裂变、聚变与核能

1.对于下述四个核反应方程说法中正确的有(

①n C He Be 10126429

4+→+ ②+→+He H H 42113

1能量

③n x Xe Sr n U 1013654903810235

92++→+

④He O Y F 4216819

9+→+

(A )①是发现中子的核反应方程 (B )②是链式反应方程

(C )⑧是核裂变方程,其中x =10

(D )④是α衰变方程,其中Y 是质子

答案:AC

2.太阳辐射能量主要来自太阳内部的( ).

(A )化学反应 (B )放射性衰变 (C )裂变反应 (D )热核反应

答案:D

3.设质子、中子、氘核的质量分别为m 1、m 2和m 3,那么,当一个质子和一个中子结合

成一个氘核时,释放的能量是( ).

(A )mc 2. (B )(m 1+m 2)c 2

(C )(m 3-m 2-m 1)c 2

(D )(m 1+m 2-m 3)c 2

答案:D

4.一个锂核(73Li )受到一个质子的轰击,变成2个α粒子,这一过程的

核反应方程为_________.已知一个氢原子的质量是1.6736×10-27kg ,一个锂原子的质量是11.6505×10-27kg ,一个氦原子的质量是

6.6466×10-27kg ,上述核反应所释放的能量等于__________________J (最后结果取三位有效数字).

答案:He 2H Li 42117

3→+,2.78MeV

5.用中子轰击锂核(63Li )发生核反应,生成氚和α粒子外放出4.8MeV 的能量.(1)写出核反应方程式.(2)求出质量亏损.(3)若中子与锂核是以等值反向的动量相碰,则氚和α粒子的动能之比是多少?(4)α粒子的动能多大?【6】

答案:(1)Li 6

3+n 10→H 31+He 42+4.8MeV ,(2)0.0052u ,(3)3：

4,(4)2.7MeV

6.两氘核发生了如下核反应：21H +21H →32He +10n ,其中氘核质量为2.0136u ,氦核质量为3.0150u ,中子质量为1.0087u .

(1)求核反应中释放的核能.

(2)在两氘核以相等的动能0.35MeV 进行对心碰撞,并且核能全部转化为机械能的情况下,求反应中产生的中子和氦核的动能.

(3)假设反应中产生的氦核沿直线向原来静止的碳核(126C )接近,受库仑力的影响,当它们距离最近时,两个原子核的动能各是多少?

答案:(1)3.26MeV ,(2)0.99MeV ,0.97MeV ,(3)0.04MeV .0.16MeV

7.核电站的发电原理是通过核裂变产生巨大的能量,完成下面铀核裂变可能的一个反应方程：23592u +10n →141Ba +92Kr +_________,并计算1个铀核裂变放出的能量是多少(结果保留两位有效数字,23592U 、

14156Ba 、9236Kr 和中子的质量分别为235.0493u ,140.9139u ,91.8973u 和1.0087u ,1u =1.66×10-2727kg ).

答案:1110

103.3,n 3-?J 8.在原子反应堆中,用石墨作减速剂,将铀核裂变产生的快中子变成慢性中子,若初述度为v 0的中子与碳原子发生弹性正碰,且碳原子在碰撞前是静止的.求中子与50个碳原子核发生碰撞后的速度(已知碳核的质量是中子质量的12倍).

答案:050

v 1311??? ?? 9.太阳内部持续小断地发生着4个质子聚变为1个氦核的热核反应,这个核反应释放出的大量能量就是太阳的能源.

(1)写出这个核反应方程.

(2)这一核反应能释放多少能量?

(3)已知太阳每秒释放的能量为3.8×1026J ,则太阳每秒减少的质量为多少千克?

