核反应堆物理分析复习
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）
北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理基础
北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理基础核工程与核技术应用涉及到核能的利用和应用，涵盖了核反应堆物理基础等多个方面的知识。
对于准备参加北京市考研核工程与核技术应用专业的同学们来说，复习资料的准备是非常重要的。
本文将提供一份详实的北京市考研核工程与核技术应用复习资料，其中包含了核反应堆物理基础等相关内容。
希望能帮助到大家的复习工作。
一、核反应堆物理基础核反应堆是利用核裂变或核聚变反应生成巨大能量的装置。
它由反应堆芯、冷却剂系统、冷却剂循环系统和安全系统等组成。
核反应堆物理基础是核工程与核技术应用中最基础的部分，对于我们理解核反应堆的工作原理和性能参数有着重要的意义。
核反应堆物理基础涵盖了以下几个方面的内容：1. 核反应堆的工作原理：介绍了核反应堆中的核裂变和核聚变反应过程，以及如何利用这些反应释放能量。
2. 反应堆材料与燃料元件：介绍了核反应堆中使用的燃料元件和结构材料，包括浓缩铀、钚等核燃料。
3. 反应堆控制与安全：介绍了核反应堆的控制方法和控制系统，以及如何确保核反应堆在工作过程中的安全性。
4. 反应堆参数与性能指标：介绍了核反应堆的常用性能参数，如功率密度、热输出等。
二、复习资料推荐为了帮助大家更好地学习和复习核工程与核技术应用专业的核反应堆物理基础知识，我为大家准备了以下几份优质的复习资料推荐：1. 《核反应堆物理基础》教材：这是一本权威的教材，涵盖了核反应堆物理基础的各个方面内容，是备考核工程与核技术应用考研的必备资料。
2. 《核反应堆原理与设计》：这本专业书籍详细介绍了核反应堆的原理和设计方法，对于进一步理解核反应堆物理基础非常有帮助。
3. 相关学术论文和期刊：阅读与核反应堆物理基础相关的学术论文和期刊，可以了解最新的研究进展和应用案例。
三、复习方法与技巧在复习核工程与核技术应用专业的核反应堆物理基础知识时，除了准备好复习资料，还需要掌握一些复习方法与技巧。
以下是一些建议供大家参考：1. 制定合理的复习计划：根据自己的实际情况，制定一份合理的复习计划，合理分配时间，保证每一个知识点都得到复习和巩固。
核反应堆物理-复习重点--答案汇总-图文
核反应堆物理-复习重点--答案汇总-图文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：分类的着眼点 A．用途名称和特征 A1 动力堆：发电，供热，作为推进动力 A2 生产堆：生产钚－239或氚A3 研究试验堆 A4 特殊用途堆 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。
核反应堆物理基础-第一批复习、练习题答题卷
第一批复习、练习题答题卷（1）填空题：1）PWR反应堆中的γ射线的主要来源有：•；•；•；•；•。
2）核裂变发出的能量中比例最大的是。
3）已知中子的质量为M n，质子的质量为M p，电子的质量为M e。
X表示，那么质量若某原子的质量为M，其原子核的符号用AZ亏损∆M等于。
4）燃料的有效温度越高，燃料温度系数将（更负、负得越少、可能为正）。
5）压水堆在BOL和在EOL的慢化剂温度系数相差很大，主要原因是：。
6）一个235U的核吸收一个热中子后，平均产生的裂变中子数约为：（1、2、2.43）。
（2）判断（正确的画○，错误的画☓）[]1）缓发中子是某些裂变碎片放射性衰变的产物。
[]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，缓发中子更有可能在慢化剂中被吸收。
[]3）在裂变后10-2秒产生的中子是一个瞬发中子。
[]4）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被铀-238核在1到1000eV之间的一个共振能峰所俘获。
[]5）与瞬发中子相比，在同一次裂变中产生的一个缓发中子，需要与慢化剂核较少次碰撞而成为热中子，并且有较小的可能引起铀-238核的裂变（忽略中子泄漏的效应）。
[]6）在压水反应堆中，一个刚产生的瞬发中子比一个刚产生的缓发中子更可能引起反应堆燃料中的铀-238核的裂变。
[]7）在一寿期初（BOL）的压水反应堆中，在一个短的时间间隔内发射出105个缓发中子。
在这同一时间内大约发射出了1.5⨯108个瞬发中子。
[]8）把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较，瞬发中子更有可能被一个氙-135核所俘获。
[] 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，瞬发中子更有可能在慢化过程中泄漏出堆芯。
[]10）缓发中子的平均代时间约为12.5秒。
（3）填空（在下划线上填入合适的符号或符号的组合）假定只有一个中子能群（单群近似），定义符号如下：σx中子与靶核发生x反应的微观截面（例如x=asf指吸收、散射、裂变）∑x中子与靶核发生x类型反应的宏观截面φ中子通量密度L 扩散长度τ中子年龄V 体积单个中子与单个靶核发生散射反应的次数的几率为：。
黑龙江省考研核科学与技术复习资料核反应堆物理重要理论解析
黑龙江省考研核科学与技术复习资料核反应堆物理重要理论解析核反应堆物理是核科学与技术中的重要核心内容，对于核能产业的发展和核安全的保障具有至关重要的作用。
本文将从核反应堆物理的基本概念、反应堆参数的描述、物质的相变与核反应堆物理的关系、核反应堆稳定性和安全性等方面进行解析，以帮助考研核科学与技术的学习者更好地复习核反应堆物理知识。
