哈工程 核反应堆物理期末重点

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。

1、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。

2、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。

3、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。

4、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。

5、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。

6、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。

7、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。

8、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。

2、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。

核反应堆物理分析习题答案

1、 H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面似为常数，分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 所需要的碰撞次数。 解：不难得出，2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系： 2 2 2H O H O H H O O σξσξσξ?=?+? 即 2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+?=?+? 2 (2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=?+?+ 查附录3，可知平均对数能降： 1.000H ξ=，0.120O ξ=，代入计算得： 2 (220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=??+??+= 可得平均碰撞次数： 221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H O N E E ξ ===≈ 2．设 ()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。 假定在C 系中散射是各向同性的，求()f d υυυ''→的表达式，并求一次碰撞后的平均速 度。 解： 由： 21 2 E m υ'= ' 得： 2dE m d υυ'='' ()(1)dE f E E dE E α' →''=- - E E E α≤'≤ ()f d υυυ''→=2 2,(1)d υυαυ '' -- αυυυ≤'≤ ()f d αυ υ υυυυ= '→'' 322(1)3(1)υ αα= -- 6.在讨论中子热化时，认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能c E 以上能区的中子，经过弹性散射慢化二来的。设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区，（1）散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;（2）散射到能量区间1g g g E E E -?=-的中子数g Q 。 解：（1）由题意可知： ()()()()c E s Q E E E f E E dE φ∞ = ∑'''→'? 对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为 常数： /()()()c E S E Q E E f E E dE α φ= ∑''→'?

哈工程——核反应堆物理试题

哈尔滨工程大学——《核反应堆物理分析》复习资料 ——邓 立 例1 由材料组份→临界尺寸 有一由235U 和普通水均匀混合的实验用柱形热堆235U 浓度0.0145g/cm 3 。用单群修正理 论计算最小临界体积下的圆柱体积尺寸。已知: 235 U 对热中子的微观吸收截面为590靶，水的微观吸收截面为0.58靶，η=2.065，热中子在水中扩散面积 22 8.1TM L cm =，227M cm τ=。 例1解：由圆柱堆结果可知220 23H B π=，22 02 3(2.405)2R B ?= 由单群修正理论的临界方程：22 11k M B ∞ =+ 可得：2 2 1k B M ∞-= （1）求：k pf εη∞=，由于无238U ，1p ε== 即：k f η∞= 其中： aF aF aM f ∑= ∑+∑， 令aF aM z ∑= ∑，则： 1z f z = + 1.13F A aF aF F aF F M aM M aM A aM M N N A z N N A ρσσρσσ∑= ===∑ 则： 0.531f =， 1.0965k ∞= （2）求：2 2T T T M L τ=+ 11133()3sM T TM T s sF sM D D = =≈=∑∑+∑∑ （,sF sM F M N N σσ） 2223.841TM T aF aM T TM T T a L D D L cm z = =≈=∑∑+∑+ F FM T TM F T F TM D D ττ→→= ==∑∑ 则：2 22 30.84T T T M L cm τ=+= 2 32 21 1.09651 3.1291030.84 k B cm M --∞--= ==? 代入以上结果可得：097.23H cm =，2 2 2 3(2.405)52.662R cm B ==

