第一章：核反应堆物理分析
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）
核反应堆物理分析(第一讲)
21
• 我国核电发展的昨天、今天和明天是怎样 一幅图景？
22
• 认真学习过本课程之后，同学们应当能对 这些问题给予原理上的回答。
23
1 核能技术发展简史 2 世界核电历史、现状及前景 3 我国核电历史、现状及前景
24
1. 核能技术发展简史
• • • • • • 铀的天然放射性（1896，贝克勒尔） 钋、镭的发现（1902，居里夫妇） 质能转换关系（1905，爱因斯坦） 发现中子（1932，查德威克） 人工诱导核反应（1934，费米） 铀核裂变反应（1938，哈恩&斯特拉斯曼）
八五：3台机组(秦山一期，310MWe；大亚湾 2×984MWe), 2.26GWe; 九五：8台机组(秦山二期2x650MWe；秦山三 期2x728MWe；岭澳2x990MWe；田湾 2x1060MWe), 6.6GW。 十五：浙江三门、岭澳二期，广东阳江、秦山 二期扩建，山东海阳 、辽宁红沿河、湖南桃 花江、福建福清、宁德核电站、方家山核电 站.
• 亚洲的核电发展迅速。亚洲地区正在运行的 核电机组有82套，总装机容量为62GW，其 2/3集中在日本。正在建造或计划建造的核电 容量达49GW。据国际能源机构预测，从目前 到2020年，亚洲地区的电力消耗将增加2倍。 • 最新建成的31个已联网发电的核电站中，有 22个建在亚洲。在正在建造的27个核电站当 中，有18个位于亚洲。_IAEA (2004.6)
60
VVER-1000
2×1060
61
3.2 近景规划
• 已通过初步可行性研究的厂址：广东阳江 （600），江苏江阴，辽宁温坨子（400），浙江 三门（600）、壳塘山（600），福建惠安 （600）、长乐，山东烟台海阳（600）、威海乳 山（600），江西彭泽，浙江秦山（500），广东 大亚湾（600），江苏田湾（800），括号内数字 为“万千瓦”，总计5900万千瓦。 • 有意初步可行性研究的省份：吉林，黑龙江，湖 南，甘肃，海南，安徽，湖北，广西，四川。
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
E E r 第一章—核反响堆的核物理根底直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里放射出来，而中子却留在了靶核内的核反响。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反响过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸取而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并放射 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响的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反响的几率。
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。
核反响率：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，表示单位体积内全部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，同时峰值也渐渐减小，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)放射出来的，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放射出来的，把这些中子叫缓发中子。
其次章—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。
集中时间：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：在反响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，直至最终被俘获的平均时间，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 以下的中子称为热中子， 称为分界能或缝合能。
c c第三章—中子集中理论中子角密度：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取为止在介质中运动所穿行的直线距离。
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。
核反应堆物理基础PPT
1、辐射俘获（n,γ）
堆内重要的俘获反应有：
238 92
U n
1 0
239 92
U
239 92
U
23分
1 0
_
239 93
NP
2.3天
233 90
239 94
Pu
232 90
233 90
Th n
Th
Th
22分
233 91
Pa
R nv
可以有不同核反应率 吸收核反应率
Ra nv a
裂变核反应率 R f nv f
对多核素物质，核反应率为
R nv 1 nv 2 nv i
i 1 m
R nv
2、中子通量密度(中子注量率)
定义:
φ=nv
（中子/厘米2 .秒）
在反应堆内，某点的中子通量密度等于该点的中子 密度与该点中子速率的乘积，它表示单位体积内所 有的中子在一秒钟内穿行距离的总和。中子通量密 度是核反应堆物理中一个重要的参数，它的大小反 映出堆芯内核反应率的大小，因此也反映出堆的功 率水平。在热中子动力堆内，热中子通量密度的量 级一般约为1013至1014中子/厘米2· 。 秒 采用中子通量密度，核反应率 可以写成
应的一种，用符号A(a,f)表示，中子诱发裂变为最重
要的一种诱发裂变。裂变过程除了放出2-3个中子外，
还释放出约210MeV的能量。
一些核，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241
等在各种能量中子作用下都能发生诱发裂变，而且
在低能中子作用下更容易发生裂变，称这些核为易 裂变核，在自然界中唯一存在的易裂变核只有铀235；核素钍-232、铀-238和钚-240等只有在能量高
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。
核反应堆物理分析第1章
4.551012 中子也具有波粒二重性.其波长为 E
m eter
对于能量为0.01电子伏的中子其波长为4.55×10-11 meter. 与氢原子的半径同量级.比中子的平均自由程小许多量级. 在反应堆中讨论中子时和与原子核相互作用时,中子被看 成是粒子.
