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反应堆物理
第一部分基础理论
堆 物 理(共470题)
1.从反应堆物理的角度看,良好的慢化剂材料应具有什么样的性能?
答案:
慢化剂是快中子与它的核发生碰撞后能减速成热中子的材料,这与它的三种中子物理性能有关:
ζ-平均对数能量缩减;Σs-宏观散射截面;Σa-宏观吸收截面。
综合评价应是ζ和Σs都比较大而Σa又较小的材料才是较好的慢化材料,定量地用慢化能力ζΣs和慢化比ζ和Σs/Σa来比较。
试列出常用慢化剂的慢化能力和慢化比。
四种常用慢化的慢化能力和慢化比列表如下:
水(H2O)
重水(D2O)
铍(Be)
石墨(C)
ΖΣs/cm-1
1.53
0.170
0.176
0.064
ζΣs/Σa
72
12000
159
170
2.定性地说明:
为什么燃料温度Tf越高逃脱共振吸收几率P越小?
答案:
逃脱共振吸收几率P是快中子慢化成热中子过程中逃脱238U共振吸收峰的几率,在燃料温度低的时候,σa共振峰又高又窄,如图所示,当燃料温度升高后,238U的σa的共振峰高度下降了,然而却变宽了,因而不仅原来共振峰处能量的中子被吸收,而且该能量左右的中子也会被吸收。
温度越高共振峰变得越宽,能被该共振峰吸收的中子越多,逃脱共振吸收几率P就越小,这种效应也称为多谱勒展宽。
3.试定性地解释燃料芯块的自屏效应。
答案:
中子在燃料中穿行一定距离时的吸收几率,可表示为:
P(a)=1-e-X/λ
其中λ为吸收平均自由程,X为中子穿行距离。
一般认为X=5λ时,中子几乎都被吸收了[P(a)→1]。
对于压水堆,燃料用富集度为3.0%的UO2,中子能量为6.7ev,穿行距离在5λa=0.0315cm内被吸收的几率为99.3%,所以很难有6.7ev的中子能进入到燃料芯块中心,这种现象称为自屏效应。
4.什么是过渡周期?
什么是渐近周期?
答案:
在零功率时,当阶跃输入-正反应性ρ0(ρ0<β)后,反应堆功率的上升速率(或周期)是随ρ0输入后的时间t而改变的(如图所示)。
反应堆的周期(e倍或倍增)在达到稳定之前,周期值均在变化,这段的反应堆周期称为过渡周期(或称瞬态周期)。
过渡期的长短与输入的正反应性ρ0有关,一般约为1-2倍的渐近周期值。
达到稳定之后的反应堆周期称为渐近周期(或称稳定周期)。
一般所称反应堆周期指的是渐近周期。
5.简述控制棒设计的基本原则。
答案:
控制棒设计的基本原则应是:
安全可靠、机动灵活及不对堆内功率分布产生过大的扰动。
控制棒应有足够大的总价值,能可靠地达到紧急停堆的要求,特别是在“卡棒”条件下,即有一束最大价值的控制棒“卡”在堆顶不下落的条件下,也能实现安全停堆。
机动灵活的原则,微分价值不能太小,以快速控制功率的意外波动。
微分价值也不能太大,否则会给弹棒事故带来严重后果。
控制棒都采用数量多、尺寸小的设计原则,是为了减少控制棒移动对堆芯功率分布的影响。
6.简单分析慢化剂平均温度Tavg对控制棒价值的影响。
答案:
慢化剂平均温度对棒价值有重要影响,当慢化剂温度升高(也即功率升高时)时,其密度降低了,中子在慢化剂中平均穿行距离变大了,这样中子被控制棒吸收的几率变大了,也即控制棒的作用范围变大了,这意味着慢化剂温度升高,棒的价值变大了。
7.试分析说明堆芯燃耗对控制棒价值的影响。
答案:
在同一功率水平运行下,堆芯燃耗的加深,裂变产物(其中主要是中子毒物)积累量随燃耗的增长,也能使控制棒价值增大。
这主要是因为裂变产物强烈地吸收热中子,使堆内中子谱硬化,超热中子增多,而Ag-In-Cd控制棒又有很强的超热中子吸收能力的缘故。
8. 何谓“卡棒”原则?
制定“卡棒”准则有什么作用?