记忆金属

形状记忆合金论文 二十一世纪将是材料 -电子一体化的世纪。作为新型功能材料家庭中的重要成员 ,形状记忆合金在工程机械和日常生活中得到了广泛的应用。由形状记忆合金构成的结构简单、控制灵活、功率密度大的各类记忆合金驱动器 ,在轻型机器人及小型化系统中具有独特的技术优势。形状记忆合金是一种特殊的合金，存在一个记忆温度，在记忆温度以下可以任意加工，当温度回到记忆温度时，可以恢复到加工前的形状。 1932年,瑞典人奥兰德在金镉合金中首次观察到"记忆"效应。?1963年，美国海军军械研究所的比勒在研究工作中发现，在高于室温较多的某温度范围内，把一种镍-钛合金丝烧成弹簧，然后在冷水中把它拉直或铸成正方形、三角形等形状，再放在40?℃以上的热水中，该合金丝就恢复成原来的弹簧形状。1969年，镍--钛合金的“形状记忆效应”首次在工业上应用。人们采用了一种与众不同的管道接头装置。为了将两根需要对接的金属管连接，选用转变温度低于使用温度的某种形状记忆合金，在高于其转变温度的条件下，做成内径比待对接管子外径略微小一点的短管(作接头用)，然后在低于其转变温度下将其内径稍加扩到该接头的转变温度时，接头就自动收缩而扣紧被接管道，形成牢固紧密的连接。1969年7月20日，美国宇航员乘坐“阿波罗”11号登月舱在月球上首次留下了人类的脚印，并通过一个直径数米的半球形天线传输月球和地球之间的信息。这个庞然大物般的天线就是用一种形状记忆合金材料，先在其转变温度以上按预定要求做好，然后降低温度把它压成一团，装进登月舱带上天去。放置于月球后，在阳光照射下，达到该合金的转变温度，天线“记”起了自己的本来面貌，变成一个巨大的半球。? 形状记忆合金的特点是：弯曲量大，塑性高，?在记忆温度以上恢复以前形状。形状记忆合金分为以下几类：? 1、单程记忆效应合金：形状记忆合金在较低的温度下变形，加热后可恢复变形前的形状。?? 2、双程记忆效应合金：某些合金加热时恢复高温相形状，冷却时又能恢复低温相形状。?? 3、全程记忆效应合金：加热时恢复高温相形状，冷却时变为形状相同而取向相反的低温相形状。?? 形状记忆合金由于具有许多优异的性能，因而广泛应用于航空航天、机械电子、生物医疗、桥梁建筑、汽车工业及日常生活等多个领域。??1、航空航天工业中的应用：?形状记忆合金已应用到航空和太空装置。如用在军用飞机的液压系统中的低温配合连接件，欧洲和美国正在研制用于直升飞机的智能水平旋翼中的形状记忆合金材料。由于直升飞机高震动和高噪声使用受到限制，其噪声和震动的来源主要是叶片涡流干扰，以及叶片型线的微小偏差。这就需要一种平衡叶片螺距的装置，使各叶片能精确地在同一平面旋转。目前已开发出一种叶片的轨迹控制器，它是用一个小的双管形状记忆合金驱动器控制叶片边缘轨迹上的小翼片的位置，使其震动降到最低。??还可用于制造探索宇宙奥秘的月球天线，人们利用形状记忆合金在高温环境下制做好天线，再在低温下把它压缩成一个小铁球，使它的体积缩小到原来的千分之一，这样很容易运上月球，太阳的强烈的辐射使它恢复原来的形状，按照需求向地球发回宝贵的宇宙信息。另外，在卫星中使用一种可打开容器的形状记忆释放装置，该容器用于保护灵敏的锗探测器免受装配和发射期间的污染。2、机械电子产品中的应用：?1970美国用形状记忆合金制作?F-14?战斗上的低温配合连接器，随后有数以百万以上的连件的应用。形状记忆合金作为低温配合连接在飞机的液压系统中及体积较小的石油、石化、电工业产品中应用。另一种连接件的形状是焊接的网状金属丝，用于制造导体的金属丝编织层的安全接头。这种接件已经用于密封装置、电气连接装置、电子工程机械装置，并能在-65～300℃可靠地工作。已开出的密封系统装置可在严酷的环境中用作电气件连接。将形状记忆合金制作成一个可打开和关闭快门的弹簧，用于保护雾灯免于飞行碎片的击坏。用于制造精密仪器或

西安交大核反应堆热工分析复习详细

第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升； 14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。 15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。 18、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235是天然存在的，占0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，

