历史趣谈：物理学家费米建立了人类第一台可操控核反应堆

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物理学家费米建立了人类第一台可操控核反应堆

导语：恩利克费米，他是美籍意大利著名的物理学家、同时也是美国芝加哥大学物理学教授，还是1938年物理诺贝尔奖得主。据了解，费米领导小组曾在

恩利克·费米，他是美籍意大利著名的物理学家、同时也是美国芝加哥大学物理学教授，还是1938年物理诺贝尔奖得主。据了解，费米领导小组曾在芝加哥大学StaggField建立了人类第一台可操控核反应堆，也是因为这样，人类开始迈入原子能时代。另外关于物理学家费米，他在理论与实验方面都有很多的成就，对于现代物理学家来说，他是屈指可数的。像化学元素中的100号化学元素镄、以及美国芝加哥著名的费米实验室、芝加哥大学的费米研究院等，都是为了纪念他而命名的。在物理学家费米的一生中的最后几年，他主要是从事高能物理方面的研究学习。在1949年，就通过一些理论向大家揭示了宇宙线中原粒子的加速机制，还研究出了π介子、μ子和核子的相互作用，并提出宇宙线起源理论。后来经过3年的时间，在1952年，他又发现了第一个强子共振，也就是“同位旋四重态”。据说在1949年的时候，他就曾与杨振宁合作过，还提出基本粒子的第一个复合模型。

此外，费米还曾先后获得了德国普朗克奖章、以及美国哲学会刘易斯奖学金、美国费米奖。在1953年他还被选为是美国物理学会的主席。之后甚至还被德国海森堡大学、荷兰乌特勒支大学、美国华盛顿大学、哥伦比亚大学、等多个名校授予荣誉博士的称号。在他去世后，为纪念物理学家费米对核物理学方面做出的贡献，于是美国原子能委员会就为记念他而建立了“费米奖”，以此表彰为和平利用核能作出贡献的各国科学家。

在多半个世纪以前，伟大的武力学家费米，就证明了中子轰击核产

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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= ∑''→'?

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---=∑???===?∑????

核反应堆物理分析习题答案-第三章

第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：1221310I I cm s φ+---=+=? （2）若以向右为正方向：1221110J I I cm s +---=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω=+u r 其中：,a λ为常数， μ是Ωu r 与x 轴的夹角。求： （1） 中子总密度()n x ； （2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。 解：由于此处中子密度只与Ωu r 与x 轴的夹角相关，不妨视μ 为视角，定义Ωu r 在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有： （1） 根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d πμπ+∞ -=+Ω??u r 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λμμμ+∞-=+?? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令 n m 为中子质量，则2/2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ=u r u r （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关

【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：

习题集答案

反应堆物理习题 1. 水的密度为103kg ／m 3，对能量为0.0253eV 的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为0.332b 和 2.7×10-4b ，计算水的宏观吸收截面。 2.22*10-2cm -1 2. UO 2的密度为10.42×103kg ／m 3，235U 的富集度ε=3％(重量百分比)。已知在0.0253eV 时， 235U 的微观吸收截面为680.9b ，238U 为2.7b ，氧为2.7×10-4b ，确定UO 2的宏观吸收截面。 0.5414cm -1 3．强度为10 104?中子/厘米2·秒的单能中子束入射到面积为1厘米2，厚0.1厘米的靶上，靶的原子密度为24 0.04810?原子/厘米3，它对该能量中子的总截面（微观）为4.5靶，求（1）总宏观截面（2）每秒有多少个中子与靶作用？ 0.216cm -1 8.64*108 4．用一束强度为1010中子/厘米2·秒的单能中子束轰击一个薄面靶，我们观测一个选定的靶核，平均看来要等多少时间才能看到一个中子与这个靶核发生反应？靶核的总截面是10靶。 1013s 5．能量为1Mev 通量密度为12 510?中子/厘米2·秒中子束射入C 12 薄靶上，靶的面积为0.5厘米2、厚0.05厘米，中子束的横截面积为0.1厘米2，1Mev 中子与C 12 作用的总截面（微观）为2.6靶，问（1）中子与靶核的相互作用率是多少？（2）中子束内一个中子与靶核作用的几率是多少？已知C 12 的密度为1.6克/厘米3。 1.0435*1012cm -3s -1 1.043*10-3cm 2 6．一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？ 0x I I e -∑=根据 在2个平均自由程不与介质发生作用的机率为: 220.1353e e λ-∑-== 在1/2个平均自由程不与介质发生作用的机率为: 120.6065e e λ-∑-==