一、核反应堆物理基本概念核反应堆物理研究的对象是核反应的发生和发展规律，其中重要概念包括核裂变、核聚变、裂变能和聚变能等。
核裂变是指原子核分裂成两个或多个较轻的碎片核的过程，核聚变则是多个核聚集成一个较重的新核的过程。
裂变能和聚变能则是裂变和聚变过程中释放出的能量。
二、反应堆参数的描述反应堆物理中，反应堆的参数主要包括功率、中子速度分布、反应性和利用系数等。
功率是指单位时间内的核反应能量，中子速度分布描述从高速中子到低速中子的能量分布情况。
反应性是指反应堆的反应强度和稳定性的度量，而利用系数则是评价反应堆燃料的利用率。
三、物质的相变与核反应堆物理的关系物质的相变是指物质由一种状态转变为另一种状态的过程，核反应堆物理中也涉及到物质的相变问题。
例如，液态金属钠在不同温度下会发生相变，这对于燃料棒的冷却剂起到重要的影响。
物质的相变还与反应堆的热力学性质和动力学过程有关。
四、核反应堆稳定性和安全性核反应堆的稳定性和安全性是核科学与技术中关注的重点，也是核能产业的发展所必需的。
稳定性主要指反应堆在长时间运行的稳定性，而安全性则是指在各种异常情况下保持反应堆的安全运行，防止核事故的发生。
为了达到这一目标，需要进行反应堆的设计和运行控制，以及建立相应的监测和保护系统。
综上所述，核反应堆物理是核科学与技术中的重要内容，对核能产业的发展和核安全的保障至关重要。
通过对核反应堆物理的基本概念、反应堆参数的描述、物质的相变与核反应堆物理的关系、核反应堆稳定性和安全性等方面的解析，有助于考研核科学与技术的学习者更好地理解和掌握核反应堆物理知识。
核反应堆物理分析复习资料
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核反应堆物理复习分析资料整理
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
核反应堆物理复习分析资料整理
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
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。
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》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 (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。
北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理
北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理核反应堆物理是核工程与核技术应用专业中的重要内容，它涉及到核反应堆的结构、原理、燃料、控制和安全等方面的知识。
在准备考研时，对于核反应堆物理的复习资料的整理和掌握尤为重要。
本文将从核反应堆物理的基本概念、原理、燃料、控制和安全等方面进行论述，以帮助考生完善复习资料。
一、核反应堆物理的基本概念核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能或电能的装置。
它由燃料、冷却剂、反应堆壳体、控制装置和安全装置等组成。
核反应堆物理研究的主要内容是核裂变反应的链式反应和反应堆内各物质的相互作用。
核反应堆物理的主要目标是实现链式反应的可控制性和安全性。
要实现这些目标，需要研究和掌握核反应堆的关键参数，如中子速度、中子通量分布、反应率等。
通过对这些参数的分析和调控，可以实现核反应堆的稳定工作和安全运行。
二、核反应堆物理的原理核反应堆物理的原理主要涉及到中子的产生、传输和吸收过程。
在核反应堆中，中子由裂变反应或其他核反应释放出来，并在燃料和冷却剂中传输。
在传输过程中，中子会与燃料和冷却剂发生相互作用，从而影响中子的能量和速度。
通过研究和掌握这些相互作用的规律，可以实现核反应堆的控制和安全运行。
核反应堆物理的原理还包括中子的衰减和吸收过程。
在核反应堆中，中子在传输过程中会发生衰减，即中子的数目会逐渐减少。
同时，中子还会被燃料、冷却剂和其他物质吸收，使得中子的能量和速度发生变化。
通过研究和掌握这些过程的规律，可以实现核反应堆的控制和安全运行。
三、核反应堆物理的燃料核反应堆的燃料一般是铀、钚等核燃料。
这些核燃料在核反应堆中发生裂变反应，释放出大量的能量。
在燃料的选择和设计中，需要考虑其裂变性能、裂变产物的生成和燃料堆积等因素，以保证核反应堆的工作效率和安全性。
核反应堆的燃料还需要考虑其放射性和核废料的处置等问题。
核反应堆燃料在裂变反应过程中会产生大量的放射性物质和核废料，对环境和人类健康都具有一定的影响。
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。
核反应堆物理分析试卷答案
核反应堆物理分析试卷答案第一题核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。
下列答案是关于核反应堆物理分析的问题。
1.什么是核反应堆？答：核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。
它包括核燃料、反应堆容器、调节材料和冷却剂等组成部分。
2.核裂变和核聚变有什么区别？答：核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程，同时释放出大量的能量。
而核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程，同样释放大量的能量。