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1

《核反应堆物理分析》85页扩散理论习题解答二 21 解：（1）建立以无限介质内任一点为原点的球坐标系（对此问题表达式较简单），建立扩散方程： 即：2a D S φφ??+Σ=2a S D D φφΣ??=?边界条件：i.,ii.0φ<<+∞()0,0J r r =<<+∞ 设存在连续函数满足： ()r ?222,(1)1(2)a S D D L φ?φ???=???Σ?=??可见，函数满足方解形式：()r ?exp(/)exp(/)()r L r L r A C r r ??=+由条件i 可知：C =0， 由方程（2）可得：()()/a r r S φ?=+Σ再由条件ii 可知：A =0，所以： /a S φ=Σ 0） ，x >0S D ?,iii.()(0)/2a x t φ′=?Σlim ()0x J x →∞ =)exp(/)exp(/)/a x A x L C x L S =?++Σ//()x L x L J x D e e dx L L ?=?=?由条件ii 可得：0 lim ()()()22a a x a a AD CD t S tL S J x A C C A A C L L D →′′=?=?Σ++??=Σ++ΣΣ由条件iii 可得：C =0

所以：(22(1)a a a a tL S S A A A D D tL ′?=Σ+?=Σ??Σ′Σ//()[12(2/)(1)x L x L a a a a a a te S S S x e D t D L tL φ??′Σ=+=?′ΣΣΣ+??Σ′Σ对于整个坐标轴，只须将式中坐标加上绝对值号，证毕。 22 解：以源平面任一点为原点建立一维直角坐标系，建立扩散方程： 2112 22221()(),01()(),0x x x L x x x L φφφφ?= ≥?=≤边界条件：i.;ii.;1200lim ()lim ()x x x x φφ→→=000 lim[()|()|]x x J x J x S εεε=+=?→?=iii.;iv.; 1()0a φ=2()0b φ?=通解形式：，111sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+222sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+122cosh(sinh()cosh(sinh()]x x x x C A C S L L L L ?++=（3）1/)sinh(/)a L A a L =?（4）22cosh(/)sinh(/) C b L A b L =联系（1）可得：12tanh(/)/tanh(/) A A b L a L =?结合（2）可得：222tanh(/)/tanh(/)1tanh(/)/tanh(/)SL b L SL D A A A D a L b L a L ?=??=+1/1tanh(/)/tanh(/) SL D A a L b L ??=+

《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 + γ 235 U 裂变反应的反应式23592U + 01n → [23692U]*→A1Z1X + A2Z2X +ν01n 微观截面ΔI=-σIN Δx /I I I IN x N x σ-?-?==?? 宏观截面Σ= σN 单位体积内的原子核数0N N A ρ= 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 ?= 总的中子通量密度Φ0 ()()()n E v E dE E dE ?∞ ∞ Φ==?? 平均宏观截面或平均截面为()()()E E E E dE R E dE ????∑∑== 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f γ σασ= 有效裂变中子数1f f a f γνσνσν ησσσα === ++ 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 d eff n pf k k n εη∞ΛΛ= =Λk 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 2 11A A α-??= ?+?? 在L 系中，散射中子能量分布函数[]' 1 (1)(1)cos 2 c E E ααθ= ++- 能量分布函数与散射角分布函数一一对应(')'()c c f 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 ()42 c c r r d f d r θπθθθθ θθπ= ==对应圆环面积球面积 能量均布定律()(1)dE f E E dE E α' ''→=- - 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22 3 A ξ≈ + L 系内的平均散射角余弦0 μ00 1223c c d A π μθθ== ? 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 0 ()th E s s E E dE t v E λλξ?? =- =?

