起的反应性变化，功率系数是一个复合量，影响它的主要有燃料的温度系数，慢化剂的温度系数和空泡系数。
PWR中功率系数为负数，并且寿期末比寿期初的负得更多，这主要是寿期末，堆芯冷却剂中鹏浓度很低，而慢化剂温度系数变化引起的。
将功率系数在0-100百分之的范围内进行任一区的积分，某一范围便可得出功率变化所引起的反应性变化的总量。
这就是积分功率系数————功率亏损。
功率亏损不是指功率的亏损，而是当功率增加时，反应堆产生一个负反应性，指反应性亏损了，因此必须加上一个等量的正的反应性以保持反应堆的临界状态。
CR：定义反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生的新的易裂变材料的俄原子数。
CR=易裂变核的生成率/易裂变核的消耗率小于等于1称为转换堆；大于1称为增殖堆PWR CR：0.5-0.6FBR BR=1。
2-1.3燃耗单位质量燃料所发出的能量a=MWxd/tU反应性控制反应堆出事装量必须大于临界装置以有一个适当的初始剩余反应性反应性控制手段：控制棒，可燃读物，化学补偿（调节水中鹏浓度）功能：1紧急停堆（控制棒因为快），到次临界状态，保持所要求的次临界度。
当反应堆需要紧急停堆时，反应堆的控制系统能迅速的引入一个很大的负反应性，以快速停堆，并达到一定的停堆深度。
要求紧急停堆系统有极高的可靠性。
2功率调节CR功率过剩。
当外界符合或堆芯温度发生变化时，反应堆的控制系统必须引入一个适当的反应性，以满足反应堆功率调节的需要。
3补偿控制：温度燃耗fp中毒。
反应堆在运行出气具有较大的剩余反应性，随着反应堆的运行，剩余反应性不断减少，为保持反应堆临界，必须组建的从堆芯移出控制毒物。
Keff= 下代中子数/当前中子数=中子产生率/中子消亡率（吸收和泄露）核燃料循环管理可分为三个部分;分别为燃料的首端管理，堆内燃料管理和燃料的尾端管理。
’中子在反应堆内有产生，吸收，共振吸收，慢化，扩散和泄漏。
Pwr反应堆，其慢化剂是轻水，因而PWR中的快中子慢化主要是由于快中子与清水中的h 原子核发生弹性散射。
在弹性散射中，快中子将自己的动能传递给慢化剂H原子核，而本身被慢化成热中子。
反应性p与Keff关系可以定量地表示堆芯内相邻两代中子数目的相对变化，同时表示反应堆链式核反应偏离临界的程度。
填空实际的热中子能谱与介质的麦克斯韦普并不相同，它朝能量高的地方有所偏移，这种现象称为热中子能谱的硬化。
根据控制棒的功能，一般分为安全棒，调节棒，补偿棒三类。
宏观截面和单位体积靶核数和微观截面有关系。
中子核必须遵循核子数，电荷数，动量，能量守恒定律。
慢化剂的温度效应，燃料的温度效应，和山毒效应，属于永久性的亏损而不能恢复的是燃耗和可燃毒物引起的反应性效应。
简答碘坑形成的原因反应堆稳定运行在某一中子通量密度中水平上时，山毒已经平衡，当某时刻，反应堆突然停堆，在停堆后的一段时间内，由于中子通量密度=0 135Xe 不可能通过俘获中子而消失，只能靠135Xe的衰变而消失，由于135I衰变成135Xe的半衰期比135Xe裂变的半衰期短，则Xe的浓度在反应堆完全停闭后不是减少而是会增加到一个最大值，即此事135Xe的中毒反应性也最大，伺候随着时间进一步增加，堆内积累的135I已大部分衰变成了Xe,135I的浓度相当低，此时xe的小时率大于它的产生率。
随着停堆时间的增长，135Xe的浓度越来越低，银耳山毒的产生的反应性也越来越小，由以上过程，我们可知，在反应堆停堆后反应性要出现一个最小值。
它由于I135的衰变有密切的关系，故这种现象称为碘坑。
与停堆方式有关存在死区（强迫停堆时间）停堆后的从新启动称为必须避开死区燃耗深度单位质量的燃料放出的能量，它表示了反应堆积分能量输出，燃耗深度反应了一个反应堆的先进程度以及一个国家的工业水平。
2是说明中子在反应堆内的循环过程。
在反应堆中，当燃料核受中子轰击发生裂变时，同时放出若干快中子，快中子与燃料中的238U发生快裂变会使得快中子的数目有所增加，数目增加后的快中子，在接下来的漫画和扩散过程中，都会有一部分泄漏到对外，只有部分快中子可生成热中子，而热中子在扩散过程中，又会有一部分泄漏到对外，被燃料吸收的热中子只是其中的一部分。