(4)若太阳质量减少万分之三,热核反应就不能继续进行,计算太阳还能存在多少年?(m p =1.0073u ,m a =4.0015u ,,m e =0.00055u )

答案:(1)e 2He H 4014211+→,(2)1210

4-?J ,(3)10104.0?kg ,(4)9105.4?a 10.利用反应堆工作时释放出的热能使水汽化以推动汽轮发电机发电,这就是核电站.核电站消耗的“燃料”很少,但功率却很大.目前,核能发电技术已经成熟.

(1)核反应堆中的“燃料”是23592U +10n →90()Sr +( )54Xe +1010n ,填写括

号中的数值.

(2)一座100万千瓦的核电站,每年需要多少吨浓缩铀?已知铀核的质量为235.0439u ,中子质量为1.0087u ,锶(Sr )核的质量为89.9077u ,氙核(Xe )的质量为135.9072u ,1u =1.66×10-27kg ,浓缩铀中铀235的含量占2％.

(3)同样功率(100万千瓦)的火力发电站,每年要消耗多少吨标准煤(已知标准煤的燃烧值为3.08×107J ／kg )?

(4)为了防止铀核裂变产物放出的各种射线对人体的危害和对环境的污染,需采取哪些措施(举2种)?

答案:(1)n 10Xe Sr n U 1013654903810235

92++→+,(2)27t ,(3)1.1×106t ,(4)修建水泥

层,屏蔽防护,废料深埋等.

核聚变反应堆的原理很简单

核聚变反应堆的原理很简单，只不过对于人类当前的技术水准，实现起来具有相当大的难度。物质由分子构成，分子由原子构成，原子中的原子核又由质子和中子构成，原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电，中子不带电。电子受原子核中正电的吸引，在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同，如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子，铀是天然元素中最重的原子，有92个质子和92个电子。核聚变是指由质量轻的原子（主要是指氢的同位素氘和氚）在超高温条件下，发生原子核互相聚合作用，生成较重的原子核（氦），并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。其实，利用轻核聚变原理，人类早已实现了氘氚核聚变---氢弹爆炸，但氢弹是不可控制的爆炸性核聚变，瞬间能量释放只能给人类带来灾难。如果能让核聚变反应按照人们的需要，长期持续释放，才能使核聚变发电，实现核聚变能的和平利用。如果要实现核聚变发电，那么在核聚变反应堆中，第一步需要将作为反应体的氘-氚混合气体加热到等离子态，也就是温度足够高到使得电子能脱离原子核的束缚，让原子核能自由运动，这时才可能使裸露的原子核发生直接接触，这就需要达到大约10万摄氏度的高温。第二步，由于所有原子核都带正电，按照"同性相斥"原理，两个原子核要聚到一起，必须克服强大的静电斥力。两个原子核之间靠得越近，静电产生的斥力就越大，只有当它们之间互相接近的距离达到大约万亿分之三毫米时，核力（强作用力）才会伸出强有力的手，把它们拉到一起，从而放出巨大的能量。质量轻的原子核间静电斥力最小，也最容易发生聚变反应，所以核聚变物质一般选择氢的同位素氘和氚。氢是宇宙中最轻的元素，在自然界中存在的同位素有：氕、氘(重氢)、氚(超重氢)。在氢的同位素中，氘和氚之间的聚变最容易，氘和氘之间的聚变就困难些，氕和氕之间的聚变就更困难了。因此人们在考虑聚变时，先考虑氘、氚之间的聚变，后考虑氘、氘之间的聚变。重核元素如铁原子也能发生聚变反应，释放的能量也更多；但是以人类目前的科技水平，尚不足满足其聚变条件。为了克服带正电子原子核之间的斥力，原子核需要以极快的速度运行，要使原子核达到这种运行状态，就需要继续加温，直至上亿摄氏度，使得布朗运动达到一个疯狂的水平，温度越高，原子核运动越快。以至于它们没有时间相互躲避。然后就简单了，氚的原子核和氘的原子核以极大的速度，赤裸裸地发生碰撞，结合成1个氦原子核，并放出1个中子和17。6兆电子伏特能量。反应堆经过一段时间运行，内部反应体已经不需要外来能源的加热，核聚变的温度足够使得原子核继续发生聚变。这个过程只要将氦原子核和中子及时排除出反应堆，并及时将新的氚和氘的混合气输入到反应堆内，核聚变就能持续下去；核聚变产生的能量一小部分留在反应体内，维持链式反应，剩余大部分的能量可以通过热交换装置输出到反应堆外，驱动汽轮机发电。这就和传统核电站类似了。核聚变消耗的燃料是世界上十分常见的元素--氘（也就是重氢）。氘在海水中的含量还是比较高的，只需要通过精馏法取得重水，然后再电解重水就能得到氘。新的问题出现了，仅仅有氘还是不够的，尽管氘-氘反应也是氢核聚变的主要形式，但我们人类现有条件下，