哈尔滨工程大学834核反应堆物理2020考研专业课初试大纲

2020年考试内容范围说明 考试科目名称: 核反应堆物理 考试内容范围: 一、核反应堆的核物理基础 1.掌握截面、中子通量密度和核反应率的概念。 2.掌握截面随中子能量的变化规律。 3.掌握核裂变过程。 4.掌握反应堆内中子的循环过程。 二、中子的扩散与慢化 1.掌握中子的慢化。 2.掌握热中子反应堆内的中子能谱的分布规律。 3.掌握中子扩散方程及边界条件。 4.掌握非增殖介质内中子扩散方程的解法。 5.掌握分群扩散方法。 6.掌握扩散长度、慢化长度、徙动长度。 三、均匀反应堆的临界理论 1.掌握增殖介质内中子扩散方程的解法。 2.掌握热中子反应堆的临界条件。 3.掌握单群修正理论。 4.掌握反射层对反应堆的影响。 四、反应性的变化 1.掌握反应性的概念。 2.掌握中毒效应及对反应堆的影响。 3.掌握燃耗效应对反应堆的影响。 4.掌握核燃料的转换与增殖。 五、温度效应与反应性控制 1.掌握反应性温度系数及其对反应堆的影响。 2.掌握温度效应的机理及影响因素。 3.掌握反应性控制的原理。 4.掌握反应堆中反应性控制的方法及其特点。 六、反应堆中子动力学 1.掌握缓发中子在反应堆动力学中的作用。 2.掌握点堆中子动力学方程及其解，并能够用其分析问题。 3.掌握反应性变化时中子密度的响应，并能够用其分析问题。 七、中子输运理论 1.掌握中子输运方程及其边界条件。 考试总分：150分考试时间：3小时考试方式：笔试 考试题型：简答题（50~60分）计算题及证明题（60~70分）综合题（30分）参考书目 [1]曹欣荣.核反应堆物理基础.原子能出版社，2011 [2]谢仲生.核反应堆物理分析.西安交通大学出版社，原子能出版社，2004

哈工程大物习题册(113-128)-第五次答案

班级 姓名 学号 113. 波长为λ的单色光照射某金属表面发生光电效应，发射的光电子（电量绝对值为e ，质量为m ）经狭缝后垂直进入磁感应强度B 为的均匀磁场（如图示），今已测出电子在该磁场中作圆周运动的最大半径为R 。求： （1） 金属材料的逸出功？ （2） 遏止电势差？ ? ? ? ? ? ? ? ? 解：(1) 由 R m eB /2 v v = 得 m ReB /)(=v ， 代入 A m h += 22 1 v ν 可得 222221m B e mR hc A ?-=λ m B e R hc 22 22-=λ (2) 2 2 1v m U e a = m eB R e m U a 222 22==v 114. 图中所示为在一次光电效应实验中得出的曲线 (1)求证：对不同材料的金属 , AB 线的斜率相同 . (2)由图上数据求出普朗克恒量 h . |U a ( ×10 14Hz) 解：(1) 由 A h U e a -=ν 得 e A e h U a //-=ν e h U a /d /d =ν (恒量) 由此可知，对不同金属，曲线的斜率相同．

班级 姓名 学号 (2) h = e tg θ 14 10)0.50.10(0 0.2?--=e =6.4×10- 34 J ·s 115. 已知x 射线光子的能量为0.6MeV ，若在康普顿散射中，散射光子的波长变化了20%，试求：反冲电子的动能？ 解：设散射前电子为静止自由电子，则反冲电子的动能E K =入射光子与散射光子能量之差=εε-0 入射X 射线光子的能量 000/λνεhc h == 0 0/ελhc = 散射光子的能量 00)2.1/1()20.1/(/ελλε===hc hc 反冲电子的动能 =-=-=00)2.1/11(εεεK E 0.10 MeV 116. 假定在康普顿散射实验中, 入射光的波长λ0=0.0030nm , 反冲电子的速度 v = 0.6c , 求：散射光的波长λ . 解：根据能量守恒,有 2 20mc h c m h e +=+νν 这里 2 ) /(11c m m e v -= ∴ 2 0c m h h e +=νν]) /(11 1[2 c v -- 则 20c m hc hc e +=λλ]) /(111[2c v -- 解得： ] ) /(11 1[1200 c h c m e v --+= λλλ= 0.00434 nm 117. 如果室温下（t=270C ）中子的动能与同温度下理想气体分子的平均平动动能相同， 则中子的动能为多少？其德布罗意波长是多少？ 解：J 1021.62 3 21-?== kT E k m 10465.1210-?=== k mE h P h λ 118. 能量为15eV 的光子 , 被处于基态的氢原子吸收 , 使氢原子电离发射一个光电子 , 求：此光电子的德布罗意波长 . 解：远离核的光电子动能为

