裂变反应堆的工作原理
反应堆原理
反应堆原理反应堆是一种能够维持核链式反应的装置，它能够产生大量的热能，并且被广泛应用于发电、航空航天、医疗和工业等领域。
反应堆原理是指在核反应中，核燃料中的核裂变产生的中子引起其他核燃料的裂变，从而释放出更多的中子和热能的过程。
下面将详细介绍反应堆的原理及其运行过程。
首先，核反应堆中的核燃料是反应堆能够产生能量的重要组成部分。
核燃料一般采用铀-235或钚-239等可裂变核素，这些核素在受到中子轰击后会发生裂变反应，产生大量的热能和中子。
当核燃料中的核裂变发生时，会释放出两到三个新的中子，这些中子会继续引起其他核燃料的裂变，形成链式反应。
其次，为了维持核链式反应，需要控制中子的数量。
在反应堆中，中子是起到触发核裂变的关键因素，但是如果中子的数量过多，就会导致核反应过度，从而引起核燃料的瞬间过热。
因此，反应堆中通常会设置控制棒或者调节杆来控制中子的数量，以维持核链式反应的稳定进行。
另外，反应堆中还需要使用冷却剂来散热。
由于核裂变产生的热能非常巨大，如果不及时散热，就会导致反应堆温度过高，甚至发生熔毁事故。
因此，反应堆通常会采用水、氦气或者液态金属等作为冷却剂，通过循环流动来带走反应堆产生的热能，保持反应堆的稳定运行。
最后，反应堆还需要采用控制系统来监测和调整核反应过程。
控制系统可以根据反应堆的工作状态来调节控制棒或调节杆的位置，以保持核链式反应的稳定进行。
同时，控制系统还可以监测反应堆的温度、压力和辐射等参数，一旦出现异常情况，就能够及时采取措施，确保反应堆的安全运行。
总的来说，反应堆的原理是通过控制核燃料的核裂变反应，产生大量的热能和中子，然后通过控制中子的数量、使用冷却剂和控制系统来维持核链式反应的稳定进行。
反应堆的原理虽然看似简单，但是其中涉及到许多复杂的物理和工程问题，需要精密的设计和严格的控制，才能确保反应堆的安全运行和高效发电。
第2节 核裂变和裂变反应堆
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
反
应
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．
物理核裂变的原理有哪些
物理核裂变的原理有哪些物理核裂变（nuclear fission）是指重原子核分裂成较轻的两个或多个核的过程。
这种现象的发现与研究对于物理学的发展和核能利用具有重要的意义。
以下是物理核裂变的原理及相关的内容。
1. 初级激发：核裂变一般需要一个初级激发事件，例如中子撞击。
在裂变反应堆中，中子通过与原子核碰撞来激活核裂变过程。
2. 裂变链式反应：核裂变发生后，会产生少量的中子，这些中子可以再次激发其他原子核进行裂变，形成一个连锁反应的过程。
3. 能量释放：核裂变是一个高能事件，裂变过程中释放出的能量是巨大的。
根据质能方程（E=mc^2），裂变过程中部分质量转化为能量，并以光子和高速中子的形式释放出来。
这种能量释放是核能利用的基础。
4. 裂变产物：裂变反应产生的核裂变产物通常是两个或多个核，这些裂变产物相对较轻。
其中，产生的中子是维持连锁反应的关键。
5. 反应条件：核裂变反应的发生需要满足一定的条件。
其中，中子能量必须适合，以促使裂变过程发生。
此外，核裂变所需的中子数目要符合裂变链式反应的要求。
6. 裂变产物释放：核裂变过程中的裂变产物是高能的，并常常具有放射性。
这些裂变产物必须被妥善处理，以防止对环境和人类健康造成危害。
7. 反应堆：核裂变可用于核反应堆，其中核燃料经过控制链式反应。
核反应堆的设计和控制需要合理的裂变速率和温度控制，使得核裂变过程能够稳定进行。
8. 可持续性：核裂变能够提供大量的能源，并且燃料可持续。
目前，核裂变燃料主要是铀和钚等放射性物质，未来还有望研发出更高效和更安全的核裂变燃料。
9. 应用：核裂变在核电站中被广泛使用，为人类提供干净的电力。
此外，核裂变还可用于核武器、航天动力和医学放射治疗等领域。
10. 安全问题：核裂变具有较高的能量密度，一方面为其应用提供了巨大优势，另一方面也给安全控制带来挑战。
核裂变反应中释放的放射性物质对环境和人类健康造成潜在风险，因此必须采取严格的安全措施。
核反应堆的工作原理
核反应堆的工作原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应来产生能量的装置。