核反应堆物理分析习题答案 第三章

第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：12 21 310I I cm s φ+ - --=+=? （2）若以向右为正方向：12 21 110J I I cm s + - --=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω= + 其中：,a λ为常数， μ是Ω与x 轴的夹角。求： （1） 中子总密度()n x ； （2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。 解：由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有： （1） 根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d λπμπ +∞ -= +Ω?? 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππλ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λ μμμ+∞ -=+? ? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令n m 为中子质量，则2 /2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ= （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得： cos sin cos μθ?= 则涉及角通量的、关于空间角的积分： 240 (1cos )(1sin cos )sin d d π π μθ?θθ+Ω=+?? 2220 sin cos sin d d d d π πππ ?θθ??θθ= +? ??? 00 2(cos )(2sin cos )404d π π πθπ μμμππ =- +=+=?

《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；

核反应堆物理基础-上海交通大学机械与动力工程学院

2008年上海交通大学研究生入学考试课程《核反应堆工程》 考试大纲 1．该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分2．主要参考书目： 核反应堆物理： ?谢仲生主编，《核反应堆物理分析（上册）》，原子能出版社，1994。 ?谢仲生、张少泓，《核反应堆物理理论与计算方法》，西安交通大学出版社，2000。 核反应堆热工： ?于平安等编著，《核反应堆热工分析》，原子能出版社，1986。 ?于平安等编著，《核反应堆热工分析》，上海交通大学出版社，2001。

核反应堆物理基础 一．核反应堆的核物理基础 1．中子与原子核的相互作用 相互作用的机理、中子吸收和中子散射 2．中子截面和核反应率 截面、自由程、中子通量密度、核反应率的概念 宏观截面的计算，各类型截面随中子能量的变化规律 3．共振现象与多普勒效应 4．核裂变过程 裂变能的释放、反应堆功率和中子通量密度之间的关系、裂变中子、裂变产物5．链式裂变反应 临界条件、四因子模型 二．中子慢化与慢化能谱 1．中子的弹性散射过程 弹性散射动力学、慢化剂的选择 2．无限均匀介质的慢化能谱 慢化方程、含氢无吸收介质的慢化谱 3．热中子堆的近似能谱 三．中子扩散理论 1．单能中子扩散方程 斐克定律、单能中子扩散方程 2．非增殖介质扩散方程的解 四．均匀反应堆的临界理论 1．均匀裸堆的单群临界理论 均匀裸堆的单群扩散方程、单群临界条件及临界时的中子通量密度分布2．双区反应堆的单群临界理论 双区反应堆的单群扩散方程、临界条件及临界时的中子通量密度分布3．双群扩散方程 五．非均匀反应堆 1．栅格的非均匀效应 六．反应性随时间的变化 1．核燃料中铀-235的消耗、钚-239的积累 2．氙-135中毒 平衡氙中毒、最大氙中毒、功率瞬变过程中的氙中毒、氙震荡3．钐-149中毒 4．燃耗深度与堆芯寿期 5．核燃料的转换与增殖

第1章_核反应堆的核物理基础(2)

把铀238转化为易裂变的钚239 23812399209223923923992 93 94 23min 2.3U n U U Np Pu d γ ββ??+→+→→ . 99%-238 , . 235

散射前后，中子－靶核系统动能(弹性与非弹性散、动量皆守恒（靶核的内能未发生变化）任何能量的中子与任何原子核都可以发生弹性散在反应堆里，通过弹性散射，可以把能量较高的裂变中子慢化为能量很低的热中子。 1 0A Z n X →+非弹性散射：英文介绍和示意图

