《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
核物理学研究中的反应堆物理
核物理学研究中的反应堆物理随着人类社会的不断发展，对能源的需求量不断攀升。
然而，化石燃料的使用不仅会导致环境污染，还会产生温室气体，加剧全球气候变化。
因此，寻找一种安全、环保、高效的能源形式，成为了世界科学家和政策制定者们所面临的共同难题。
核能作为一种高效的清洁能源形式，备受各国科学家和工程技术人才的关注。
而反应堆物理学的研究，则是以核能的产生为目的，并对能源的高效利用和安全管理起着至关重要的作用。
一、反应堆物理的基本概念反应堆物理学是以物理学为主要基础，通过计算机模拟和实验研究，探究核物质在反应堆中的行为规律，以及核反应过程产生的种种影响因素。
反应堆物理学的研究，集中在反应堆热力学、中子物理、副产物和辐射等方面。
其中，反应堆中子物理是反应堆物理学的重要分支，主要研究反应堆中子产生、扩散、吸收、散裂和衰变等现象，以及反应堆中子通量和反应速率随时间和空间变化的规律。
二、反应堆物理的应用领域反应堆物理学的理论研究和工程应用，受到了政治、经济、环保等多方面因素的影响。
从实际应用上来说，反应堆物理学主要应用在核电站、核燃料循环利用、核武器研发等方面。
据统计，目前全球有440多个工业化国家和地区拥有核电站，其中以美国、俄罗斯、法国、中国和韩国等国为主。
具体表现在实践当中，反应堆物理学的研究和应用，主要体现在以下几个方面。
1. 反应堆设计和运行反应堆物理学的研究，是反应堆设计和核电站安全运行的基础。
根据反应堆的设计型号，对反应堆中子流的分布规律、能谱特征、稳态和瞬变过程进行分析、计算和仿真，从而确定反应堆燃料组成、中子反应截面数据、反应堆控制系统和辐射防护措施等重要参数。
这些设计参数的正确选择和优化，对反应堆的运行、芯片寿命、效率和安全性都有至关重要的影响。
2. 核燃料循环核燃料循环是指把使用过的核燃料再次运用到反应堆中，实现核燃料的再利用和能源的高效转化。
反应堆物理学在核燃料循环领域的应用主要集中在燃料再处理、放射性核素的分离和加工、核物质非扩散保障措施等方面。
核反应堆物理
核反应堆物理核反应堆物理是核反应堆仿真中最重要的部分，它是核反应堆仿真学科中最重要的一部分。
核反应堆物理不仅关系到核反应堆的可操作性，而且也关系到核反应堆的安全性。
因此，对核反应堆物理进行研究是非常重要的。
核反应堆物理涉及非常广泛的领域，包括：物理反应过程，核燃料的表征，核反应堆的动力学，核反应堆的控制，核反应堆的稳定性，核反应堆的安全性，核反应堆的冷却系统，核反应堆的排放控制，核反应堆的系统参数模拟，核反应堆的仿真模型建立，辐射剂量评估，辐射剂量预测以及辐射剂量控制等。
由于这些领域存在着诸多复杂的物理过程，因此研究者们正在努力开发出更为精确的仿真技术。
例如，物理反应过程是核反应堆物理的基础，必须要精确的表征和模拟，为此，研究者们一直在努力开发出更加精确的仿真技术。
例如，为了模拟电子-核碰撞在核反应堆中所产生的物理效应，研究者们利用计算机仿真技术，首先需要建立经典反应堆模型，使用数学预测电子-核碰撞所产生的热散发能量，然后再根据模型建立数值模拟，以精确的方式模拟出不同的反应堆系统参数。
核燃料的表征也是核反应堆物理的重要组成部分，它是描述核反应堆中不同核燃料的过程。
研究者们利用核物理学术语和核燃料动力学模型，建立出核燃料的表征模型，以便更精确的模拟核燃料的运行情况。
例如，各种不同的核燃料中的原子数将影响核反应堆的性能，研究者们需要模拟不同原子数下的热物理特性，以更准确地描述核反应堆运行情况。
此外，核反应堆动力学、控制、安全性以及冷却系统等也同样是核反应堆物理的重要组成部分。
为了更加准确地模拟核反应堆的动力学变化，研究者们需要对模型进行精确的诊断和调整，以及研究不同温度下的反应堆特性，如反应率的变化，冷却系统的控制，安全性的评估，以及排放量的计算等。
以上就是核反应堆物理的主要内容。
从本文可以看出，研究者们正在不断努力，研发出更加准确和精确的核反应堆仿真技术，为人类利用核能提供便利。
未来，核反应堆物理研究将会更加深入，以帮助人类更有效的利用核能，为人类的发展作出贡献。
核反应堆物理学
核反应堆物理学1. 前言核反应堆物理学是一门研究核反应堆的建设、设计、运行和安全等问题的学科。
核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放的能量发电的装置，是目前人类能源内部重要的组成部分。