被燃料所吸收的热中子，一部分使235U发生裂变反应，一部分被油核俘获，裂变生成的中子自动进入下一个循环过程发生山振荡的条件1热中子通量密度高，一般要大于10 17m-2.s-12反应堆堆芯的尺寸够大，一般要求堆芯的尺寸要大于30倍徙动长度3要有局部扰动4压水堆装料换料不止方式有哪些？1均匀布置，整批换料2由中心向周边，分批移动材料3由周边想中心分批移动装料4分散布置，分批换料5低泄漏装料。
核素分类：同位素，同核异能素，同中子素，同量异位素多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增强，所以这时共振峰的宽度随着温度的上升而增加，同时峰值的界面也逐渐减少。
这一现象称为多普勒效应，多普勒见图片2扩散近似扩散近似是假定反应堆内中子与介质核的碰撞散射是杂乱无章且各项同性的，从而满足分子扩散的斐克定律。
（F）（散射各向同性，弱吸收）在中子扩散近似下，由于中子与原子核的多次碰撞，使得中子在反应堆内以杂乱无章的折线进行运动。
这种运动的趋势是使中子从密度高的区域移到密度低的区域，这样的过程叫做中子扩散，与中子通量密度的梯度成正比。
假设1无限均匀介质2弱吸收介质3散射是各向同性的4中子通量的密度是随位置缓慢变化的函数。
斐克定律J=Jxi+jyj+jzk表示中子流密度正比于负中子通量密度梯度。
其比例常数称为扩散系数，用符号D表示具有长度单位m D=1 /3Es斐克定律表明，堆内任一处净中子流动的方向与负中子通量密度梯度的方向相同。
中子流密度的方向是指中子通量密度减小最快的方向。
扩散方程的边界条件1在扩散方程适用的区域内，扩散方程的解必须是非负的实数，且处处有界。
2在具有不同扩散性质的两种介质的交界面处，崔至于交界面方向上的净中子流密度相等，两种介质内的中子通量密度相等。
3外边界处，在介质与真空交界面上，在物理边界以外的外推边界上，中子通量密度为零。
单群修正模型单群扩散理论比较简单，只能给出近似结果。
压水堆是欠慢化系统，堆芯中有大量的超热中子。
因而单群扩散理论的计算将会带来较大的偏差。
如果把中子的整个能去分为两个部分。
第一部分（能量较高的部分）称为快群，第二部分称为热群，修正单群理论之所以能改善计算结果，其物理原因如下：单群理论中，把所有的中子都视为热中子，该理论没有考虑快中子慢化的过程中的中子泄漏的影响1 /（1+L2B2）为热中子扩散过程中不泄漏的概率。
1 /（1+M2b2）M=L2+t是初步考虑慢化过程和扩散过程中的中子不泄漏概率，因而能改善计算结果。
反应性温度系数如何定义？堆芯介质温度变化一度时候所引起的反应性变化。
PWR的温度效应为什么是负的，如何保证其为负值1温度系数为正的反应堆对于温度的变化是内在的不稳定，具有负的温度系数的反应堆对于温度的变化是稳定的，负温度系数是反应堆安全运行必不可少的条件。
2以u为燃料的反应堆中，燃料反应性温度系数总为负，虽然慢化及温度系数可以为正也可以为负，但是正常情况下反应堆都运行在欠慢化区。
同时还有极限鹏浓度的限制，此时慢化剂的温度系数是负的。
燃料的温度系数由于多普勒效应和空间自屏效应使得其温度系数为负值。
这样就保证了反应性温度系数的负值。
燃料温度效应的实质、温度效应：反应堆介质温度变化而引起的反应堆有效增值因数的变化从而引起反应性的变化称为反应性的温度效应。
燃料的温度效应是指由于燃料温度的变化导致u238和pu239共振吸收的多普勒展宽效应引起的有效增殖因素的变化从而引起的反应性的变化。
慢化剂的温度效应是指由于慢化及温度的变化导致热中子利用率f，逃脱共振俘获概率p的变化而引起的有效增殖因素的变化，从而引起的反应性的变化。
功率系数功率系数定义为功率变化百分之一额定功率时引起的反应性变化。
功率亏损是指反应堆从零功率变化到慢功率时由负功率系数所引起的反应性变化。
为什么说压水堆具有自稳性反应堆具有负的反应性温度系数。