它是由核燃料、冷却剂、反应控制系统和辅助设备组成的。
核反应堆的工作原理可以分为以下几个方面进行说明：一、核燃料的选择与裂变过程核燃料是核反应堆中的重要组成部分，一般采用铀、钚等放射性物质。
核燃料的裂变是指通过中子轰击后，核燃料原子核发生裂变，释放出巨大的能量。
裂变反应产生的中子还会继续引发其他核燃料中的裂变反应，从而形成连锁反应，产生更多的能量。
二、冷却剂的运输与热传导核反应堆中的核燃料在反应过程中会产生大量的热量，为了保证核反应的正常进行，需要通过冷却剂来控制核燃料的温度。
冷却剂可以是气体、液体或者是固体，其主要作用是将核反应堆产生的热量带走，并将其转化为电力或其他可利用的能量。
冷却剂在核反应堆中的运输过程中需要满足一定的流速和温度控制要求，以保证核燃料的稳定工作和安全运行。
同时，冷却剂还可以通过热传导作用将核燃料的热量传递给热交换设备，使其产生蒸汽并驱动涡轮机转动，最终产生电力。
三、反应控制系统的作用为了控制和调节核反应堆中的反应过程，核反应堆设有反应控制系统。
反应控制系统一般由控制棒和反应控制系统组成。
控制棒是一种可以插入或抽出核燃料组件的装置，通过调整控制棒在核燃料中的位置来改变核反应堆的反应率。
反应控制系统的主要作用是控制反应堆核燃料中的中子流，以维持核燃料的临界状态。
临界状态是指核燃料中的裂变反应和中子释放保持平衡，即核燃料中每个反应产生的中子数等于引发下次裂变反应所需要的中子数，确保核燃料的稳定工作。
四、辅助设备的作用核反应堆还需要一些辅助设备来保证其正常运行。
辅助设备主要包括核反应堆的防护层、安全控制系统、辐射监测系统等。
防护层是为了防止辐射能量泄漏，保护人员和环境安全。
安全控制系统则负责监测核反应堆的运行状况，一旦检测到异常情况，及时采取相应的措施保障安全。
辐射监测系统用于监测核反应堆产生的辐射能量，及时发现和处理辐射泄漏等突发情况。
《裂变反应堆》 知识清单
《裂变反应堆》知识清单一、什么是裂变反应堆裂变反应堆，简单来说，就是一种能够通过核裂变过程产生大量能量的装置。
核裂变是指重原子核（如铀、钚等）在吸收一个中子后分裂成两个或多个较轻原子核，并同时释放出能量和更多中子的过程。
在裂变反应堆中，通过控制这些中子的数量和速度，使得核裂变反应能够持续稳定地进行，从而不断地释放出能量。
这些能量可以被转化为电能、热能等形式，为我们的生活和工业生产提供动力。
二、裂变反应堆的工作原理裂变反应堆的工作原理基于核链式反应。
当一个重原子核吸收一个中子并发生裂变时，会释放出两个或三个新的中子，以及大量的能量。
如果这些新产生的中子能够继续引发其他原子核的裂变，就会形成链式反应。
为了控制反应的速率，反应堆中通常会使用控制棒来吸收多余的中子。
控制棒一般由能够强烈吸收中子的材料制成，如硼、镉等。
通过调节控制棒插入反应堆的深度，可以控制参与裂变的中子数量，从而调节反应堆的功率输出。
此外，反应堆中还需要有冷却剂来带走裂变产生的热量，防止反应堆过热。
常见的冷却剂有水、氦气、钠等。
三、裂变反应堆的分类1、按中子能谱分类热中子反应堆：在这种反应堆中，裂变主要由速度较慢（热运动速度）的中子引发。
热中子反应堆通常使用低浓缩铀作为燃料，水作为冷却剂和慢化剂。
快中子反应堆：快中子反应堆中的裂变由速度较快的中子引发。
这种反应堆可以使用更广泛的核燃料，包括贫铀和钍等。
2、按用途分类动力堆：主要用于发电和提供动力，如核电站中的反应堆。
研究堆：用于科学研究和实验，为核物理、材料科学等领域提供研究条件。
生产堆：用于生产放射性同位素或其他核材料。
四、裂变反应堆的组成部分1、核燃料核燃料是反应堆的核心部分，通常是铀、钚等可裂变物质。
核燃料需要经过一定的加工和处理，制成合适的形状和浓度，以保证反应的顺利进行。
2、慢化剂慢化剂的作用是将裂变产生的快中子减速为热中子，以便更容易引发后续的裂变反应。
常见的慢化剂有水、重水和石墨等。
核反应堆的工作原理和安全性
核反应堆的工作原理和安全性核反应堆是一种能够将核能转化为电能的装置。
它的工作原理主要是利用核裂变或核聚变反应，从而产生高温高压的热能，再通过热交换器将其转化为电能。
但是，核反应堆也带来了一定的安全风险，必须加强安全管理，以避免发生核事故。
1.核反应堆的工作原理核反应堆的核心部件是反应堆炉。
反应堆炉中的燃料一般是一些特定的核素，如铀235、铀238、钚239等。
这些核素在受到中子轰击后，会发生核裂变或核聚变反应，从而释放出大量的能量。