3.核反应堆的冷却剂有哪些常见的种类？答：常见的核反应堆冷却剂包括水、氦气和液态金属等。
水冷反应堆是最常见的类型，它使用轻水或重水作为冷却剂。
4.什么是反应堆容器？答：反应堆容器是核反应堆的外部保护层，用于隔离放射性物质和与环境的接触。
它通常由厚重的钢材制成，具有良好的辐射屏蔽能力。
5.如何控制核反应堆的输出功率？答：核反应堆的输出功率可以通过控制反应堆的燃料进出、调节材料的位置和冷却剂的流动速度来实现。
调整这些参数可以改变核反应的速率，从而控制输出功率。
第二题核反应堆物理分析试卷的第二题是选择题。
1.下列哪种冷却剂常用于快中子反应堆？a.水b.氦气c.液态金属d.压缩空气答：c. 液态金属2.反应堆容器的作用是什么？a.控制反应堆的输出功率b.保护冷却剂免受辐射c.隔离放射性物质与环境接触d.调节核反应堆的温度答：c. 隔离放射性物质与环境接触3.下列哪种过程释放的能量最大？a.核裂变b.核聚变c.化学反应d.物理燃烧答：b. 核聚变第三题核反应堆物理分析试卷的第三题是简答题。
1.解释核裂变和核聚变的物理原理。
答：核裂变是指原子核分裂成两个或多个较小的核的过程。
它发生时，高能中子被射入原子核，使得原子核不稳定，进而分裂成两个或多个更稳定的核。
这个过程中释放出大量的能量。
核聚变是指两个或多个轻核聚合成一个较重的核的过程。
通常需要高温和高压环境下才能发生聚变反应，这个过程中也会释放出大量的能量。
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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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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。
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。
一．名词解释
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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。
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。
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。
反应性系数：反应堆的反应性相对于反应堆的某个参数的变化率成为该参数的反应性系数。
反应性温度系数：单位温度变化引起的反应性变化。
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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。
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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
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。
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。
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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
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。
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
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。
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。
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反应漏
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。
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，
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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。
非饱和裂变产物（NSFP）：截面很小，达不到饱和。
裂变产物中毒：由于裂变产物的存在，吸收中子而引起的反应性变化。
堆芯寿期：一个新装料堆芯从开始运行到有效增值系数降到 1 时，反应堆满功率运行的时间。
转换比：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数。
堆芯装料方案及特点： 1）均匀装料： 寿期初功率峰因子过大，限制功率输出；寿期末功率分布理 想，但已得换料。2）内外装料： 新燃料在最中心，燃耗高的在外层，中子泄漏少，燃料价值高；反 应堆的压力容器的快中子辐照损伤小； 堆芯中央的中子通量密度和功率最高，功率分布不均匀因子 大；3）外内装料： 堆内功率分布均匀；中子泄漏损失大，影响剩余反应性；对压力壳辐照损伤大； 4）外内交替装料：与外内换料相比降低了全堆和局部功率峰因子；换料量减小；平均燃耗较深 。