非弹性散射：对中子慢化的作用 发生非弹性散射时（由于伴随有伽玛射线的 发射中子）中子的能量损失较大。（一般将 中子能量降到多少？） 在反应堆中，重核的非弹性散射对能量较高 的中子有显著的慢化作用。 但是依靠非弹性散射不可能将中子能量降到 很低的水平。 Why？ 快中子反应堆中无慢化剂，但是裂变中子 也得到一定程度的慢化。Why？ 非弹性散射：小结 24 非弹性散射的机理比较复杂：有形成复合核 的非弹性散射，也有不形成复合核的低能非 极好的英文，好好读一遍

为哑铃形、最终断裂所需的能量，也称临界能），此种铀核就是易裂中子进入铀核时放出的结合能如果小于分离能，光依靠结合能尚不能使得铀核裂变。必须要求入射中子有足够的动能（动能加结合能大于分离能）才能使得铀核裂变。此时此种铀核就是可裂变的。裂变反应：fissile or fissionable ？ ü?易裂变（fissile )核: 是指那些任何能量的中子都可使其发生裂变的核素，主要有： U-235，U -233，Pu-239, Pu-241 ü?可裂变（fissionable ）核：指那些只有较高能量中子才能使其发生裂变的核。例如： U -238，Th-232，…… 看复合核！ 欲知临界能如何计算，拉马什书上有。 29 对四种核反应的机理和特点已经介绍完毕，下面介绍这四种核反应的反应截面大小的一般特点。 核反应截面的变化规律

核反应堆物理分析课后答案(更新版)(1)

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 3222M(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：1 1 2() 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题

核反应堆物理分析习题答案第三章

第三章 235 1?有两束方向相反的平行热中子束射到 U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度 12 2 1 12 2 1 为10 cm- s-。自右面入射的中子束强度为 2 10 cm- s-。计算： (1) 该点的中子通量密度； (2) 该点的中子流密度； (3) 设'I =19.2 102m J ，求该点的吸收率。 解：(1)由定义可知：；，=|「|「=：3 1012cm's 」 (2) 若以向右为正方向： J=『_|-=_1 1012cm's 」 可见其方向垂直于薄片表面向 左。 2 12 o 13 3 1 (3) R a 八a ■ =19.2 10 3 10 10 =5.76 10 cm s n “ X* ■ aE 2?设在X 处中子密度的分布函数是： n(x, E,0)=—"e (1 + cosP) 2 其中：■ ,a 为常数， 」是门与X 轴的夹角。求： (1) 中子总密度n(x)； (2) 与能量相关的中子通量密度 (X , E); (3) 中子流密度J(X , E) o 解：由于此处中子密度只与 门与X 轴的夹角相关，不妨视」为视角，定义■■在Y-Z 平面影上与Z 轴的夹角「为方向角，则有： =[dE 二 (才 e%aE (1+cos P)si n ?d ? .r, "bC Jf =n 0e ■ e dE L (1+cos?)sin A d # 可见，上式可积的前提应保证 a ：：： 0，则有： e aE 占兀 H n(x) =n 0 e“r—)l 0 「(『 sin 卩 +『cos^sin Ad#) a n 0e / IJ. I 応丄 c\ 2n 0e (—cos 0 0) z a a (2)令 g 为中子质量，则 E =g v 2/2= v(E) f[2E g (x,E)二 n(x,E)v(E)「2E m ； n(x,EJ W2 n °「e 七 2E_m . (等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得： cos 」=sin J cos : 则涉及角通量的、关于空间角的积分： 2 二 . (1 cos ')d = (1 sin^cos )si 4 二 0 2 2 一. d ， si 门冷亠 i cos sin^d- 0 0 0 - 0 =2二(-cos 710 ) (2二 p sin 」cos'd ") = 4 0 = (1)根据定义： n(x)二；dE L 暑 e%aE (1 +cos4)d0

核反应堆物理-复习重点--答案汇总

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。 3. 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。

