快化中子是核反應中,未經過慢化劑慢化的中子。將它們命名為快化中子可以將其區別于于低能的熱中子、以及通常在宇宙射線或者加速器中產生的高能中子。快化中子通常由核反應例如核裂變產生。中子的電中性讓它不僅很難偵測,也很難被控制。電中性使得我們無法以電磁場來加速、減速或是束縛中子。
基本介紹
- 中文名:快化中子
- 定義:核反應中,未經過慢化劑慢化的中子

快化中子是核反應中,未經過慢化劑慢化的中子。將它們命名為快化中子可以將其區別于于低能的熱中子、以及通常在宇宙射線或者加速器中產生的高能中子。快化中子通常由核反應例如核裂變產生。中子的電中性讓它不僅很難偵測,也很難被控制。電中性使得我們無法以電磁場來加速、減速或是束縛中子。
快化中子是核反應中,未經過慢化劑慢化的中子。將它們命名為快化中子可以將其區別于于低能的熱中子、以及通常在宇宙射線或者加速器中產生的高能中子。快化中子通常由核反應例如核裂變產生。中子的電中性讓它不僅很難偵測,也很難被控制。...
快中子可以通過中子慢化過程轉變為熱中子。中子慢化主要依靠減速劑。在核反應堆中,通常使用重水、輕水、或石墨來使中子減速。快中子反應堆 快堆是一種以快中子引起易裂變核鈾-235或鈽-239等裂變鏈式反應的堆型。快堆的一個重要特點是:運行時一方面消耗裂變燃料(鈾-235或鈽-239等),同時又生產出裂變燃料(鈽-...
快中子反應堆是指沒有中子慢化劑的核裂變反應堆。通常的核裂變反應堆,為了提升核燃料的鏈式裂變反應的效率,需要將裂變產生的高速中子(快中子)減速成為速度較慢的中子(熱中子),通常加入較輕的原子核構成的中子慢化劑,比如輕水,重水等等,利用裡面的氫原子作為高速中子碰撞減速的中子慢化劑。背景 原子能的釋放、...
快中子增殖反應堆類型 由於堆內要求的中子能量較高,所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料,即快堆中無慢化劑。快堆中的冷卻劑主要有兩種:液態金屬鈉或氦氣。根據冷卻劑的種類,可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆 氣冷快堆由於缺乏工業基礎,而且高速氣流引起的振動以及氦氣泄漏後堆芯失冷時的問題較大,...
快中子活化分析 快中子活化分析(fast neutrcm activatirm ruralysi)。用能量在 0.5MeV約lOMc V範圍內的中子照肘樣.i.的活化分析方法。快中子活化分析, 其反應主要為彈性散肘、非彈性散射、(n,p).tn,u和(n,2n)等。
Pu-239→快中子+U238→U239(β衰變)→Pu-239(循環)套用 在大型快堆中,平均每10個鈾-235原子核裂變可使12至14個鈾-238轉變成鈽-239。這樣,鈽-239裂變,在產生能量的同時,又不斷地將鈾-238變成可用燃料鈽-239,而且再生速度高於消耗速度,核燃料越燒越多,快速增殖。所以這種反應堆又稱'快速增殖堆'。...
中子(Neutron)是構成原子核的重要粒子之一,帶電中性,由英國物理學家詹姆斯·查德威克(James Chadwick)於1932年首次發現,標誌著原子結構理論的重要進展。中子的發現解決了當時原子質量與質子數不符的難題,並為後來的核物理、核能開發和粒子物理研究奠定了基礎。理論上,現代對中子的理解已相對成熟,其作用在核裂變...
由快中子引起裂變鏈式反應並將所釋放出來的熱能轉換為電能的核電廠。由於快中子反應堆在運行時,能在消耗易裂變核素的同時生產易裂變核素,且能使所產多於所耗,實現核裂變核素的增殖,故稱為快中子增殖堆(簡稱快堆)核電廠。增殖工作原理 自然界存在的唯一易裂變核素是鈾-235,它在天然鈾中的豐度只有0.71%。而約...
快中子散射相機技術研究是西北核技術研究院張顯鵬主持的青年科學基金項目,旨在開發一種無需準直器的新型中子成像裝置。該技術通過中子與閃爍體的兩次n-p散射同步獲取粒子能量、方位信息,並實現中子與伽馬射線的甄別。該技術基於MeV級中子探測原理,採用多探測器結構最佳化設計,結合波形甄別與飛行時間分析法提升中子識別能力...