答案:
反应堆运行在任何工况下,当一束反应性价值最大的控制棒卡住在堆芯顶部不能下插,此时也能实现反应堆热态停堆的设计准则。
这是一个留有保险裕度的安全准则,而且能保证在停堆后提出任何一束控制棒进行试验或检修时的核安全。
11. 简述控制棒滑步对堆功率及分布的影响。
答案:
由于控制棒向下滑步是引入负反应性,从而使堆功率下降,因此对堆的安全不会造成严重后果。
但单束棒的滑步(极限情况是下降到底而无法提升)会产生象限功率倾斜,增大堆芯功率不利因子,若堆功率仍然维持在满功率运行,则必然增大潜在的核安全风险,详见落棒事故分析报告。
12. 简述控制棒失控提升对堆功率及分布的影响。
答案:
控制棒失控提升将逐步累积地增加正反应性,导致反应堆功率急剧增加,如不能有效地实现紧急停堆,将使堆芯发生DNB,引起燃料元件破损,因而这是一种严重的事故工况。
由于单束棒的失控连续提升,堆芯产生严重的功率倾斜。
在提升棒位置形成很大的局部中子通量峰,这又继续加大局部燃料元件烧毁的可能性。
13. 给出象限功率倾斜比的定义。
答案:
这是根据通量测量确定的一个无量纲量。
它们是从4个功率探测器每6段功率放大器的输出信号(已标定的输出)所得出的量,其目的是随时给出堆芯象限功率倾斜的程度。
象限功率倾斜比QPTR定义为:
象限功率倾斜比是功率量程电离室上半部或下半部的最大测量值与上半部或下半部平均值之比中较大的那个比值。
14. 当确定象限功率倾斜比在1.02-1.09之间时,运行时采取的基本措施是什么?
答案:
当反应堆功率>50%运行时:
在达到下列情况之一以前,至少每小时计算一次象限功率倾斜比:
a象限功率倾斜比降低到其限值范围办,或
b热功率降低到50%额定热功率经下。
须在2小时内做到下面二条之一:
a使象限功率倾斜比降低到其限值内,或
b对于所指示的象限功率倾斜比,超过1.0的每1%须至少降低3%额定热功率,同时类似地须在此后4小时内降低功率量程中子通量停堆保护高定值。
超过限值后的24小时内验证象限功率倾斜比是否在其限值范围内,否则在此后的2小时内把反应堆功率降低到50%额定热功率以下,同时把停堆保护的功率量程中子通量高定值在此后4小时内降低到55%额定热功率的定值。
在提升功率前须查明原因。
在进行50%额定热功率以上功率运行时,须经过在此功率水平下对象限功率下对象限功率倾斜比进行每小时1次共12小时的验证,证明象限功率倾斜比在正常值内;或者直到验证了95%或以上的额定功率下倾斜比是可接受的。
15. 说明上题中采取基本措施的理由是什么?
答案:
由于径向功率倾斜的增加,即径向功率不均匀因子(FTQ)增加,势必导致总的不均匀因子的增加(FTQ)。
根据估算,径向功率倾斜比上升1%,则总的不均匀因子(FTQ)增加3%。
为了保证最大线功率密度不超过限值,所以当径向功率倾斜比为1.02-1.09时,功率降至70%的额定功率是能保证安全的。
限定运行时间的理由有二:
留有一定的时间供运行人员对显示的周向功率倾斜比作进一步检查和校核,以排除测量仪器、仪表及测量系统的故障,确认原显示值是正确的。
防止发生各燃料组件燃耗过大的不均匀性,以免局部燃料元件燃耗过大而破损。
16. 何谓控制棒的反应性价值?
控制棒价值的大小与什么成正比?
