核反应堆物理分析 第2章

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第2节 核裂变和裂变反应堆

第2节 核裂变和裂变反应堆
m m D mT (m mn ) 0.018884u
损失的能量
E mc2 0.01884 931.5MeV E 17.59MeV
发生聚变的条件:
使原子核间的距离达到10-15m
实现的方法有:
1、用加速器加速原子核;
不经 济
2、把原子核加热到很高的温度;
106~108K
聚变反应又叫热核反应
裂变 和 聚变
核反应
在核物理学中, 原子核在其他粒子 的轰击下产生新原 子核的过程,称为 核反应.
原 子 核
电子
吸收能 量



核子结合成原子核
放出能 量
使较重的核分裂成中等大小的 核
把较小的核合并成中等大小的 核
物理学中把重核分裂成质量较小的核, 释放核能的反应叫做裂变.把轻核结合成质 量较大的核,释放出核能的反应叫做聚变.
2.裂变
原子核(原子量M>200)受到中子的轰击分裂成 两个或两个以上中等质量原子核的现象,称为核的 裂变.
裂变方程:
235 92
U01n15349Xe3985Sr
201
n
200MeV
235 92
U01n15461
Ba9326
Kr301
n
200MeV
铀核的裂变
1939年12月,德国物理学家哈恩和他的助手 斯特拉斯曼发现,用中子轰击铀核时,铀核发生 了裂变。铀核裂变的产物是多种多样的,一种典 型的反映是裂变为钡和氪,同时放出三个中子, 其核反应方程是:
二.链式反应
原子核发生裂变时放出中子,如果这些 中子使裂变反应不断地进行下去,这种反应 叫链式反应。
链式反应
由裂变重核裂变产生的中子使反应一代接一代继 续下去的过程,叫做核裂变的链式反应.

核反应堆物理分析课后习题参考答案

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:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()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283()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 -∑=∑+∑+∑=1-3、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。

核反应堆物理基础-第二批复习、练习题解答

核反应堆物理基础-第二批复习、练习题解答

第二批复习-练习题详解1 中子(1)缓发中子的一个重要的特点是:在产生出来时,与大多数其它裂变中子相比,具有较低的动能。

选C项。

(2)由于缓发中子具有较低的动能,与瞬发中子进行比较,它们只需同慢化剂的核进行较少次数的碰撞就可以变为热中子,进而可能在反应堆燃料中引起热裂变。

也就是说,缓发中子更有可能在反应堆燃料中引起热裂变。

选C项。

(3)缓发中子是某些裂变碎片(即所谓先驱核)放射性衰变的产物。

选C项。

(4)在裂变中子中,瞬发中子占绝大部分(占裂变中子的99%以上)。

选C项。

(5)同第(2)题。

选D项。

(6)瞬发中子在裂变的10-17至10-14秒内(孕育时间)产生,而不到1%的缓发中子(以U-235为例)是在裂变后远大于上述时间(最大可达几分钟)内陆续发射出来的。

所以在裂变后10-6秒产生的中子是一个缓发中子。

选B项。

(7)缓发中子更有可能成为热中子,其理由见1-(2)题。

选B项。

(8)缓发中子的孕育时间约为12.5秒,中子的寿命约为10-5秒,所以平均代时间约为12.5秒。

选B项。

(9)因为瞬发中子的动能较大,要变成热中子,需要比缓发中子更多的碰撞次数。

选A项。

(10)因为瞬发中子的动能较大,当其能量大于1.1兆电子伏时,能引起U-238核的快裂变。

而缓发中子的初始能量较低(例如:U-235核热中子裂变的缓发中子能量小于500千电子伏),引起U-238核的快裂变的可能性很小。

选A项。

(11)U-238核的裂变具有阈能的特点:当中子的能量小于阈能时,裂变截面为0。

U-238核的裂变阈能大于1MeV。

热中子的能量接近零;刚产生的缓发中子的平均能量约为0.5MeV;U-238核的共振能区约在1000eV以下;只有刚产生的瞬发中子,其平均能量为2MeV,才有可能引起U-238核的快裂变。