因此，核反应堆物理学的发展和研究对于人类的能源开发和利用具有重要的意义。
2. 核反应堆的结构和工作原理核反应堆主要由堆芯、燃料元件、控制棒、冷却剂、冷却系统、反应堆容器和燃料后处理装置等组成。
其中，堆芯是核反应的主要地方，燃料元件则是堆芯内部的燃料单元。
核反应堆主要运用核裂变的过程来释放能量，并且利用反应堆中燃料核的特性，控制反应堆输出的能量。
反应堆中通过中子在核素中的耦合，释放出反应堆的能量。
3. 核反应堆物理参数核反应堆物理参数主要包括反应堆功率、腔子连续性、反应堆体积、燃料丰度、中子连续性、栅率和反应堆载荷等。
这些物理参数决定了反应堆能够产生的能量，并保证了反应堆的稳定性和安全性。
4. 核反应堆物理设计核反应堆物理设计是指通过对核反应堆物理参数进行分析和计算，得出反应堆具体的设计方案。
设计过程中需要引入各种物理参数，确保反应堆能够从安全、经济和稳定性等角度运行长期。
反应堆物理设计主要包括反应堆物理参数的斯坦语描绘和计算，以及结构设计等方面。
5. 核反应堆物理安全核反应堆物理安全是保障反应堆长期稳定安全运行的重要保证。
物理安全主要包括反应堆中核素的管理和安全监测等方面。
同时，也需要考虑外界因素的作用，如地震、洪水、恐怖袭击等因素的影响。
6. 核反应堆物理研究的前景随着经济和环保等因素的推动，核反应堆也在不断进行改良和升级，以使其能够更好地适应这些因素的变化，同时确保发电的稳定性和安全性。
因此，核反应堆物理研究的前景非常广阔，也有着重要的理论和实践意义。
7. 结论总的来说，核反应堆物理学是一门综合性的学科，涉及多学科知识，如核物理、材料工程、流体力学等等。
通过对核反应堆物理学的广泛研究和不断改良，我们可以不断提高核反应堆发电的效率和稳定性，推动人类能源的可持续发展。
（完整版）反应堆工整理讲解
（完整版）反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
反应堆物理知识点归纳(1)
复习总结(1)主讲教师：李伟热中子反应堆中，中子反应堆中的核反应n 微观截面随能量的变化规律q 吸收截面n 低能区：大多数核素的满足1/v 律n 中能区：重核将出现强烈的共振现象q 235U的裂变截面nn 低能区：随着中子能量增加，减小n 中能区：出现共振现象n 高能区：下降到几个barn()a E s ()235583.50.0253f b eV s =()f E sc()E由裂变碎片（缓发中子先驱核）在衰变过程中释放10.71tr=S 23s =S216T Mr =A不均匀均匀反应堆的临界理论n 反射层节省q 堆芯加上反射层后，堆芯临界尺寸的减少量。
n 反射层影响1.反射层对中子吸收较弱；2.对泄漏到反射层内中子的慢化反应性的变化n 核燃料温度系数qDoppler 效应保证了核燃料温度系数为负值n 慢化剂温度系数q温度升高→慢化剂密度下降n Σa 减小→对中子的吸收减弱，f增加nΣs 减小→慢化能力减弱，p减小q 水铀比q 化学补偿毒物的影响n硼浓度过高会导致慢化剂温度系数为正设计时，水铀比应选在欠慢化区135Xe中毒135Xe产生和消失的途径nq产生：裂变直接产生，135I衰变产生q消失：发生吸收反应，自身衰变对通量(功率)变化非常敏感！135Xe 中毒n 停堆后135Xe 中毒引入的负反应性q 碘坑发生的条件：q强迫停堆11212.7610cm s --F >´×135Xe中毒n功率变化时135Xe中毒引入的负反应性浓度随时间的变化方程引入的负反应性F。
核反应堆物理分析问答答案
核反应堆物理分析问答答案问答题：1、试从物理⾓度分析压⽔堆燃料温度反应性反馈和慢化剂温度反应性反馈的机理燃料温度反应性反馈主要是由燃料共振吸收的多普勒效应所引起的。
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“能量⾃展现象”和⾮均匀将就中的“空间⾃屏”效应都将减弱，从⽽使有效共振积分增加。
因⽽，温度升⾼多普勒效应的结果使有效共振吸收增加，逃脱共振俘获概率减少，有效增殖因数下降，这就产⽣了负温度效应。
慢化剂温度反应性反馈要分情况讨论：（1）慢化剂温度增加时，慢化剂密度减⼩，慢化剂相对于燃料的有害吸收减⼩，这使有效增殖因数增加，所以该效应对αT M的贡献是正的效应。
（2）慢化剂密度⼩，使慢化剂的慢化能⼒减⼩，因⽽共振吸收增加，所以该将就对αT M的贡献是负的。