答案:
控制棒的反应性价值,简称控制棒价值,是指在堆芯内有控制棒存在时和没有控制棒存在时的反应性之差。
控制棒在其结构确定之后即控制棒大小,形状和材料决定之后,其反应性价值与控制棒所在位置的中子价值成正比,也即与所在位置的中子通量密度的平方成正比。
以Keff的六因子公式(即Keff=η·ε·ρ·f·Pth·Pf)为基础,简要分析控制棒对Keff的影响。
泄漏几率(Pth、Pf)。
热中子利用系数表示式为f=
,可见插入控制棒后ΣRa将增大,导致f增大,从而使Keff减小,这是主要影响。
式中ΣUa、ΣMa、ΣRa、ΣPa分别表示燃料、慢化剂(包括可溶硼)、控制棒、及裂变产物对热中子的吸收,控制棒中的Cd是强的热中子吸收剂。
由于控制棒是强中子吸收体,所以它对逃脱共振吸收几率P有明显的影响。
根据P的定义可知,如果超热吸收强烈,则经慢化而能达到热能区的中子数就小了,故控制棒的插入使P值减小,从而Keff下降。
两群扩散近似的中子不泄漏几率表示式为:
P=Pth·Pf=
当控制棒插入堆芯时,中子年龄变大,堆的几何曲率B2也变大,致使Pf变小。
同时控制棒插入后增加了对热中子的吸收,相当于增加了热中子的泄漏,所以Pth也减小,总的来说,控制棒的插入使中子的不泄漏几率P=Pth·Pf减小。
这是次要的。
17.何谓控制棒组的微分价值和积分价值?
它们应如何估算?
答案:
控制棒微分价值是指控制棒每移动一步所引入的反应性变化。
其单位常用pcm/step。
显然这是个微分量,计算式为DRW=
,通常假定该高度附近,棒的微分价值不随高度而变,则可用移动的步数除移动后所引入的反应性量来计算,即DRW
。
当控制棒从一参考位置移动到某一高度后,所引入的反应性称为这个高度上的积分价值。
△ρ(S1、S2)=
,若参考位置选在全插位置,则是提棒向堆芯引入的正反应性。
当终点选在全提位置则是整束(组)棒引入的正反应性。
反之参考位置选在全提位置,终点选在全插位置,则是全棒束(组)全插后引入的负反应性。
18.为什么要对T4棒组作插入限制和咬量大小的规定?
答案:
作插入限制的原因有:
保证在任何功率运行下有足够的停堆深度;
防止插入过量后造成下半堆芯过度的局部功率峰;
减小了弹棒事故后果的严重性。
保证其有适当的微分价值(通常规定为2.0-2.5pcm/步),以确保对温度、功率、汽泡、硼浓度等小反应性变化起到快速响应的作用。
19.给出并解释Keff与堆芯寿期的关系曲线。
答案:
对一座新堆(或换料后的堆芯),其燃料装载量比临界质量要多,初始Keff比较大,即剩余反应性比较大,除了冷态临界至热态满功率的温度效应及功率亏损外,还必须用控制棒,可溶硼及可燃毒物来补偿,才能在反应堆中实现自持链式反应(反应堆在满功率下临界运行)。
在寿期初(BOL),平衡氙,最大氙毒的负反应性使Keff急剧下降。
随后,随着燃耗的增加,Keff逐渐减小。
直至Keff到1.0时完成该堆芯循环寿期的运行。
下图给出Keff与堆芯燃耗的关系曲线。
曲线有两条TL1和TL2分别对应于最大氙和平衡氙情况。
20.什么是“延长运行”?
为什么要延长运行?
以什么方式来实现延长运行?
答案:
“延长运行”是指提高这一循环燃料的燃耗达到延长换料周期的运行方式。
反应堆在满功率平衡氙下运行到寿期末(EOL),Keff已接近于1.0,按计划已到换料时间,但由于主观上(电厂本身)或客观上(电网)的要求,必须再继续运行一段时间。
实现延长运行的方式有两种,一是降低功率运行,利用功率亏损和平衡氙毒所释放的正反应性延长运行。
二是降低冷却剂平均温度运行,这是利用温度效应所释放的正反应性延长运行。
原理上,降低冷却剂平均温度运行比较有利,因为可以在较高功率上运行一段时间,但实际上往往会带来控制系统的变更等的问题,实现起来有一定的困难。
21.试在坐标图上定性地绘出一新建电站的压水堆两种情况下临界硼浓度随燃耗的变化曲线:
(1)热态满功率,无控制棒,无可燃毒物;
(2)热态满功率,无控制棒,有可燃毒物。
22.试对上题中两条临界硼浓度随燃耗的变化曲线的相同点及不同点给出简要说明。
答案:
寿期初硼浓度的起点不同,因有可燃毒物存在,补偿了部分反应性,故有可燃毒物的曲线起始硼浓度要低得多;
由零氙到平衡氙,硼浓度的急剧下降其幅度和速率基本相同,这是因为平衡氙毒的反应性是相同的;
平衡氙建立后临界硼浓度随燃耗的下降速率不同,有可燃毒物的曲线下降速率要慢得多,因为可燃毒物也随燃耗、释放出正反应性,特别是寿期初,可燃毒物浓度高,大量燃耗,补偿了燃料的燃耗反应性,所以有一段时间几乎临界硼浓度不下降;
寿期末,两曲线的循环寿期不同,无可燃毒物的比有可燃毒物的长。
燃耗差值的产生是因为可燃毒物不可能燃耗干净,再加之其不锈钢的包壳对中子的吸收,占去了部分的反应性。
23.运行期间,中子通量受哪些因素的影响?