在核裂变反应中，一个大核裂变成两个小核，并放出两三个中子，这些中子会撞击其他核素，从而使其裂变，并释放更多的中子，这样一次次不断地反应下去，最终产生如爆炸一般的热能。
在核聚变反应中，相反的两个小核融合成一个更大的核，并释放出巨大的能量。
实现核聚变反应需要高温高压的条件，同时还需要很高的能量激发。
不同类型的核反应堆需要不同的燃料和反应方式。
例如，目前最常见的核反应堆是基于铀235燃料的热中子反应堆，而核聚变反应堆还处于试验阶段。
2.核反应堆的安全性核反应堆的安全性主要包括设计安全、运行安全、辐射安全等方面。
其中，设计安全是保证核反应堆长期稳定运行的基础，而运行安全则是保证核反应堆在正常运行过程中不发生事故。
在设计方面，核反应堆的结构和材料必须能够承受高温高压的条件，同时还需要考虑到燃料的选择和后处理等因素。
此外，核反应堆的物理参数和控制系统也必须与其预期功率匹配，以确保其长期稳定运行。
在运行方面，核反应堆必须严格遵守操作规程，保证燃料的正确投入和正常运行。
核反应堆还需要安装辐射监测设备，对潜在的辐射泄漏进行监测和报警处理。
除了设计安全和运行安全，核反应堆的辐射安全也是保障人员和环境安全的重要方面。
对于核反应堆工作人员，必须严格遵守辐射防护措施，如低剂量长时间暴露、使用防护服、建立辐射监测体系等。
对于周围环境，核反应堆必须加强环境监测和安全管理，确保核反应堆不会对周围环境造成污染和影响。
高三物理核裂变知识点归纳
高三物理核裂变知识点归纳核裂变是指重核(如铀、钚等)被中子加速后变为两个或更多质量较小的核的过程。
核裂变是一种放能反应，其释放的能量可用于核能的利用。
下面将对高三物理核裂变的知识点进行全面归纳。
一、核裂变的基本原理核裂变是重核由中子轰击后发生的裂变反应。
当中子轰击重核时，重核吸收中子然后产生Β链崩裂，形成两个或更多的轻核，同时释放大量的能量和中子。
核裂变的基本方程式为：重核 + 中子→ 轻核 + 能量 + 中子。
在核裂变过程中，质量损失会转化为能量释放。
二、裂变反应堆裂变反应堆是利用核裂变反应产生大量能量的装置。
裂变反应堆中，通过控制自发裂变反应的速率和有效利用中子来维持连续的裂变链式反应。
核裂变反应堆主要包括以下几个部分：1. 燃料：主要使用铀-235或钚-239作为裂变反应的燃料材料，燃料裂变产生大量热能。
2. 导热剂：通常使用水或重水作为导热剂，将裂变产生的热能传递给工质。
3. 冷却剂：用于从反应堆中带走燃料产生的热能，保持反应堆的工作温度。
4. 反应堆堆芯：包括燃料棒、控制棒和冷却管等，其中燃料棒起到反应堆燃料的载体作用。
5. 控制系统：用于控制反应堆中裂变反应的速率，通常通过吸收中子来调节反应堆的输出功率。
6. 安全系统：用于监测反应堆的运行状态，保证反应堆安全。
三、核裂变释放的能量核裂变过程中释放的能量来自于质量的损失，根据爱因斯坦的质能方程E=mc²，质量m的损失会转化为能量E。
核裂变释放的能量非常巨大，可用于发电和核武器等领域。
核裂变释放的能量大小与核反应堆运行情况相关，主要包括：1. 燃料使用率：燃料中的铀-235或钚-239的利用率越高，释放的能量越大。
2. 中子吸收截面：中子吸收截面越大，相同条件下裂变释放的能量越大。
3. 反应堆控制：通过控制反应堆中的裂变反应速率，可以调节释放的能量大小。
4. 燃料堆芯设计：合理的燃料堆芯设计可以提高裂变产生的能量和中子输出。
四、核裂变应用领域核裂变广泛应用于能源工业和国防事业，主要包括以下几个领域：1. 核电站：核裂变主要用于发电，核反应堆中的裂变反应释放的热能被利用转化为电能，为社会供电。
核裂变与核反应堆技术
核裂变与核反应堆技术核裂变与核反应堆技术是现代核能发展的重要组成部分，对于解决能源危机和环境问题具有重要意义。
本文将探讨核裂变和核反应堆技术的原理、应用以及其对社会与环境的影响。
一、核裂变的原理与应用核裂变是一种核反应过程，指的是重核（如铀、钚等）受到中子轰击而分裂成两个相对较小的核片段的过程。
在核裂变过程中，大量的能量被释放出来，这种能量的释放可以用来产生热能，从而驱动汽轮机发电。
核裂变技术不仅被广泛应用于核电站发电，还可以用于核武器制造。
然而，核武器的应用具有极高的破坏力和安全风险，因此对于核能的开发与利用要严格遵守相关条约与国际准则，确保安全可控。
二、核反应堆的原理与分类核反应堆是利用核裂变过程产生的热能驱动汽轮机发电的装置。