另外，慢化剂温度增加，使中⼦能谱硬化，引起235U、240Pu低能部分共振吸收增加，同时也使235U、240Pu⽐值下降，对反应性也引起负的效应。
反馈效果由这两⽅⾯共同作⽤，在⽋慢化区，反应性系数为负，⽐较理想。
2、选择燃料栅格参数（⽔轴⽐）的物理机理（1）V H2O /V U2O增加时，⼀⽅⾯由于栅元的慢化能⼒增⼤，慢化过程中的共振吸收减少，即逃脱共振俘获概率增加，因⽽，将使有效增殖因数k∞增加。
（2）另⼀⽅⾯，V H2O /V U2O增加时，栅元中慢化剂的含量增⼤，使热中⼦被慢化剂吸收的份额增加，因⽽，热中⼦利⽤系数下降⽽使k∞下降。
在V H2O /V U2O较⼩时，前⼀种效应是主要的，随着V H2O/V U2O增⼤，后⼀种效应开始变得更重要。
在这个过程中，我们可以选择出⽆限增殖因数达到极⼤值的最佳栅格。
3、试述反应性控制的任务和⽅式，并⽐较各种反应性控制⽅式的特点：反应性控制设计的主要任务是：采取各种切实有效的控制⽅式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满⾜反应堆长期运⾏的需要；通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布，使功率峰因⼦尽可能地⼩；在外界负荷变化时，能调节反应堆功率，使它能适应外界负荷变化；在反应堆出现事故时，能迅速安全地停堆，并保持适当的停堆深度。
核反应堆的核物理基础
返回第一章核反应堆的核物理基础 (1)§1.1 基本概念 (1)§1.2 中子与原子核相互作用强度的量度 (7)§1.3 核裂变过程 (10)§1.4 热中子能谱与热中子平均截面 (14)§1.5 链式裂变反应 (16)第二章单速中子扩散理论第一章核反应堆的核物理基础§1.1基本概念1. 反应堆（reactor , nuclear reactor）能维持可控自持（续）核裂变链式反应的装置。
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. 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。
中子行为扩散慢化中子与物质的相互作用核中子相互作用3. 原子核的特性(1)组成：玻尔模型。
Z ：质子数 N ：中子数 A ：核子数 A=N+Z 符号：X AZ 同位素（Z 同，A 不同），化学性质相同，物理性质不同。
×=×=−−kgM kg M n P 2727106749543.1106726485.1质子(proton)：稳定（T=×=−0)(106021892.119n p e C e 库仑1/2=1030 y ）自由中子(free neutron)：不稳定（T 1/2=10.6 min ）→质子+电子+反中微子(anti neutrino) 原子质量单位（atom mass unit ）:一个12C 中性原子处于基态的静止质量的1/12。
Mevkg amu 5.931106605655.1127=×=−在堆物理中不考虑自由中子的不稳定性。
高考物理科普核能与核反应堆
高考物理科普核能与核反应堆高考物理科普：核能与核反应堆核能与核反应堆是高考物理中重要的考点，也是热门话题之一。
本文将从核能的定义、核反应堆的结构与原理、核能的利与弊等方面进行科普介绍，帮助考生全面了解核能与核反应堆。
一、核能的定义及特点核能是指在核反应中释放出的能量。
它具有以下特点：1. 高能量密度：核能是化学能的百万倍以上，能量密度远远高于其他能源形式，因此核能在工业和航天领域有着广泛的应用。
2. 稳定性：核能源稳定可靠，燃料储备量大，可以满足长期能源需求。
3. 低排放：与燃烧化石燃料相比，核能几乎不产生二氧化碳等温室气体，对环境污染更少。
二、核反应堆的结构与原理核反应堆是利用核裂变或核聚变释放出的能量来产生热能的装置。
核反应堆由以下主要部分组成：1. 燃料棒：核反应堆中的燃料棒一般采用铀或钚等放射性物质，这些物质在裂变时会释放出大量能量。
2. 反应堆堆芯：核反应堆中的反应堆堆芯包含了大量的燃料棒，通过合理的布局和结构设计，能够实现核反应链式裂变反应。
3. 冷却剂：核反应堆中的冷却剂主要用来稀释中子、控制核反应速率和带走反应堆产生的热能。
4. 减速剂：减速剂通常使用轻水、重水或者石墨等物质，能够减缓中子的速度，提高中子与核反应物质的作用概率。
核反应堆的原理分为两种：核裂变和核聚变。
核裂变是指重核的原子核在被激发后分裂成两个或多个较为稳定的核，并释放出大量能量。