玻尔半径 经典电子半径 原子核半径
1.2.2 宏观截面、平均自由程
宏观截面 dI=-σ INdx 对x坐标积分，可得靶核厚度为x处未经碰撞的平行中子 束的强度为 Nx
I ( x) I0e
I的衰减速度与靶核密度和微观截面的乘积σ N 有关，用 Σ 来表示 Σ = σN Σ 称为宏观截面， Σ 为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。
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与某个量子能级时， 中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著 增加。根据中子和靶核的作用方式，有 共振吸收和共振散射。 中子和原子核的作用方式：
散射： 包括弹性散射和非弹性散射 吸收： 包括辐射俘获、核裂变、（n，p），（n，α）。
中子的吸收是反应堆中中子消失的重要机制，它对反应 堆内中子的平衡起着重要作用。中子的吸收反应有 （n，γ ）、（n，f）、（n，p），（n，α ） 辐射俘获（n，γ ） 辐射俘获是最常见的吸收反应.反应式为 A X + 1n → [A+1 X]* → A+1 X + γ Z 0 Z Z 生成的核A+1ZX 是靶核的同位素,具有放射性.如: 反应 堆内重要的俘获反应有 238 U + 1n → 239 U +γ 92 0 92
A ZX + ZX + 0 1n 1n
→ [A+1ZX]* → →
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。
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2.2 宏观截面、平均自由程
2.2.1 宏观截面（ ∑:macroscopic cross section) 1 定义：一个中子与一立方米内的原子核发生核
反应的平均几率大小。 朴素的理解：一个中子的微观截面与单位体积内的靶
原子核数的乘积：Nσ。 2 物理意义：
未与靶核发生作用的平行中子束 强度随进入靶内的深度增加按指 数规律衰减 .
2.1 中子的吸收
通常不稳定， β衰变
共振吸收
逃脱共 振吸收？ U-238对超热中子的强烈吸收
特点： 少数轻核才 能发生，为 何？
结合能+库仑势垒
（3）核裂变
铀－235核吸收中子后并不一定 发生裂变，也可能发生俘获反 应生成铀－236。因此反应堆中 的铀－235有一部分并不能用来 产生能量，裂变/吸收
1.9×1010
1200
● 英国 Harwell 150 MeV 回旋加速器中子源 (9.6 mA) 已关闭
● 美国 Nevis 385 MeV 回旋加速器中子源 (1.2 mA) 已关闭
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）。
另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实 际上包括两个过程。
①中子被原子核吸收，形成一个复合核。
②但这个复合核处于不稳定激发态,很快它就会又放出一个中 子，并且放出射线，回到稳定的基态。
非弹性散射
提取核结构信息 a+A→A*+a
靶核：基态→激发态
入射粒子→ 价核子→
↙受激核子
核势阱
填满的能级
中子在该材料中的平均吸收自由程 λa＝1／Σa＝4cm 。
2.3核反应率、中子通量密度和平均截面
2.3.1 核反应率
② 物理意义
2.3.2 中子通量密度
标准定义
(结合能 2.226 MeV) (结合能 1.666 MeV)
发射体
24 Na
88 Y
140 La
半衰期 能量(MeV) 靶 n能量(keV)
15.0 h 2.7541 Be 967
D
263
107 d 1.8361 Be 152
2.7340
109
2.7340 D
253
40.3 h 2.5217 Be 760
2. 反应堆物理（reactor physics）
研究反应堆内中子行为的科学。有时称neutronics。 或：研究、设计反应堆使得裂变反应所产生的中子与俘 获反应及泄露所损失的中子相平衡。
3. 原子核的特性 结合能(binding energy) (a)把一个粒子从一个系统中取出所需的净能量，有时称
D
147
产额(n/s)*0,200 6,600
球型 中子源
中子发射靶壳 (Be 或 D) ( 厚 3.2 cm )
发射芯 (f 2.38 cm)
Al 包裹壳
235U + n → F1 + F2 + 2n + E.