快中子實驗堆是指利用快中子實現鏈式裂變反應的實驗堆。主要用於考驗快中子反應堆內材料的特性和系統的性能。概述 目前的核電站中,大多數使用的是輕水堆。輕水堆以鈾-235為燃料,以水作慢化劑和冷卻劑,水的作用是將裂變產生的快中子慢化和導出堆芯熱量。發電能力為100萬千瓦的輕水堆,每天使用約3公斤鈾-235。雖...
快中子增殖因數ε是由一個初始裂變中子所得到的、慢化到U-238裂變閾能以下的平均中子數。由於初始裂變中子中,大約有60%的中子其能量在U-238裂變閾能(1.1MeV)以上,這些中子與U-238核作用時,有一部分能引起U-238裂變而產生快中子,這一過程稱為U-238的快中子增殖效應。中子的電中性讓它不僅很難偵測,也很難被控制。電中性使
快中子脈衝堆是指脈衝堆中引起核裂變的中子以快中子為主的脈衝堆。原理 脈衝堆(Pulsed Reactors)定義為能重複產生可控制的核裂變脈衝的一種裝置或核反應堆,其中子和γ核輻射脈衝半高寬為幾微秒到幾毫秒。它是美國和前蘇聯在20世紀50年代為了研究核系統在超瞬發臨界下的特性和研究物質、材料和器件在瞬發脈衝中子、...
在實際工作中,經常會遇到可裂變物質的水溶液。由於中子在水中慢化,這類物質組成了均勻熱中子增殖系統。本文著重研究的是這類系統,並且限於不帶反射層的情況。盛有溶液的薄壁容器是這種情況的典型代表。但是本文的方法和結論中有些部分可以推廣到有反射層情況或快中子系統去。均勻熱中子增殖系統的臨界條件是它的幾何...
快中子的總產額驪弄顴頤斤碩驪快中子的產額 且有Elf。熱中子引起重核裂變時,每消耗f箇中子,放出 能量範圍為U--3UMeV的。箇中子,其中有一部快中子也能 使x: I核發生裂變z sU的裂變闡為、lh'IcV ,從而使中子 數增加為。。個,因它們很快被慢化,由快中子裂變而造成的 中子數的增殖是很小的。
快中子增殖堆燃料組件是由幾十根到幾百根燃料棒按正三角形點陣排列鑲嵌在導軌式格柵上,再裝入六角形外套管而組成的。外套管上端有組件操作機構,下端有組件定位管座(見圖)。快堆燃料組件的製造主要包括燃料芯塊製備,燃料棒製造和燃料組件組裝。燃料芯塊製備 目前建成的快堆大多數採用鈾鈽混合氧化物(UO₂-PuO₂)...
快堆是一種以快中子引起易裂變核鈾-235或鈽-239等裂變鏈式反應的堆型。簡介 英譯 Fast Breeder Reactor(FBR)重要特點 運行時一方面消耗裂變燃料(鈾-235或鈽-239等),同時又生產出裂變燃料(鈽-239等),而且產大於耗,真正消耗的是在熱中子反應堆中不大能利用的、且在天然鈾中占99.2%以上的鈾-238,鈾-238...
外國學者用中子活化分析技術已積累了許多資料。通過對古陶瓷的大量數據積累從中選出地域性特徵微量、痕量元素及其含量,用現代陶器、源粘土進行對比,進一步推斷古陶瓷的製作年代和燒制地點。我國也用此法進行研究.中子活化分析在水泥生產過程中用來測量物料成分。特別適用於生料配料及預均化堆場。不需取樣,直接測量通過...
鈉冷快中子堆是以液態金屬鈉作為冷卻劑的快中子核反應堆,其堆芯由燃料區和增殖再生區構成,採用氧化鈾與氧化鈽混合燃料。該堆型按結構分為迴路式與池式:迴路式通過獨立管路連線設備,維修便利但系統複雜;池式將堆芯與主設備浸入鈉池,具備更高安全性。鈉冷快堆具有中子吸收率低、導熱性能優異的特點,支持核燃料...
中國散裂中子源的主要工作原理通過離子源產生負氫離子,利用一系列直線加速器將負氫離子加速到80兆電子伏,之後將負氫離子經剝離作用變成質子後注入到一台快循環同步加速器中,將質子束流加速到1.6吉電子伏的能量,引出後經束流傳輸線打向鎢靶,在靶上發生散裂反應產生中子,通過慢化器、中子導管等引向中子譜儀,...