常见的核裂变反应是铀的裂变，产生的核裂变产物主要是释放出的能量和中子。
核聚变是将轻核的原子核融合成较重的核，释放出巨大的能量。
常见的核聚变反应是氢的聚变，产生的核聚变产物主要是释放出的能量和中子。
三、核能的利与弊核能作为一种重要的能源形式，具有一系列的利与弊。
利：1. 高效能源：核能能够在较小的体积内释放出巨大的能量，相比传统能源更加高效。
2. 减少温室气体排放：核能几乎不产生二氧化碳等温室气体，可以有效减少对全球气候变暖的影响。
3. 燃料储备丰富：核燃料储备丰富，可以满足长期能源需求。
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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。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反应的几率。
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 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；2.提高反应堆的平均输出功率。
反射层材料选取：1.散射截面大2.吸收截面小3.良好的慢化能力功率分布展平：1. 芯部分区布置；2. 可燃毒物的合理布置；3. 采用化学补偿剂及部分长度控制棒以展平轴向通量分布。
第六章—栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料核所吸收，造成燃料块内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃科块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，就是说，块外层燃料核对里层燃料核起了屏蔽作用，通常把这种现象叫做空间自屏效应。
最佳栅格:在给定燃料富集度和慢化剂材料的情况下，存在着使栅格无限增值系数达到最大值或临界体积为极小的栅格几何参数，这样的栅格叫最佳栅格。
第七章—反应性随时间的变化慢饱和裂变产物（SSFP ）：吸收截面相对较大，浓度随运行时间的增加而缓慢的趋于饱和的；非饱和裂变产物（NSFP ）：截面很小，达不到饱和。
裂变产物中毒：由于裂变产物的存在，吸收中子而引起的反应性变化。
堆芯寿期：一个新装料堆芯从开始运行到有效增值系数降到1时，反应堆满功率运行的时间。
转换比：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数停堆周期：全部无控制毒物都投入反应堆内时所具有的反应性。
第八章—温度效应与反应性控制反应性系数：反应堆的反应性相对于反应堆的某个参数的变化率成为该参数的反应性系数。
反应性温度系数：单位温度变化引起的反应性变化。
燃料温度系数：由单位燃料温度变化所引起的反应性变化。
慢化剂温度系数：由单位慢化剂温度变化所引起的反应性变化。
空泡系数：在反应堆中，冷却剂的空泡份额变化百分之一所引起的反应性变化。
功率反应性系数：单位功率变化所引起的反应性变化。
功率亏损：从零功率变化到满功率时反应性的变化。
00P PD d dP dPρρ∆=⎰ 剩余反应性：堆芯中没有任何控制毒物时的反应性。
控制毒物：控制毒物是指反应推中用于反应性控制的各种中子吸收体。
控制毒物价值：某一控制毒构投入避芯所引起的反应性变化量称为该控制毒物的反肢性或价值。
停堆深度：当全部控制毒物都投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性。
反应性控制的任务1. 采取各种切实有效的控制方式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满足反应堆长期运行的需要；2. 通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个堆芯寿期内保持较乎坦的功率分布，使功率蜂因子尽可能地小；3. 在外界负荷变化时，能调节反应堆功率，使它能适应外界负荷变化；4. 在反应维出现事故时．能迅速安全地停堆，并保持适当的停堆深度。
反应堆控制分类1. 紧急控制：当反应堆需要紧急停堆时，反应堆的控制系统能迅速引入一个大的负反应性，快速停堆，并达到一定的停堆深度。
要求有极高的可靠性。
2.功率调节：当外界负荷或堆芯温度发生变化时，引入一个适当的反应性，以满足反应堆功率调节的需要。