2018年华南理工大学研究生入学考试专业课真题835_反应堆热工水力分析

835 华南理工大学 2018 年攻读硕士学位研究生入学考试试卷（试卷上做答无效，请在答题纸上做答，试后本卷必须与答题纸一同交回）科目名称：反应堆热工水力分析 适用专业：核电与动力工程 共 5 页 一、填空题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、反应堆的热功率与（）成正比。 2、控制棒的热源来源于吸收伽马射线和（）反应释放的热量。 3、达到沸腾临界时的热流密度称为（）。 4、反应堆三大安全屏障的第一层安全屏障是（）。 5、计算两相流压降时的基本参数有空泡份额、（）、滑速比。 6、临界热流密度比的最小值称为最小DNB 比，当最小DNB 比值为（）时，表示燃料元件表面发生烧毁。 7、液体冷却剂的流动压降有（）、（）、加速压降和局部压降。 8、流动不稳定性包括（）和（）。 9、热流密度核热点因子Fq N表示堆芯功率分布的（）。 10、核电厂设置的运行参数的极限值是根据（）和（）原则确定的。 二、单项选择题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、快中子增殖堆要求使用（）做冷却剂。A、 传热能力强而中子慢化能力小的流体B、传热能力 弱而中子慢化能力小的流体C、传热能力强而中子 慢化能力大的流体D、传热能力弱而中子慢化能力 大的流体

2、下述因素的变化不会影响功率分布的有（） A、燃料布置 B、控制棒 C、水隙和空泡 D、燃料装载量 3、下述不属于停堆后的热源是（） A、燃料棒内储存的显热 B、U-235 裂变 C、剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变 D、中子俘获产物的衰变4、对于流动沸腾来说，在较低的壁面温度下，可获得很高的热流密度，因而对实际应用来说最有意义的传热区段是（） A、非沸腾区 B、膜态沸腾区 C、过渡沸腾区 D、核态沸腾区 5、气隙导热模型中的传热形式主要是（） A、辐射 B、对流 C、传导 D、辐射和对流 6、不会导致自然循环能力下降或终止（）A、驱 动压头克服上升段和下降段压力损失B、上升段和下 降段密度差太小C、蒸汽发生器二次侧冷却能力过强 D、堆芯产生气体体积存在压力壳上腔室7、静力学不 稳定性不包括（） A、流量漂移 B、沸水堆的不稳定性 C、沸腾危机 D、流型不稳定性 8、关于热点的描述错误的是（）A、热点是某一燃料元件表面热流密度最 大的点B、热点和热管对确定堆芯功率的输出量起着决定性作用C、燃料元件 表面上热流密度最大的点就是限制堆芯功率输出的热点D、堆芯功率分布的均 匀程度用热流密度和热点因子表示9、压水堆与气冷堆的热工设计准则不同的是（）A、燃料元件芯块内最高温度低于相应燃耗下的熔化温度 B、燃料元件表面不允许发生沸腾临界

核反应堆物理分析课后习题参考答案

核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2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，UO 2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：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以，26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 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： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????