反应堆核物理基础习题集

选择题 1）缓发中子的存在使中子倍增周期 A 。 A：变大B：变小C：不变 2）在有源的次临界反应堆内，中子通量是C 的。 A：不断上升B：不断下降C：一定 4）中子通量是：[C] 。 A 单位时间单位体积内的中子总数； B 单位时间内通过单位体积的中子总数； C 单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和； D 单位时间内单方向通过单位面积的中子总数。 8）“功率亏损”的定义是：[A] A不反应堆功率上升时向堆芯引入的负反应性总值； B当慢化剂温度上升时向堆芯引入的负反应性总值； C当反应堆功率上升时向堆芯引入的正反应性总值； D当燃料温度降低时向堆芯引入的正反应性总值； 21) 反应堆功率正比于 B 。 A：最大通量B：平均通量C：最小通量 22) 处在临界状态下的反应堆的功率是 C 。 A：很高的B：一定的C：任意的 25）反应堆在稳定功率运行时，假定所有其它条件不变，分别发生了如下的变化： 1）功率上升； 2）控制棒组下插。 则两种情况下的△I变化方向为：[D]。 A. 1)正；2)正。 B. 1)负；2)正。 C. 1)正；2)负。 D. 1)负；2)负。 解释所选答案的理由： 1）由于△I=PT－PB，功率上升后，堆芯出口温度上升，导致堆芯下半部功率升高，△I减小； 2）控制棒下插，堆芯上半部功率减小，堆芯轴向功率峰值将偏向堆芯下半部，△I减小。 26）反应堆在寿期中以75％FP运行，假定控制棒处在全提位置，那么在发生以下变化后，反应堆功率分布向堆芯顶部偏移最大的情形应当是：[A]。 A. 降低功率。 B. 降低冷却剂硼浓度。 C. 降低堆芯平均温度。

D. 降低反应堆冷却剂系统压力。 27）当反应堆以75％FP运行，一束中心控制棒下插到底与同一束控制棒下插50％，那么，比较这两种情形，正确的说法是：[B]。 A. 控制棒下插到底引起轴向功率分布的变化大。 B. 控制棒下插到底引起径向功率分布的变化大。 C. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化大。 D. 控制棒下插到底引起停堆裕量的变化小。 28）往一个处于停闭状态的反应堆中添加某个正反应性，尽管此时的 1，但观察到中子计数率在增长，这种现象的起因是：[D]。 A. 缓发中子。 B. 等温温度系数。 C. 中子慢化。 D. 次临界增殖。 理由: 次临界状态下，堆芯内的中子密度变化规律为： 。 因此，在未达到次临界平衡之前，中子密度是增加的。 29）堆内装设外中子源，它在启动过程中的作用是：[D]。 A 需用中子源主生足够数量的中子启动反应堆； B 避免启动时达不到临界的计数水平； C 缩短启动反应堆的时间； D 用于监测反应堆启动过程。 30）因高功率长期运行，会引起中子通量密度的再分布，其主要原因是：[B]。 A. 堆芯外围区域的控制棒价值比堆芯内区的低。 B. 由于堆芯轴向燃料燃耗的不均匀，引起轴向的慢化剂温度系数和热中子通量密度分布变化。 C. 燃料的共振吸收随温度升高而增强。 D. 堆芯冷却剂硼浓度随着运行而逐渐减少。 31）反应堆以75％FP运行了几周，蒸汽发生器的蒸汽流量突然增加了3%。若无操纵员的干预而且自动控制系统不动作，则到达稳定状态后，反应堆功率将，冷却剂平均温度将。[A]。 A. 上升、下降。 B. 不变、上升。 C. 下降、上升。 D. 不变、下降。 32）有两座完全相同的反应堆A和B，同时以满功率运行了6个月。两座反应堆同时紧急停堆，反应堆A的控制棒全部下插到堆底，而反应堆B有1束控制棒被卡在堆外不能下落。

核反应堆物理分析习题答案第四章

核反应堆物理分析习题 答案第四章 -CAL-FENGHAI-(2020YEAR-YICAI)_JINGBIAN

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 φφφ φφ∞???++-∑+∑=??? 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：222 222,,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 πππ φφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率：2 2222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= （1）应用修正单群理论，临界条件变为：2 21g k B M ∞-= 其中：222 0.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?= （2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 3 222 00222 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 πφ--?==?∑ 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。

