《核反應(yīng)堆物理分析》是高等學(xué)校核能科學(xué)與工程專業(yè)的教材，也可供核科學(xué)與技術(shù)有關(guān)專業(yè)的工程技術(shù)人員及研究人員參考。

核反應(yīng)堆物理分析_《核反應(yīng)堆物理分析》 -簡(jiǎn)介

《核反應(yīng)堆物理分析》介紹核反應(yīng)堆物理的基礎(chǔ)理論、物理過(guò)程和分析計(jì)算方法。內(nèi)容包括：與堆物理有關(guān)的核物理知識(shí)，中子在介質(zhì)中的慢化和擴(kuò)散，臨界理論，非均勻堆的計(jì)算、燃耗、反應(yīng)性控制、反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)和堆芯燃料管理。

本書(shū)主要討論裂變反應(yīng)堆的物理理論基礎(chǔ)和它的計(jì)算方法。盡管裂變反應(yīng)堆包含許多類型，但其物理過(guò)程都是相類似的。所有裂變反應(yīng)堆內(nèi)的主要核過(guò)程都是中子與核反應(yīng)堆內(nèi)各種核素的相互作用過(guò)程。如在熱中子反應(yīng)堆內(nèi)，裂變中子具有2MeV左右的平均能量，首先經(jīng)過(guò)與慢化劑原子核的碰撞而被慢化到熱能，最后被各種材料的原子核所吸收或逸出堆外，其中核燃料吸收中子將可能引起新的裂變。因此，在討論核反應(yīng)堆的物理過(guò)程之前，必須對(duì)不同能量的中子與各種材料的原子核的相互作用有一定的了解。

核反應(yīng)堆物理分析_《核反應(yīng)堆物理分析》 -目錄

第1章核反應(yīng)堆的核物理基礎(chǔ)
1.1中子與原子核的相互作用
1.1.1中子
1.1.2中子與原子核相互作用的機(jī)理
1.1.3中子的散射
1.1.4中子的吸收
1.2中子截面和核反應(yīng)率
1.2.1微觀截面
1.2.2宏觀截面、平均自由程
1.2.3核反應(yīng)率、中子通量密度和平均截面
1.2.4截面隨中子能量的變化
1.2.5核數(shù)據(jù)庫(kù)
1.3共振吸收
1.3.1共振截面――單能級(jí)布賴特一維格納公式
1.3.2多普勒效應(yīng)
1.4核裂變過(guò)程
1.4.1裂變能量的釋放、反應(yīng)堆功率和中子通量密度的關(guān)系
1.4.2裂變產(chǎn)物與裂變中子的發(fā)射
1.5鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)
1.5.1自續(xù)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)和臨界條件
1.5.2熱中子反應(yīng)堆內(nèi)的中子循環(huán)
參考文獻(xiàn)
習(xí)題
第2章中子慢化和慢化能譜
2.1中子的彈性散射過(guò)程
2.1.1彈性散射時(shí)能量的變化
2.1.2散射后中子能量的分布
2.1.3平均對(duì)數(shù)能降
2.1.4平均散射角余弦
2.1.5慢化劑的選擇
2.1.6中子的平均壽命
2.2無(wú)限均勻介質(zhì)內(nèi)中子的慢化能譜
2.3均勻介質(zhì)中的共振吸收
2.3.1均勻介質(zhì)內(nèi)有效共振積分及逃脫共振俘獲概率
2.3.2有效共振積分的近似計(jì)算
2.4熱中子能譜和熱中子平均截面
2.4.1熱中子能譜
2.4.2熱中子的平均截面
參考文獻(xiàn)
習(xí)題
第3章中子擴(kuò)散理論
3.1單能中子擴(kuò)散方程
3.1.1斐克定律
3.1.2單能中子擴(kuò)散方程的建立
3.1.3擴(kuò)散方程的邊界條件
3.1.4斐克定律和擴(kuò)散理論的適用范圍
3.2非增殖介質(zhì)內(nèi)中子擴(kuò)散方程的解
3.3反照率
3.4擴(kuò)散長(zhǎng)度、慢化長(zhǎng)度和徙動(dòng)長(zhǎng)度
參考文獻(xiàn)
習(xí)題
第4章均勻反應(yīng)堆的臨界理論
4.1均勻裸堆的單群理論
……
第5章分群擴(kuò)散理論
第6章柵格的非均勻效應(yīng)與均勻化群常數(shù)的計(jì)算
第7章反應(yīng)性隨時(shí)間的變化
第8章溫度效應(yīng)與反應(yīng)性控制
第9章核反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)
第10章壓水堆堆芯燃料管理
附錄
索引

核反應(yīng)堆物理分析_《核反應(yīng)堆物理分析》 -摘要

第1章核反應(yīng)堆的核物理基礎(chǔ)
核反應(yīng)堆是一種能以可控方式實(shí)現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)的裝置。根據(jù)原子核產(chǎn)生能量的方式，可以分為裂變反應(yīng)堆和聚變反應(yīng)堆兩種。當(dāng)今世界上已建成和廣泛使用的反應(yīng)堆都是裂變反應(yīng)堆，聚變反應(yīng)堆目前尚處于研究設(shè)計(jì)階段。裂變反應(yīng)堆是通過(guò)把一個(gè)重核裂變?yōu)閮蓚€(gè)中等質(zhì)量核而釋放能量。它是由核燃料、冷卻劑、慢化劑、結(jié)構(gòu)材料和吸收劑等材料組成的一個(gè)復(fù)雜系統(tǒng)。按用途不同，裂變反應(yīng)堆可分為生產(chǎn)堆、實(shí)驗(yàn)堆和動(dòng)力堆。按冷卻劑或慢化劑的種類不同可分為輕水堆、重水堆、氣冷堆和液態(tài)金屬冷卻快中子增殖堆。按引起裂變反應(yīng)的中子能量不同，又可分為熱中子反應(yīng)堆和快中子反應(yīng)堆。

本章首先概略地介紹核反應(yīng)堆物理分析中經(jīng)常用到的有關(guān)中子與原子核相互作用的一些核物理知識(shí)，然后定性地討論實(shí)現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的條件和熱中子反應(yīng)堆內(nèi)的中子循環(huán)過(guò)程。這些核物理知識(shí)，讀者在先修課程“原子核物理基礎(chǔ)”或“核輻射物理”中均已熟悉，本章只是把在反應(yīng)堆物理分析中需要用到的一些重要概念和結(jié)論加以概述。
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