核反应堆通常由燃料元件、冷却剂、反应控制系统以及辅助系统等组成。
根据冷却剂的种类不同，核反应堆可以分为水冷堆、气冷堆和液态金属冷堆等几种类型。
水冷堆是最常见的一种，使用水作为冷却剂，如压水堆和沸水堆。
气冷堆则使用气体作为冷却剂，如高温气冷堆和涡轮气冷堆。
液态金属冷堆则使用液态金属（如钠）作为冷却剂，如液态金属快中子反应堆。
三、核裂变与核反应堆技术的发展与问题核裂变与核反应堆技术的发展受到了许多限制与挑战。
首先，核裂变燃料的储量有限，相关资源的开采与处理具有一定的困难。
其次，尽管核反应堆可以产生大量的电力，但核废料的处理与处置仍然是一个难题，需要制定合理的处置策略。
此外，核反应堆技术的安全性和可靠性也是重要的考虑因素，需要通过科学的设计和严格的监督来确保运行的稳定性和安全性。
四、核裂变与核反应堆技术的环境影响核裂变与核反应堆技术的应用对环境产生一定影响。
首先，核能发电相对于传统的化石燃料发电来说，可以减少二氧化碳等温室气体的排放，从而有助于缓解气候变化问题。
其次，核电站的建设和运行需要占用大量土地和水资源，这对于生态环境也会产生一定影响。
此外，核事故的发生可能导致放射性物质的泄漏，对周围环境造成严重污染，这对人类和生态系统都是巨大的威胁。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
裂变反应堆的工作原理为了深入讨论与核能有关的技术和发展趋势,我们必须对核电站所基于的原理--核反应堆中子物理、反应堆热工水力学、反应堆控制和反应堆安全等方面的基本知识,有一个初步的了解。
一、反应堆中子物理（－）中子与原子核的相互作用在反应堆的心脏____堆芯中，大量的中子在飞行，不断与各种原子核发生碰撞。
碰撞的结果，或是中子被散射、改变了自己的速度和飞行方向；或中子被原子核吸收。
如果中子是被铀－235这类核燃料吸收，就可能使其裂变。
下面我们较详细地进行介绍。
1．散射反应 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。
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。
首先是中子被原子核吸收，形成一个复合核。
但这个复合核不是处于稳定的基态，而是处于激发态。
很快它就会又放出一个中子，并且放出γ射线，回到稳定的基态。
非弹性散射的反应式如下：n X X n X A Z A Z A Z10**110)()(+→→++ γ+↓→X A Z 并非所有能量的中子都能与原子核发生非弹性散射。
中子能量必须超过一个阈值，非弹性散射才能发生。
对于铀－238原子核，中子能量要高于45千电子伏，才能与之发生非弹性散射。
非弹性散射的结果也是使中子的能量降低。
在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散射。
在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀－238的非弹性散射，能量也会有所降低。
2．俘获反应 亦称为（n ，γ）反应。
它是最常见的核反应。
中子被原子核吸收后，形成一种新核素（是原核素的同位素），并放出γ射线。
它的一般反应式如下：γ+→→+++)()(1*110X X n X A ZA Z AZ 反应堆内重要的俘获反应有:这就是在反应堆中将铀－238转化为核燃料钚－239的过程。
类似的反应还有：这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀－233的过程。
3．裂变反应 核裂变是堆内最重要的核反应。
铀－233、铀-235、钚－239和钚－241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概率更大，通常被称为易裂变核素。
而钍－232、铀－238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为可裂变同位素。
目前热中子反应堆内主要采用铀－235作核燃料。
铀裂变时一般产生1 01两个中等质量的核，叫做裂变碎片；同时发出平均2．5个中子，还释放出约200兆电子伏的能量。
裂变时放出的平均中子数不是一个常数，随轰击铀核的中子能量而异。
此外还应指出，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，而是白白浪费掉了。