高三物理一轮复习第13章动量光电效应核能第3节核反应和核能

第3节核反应和核能知识点1 原子核的组成放射性及放射性同位素 1．原子核的组成 (1)原子核由质子和中子组成，质子和中子统称为核子．质子带正电，中子不带电． (2)基本关系 ①核电荷数＝质子数(Z )＝元素的原子序数＝核外电子数． ②质量数(A )＝核子数＝质子数＋中子数． (3)X 元素的原子核的符号为A Z X ，其中A 表示质量数，Z 表示核电荷数． 2．天然放射现象 (1)天然放射现象：元素自发地放出射线的现象，首先由贝可勒尔发现．天然放射现象的发现，说明原子核具有复杂的结构． (2)放射性和放射性元素：物质发射某种看不见的射线的性质叫放射性．具有放射性的元素叫放射性元素． (3)三种射线：放射性元素放射出的射线共有三种，分别是α射线、β射线、γ射线． 3．放射性同位素的应用与防护 (1)同位素：具有相同质子数和不同中子数的原子核． (2)放射性同位素：有天然放射性同位素和人工放射性同位素两类，放射性同位素的化学性质相同． (3)应用：消除静电、工业探伤、作示踪原子等． (4)防护：防止放射性对人体组织的伤害．知识点2 原子核的衰变、半衰期 1．原子核的衰变 (1)定义：原子核放出α粒子或β粒子，变成另一种原子核的变化． (2)分类： α衰变：A Z X→A －4Z －2Y ＋4 2He β衰变：A Z X→ A Z ＋1Y ＋ 0 －1e γ辐射：当放射性物质连续发生衰变时，原子核中有的发生α衰变，有的发生β衰变，同时伴随着γ辐射． (3)两个典型的衰变方程： ①α衰变：238 92U→234 90Th ＋4 2He ； ②β衰变：234 90Th→234 91Pa ＋0 －1e.

核反应、核能与裂变.doc

核反应、核能与裂变 --示例教学重点：核的人工转变和核能的计算教学难点：核能的计算教学示例: 、人工核转变 1、质子的发现卢瑟福 2、中子的发现查德威克二、核能 1、核能 2、质量亏损 3、质能方程 4、核能的计算例题1:已知质子和中子结合成氘核时的质量亏损为 0.0040 X 10-27kg，则此过程中释放的能量为多少? 解：根据爱因斯坦的质能方程知 =ev =2.2 mev 例题2:静止的锂核在俘获一个中子后，生成一个氘核和一个粒子，并释放4.8mev

的能量.（1）写出核反应方程式（2）计算反应过程中的质量亏损（2）根据爱因斯坦的质能方程知: 三、核裂变物理学中把重核分裂成质量较小的核，释放核能的反应叫裂变. 四、铀核的裂变 1、裂变方程具有多样性 2、核能的释放举例计算铀核裂变过程释放的能量3、链式反应动画演示此过程五、裂变的应用 1、原子弹 2、核反应堆六、作业v/p