试举三例。
答案:
1. 控制棒 2. 慢化剂密度 3. 中子毒物(裂变产物,可燃毒物) 4. 堆芯装载情况 5. 燃耗
24. 中子与原子核相互作用有吸收和散射两种形式,吸收又包括 俘获 、 裂变 和 (n,a)等形式,散射又有 弹性散射 和 非弹性散射 。
25.宏观截面Σ表示一个中子与一立方厘米内原子核发生核反应的 平均几率 ,其单位是 cm-1。
宏观截面与 核密度 和 微观截面 有关,它们的关系式是 Σ=Nσ。
26.中子按照能量分为 快中子 、 中能中子 、 热中子 ,绝大多数裂变中子是 快中子 ,需经过散射碰撞而降低速度,这个过程叫 慢化 。
27.U235一次裂变,平均放出中子 2.43 个,平均释放能量 200Mev,大部分能量是以 裂变碎片的动能形式 释放出来的。
裂变中子中的 0.65% 是由裂变产物放出的缓发中子。
28.燃料235U的富集度(或称加浓度,浓缩度)的定义:
U235质量/(U235+U238)质量 。
29.压水反应堆中,用水做 冷却 剂和 慢化 剂,用于前者是因为它有 导热性好 、 液体粘度小 、 稳定性好 及 吸收截面小 的性质,用于后者是因为它有 原子质量小 、 吸收截面小 和 价格低 的性质。
30.反应堆运行时,由于裂变产生的毒物中主要有 氙毒 和 钐毒 ,在长时间的稳定功率下运行时毒物是 动态平衡 的。
31.反应堆运行过程中,对运行影响较大的毒物是 Xe135、其产生与衰变链是:
Te135
→I135
→Xe135
→Cs135
→Ba135(稳定)
32.碘坑形成的原因是I135的半衰期比Xe135的半衰期短和Xe135的积累 。
33.反应堆内采用的慢化剂常用核素是 H 、 C ,在压水堆中采用的是 H2O 。
34.中子在反应堆内有 产生 、 泄漏 、 慢化 、 俘获 和 引起裂变 五个过程。
35.可做核燃料的物质同位素有、 U235 、 U233 、 Pu239 。
36.核裂变具有、 产生裂变碎片 、 放出能量 、 产生中子 和 射线 等特点。
37.压水堆核燃料包壳是 锆-4合金 ,其工作允许温度为 360℃ 。
38.常用控制棒材料有 硼 、 银 铟 和 镉 等,秦山核电厂用的是 Cd-In-Ag 。
39.反应堆运行时,氙的消失有 自衰变 和 吸收中子 两种途径。
40.反应堆结构材料的选择原则是 强度好 、 辐射和化学稳定性好 和 吸收截面小 等。
41.中子从堆内逃逸的现象叫 泄漏 ,为减少这种损失,在堆芯周围装有 反射层 。
42.氙毒是由于气态裂变产物 氙气 具有很大的 吸收截面 而构成的反应性损失。
43.反应性温度系数是 温度变化一度反应性的变化 ,在功率运行时,它包括燃料温度系数,又叫 瞬发温度系数 ,它的效果是 瞬发 的,它是由 多普载效应 引起的。
还包括慢化剂温度系数,它的效果是 缓发 的。
在多数情况下燃料温度系数的绝对值 小于 慢化剂温度系数的绝对值。
44.在各种反应性的损失中,只在运行时才出现而停堆一段时间后可以恢复的有 氙毒 , 燃料温度效应 和 慢化剂温度效应 ,属于永久性的损失而不能恢复的是 燃耗 和 钐毒 。
45.由于在堆芯内局部沸腾产生的 汽泡 引入的反应性的变化称为 反应性空泡效应 。
46.中子有效增殖因数的定义为:
Keff=
它主要决定于 燃料加浓度 和 堆体结构 。
47.反应性的定义是 (Keff-1)/Keff 。
在Keff偏离1较大的情况下,定义为 LnKeff2/Keff1 它表示堆内中子数的 相对 变化。
48.写出无限介质增殖因数的四因子公式 K∞=εfηp ,这因子分别被称为 快中子倍增系数 ε, 有效裂变中子数 η, 热中子利用系数 f, 逃脱共振吸收几率 p。
49.反应堆有 次临界 、 临界 、 超临界 三种状态,他们的中子有效增殖因数Keff分别为 <1 、 =1 和 >1 。
在稳定功率运行时反应堆处于 临界状态 ,而停堆时是处在 次临界状态 。
50.反应堆瞬发临界条件是 ρ≥β ,其机理为 仅靠瞬发中子的贡献就能维持临界 ,其特征是 功率倍增周期极短 ,这种瞬发临界工况是绝对不允许发生的,在设计上已加以防止。