要求既简单又灵活。
3.补偿控制：反应堆的初始剩余反应性比较大，因而在堆芯寿期初，在堆芯中必须引入较多的控制毒物。
但随着反应堆运行，剩余反应性不断减小。
为了保持反应堆临界，必须逐渐地从堆芯中移出控制毒物。
反应性控制方式1.改变堆内中子吸收2.改变中子慢化性能3.改变燃料的含量4.改变中子泄漏目前反应堆采用的反应性控制方式：控制棒控制；固体可燃毒物控制；化学补偿控制。
控制棒控制控制棒控制反应性的快速变化：1.燃料的多普勒效应；2.慢化剂的温度效应和空泡效应；3.变工况时，瞬态氙效应；4.硼冲稀效应；5.热态停堆深度。
控制棒材料要求：1.具有很大的中子吸收截面；2.要求控制棒材料有较长的寿命；3.要求控制棒材料具有抗辐照、抗腐蚀和良好的机械性能，价格便宜。
控制棒价值控制棒积分价值：当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时，所引入的反应性。
控制棒积分价值：控制棒在堆芯不同高度处移动单位距离所引起的反应性变化。
控制棒之间的干涉效应：当一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中中子通量密度分布的畸变，势必会影响其它控制棒的价值。
这种现象称之为控制棒间的相互干涉效应。
可燃毒物控制可燃毒物材料的要求：1.具有比较大的吸收截面；2.要求由于消耗了可燃毒物而释放出开的反应性基本上要与堆芯中由于燃料燃耗所减少的剩余反应性相等；3.在吸收中子后，它的产物的吸收截面要尽可能地小；4.在维芯寿期末，可燃毒物的残余量应尽可能少；5.要求可燃毒物及其结构材料应具有良好的机械性能。
非均匀布置：非均匀布置的主要特点是在可燃毒物中形成了强的自屏效应，使可燃毒物的有效吸收截面减小。
化学补偿控制在一回路冷却剂中加入可溶性化学毒物，以代替补偿滓的作用，因此称为化学补偿控制，简称化控。
对化学毒物的要求：1.能溶解于冷却刑中，化学性质和物理性质稳定；2.具有较大的吸收截面；3.对堆芯结构部件无腐蚀性且不吸附在部件上。
化控主要用来补偿的反应性：1.反应堆从冷态到热态(零功串)时，慢化剂温度效应所引起的反应性变化；2.裂变同位素燃耗和长寿命裂变产物积累所引起的反应性变化；3.平衡员和平衡锣所引起的反应性变化。
化控的优点：1.化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀；2.化控不但不引起堆芯功率分布的畸变，而且与燃料分区相配合，能降低功率峰因子，提高平均功率密度；3.化控中的硼浓度可以根据运行需要来调节，而固体可燃毒物是不可调节的；化控不占栅格位置．不需要驱动机构，可以简化反应堆的结构，提高反应堆的经济性。
化控的缺点：主要缺点是水中硼浓度的大小对慢化剂温度系数有显著的影响，当水中的硼浓度超过某一值时，有可能使侵化剂温度系数出现正值。
硼微分价值：堆芯冷却剂中单位硼浓度变化所引起的堆芯反应性的变化量。
临界硼浓度：随着反应堆的运行，堆芯中反应性逐渐地减小，所以必须不断的降低硼浓度，使堆芯保持在临界状态。
这时的硼浓度称为临界硼浓度。
第九章—核反应堆动力学反应堆周期：反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间，也称为反应堆时间常数。
倍周期（倍增周期，T d）：堆内中子通量密度增长一倍所需的时间。
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以下，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。
2、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。
3、解释碘坑现象和强迫停堆时间。
常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常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。
4、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。
5、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；同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。