哈工程核反应堆物理2012回忆版

哈尔滨工程大学核反应堆物理2012回忆版（简答题第8题后半个小问题记得不是很清楚了，其它七个小问基本全部全面，其中序号可能有部分出入。解答题语序可能不能完全对上号，但题意表达齐全，第四题滴字不漏，数据分毫不漏，此题是曹欣荣赵强版课后习题第21题和第23题的改版，数据都没换；第五题的两个小问的问题有点乱，实在是记不清楚了，只写了个大概，部分字母表示不是很 准确） 一、简答题：（每道10分，共80分） 1.热中子反应堆中为什么要使用慢化计？慢化计的选择原则？ 2.缓发中子是如何产生的？缓发中子在反应堆中的作用？ 3.什么是多普勒效应？为什么燃料的温度系数是负值？ 4.简述热中子反应堆的中子循环过程，并写出四因子公式。 5.简述新堆启动、功率平衡、升功率、降功率、停堆和在重新启动过程中钐数目的变化？ 6.什么是反应堆堆芯寿期？比较在平衡氙堆芯寿期情况和最大氙堆芯寿期情况对反应堆运行有什么影响？ 7.什么是微分价值和积分价值？造成控制棒间的相互干涉效应的原因？ 8.简述热中子反应堆内热中子能谱分布，分析共振吸收的变化对反应堆微观截面的影响？ 二、（10分）一无限大平板，k00=1，(两边加反射层，将所有的中子都放射会堆芯所有中子都反射回堆芯，没有泄露)，问中子通量密度能否在一稳定功率下运行？不可以，说明理由；可以，请推导出。 三、（20分）一无限高宽a长b的方形热中子反应堆，单位高度上所产生的功率为P，每次核裂变释放的能量为Er,宏观裂变截面为(佘格马f)，求出其中子通量密度分布。 四、（20分）有一个由和石墨均匀混合而成的半径为100cm的临界的球形裸堆，利用修正的一群理论计算：临界质量。已知的热裂变因数n=2.065，热吸收截面590靶，石墨的热扩散面积3500cm2，中子年龄368，热吸收截成0.003靶，密度1.6g/cm3。 五、（20分）考虑缓发中子和外在中子源存在，运用点堆模型 （1）分析有效增殖因子小于1时，能否使中子通量密度在一稳定水平运行，若不能说明原因，若能请求出？ （2）若反应堆周期小于80秒，紧急停堆需要多长时间中子通量密度与原中子通量密度之为，以及后续中子通量变化情况？

【精品】核反应堆物理分析习题答案第四章

第四章 1.试求边长为,,a b c （包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆， 0.043,L m =42610m τ-=?。 （1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件：(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== （以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离） 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法： (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为：22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+

代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论，临界条件变为：221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理 论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。 解:对于单群理论：

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。 111001 100[]A A A Z Z Z A A 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。 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Ω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r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 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；

核反应堆物理课程报告

核反应堆物理课程报告 罗晓 2014151214

有关反应堆反应性的研究报告 作者：罗晓 摘要：本学期我们进行了《反应堆物理》课程的学习，在学习之尾，为了检验学习成果，特在此做有关反应堆反应性的研究报告。在反应堆研究的各个方面，反应性的研究不可忽视，在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。为了对立面的有关机理进行更加详细的了解,下面对各种反应性进行了综合分析,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。 关键词：反应堆、反应性、控制 首先，我们在此解释反应性的概念。宏观上来说，反应性即为反映核反应堆状态的一种物理量。数学定义如下： 其中：k 为反应堆的有效增值系数 从上式来看，反应性表征了反应堆偏离临界状态的程度。在反应堆内引入反应性有很多种办法，而经常用到的有如下几种:(1)向堆内插入可移动的且具有较强中子吸收能力的控制棒，常采用由银 － 铟 － 镉合金组成的控制棒组件，他们通过控制棒驱动机构有效控制，我们将这部分反应性记为1ρ ;(2)向堆芯内装入对中子吸收截面较大的固体物质———可燃毒物，在堆芯运行期间，随着核燃料一起逐渐被消耗掉，我们将其记为2ρ ;(3)在轻水堆中，将对中子吸收截面较大的物质溶解在冷却剂中，将其称为可溶毒物，用 3ρ 表示。以上引入的这些反应性，无论是因操作需要而人为引入的，还是由于意外事故的发生而造成的(如控制棒被抛出或冷却剂泵损坏)，他们都是通过改变外加中子吸收物质来实现的。 同时，反应堆内反应性的变化应该考虑一下三种情况： （1）温度效应 因反应堆温度效应变化而引起的ρ发生变化的效应，称为反应性的温度效应。温度效应可以用反应性温度系数来衡量。负的温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。 1=K K ρ-