51.反应堆控制方式有 吸收中子的控制 、 泄漏中子的控制 、 燃料质量的控制 等。
最常用的是 吸收中子的控制 。
52.控制棒的反应性当量大小主要取决于 棒的材料 和所在位置的 中子通量 。
53.在源次临界反应堆内,中子密度与Keff的关系为 n=S0/1-Keff 。
54.反应堆功率周期定义是 反应堆功率变化e倍所需时间 ,数学表达式为 N=N0e-t/T ,开堆时一般测量功率增长 1倍所用时间,即倍增周期,它近似等于 0.693 倍的e倍周期。
55.反应堆性与反应堆稳定周期的关系:
56.氙毒的定义是 Xe135吸收的热中子数/可裂变材料吸收的热中子数 。
57.反应堆停堆后仍然要释放余热,其大小与 堆功率 、 停堆时间 有关。
58. 当某一控制棒束(组)插入或提出堆芯时所引起的反应性变化 称为此控制棒束(组)的反应性价值。
59.功率反应性系数是 单位功率变化所引起的反应性变化 ,也称为 功率系数 。
60.反应性ρ绝对单位是 Δk/k ,常用单位是 pcm ,两单位的换算是 1pcm=1×10-5Δk/k ,中子通量单位是 中子/cm2·秒 。
61.反应性的定义是(Keff-1)/Keff,它表示一代中子数的 A 。
A:
相对变化B:
绝对变化C:
数量级的变化
62.反应堆功率正比于 B 。
A:
最大通量B:
平均通量C:
最小通量
63.启动后,处于功率提升阶段运行的反应堆,氙将随时间增加而增大,其原因是 A 。
A:
碘的浓度未达到平衡 B:
氙的浓度未达到平衡 C:
A+B
64.碘坑中启动的反应堆,其临界棒位将比正常启动时的棒位 A 。
A:
高B:
低C:
相同
65.碘坑中启动后的反应堆,控制棒将不断下插,其原因是 B 。
A:
氙的自衰变B:
中子消毒C:
A+B
66.反应堆从高功率降到低功率运行,其它参数不变,控制棒将不断提升,其原因是 C 。
A:
氙的自衰变减少B:
氙的中子消毒减少 C:
氙增加了
67.处在临界状态下的反应堆的功率是 C 。
A:
很高的B:
一定的C:
任意的
68.水作为慢化剂,一方面使中子慢化,另一方面又吸收中子,如果在堆内水的慢化作用是主要的,这时汽泡的产生将使反应性 B ,如水在堆内吸收作用是主要的,汽泡的产生使反应性 A 。
A:
增加B:
下降C:
不变
69.反应堆次临界时的外推临界试验中,使用的外推临界图的理论依据是 C 。
A:
B:
ρ=
C:
=
70.若反应堆在启动临界后的t秒内,通量增加到原来的1.5倍,换成周期为 C 。
A:
T=t/1.5B:
T=t×1.5C:
T=t/In1.5D:
T=t×In1.5
71.秦山核电厂反应堆内气泡反应性系数为 B 。
A:
正B:
负C:
零
这表明水在反应堆内的中子慢化作用比中子吸收作用更为 A 。
A:
主要B:
次要C:
同等重要
72.只有在停堆后才有碘坑,这种说法是 B 的。
A:
对B:
不对
73.缓发中子的存在使中子倍周期 A 。
A:
变大B:
变小C:
不变
74.在有源的次临界反应堆内,中子通量是 C 的。
A:
不断上升B:
不断下降C:
一定
75.停堆后碘坑形成的原因是由于 B 。
A:
氙衰变减小,由碘衰变的氙增加
B:
由碘衰变的氙增加,氙的消失减小
C:
氙衰变和燃耗减小,由碘衰变的氙达到平衡
76.压水反应堆的自稳定性能是由 B 实现的。
A:
调节控制棒B:
负温度系数反馈C:
A+B
77.额定参数下的反应堆在碘坑中临界棒位比在稳定运行下达到氙平衡时的临界棒位 A 。
A:
高B:
低C:
相同
78.反应堆迫近临界过程中,反应性连续引入当量和速度愈大,达到临界时堆外探测器的计数率 B 。
A:
愈高B:
愈低C:
无影响
79.反应堆超临界后,设中子计数率在第一个30秒内从1000CPS增加到2000PCS,在第二个30秒内从2000CPS增加到4000CPS,则在这两个过程中引入反应堆反应性ρ的大小 C 。
A:
增加B:
减小C:
未改变
80.核反应中,必须遵守哪些守恒定律?