所以可以排除A、C、D三项,选B项。

2 中子生命循环(12)eff k =1.002 > 1,但远远小于βeff 。

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2

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2
2
k∞ − 1 φ5 L2 5
方程 1
U-238: ∇ φ8 =
2
1 φ8 L2 8
方程 2
边界条件:
i. lim φ5 < ∞
r →0
ii. φ5 ( R ) = φ8 ( R )
iii. D5
∂φ5 ∂r
= D8
r =R
∂φ8 ∂r
iv. lim φ8 = 0
r =R r →+∞
令B =
2
k∞ − 1 (在此临界条件下, 既等于材料曲率, 也等于几何曲率) , 球域内方程 1 通解 : L2 5
(
所以(由题目已知参数: Σtr ,5 = Σtr ,8 ⇒ D5 =
1 1 = = D8 ) 3Σtr ,5 3Σtr ,8
R R + 1) exp(− ) L L8 D exp(− R / L8 ) R A 8 = 8A ⇒ sin BR − BR cos BR = ( + 1) sin BR sin BR − BR cos BR D5 sin BR L8
2 Bm = 2 2
k∞ − 1 = 9.33 ( m-2 ) M2
1 1 = = 0.6818 2 2 2 1 + Bg M 1 + Bm M2
在临界条件下: Λ =
(注意:这时仍能用 Λ = 1/ k∞ ,实际上在维持临界的前提条件下修正理论不会对不泄漏概 率产生影响,但此时的几何曲率、几何尺寸已发生了变化,不再是之前的系统了) 4 解: N 5 =
arc cot( −1/ BL8 ) π / 2 + arctan(1/ BL8 ) = = 0.06474 ( m ) B B 4 m = ρ5V5 = ρ5 × π R 3 = 21.3 ( kg ) 3

反应堆物理分析第二章作业

反应堆物理分析第二章作业

解:(a)1.径向中子通量密度平均值与径向中子通量密度最大值 之比:
1
R
(r,
z)dr
(r) max(r)
R
0
(r ' )
(1)
由: (r, z) 0
r
(2)
求出r’ r’为φ(r)的极大值点
0阶第一类Bessel函数:
J 0
(x)
k 0
( x2 4 )k k!(k 1)
由于题中 x 2.405 r R
取r的最大值R,并且足够大,这里取x=2代入Bessel函数中,得到 0阶Bessel函数的前4项的图像
Bessel函数前4项图像
在图中可以看出当k=3时,函数值已经非常的小了,并且后面的 项很快收敛到0,因此我们取前4项即可(误差计算此处并不给出)
因此
J 0 ( x)
1 (1)
x2 4
(2)
x4 16
2(3)
x6 64
6(4)
查表或者自行计算得到Γ(1,2,3,4)的值为(1,1,2, 6)代入上式,并且令x=(2.405r/R)得到:
J 0 (r)
1
5.78r 2 4R2
33.45r 4 64 R4
193 .5r6 2304 R6
将J0代入φ(r,z)并利用(2)求出极大值点r’
(r ,
(r,
z
)
1016
cos
z
H
J
0
2.405 R
r
中子
/
米2秒
其中,H,R为反应堆的高度和半径(假设外推距离可略 去不计)。试求:(a)径向和轴向的平均中子通量密度 和最大中子通量密度之比;(b)每秒从堆侧表面和两个 断面泄漏的中子数;(c)设H=7米,R=3米,反应堆功率 为10兆瓦,σf5=410靶,求反应堆内U-235的装载量。

核反应堆物理分析课后习题及答案

核反应堆物理分析课后习题及答案

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:555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以,26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()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283()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 -∑=∑+∑+∑=1-3、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。