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（1eV10keV）,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。 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。

清华大学核反应堆物理分析

1、热中子反应堆内，瞬发中子的平均寿期比自由中子的半衰期（ ）。 A、短的多； B、长的多； C、一样大。 　 　 1、某压水堆采用二氧化铀作燃料，其复集度为2.43%（重量），密度为104公斤/米2，计算：当中子能量为0.025ev时，二氧化铀的宏观吸收截面和宏观裂变截面（复集度表示铀－235在铀中所占的重量百分比）。

2、某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和0.398，计算堆芯的总吸收截面 （0.025ev）。 3、求热中子（0.025ev）在轻水、重水和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞数。 4、试比较：将2.0M电子伏的中子束减弱到1/10所需的铝、钠和铝和铅的厚度。 5、一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？ 6、堆芯的宏观裂变截面为5米-1，功率密度为20×106瓦/m3,求堆芯内的平均中子通量密度。

7、有一座小型核电站，电功率为15万千瓦，设电站的效率为27%，试估算该电站反应堆额定功率运行一小时所消耗的铀－235数量。 8、某反应堆在额定功率500兆瓦下运行了31天后停堆，设每次裂变产生的裂变产生的裂变产物的放射性活度为1.08×10-16t-1.2居里，此处t为裂变后的时间，单位为天，试估计停堆后24小时堆内裂变产物的居里数。 9、1）计算并画出中子能量为0.025电子伏时的复集铀的参数η与复集度的函数关系。

2）有一座热中子反应堆，无限增值系数为1.10，快中子裂变因子，逃脱共振几率和热中子利用系数三者的乘积为0.65，试确定该堆所用核燃料铀的复集度。 10、某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和0.398，求堆芯的中子温度、热中子平均宏观截面和热中子利用系数。设堆芯是均匀的，介质温度为570开， （ξσs）H2O=0.4567×10-26米2，（ξσs）Al=0.1012×10-28 米2， （ξσs）U=0.126×10-28米2，堆芯的热中子能谱为麦克斯韦谱。 11、计算温度为535.5开、密度为0.802×103的水的热中子平均宏观吸收截面。

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6

3-12试计算T =535K ，ρ=802kg/m 3时水的热中子扩散系数和扩散长度。 解：查79页表3-2可得，294K 时：m ，由定义可知：0.0016D =()/31/()(293)(293)()(293)(293)(293)/31/(293)()()() tr s s tr s s T T N K K D T K D K K K N T T T λσρλσρΣ===Σ 所以：0.00195(m) (293)(293)/D K D K ρρ==（另一种方法：如果近似认为水的微观散射截面在热能区为常数，且不受温度影响，查附表3 s σ在T N =s ΣD =n T =0.4920(b) ()(0.0253a M a kT eV σσ==T n =535×(1+0.46×36×0.4920/103)=577(K) （若认为其值与在0.0253eV 时的值相差不大，直接用0.0253eV 热中子数据计算：T n =535×(1+0.46×36×0.664/103)=592(K) 这是一种近似结果） （另一种方法：查79页表3-2，利用293K 时的平均宏观吸收截面与平均散射截面：(m -1) (293) 1.97a K Σ=

1/（3×0.0016×0.676）=308(m -1)01(293)3(293)(1) s K D K μΣ==?进而可得到T n =592K ） 利用57页（2-88）式 0.414×10-28(m 2 )a σ==1.11(m -1) a a N σΣ==(293)(293)(293)(293)(293) s s N N K N K K N K K σρσρΣ==ΣQ 0.676)=L L L 3-16设有一强度为I （m -2?s -1）的平行中子束入射到厚度为a 的无限平板层上。试求： （1）中子不遭受碰撞而穿过平板的概率； （2）平板内中子通量密度的分布； （3）中子最终扩散穿过平板的概率。 解：（1）0()/exp() t I a I a =?Σ（2）此情况相当于一侧有强度为I 的源，建立以该侧所在横坐标为x 原点的一维坐标系，则扩散方程为： 222()()0,0 d x x x dx L φφ?=>