3 加速器中子源
随时间指数减小：
I I0et
1）( ,n ) 源
特性
*1010 Bq
源 发射体 半衰期
发射率(n/) 源强度 (n/s)*
Ra-Be
226 Ra
1602 y
210 Po
Po-Be
138 d
241 Am
Am-Be
433 y
239 Pu
Pu-Be
87,4 y
244 Cm
Cm-Be
162 d
104
5.02×
0．25
计算单位体积内原子核数N
2.2.2 平均自由程 λ(mean free path)：
如把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做平均自由程λ。
显然：平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平 均要走多长路程才与介质的原子核发生一次相互作用。
举例：某材料的Σa＝0．25／cm，中子在该材料中穿 行1cm，被该材料的核吸收掉的机会是0．25，那么平 均要在该介质中穿过多长距离才会发生一次吸收反应？
复合核及预平衡
弹性散射 非弹
第2节 中子截面和核反应率
2.1微观截面 (microscopic cross section)
I
△X
图1-2-1 平行中子束穿过薄靶后的衰减
I'
探测器
微观截面是表示平均一个入射中子与一个靶核发生相互作 用的几率大小的一种度量，它的量纲是面积单位，平方米。
截面符号带有下角标s、e、in、、f、a和t者，分别表示 散射、弹性散射、非弹性散射、辐射俘获、裂变、吸收和总的 作用截面。
磁矩 mn
自旋 s
939.5731 MeV 896 s ( p + e + n ) -1.91304275 mN 1/2
一.中子的产生 分为三大类：同位素中子源，反应堆中子源，加速
器中子源。 1、同位素中子源：利用核素衰变放出的射线，经
( ,n ) 或( ,n ) 核反应产生中子。优点是体积小，方便。 缺点是强度低，能谱复杂。而且，必须注意其活度
6.9×105 7.0× 105 5.7× 10 5 1.06×10 4
源尺度：几cm 一般 105 ~ 108
108
源尺度：几cm
106
常用的 -Be 源结构
双层钢壳防泄漏
不锈钢 放射性反应芯
发射体＋靶物质
典型 Be(,n) 源的双层壳结构
2） －中子源
基于两个反应：
hn 2H 1H n hn 9Be 8Be n
4.910 2
2.2
0.11
3.4
0.17
3.9
0.20
4.4
0.22
20
0.98
3.710 2
18
3.110 3
1.610 2
9.810 4 1.410 5
4.910 3 6.910 3
1.2中子与原子核相互作用的机理
中子与原子核的相互作用过程有三种：势散射、直接 相互作用和复合核的形成。
在反应堆内，中子与原子核的相互作用可分为两大 类：
● 利用核反应：
7Li ( p, n)7Be 3H (p, n) 3He 2H (d, n) 3He 3H (d, n) 4He
● 加速器：静电、回旋
● 靶：氘、氚气体靶，或固体靶
Cu, Mo, Ta等，水冷或气冷
Ti 膜，0.1-0.4mg/cm2 吸附气态氘或氚
氚/钛原子比：1.7:1 甚至 2:1
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。
2.2 中子的散射
中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行 速度。
能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会 逐步减少，这种过程称为中子的慢化。
散射反应有两种不同的机制。
一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系 的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生 弹性散射。
1.110 2 1.310 3 4.010 5 2.910 5
速度（km/s）波矢（(Å）-1)
4.410 3
2 .210 4
7.610 3
3.810 4
1.410 1
6.910 3
2.010 1
9.810 3
3.110 1
1.610 2
6.210 1 7.610 1
3.110 2 3.810 2
9.810 1
常用的中子分类
名称 超 能量（eV）
冷 110 7
3 107
甚 冷
110 4
2 104
冷
热中子波长为 1～10Å
I~100meV
热
5 104 210 3 3 10 3 510 3 2.5910 2 610 2
810 2
慢
超 1 101
热
2
710 2
510 4
快 5 10 7
110 8
高
能
温度（K）
核反应堆物理分析
专业: 核工程与核技术
目录
第一章：核反应堆的核物理基础 第二章：单速中子扩散理论 第三章：中子慢化与慢化能谱 第四章：均匀反应堆的临界理论 第六章：反应性随时间的变化 第七章：温度效应与反应性控制 第八章：核反应堆动力学
第一章:核反应堆的核物理基础
0 基本概念
1. 反应堆（reactor , nuclear reactor）
束流： mA 级 1μA 1.6 1012 p/s
反应
T(d,n) (0.2 MeV)
W(e,n) (35 MeV)
9Be(d,n) (15 MeV)
产额(n/粒子) 8×10-5
1.7 ×10-2 1.2 ×10-2
全部中子产额 热淀积(MeV/n)
1.3×108
2500
2.7×1010
2000
● 中子能量：几 KeV ~ 20 MeV （快中子）
● 随着吸附的氘、氚的消耗，中子产额下降，中子产额随时间而变
● 源强量级：1mA d (150 keV) ， 3H (d, n) 4He 反应的中子产额