第二章--核反应堆材料

第二章--核反应堆材料

2. 核燃料
核燃料:在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀235是天然存在的,而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用 人工方法转换而得。
核燃料要求
(1)热导率高; (2)抗辐照能力强,以达到高的燃耗; (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力; (4)熔点高,且在低熔点时不发生有害的相变; (5)机械性能好,易于加工。
常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、钐等稀土 元素。
镉 • 镉具有很高的热中子吸收截面,而且价格也够便宜,但由于熔 点低,在中子能量低于0.18eV时吸收截面很快下降,因此只能 用于低温的研究性反应堆中。 银 -铟 -镉 • 把热中子吸收截面打的铟、银制成合金,具有很强的中子吸收 能力。绝大多数反应堆都用这种合金做吸收体。它易于加工, 有足够的强度,但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。 硼 • 热中子反应堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有两 种同位素——硼-10和硼-11,吸收中子主要依靠硼-10。所以把 材料中的硼-10富集可提高控制效率。 • 其缺点是吸收中子后产生氦气,产生的氦气会使材料体积膨胀, 尤其在高燃耗时辐照损伤更为严重。 • 硼的应用:将碳化硼做成芯块后装入不锈钢管在组合十字形控 棒或装配成棒束型控制棒;在压水堆中用作化学补偿控制;补偿 反应堆剩余反应性。
7)安全壳材料
安全壳的体积很大,直径约为40m,高60m左右。内 层的钢密封衬是在现场组装和焊接的,焊前无法预热、焊 后难以进行热处理。所以要求材料焊接性好、杂质少、强 度高、塑韧性大。 安全壳材料多采用碳锰钢,如A516,16Mn和15MnNi 63钢 等。当壳体厚度超过38mm时,为了提高淬透性,改善强度 和韧性以及焊接性能,需采用低合金高强度钢A537或A387。

《核反应堆物理分析》基本概念总结

《核反应堆物理分析》基本概念总结

m 2 ,巴恩—1b=1028 m2 。
(P8)
6)宏观截面: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。设 为材料密 度, A 为该元素的原子量,N 0 =6.0221367×1023 mol 1 , 则 N dI / I ,N N 0 单位: (P9) m 1
反应堆物理分析(修订本-谢仲生主编) 基本概念总结
西安交大出版社(原子能出版社)
有稳定的分布,称之为中子慢化能谱。 3) E '
(P36)
1 1 1 cosc E , ① c 00 时 E ' Emax E ,此时碰撞前后中子没有能量损失; 2
弹性散射。
(P5)
4)共振现象:当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地增加,这种现象就叫做共振现象。
INx N x
(P4)
I I / I ,单位 5)微观截面:表征一个入射中子与单位面积内一个靶核发生作用的几率大小; σ
(P30)
即 : k eff
第2章 中子慢化和慢化能谱
1)慢化过程:中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。 (P36)
2)中子慢化能谱:当反应堆处于稳定时,在慢化过程中,堆内中子密度(或中子通量密度)按能量具
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一次碰撞中中子的最大能量损失为
∆E max = (1 − α ) E
(3)中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关。 )中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关。 A=1,则 α=0,E´min=0,即中子与氢碰撞后能量全部 =0, , , 损失掉。 损失掉。 A=235,则 α=0.983,E´min=0.02E,即中子与235U碰撞 =0.02E, , , 后能量最大损失约为碰撞前中子能量的2% 2%。 后能量最大损失约为碰撞前中子能量的2%。所以应该 选择轻核元素作为慢化剂。 选择轻核元素作为慢化剂
ξ = ln E − ln E ′ = ln
在质心系内各向同性的情况下: 在质心系内各向同性的情况下:
E = ∆u E′
ξ =