利用非强制型城市设计引导手法改善城市环境_浅析美_日两国的经验_兼论我国借鉴的可

黄大田 )))浅析美[日两国的经验Y 兼论我国借鉴的可行性 利用非强制型城市设计引导手法改善城市环境 =提要>为弥补限制土地用途、控制容积率等强制型城市设计引导手法的不足,美、日两国先后研究出了广场奖金制度、奖励分区制度等非强制型引导手法,本文通过分析这一系列手法的特点,初步探讨可否借鉴其经验来完善我国现行的城市设计引导手法。 =关键词>非强制型;城市设计;引导;手法 1 强制型城市设计引导手法的特点 及其局限性 我国现行的城市规划及城市建设管理制度对各个开发建设项目在城市设计方面的引导,主要是通过对土地用途(或称用地性质)、容积率、建筑覆盖率、退红线、建筑高度、绿化率等几项基本指标附加要求来落实的,这样一套引导手法其主要特点可以归结为三方面:一是运用范围广。一般都覆盖了整个城市规划区域。二是强制性(根据这方面的特点,本文中将这一套手法统称为强制型引导手法)。即要求的指标数据在一般情况下是不容商榷的,项目的设计必须无条件满足要求。如土地用途规定是商业的一般不能转为居住;容积率、建筑覆盖率不能超标;红线必须退够等等。第三方面的特点则是各项指标往往反映的都是最基本的要求。如容积率、建筑覆盖率、建筑高度等要求的是上限,而绿化率要求的则是下限,这些要求的背后含义可以理解为:如果超越了这些界限,就会对城市环境造成负面影响。这里应该注意的是这些指标只是最基本的要求而并非满足了这些条件就能形成理想的城市环境。这主要是因为在设定指标时需要顾及土地利用的灵活性及其商业开发价值,如果把对每个开发建设项目的要求都提高到要创造理想的城市环境的高度的话,那么很多地块的商业开 发价值就会大打折扣,其结果很可能是没人有兴趣投资开发,从而最终导致城市建设得不到社会各方面的积极参与,也就根本谈不上创造理想的城市环境了。 从城市整体来看,强制型引导手法因其在具体的运用过程当中具有良 好的可操作性,对于从大的层面上规范和控制城市建设的发展,在一定程度上保证城市环境的质量起到了相当大的作用。然而,不容忽视的是,在现实情况当中,各个开发建设项目的业主甚至建筑师在处理其项目的具体设计与城市环境的关系时,由于仅仅是处于一种单方面受限制的被动地位,往往将最基本的要求在某种程度上当成了追求的目标(如容积率尽可 能接近指标,绿化率只要达标即可等等),而较少主动去考虑如何通过自己的项目来进一步改善城市环境。另外,由于强制型引导手法的引导方式及内容均较为简单划一,对于一个城市当中某些特色(包括自然、历史、文化等方面)鲜明或面临特殊问题的区域或地段,如果仅仅依靠这一套手法,并不足以有的放矢地在城市环境的形成效果上进行详尽而细致的有效引导。在我国市场经济快速发展,城市面貌日新月异的今天,上述强制型手法的局限性可以说是日益明显。2 非强制型城市设计引导手法 )))美、日两国的经验 同样在整个城市规划区域范围内对土地用途、容积率、建筑覆盖率等进行严格控制的美国和日本,在落实城市设计的过程中,针对强制型引导手法的局限性先后研究出了一系列辅助性手法,这些手法适用范围较窄但针对性强,而且在不同程度上留给业主一定的选择余地,从而相应地调动他们关心城市环境的积极性(本文将这一系列手法统称为非强制型引导手法)。 211 广场奖金(Plaza Bonus)制度与综合设计制度 1961年美国纽约市在对其土地开发分区控制制度(Zoning)的修改条例中, 创立了一项名为/广场奖 金0的新制度。这项制度的具体内容是:对于一定区域范围内的各个土地开发建设项目,如果能在设计上尽量降低建筑覆盖率,并将腾出来的空地设计成可供广大市民自由享用的公共广场,那么就可以对这个项目在容积率方面给予一定的奖励(如每设置一定规模的公共广场,该项目就可以在原有的容积率控制的基础之上另外得到相当于公共广场面积的两倍的可建建筑面积的奖励) (见图1)。这项制 度主要是针对城市中心高密度区的环境特点来设立的,其目的在于鼓励营造更多的适宜于市民休憩和散步的公共空间,从而改善城市的环境。 与原先的控制制度相比,这项新制度的特点在于其可选性,即这项制度并不是强制的,如果某一开发建设 城市设计 URBAN DE S IGN