在堆中还会发生其他一些中子核反应，如吸收中子后放出α粒子的（n ，α）反应、吸收中子后放出质子的（n ，p ）反应等。
这里就不一一列举了。
（二）核反应截面和核反应率上面我们列举了几种重要的中子核反应，但这些反应发生的概率有多大？必须进行定量的研究和描述。
核反应截面就是定量描述中子与原子核发生反应的概率的物理量。
1．微观截面 假定有一束平行中子，其强度为I （即在单位时间内通过垂直于中子飞行方向的单位面积上有I 个中子），该中子束垂直打在一个薄靶上，靶面积为1平方厘米，厚度为∆x 厘米，靶内单位体积（1立方厘米）中的原子核数是N 。
在靶后某一距离处放一个中子探测器，见图1-2-1。
由于中子在穿过靶的过程中会与靶核发生吸收或散射反应（散射后中子改变飞行方向，探测器测不到了），从而使靶后探测器测到的中子束强度I ’要比I 小。
那么∆I=I －I ’就等于与靶核发生作用的中子数。
实验表明：∆I 与入射中子束强度I 、靶厚度∆x 、靶的核密度N 成正比。
即有X NI I ∆=∆σ (1.2.1)式中的σ是比例系数，称为“徽观截面”。
显然 X N I I X IN I ∆∆=∆∆=/σ (1.2.2)上式中分子上的△I ／I 表示平行中子束中的中子与靶原子核发生作用的概率，分母上的N △x 表示的是靶中的原子核数（注意靶核面积为1平方厘米）。
因此，微观截面σ是表示中子与单个靶核发生相互作用的概率大小的一种度量。
它的量纲是面积。
通常采用“靶”作为微观截面的单位，1靶＝10224cm -。
为了区分各种不同的核反应，要给微观截面σ带上不同的下标。
通常用下标s 、e 、in 、f 、r 、a 、t 分别表示散射、弹性散射、非弹性散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面。
各截面之间有如下关系： σs ＝σe ＋σin σa ＝σr ＋σf ＋σn.p ＋σn.α＋…… σt ＝σs ＋σa微观截面一般由实验测得，无法测量的用理论方法算出。
2．宏观截面 前已述，微观截面描述的是中子与单个原子核发生相互作用的几率，但工程实践上要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题。
所以又引入一个新的物理量：宏观截面，符号为Σ。
宏观截面的定义是：Σ＝N σ （1.2.3）即核密度与该核的微观截面的乘积。
核密度可用下式计算，它是单位体积中该核的数目：0N A N ρ=(1.2.4) 其中ρ是物质的密度（克／厘米3），A 是该物质的原子质量数，Ｎｏ是阿佛加德罗常数。
Ｎ的常用单位是个／cm 3。
I △X I ' 图1-2-1 平行中子束穿过薄靶后的衰减 探测器从宏观截面的定义可知，它是中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量。
从定义可知，宏观截面的量纲是长度的倒数。
常用1／cm 为单位。
从（1.2.2）式可知∑∆∆==X II N /σ分子上的量是中子在介质中穿行Δx 距离后与原子核发生相互作用的概率，除以距离Δx 后表示的就是中子在介质中穿行单位距离时与介质原子核发生相互作用的概率的一种度量。
举例说，某种材料的宏观吸收截面Σa ＝0．25／cm ，那么中子在其中穿过1cm ，被该材料的原子核吸收的机会就是0．25。
3．平均自由程 我们把宏观截面的倒数定义为平均自由程，记为λ。
λ＝1/Σ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。
仍以上面的数字为例。
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4 cm ，才会发生一次吸收反应，即中子在该材料中的平均吸收自由程λa ＝1／Σa ＝4cm 。
4．中子通量与核反应率密度 为了从宏观上描述中子核反应的强度，我们定义一个物理量——核反应率密度，它是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数。
核反应率密度一般用符号R 表示。
显然，R 既与介质中的中子数目有关，也与介质的宏观截面有关。
为了导出R 的表达式，我们还需要定义另外一个重要的物理量：中子通量。