αE
E
(ln E − ln E ′) f ( E → E ′) d E ′ =
∫α
E E
ln
E dE ′ E ′ (1 − α ) E
积分后可得: 积分后可得:
α ( A − 1) 2 A + 1 ξ = 1+ ln α = 1 − ln 1+α 2A A −1
2Table 2-2 几种慢化剂的慢化和扩散时间 慢化剂 H2O D2O Be BeO 石墨 慢化时间/s 慢化时间 6.3×10-6 × 5.1×10-5 × 5.8×10-5 × 7.5×10-5 × 1.4×10-4 × 扩散时间/s 扩散时间 1.4×10-4 × 0.137 3.89×10-3 × 6.71×10-3 × 1.67×10-2 ×
2.4 热中子能谱和热中子平均截面
2.4 .1 热中子能谱 在压水堆中通常将 Ec=0.625 eV定义为分界 定义为分界 定义为 能或缝合能, Ec能量以 能或缝合能 下的中子称为热中子。 下的中子称为热中子。 所谓热中子是指中子与 所谓热中子是指中子与 所在的介质的原子或分 子处于热平衡状态的中 子。处于热平衡状态的 热中子, 热中子,它们的能量分 布也服从麦克斯韦-波 布也服从麦克斯韦 波 耳兹曼分布, 耳兹曼分布,即
快中子自裂变产生到慢化成为热中子, 快中子自裂变产生到慢化成为热中子,直到最后被俘获 的平均时间,称为中子的平均寿命 的平均时间,称为中子的平均寿命。
l = ts + td
2.3 均匀介质中的共振吸收
当中子能量慢化到100 keV以下中能区,反应堆内的很多 以下中能区, 当中子能量慢化到 以下中能区 重要的材料如U, , 重要的材料如 , Pu, Th 等多表现出强烈的共振吸收 特征,具有很高并且很密集的共振峰。 特征,具有很高并且很密集的共振峰。在慢化过程中必 然有一部分中子被共振吸收。 然有一部分中子被共振吸收。共振吸收对反应堆内的链 式反应过程有非常重要的影响。 式反应过程有非常重要的影响。 能量自屏效应:当中子截面呈共振峰形状时, 能量自屏效应:当中子截面呈共振峰形状时,在共振能 量附近有很大的增大和剧变,这就导致了中子通量密度 量附近有很大的增大和剧变, 急剧下降畸变,出现很大的凹陷, 急剧下降畸变,出现很大的凹陷,这种现象称为共振的 能量自屏效应” “能量自屏效应”
慢化剂 H2O D2O Be 石墨 慢化能力 ξΣs /m-1 1.53×10-2 × 1.77×10-3 × 1.6×10-3 × 6.3×10-4 × 慢化比 ξΣs / Σa 70 2100 150 170
2.1.6 中子的平均寿命
在无限介质中, 在无限介质中,裂变中子慢化到热中子所需要的平均 时间称为慢化时间。 一般在10 秒量级。 时间称为慢化时间。 ts 一般在10-4 到10-6秒量级。 慢化时间 介质中的热中子在自产生至被俘获以前所经历的平均 时间,称为扩散时间,热中子的平均寿命。对于1/v介 时间,称为扩散时间,热中子的平均寿命。对于1/v介 扩散时间 1/v 质热中子的平均寿命与中子能量无关。 一般在10 质热中子的平均寿命与中子能量无关。 td 一般在10-2 秒量级。 到10-4秒量级。
f (θ 1 )dθ1 = f (θ c )dθ c
由(2-16)和(2-19)可得 ) )
1 π µ0 = ∫ 2 0 A cosθ c + 1 A 2 + 2 A cosθ c + 1 sin θ c dθ c = 2 3A
因而,尽管在质心系是各向同性的,但在实验室系确是 因而,尽管在质心系是各向同性的, 各向异性的, 各向异性的,而且在实验室系中子散射后沿它原来运动 方向的概率较大。 方向的概率较大。平均散射角余弦的大小表示了各向异 性的程度。 性的程度。在实验室系平均散射角余弦随着靶核质量数 的减小而增大,靶核的质量越小, 的减小而增大,靶核的质量越小,中子散射后各向异性 (向前运动)的概率就越大。 向前运动)的概率就越大。
∆ u = u ′ − u = ln E0 E0 E − ln = ln ′ E E E′
E0 定义为: 对数能降 u 定义为: u = ln E
由(2-14)式可知,一次碰撞最大的对数能降为 14)式可知,
γ = ∆ u max = ln
1
α
在研究中子的慢化过程时,有一个常用的量,就是每次 研究中子的慢化过程时,有一个常用的量, 研究中子的慢化过程时 碰撞中子能量的自然对数的平均变化值,叫做平均对数能降 碰撞中子能量的自然对数的平均变化值,叫做平均对数能降