哈工程大物习题册(113-128)-第五次答案汇编

113. 波长为λ的单色光照射某金属表面发生光电效应，发射的光电子（电量绝对值为e ，质量为m ）经狭缝后垂直进入磁感应强度B 为的均匀磁场（如图示），今已测出电子在该磁场中作圆周运动的最大半径为R 。求： （1） 金属材料的逸出功？ （2） 遏止电势差？ ? ? ? ? ? ? ? ? 解：(1) 由 R m eB /2 v v = 得 m R e B /)(=v ， 代入 A m h += 22 1 v ν 可得 222221m B e mR hc A ?-=λ m B e R hc 22 22-=λ (2) 2 2 1v m U e a = m eB R e m U a 222 22==v 114. 图中所示为在一次光电效应实验中得出的曲线 (1)求证：对不同材料的金属 , AB 线的斜率相同 . (2)由图上数据求出普朗克恒量 h . |U a ( ×10 14Hz) 解：(1) 由 A h U e a -=ν 得 e A e h U a //-=ν e h U a /d /d =ν (恒量) 由此可知，对不同金属，曲线的斜率相同． (2) h = e tg θ 14 10 )0.50.10(0 0.2?--=e =6.4×10- 34 J ·s 115. 已知x 射线光子的能量为0.6MeV ，若在康普顿散射中，散射光子的波长变化了20%，

试求：反冲电子的动能？ 解：设散射前电子为静止自由电子，则反冲电子的动能E K =入射光子与散射光子能量之差=εε-0 入射X 射线光子的能量 000/λνεhc h ==0 0/ελhc = 散射光子的能量 00)2.1/1()20.1/(/ελλε===hc hc 反冲电子的动能 =-=-=00)2.1/11(εεεK E 0.10 MeV 116. 假定在康普顿散射实验中, 入射光的波长λ0=0.0030nm , 反冲电子的速度 v = 0.6c , 求：散射光的波长λ . 解：根据能量守恒,有 2 20mc h c m h e +=+νν 这里 2 ) /(11c m m e v -= ∴ 2 0c m h h e +=νν]) /(11 1[2 c v -- 则 20c m hc hc e +=λλ]) /(111[2c v -- 解得： ] ) /(11 1[1200 c h c m e v --+= λλλ= 0.00434 nm 117. 如果室温下（t=270C ）中子的动能与同温度下理想气体分子的平均平动动能相同， 则中子的动能为多少？其德布罗意波长是多少？ 解：J 1021.62 3 21-?== kT E k m 10465.1210-?=== k mE h P h λ 118. 能量为15eV 的光子 , 被处于基态的氢原子吸收 , 使氢原子电离发射一个光电子 , 求：此光电子的德布罗意波长 . 解：远离核的光电子动能为 4.16.131521 2=-==v e K m E eV 则 == e K m E 2v 7.0×105 m/s 光电子的德布罗意波长为 === v e m h p h λ 1.04×10-9