液態金屬快中子反應堆,一種由快中子或高能(10千電子伏~2兆電子伏)中子引起核燃料裂變和熔融鈉冷卻的增殖反應堆。堆內沒有慢化劑,利用液態金屬鈉作冷卻劑,對中子吸收少且不產生顯著的慢化作用。設三個迴路,一迴路鈉經中間熱交換器將熱量傳給二迴路鈉,二迴路鈉把熱量帶到蒸汽發生器產生蒸汽去推動汽輪機。採用鈾-235或鈽-239作燃料,並使布置於堆芯外圍增殖層中的鈾-2...
氣冷快中子增殖反應堆是一種以快中子引起易裂變核鈾-235或鈽-239等裂變鏈式反應,以氦氣作為冷卻劑的堆型。運行時一方面消耗裂變燃料(鈾-235或鈽-239等),同時又生產出裂變燃料(鈽-239等),而且產大於耗,真正消耗的是在熱中子反應堆中不大能利用的、且在天然鈾中占99.2%以上的鈾-238,鈾-238吸收中子後...
多球快中子譜儀 多球快中子譜儀(multiple spherical fast neutron spectrometer)是2014年公布的放射醫學與防護名詞。定義 由一組不同直徑的慢化球探測器和與其連線的分析器組成的快中子譜儀。慢化球探測器通常由聚乙烯慢化球與熱中子探測器件組成。出處 《放射醫學與防護名詞》第一版。
熱中子反應堆 熱中子反應堆是一種進行核裂變的反應堆。已經實用化的核反應堆有輕水堆和重水堆 (重水是氫的同位素氘(重氫)同氧的化合物)之別。使用的多為輕水堆。在輕水堆中,水被兼作減速(和石墨一樣起控制反應速度的作用)和冷卻用。輕水堆又可分為壓水型和沸騰水 型的,大多數核電站用的都是壓水型的。...
綜述近年來在北師大低能所的國內第一台脈衝化高壓倍加器上開展的快中子物理,及有關的實驗和數據處理技術研究。作者簡介 周宏余(Hong-Yu Zhou);范國英(Guo-Ying Fan);汪新福(Xin-Fu Wang);華銘(Ming Hua);張勝基(Sheng-Ji Zhang);黃光順(Guang-Shun Huang);陳如意(Yu-Yi Chen);顏一嗚(Yi-Ming Yan)
快中子堆燃料組件設計準則 《快中子堆燃料組件設計準則》是2011年10月1日實施的一項行業標準。起草人 謝光善、黃晨等。起草單位 中國原子能科學研究院。
氣冷快中子反應堆(英語:Gas-cooled fast reactor),是一種研究中的快中子反應堆,屬於第四代反應堆。這種反應堆使用增殖性材料,並以氦氣或二氧化碳等氣體做為冷卻用。 這種反應堆用於在核電站發電,而與此同時生產(增殖)新的核燃料。 [1] 快中子增殖反應堆 播報 編輯 快中子增殖反應堆(Fast breeder reactor),或...
由於堆芯體積小,在堆芯里出現的快中子得不到充分慢化,並以較大的幾率從堆芯泄漏出去。外圍慢化劑就能極其有效的慢化從堆芯泄漏出去的快中子,並使其在慢化後具有較長的擴散壽命。這樣就能在堆芯外圍慢化劑中形成很高的熱通量峰值。性質 1.可以獲得高的熱通量峰值和很好的品質因子。2.能實現大的可利用體積V3....
《快中子堆燃料元件》由謝光善、張汝嫻編著,2007年化學工業出版社出版,系統闡述快中子增殖堆燃料元件工程技術。該書基於核能領域發展需求,聚焦燃料元件的工程設計與製造工藝研究。全書共六章,以燃料元件性能分析為核心,涵蓋結構設計、輻照效應、材料選擇及製造流程等技術要點。首章概述快堆核燃料發展歷程與技術特徵,...
(1)石墨具有較高的散射截面和極低的熱中子吸收截面,較高的散射截面用以慢化中子,低的吸收截面防止中子被吸收,使得核反應堆能夠利用少量燃料達到臨界或正常運行。(2)石墨是耐高溫材料,它的三相點,15MPa時為4024℃,因此不能採用熔化、鑄造、鍛造等熱加工方法製造而只能採用類似粉末冶金的方法。它不像金屬那樣...