答案:
应遵守:
核子数守恒:
反应前后核子数相等
电荷数守恒:
反应前后电荷的代数和相等
动量守恒:
反应前后的动量代数和相等
能量守恒:
包括静止质量能在内,反应前后能量守恒。
81.中子与靶核的作用有哪些类型的核反应?
答案:
有弹性散射(n,n),非弹性散射(n,n’),辐射俘获(n,r),放出带电粒子的反应(n,p)(n,ρ)(n,α),放出几个中子的反应(n,2n)(n,3n),裂变反应(n,f)。
82.在压水堆内最重要的中子与核的反应是哪些?
答案:
最重要的弹性散射(n,n),辐射俘获(n,r),重核的裂变(n,f)等。
83.什么是中子的弹性散射?
答案:
中子与靶核作用后,中子重新射出,而靶核内能不变,可近似想象为两个弹性小球的碰撞,反应前后动量守恒,动能也守恒。
这种反应称为弹性散射。
84.最有效的弹性散射是什么?
答案:
最重要的最有效的弹性散射是中子与氢核的弹性散射,任何能量的快中子经一次与氢核的弹性散射后,就能慢化成热中子。
85.弹性散射在反应堆内有何重要意义?
答案:
在热中子反应堆内,快中子慢化成热中子,主要就是通过这种过程来完成的。
86.什么是中子与靶核的非弹性散射?
答案:
中子与靶核作用后,也放出一个中子,但靶核的内能发生了变化,反应过程中动能不守恒,这是与弹性散射的根本不同点。
常以(n,n’)表示这类反应。
非弹性散射也是快中子慢化的一个途径。
87.什么是辐射俘获反应?
(n,γ)
答案:
靶核俘获中子放出γ射线,称这类反应为辐射俘获反应。
88.举例说明辐射俘获反应的反应堆内的重要意义?
答案:
堆内有大量的辐射俘获发生,并对反应堆的运行有重要意义,如:
238U(n,γ)239U,239U经衰变为239Pu是再生燃料239Pu生成反应。
113Cd(n,γ)114Cd,这是控制棒吸收热中子的主要反应,是113Cd成为控制棒材料的重要根据。
89.什么是放出带电粒子的反应?
答案:
中子与靶核作用生成一个新核并放质子(p+)、α粒子等的反应,因质子和α粒子是带电荷的粒子,故称此类反应为放出带电粒子的反应。
90.举例说明放出带电粒子反应在反应堆内的重要意义?
答案:
(1)16O(n,p)16N,这一反应一方面是使水(H2O)辐射分解,产生氢离子。
另一方面16N衰变放出β和γ,使水带放射性,为蒸汽发生器传热管破损提供重要的检查手段。
(2)10B(n,α)7Li,这是压水堆中溶硼控制或可燃毒物控制中发生的主要反应。
91.除可裂变核在裂变反应后能放出2个或多个次级中子以外,堆内还可能产生这样的反应吗?
答案:
还可能,当高能中子轰击靶核,有时可能有2个或多个次级中子,这类反应只有在中子能量>15Mev以上才能发生,而且反应截面很小,在堆内发生得很小,因而在考虑中子循环过程中,这种可能是被忽略的。
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