f ( E → E ′) d E ′ = − dE ′ (1 − α ) E
C系Байду номын сангаас散射角分布
αE ≤ E′ ≤ E
射后能量是均匀分布的, 射后能量是均匀分布的,与碰撞后 能量无关。 能量无关。
2.1.3 平均对数能降
或 E=E0e-u 为选定的参考能量, 其中 E0为选定的参考能量,一般选 E0=2 MeV 或 E0=10 MeV。随中子能量的减小,中子的对数能降在增大, MeV。随中子能量的减小,中子的对数能降在增大,其 变化与能量相反。 变化与能量相反。 一次碰撞后对数能降的增加量为: 一次碰撞后对数能降的增加量为:
ξH = 1
因此 N c , H = 18 N c ,C = 115 N c,U = 2164
ξC = 0.158
ξU = 0.0084
2.1.4 平均散射角余弦
在质心系中中子每次碰撞平均散射角余弦为: 在质心系中中子每次碰撞平均散射角余弦为: 中子每次碰撞平均散射角余弦为
µc = ∫
π
0
1 π cosθ c f (θ c )dθ c = ∫ cosθ c sin θ c dθ c = 0 2 0
这是预期结果,因为在质心系中中子散射是各向同性。 这是预期结果,因为在质心系中中子散射是各向同性。 在实验室系中中子每次碰撞平均散射角余弦为 中子每次碰撞平均散射角余弦为: 在实验室系中中子每次碰撞平均散射角余弦为:
µ 0 = cosθ1 = ∫ cosθ1 f (θ1 )dθ1
0
π
由于中子在实验室系和质心系中有对应关系, 由于中子在实验室系和质心系中有对应关系,因此
2.1.2 散射后中子能量的分布
实验和理论计算(量子力学)表明, 实验和理论计算(量子力学)表明, 对一般的轻元素,当能量 对一般的轻元素,当能量E 小于几 个MeV时,在质心系内中子的散射 时 是各向同性的,即碰撞后中子在任 是各向同性的, 一立体角内出现的概率相等。 一立体角内出现的概率相等。
§第二章《中子慢化和慢化能谱 》 第二章《
反应堆内裂变中子的平均能量为2 反应堆内裂变中子的平均能量为 MeV。 。 由于中子散射碰撞而降低速度的过程成为慢化过程。 由于中子散射碰撞而降低速度的过程成为慢化过程。 慢化过程 热堆内,弹性散射对慢化过程起主要作用。 热堆内,弹性散射对慢化过程起主要作用。 在慢化过程,热堆内中子密度按能量具有稳定的分布, 在慢化过程,热堆内中子密度按能量具有稳定的分布, 称之为中子慢化能谱 称之为中子慢化能谱 中子
实验室系和质心系内散射角的关系
有以上结果可以看出: 有以上结果可以看出: (1) θ c )
′ = 0 ° 时 , E ′ → E max = E碰撞前后中子能量没有损失。 碰撞前后中子能量没有损失。
′ (2) θc = 180° 时, E′ →Emin )
′ Emin = α E
在实际计算中, 在实际计算中,可以近似认为热中子能谱 仍然具有麦克斯韦的分布的形式只是热中子最 概然能量E 概然能量 n=kTn/2比介质原子核的最概然 比介质原子核的最概然 Em=kTm/2要高。 要高。 要高
N (E) =
2π (πkTn )
3 2
e
−E
kTn
E
1 2
这相当于把介质的麦克斯韦分布谱向右移动, 这相当于把介质的麦克斯韦分布谱向右移动, 增大到T 称为中子温度, 使Tm 增大到 n。 Tn称为中子温度,中子温度 的数值一般要比介质温度高。 的数值一般要比介质温度高。 中子温度高于介质温度的差值将随着介质 慢化能力的减少和吸收截面的增加而增大, 慢化能力的减少和吸收截面的增加而增大,Tn 用以下公式表达: 与Tm的关系可近似地 用以下公式表达:
2.1中子的弹性散射过程 中子的弹性散射过程
2.1.1 弹性散射时能量的变化
在实验室(L系)和质心系(C系)内中子与核的弹性散射
利用碰撞前后动量和动能守恒: 利用碰撞前后动量和动能守恒: 碰撞前后动量和动能守恒
A −1 α = A +1
2
可得: 可得:
E′=
1 [( 1 + α ) + (1 − α ) cos θ c ] E 2
当 A > 10
ξ≈
2 2 A+ 3
如用Nc 表示中子从能量E1 慢化到能量E2平均碰撞次数,则 如用N 表示中子从能量E 慢化到能量E 平均碰撞次数,
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