中子通量Φ的定义如下：Φ＝ n V （1. 2．5）其中n 是中子密度，即单位体积中的中子数目，v 是中子飞行的速度。
由此可见，中子通量是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程。
利用中子通量和宏观截面，就可以用下式来计算反应率密度。
R ＝ΦΣ （1．2. 6）因为上式可写成R ＝Φ/λ，量Φ是单位体积内的中子在单位时间内飞过的总路程，而平均每飞行λ路程就会发生一次核反应，两者之商显然就是单位体积内的中子在单位时间发生核反应的次数了。
这个公式是非常有用的。
例如我们已经知道了堆芯中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的宏观裂变截面Σf ；如果还知道了堆芯的中子通量φ，就可利用上式计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而可以算出堆芯的发热强度等。
总之，这个公式使我们可以从宏观上了解核反应的强度。
5．截面随中子能量变化的规律 核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。
对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量E 变化的特性，可以发现大体上存在三个区域。
首先是低能区（一般指E<1 电子伏），在该能区吸收截面σa 随中子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成图1-2-2 铀-238的总截面反比，故这个区域亦称为吸收截面的1／v 区。
接着是中能区(1电子伏<E<103电子伏），在此能区内许多重元素核的截面出现了许多峰值。
图1-2-2 上显示了铀-238在中能区上的一系列峰值。
这些峰一般称为共振峰。
在E>10千电子伏以后的区域，称为快中子区，那里的截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量的变化也趋于平滑。
铀－235、钚－239和铀－233等易裂变核的裂变截面随中子能量的变化规律可分为三个能区来讨论。
在低能区其裂变截面σf 随中子能量减小而增加，且σf 值很大。
例如当中子能量E ＝0．0253电子伏时，铀－235的σf ≈583靶，钚－239的σf ＝744靶。
因此在热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在低能区。
对中能区的中子，铀－235核的裂变截面出现共振峰，共振能量延伸至千电子伏。
在千电子伏至几兆电子伏的能区内，裂变截面降低到只有几靶。
铀－235核在上述三个能区的裂变截面曲线见图1-2-3。
反应堆分析中常用到另一个量，就是燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数，称为有效裂变中子数，用η表示。
η值与中子能量的关系见图1-2-4。
为了对各种燃料核的裂变截面的大小有比较明确的概念，在表1-2-1中列出了有关数据。
其中的ν表示一个燃料核裂变时放出的平均中子数。
（三）中子的慢化上面介绍了核燃料的微观裂变截面f σ随中子能量变化的规律。
以铀－235核为例，当中子能量很低时（例如 E ＝0．0253电子伏），其裂变截面f σ高达582靶；但当中子能量较高时（例如 E ＝1兆电子伏），f σ仅为1～2靶。
两者相差几百倍。
由此可见低能中子引发燃料核裂变的“能力”大大高于高能中子，就是说，建造一个图1-2-3 铀－235核在三个能区的裂变截面曲线 中子能量，ev裂变截面(b) 图1-2-4 η和中子能量的关系用低能中子引发裂变的核反应堆，要比建造用高能中子引发核裂变的反应堆容易得多。
然而，核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达到2兆电子伏，最大能量可达10兆电子伏。
所以要建造低能中子引发裂变的反应堆，一定要设法让中子的能量降下来，也就是使中子的速度减慢下来。
中子能量（速度）减低的过程称为中子慢化，它可以通过向堆中放置慢化剂、让中子与慢化剂核发生散射反应来实现。
1．慢化能力与慢化比 经验告诉我们，一个运动着的小球如果和一个质量比它大得多的物体碰撞，碰撞后小球的能量不会有太多的损失；如果小球与质量较小的物体碰撞，自身的能量损失就很显著。