--示例教学重点：核的人工转变和核能的计算教学难点：核能的计算教学示例: 、人工核转变 1、质子的发现卢瑟福 2、中子的发现查德威克二、核能 1、核能 2、质量亏损 3、质能方程 4、核能的计算例题1:已知质子和中子结合成氘核时的质量亏损为 0.0040 X 10-27kg，则此过程中释放的能量为多少? 解：根据爱因斯坦的质能方程知 =ev =2.2 mev 例题2:静止的锂核

在俘获一个中子后，生成一个氘核和一个粒子，并释放4.8mev 的能量.（1）写出核反应方程式（2）计算反应过程中的质量亏损（2）根据爱因斯坦的质能方程知: 三、核裂变物理学中把重核分裂成质量较小的核，释放核能的反应叫裂变. 四、铀核的裂变 1、裂变方程具有多样性 2、核能的释放举例计算铀核裂变过程释放的能量3、链式反应动画演示此过程五、裂变的应用 1、原子弹 2、核反应堆六、作业v/p

反应堆材料辐照损伤概述

反应堆材料辐照损伤概述【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料一、引言随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤 1.燃料芯块的结构与辐照损伤水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。 2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。 3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化（1）辐照肿胀辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡

第十一章原子核的裂变和聚变123

第五章核裂变与核聚变 5.1核裂变反应 1.自发裂变与诱发裂变 1).自发裂变－原子核没有外来粒子轰击自行发生裂变一般表达式 212211Y Y X A Z A Z A Z +→ 21A A A +=；21Z Z Z +=。 (1)裂变能s f Q , 由能量守恒可以导出自发裂变的裂变能s f Q , ()()222111,,,A Z Y A Z Y s f T T Q += ()()()[]222112,,,c A Z M A Z M c A Z M ?+-= ()()()A Z B A Z B A Z B ,,,2211-+= ()[()()]2211,,A Z A Z A Z -?+?-?= 自发裂变发生的条件：0,>s f Q 。从比结合能曲线看，90>A 即可满足此条件。 (2)裂变势垒与穿透势垒概率从上面讨论可见，90>A 原子核就可能发生自发裂变。但实验发现很重的核才能发生，有能量放出只是原子核自发裂变的必要条件，具有一定大小的裂变概率，才能在实验上观察到裂变事件。和α衰变的势垒穿透类似，原子核自发裂变也要穿透一个势垒，这种裂变穿透的势垒称为裂变势垒。势垒穿透概率的大小和自发裂变半衰期密切相关，穿透概率大，半衰期就短，穿透概率小，半衰期就长。而且，自发裂变半衰期对于裂变势垒的高度非常敏感，例如，垒高相差MeV 1，自发裂变半衰期可以差到5 10倍。根据核的液滴模型可得裂变势垒的近似公式 sp s b E A Z E ,3 2 219 .0183.0??? ? ? ?-= 式中sp s E ,球形核的表面能。随着A Z 2的加大，裂变势垒高度降低。因而自发裂变的概率增加。A Z 2较小的核，尽管满足0 ,>s f Q ，但因裂变势垒太高，很难穿透势垒，所以，这些核对自发裂变是稳定的。。 (3)裂变份额f R 重核大多数具有α放射性，自发裂变与α衰变是相互竞争的过程，它们是重核蜕变的两种形式。发生自发裂变过程的衰变常数记为f λ，发生α衰变过程的衰变常数记为αλ。对 U 23592 ： a 101039.9-α?=λ，a f 181085.3-?=λ；故裂变份额 0≈λ+λ λ= α f f f R 对Cf 25298 ：a 725.0=λα，a f 3 10 10.8-?=λ；故裂变份额 %8.2=λ+λ λ= α f f f R 对 Cf 254 98 ：则裂变份额:%7.99=f R 。裂变碎片是很不稳定的原子核，一方面碎片处于较高的激发态，另一方面它们是远离β稳定线的丰中子核而发射中子，所以自发裂变核又是一种很强的中源。２)诱发裂变－在外来粒子的轰击下，靶核与入射粒子形成复合核，复合核一般处于激发态，会进而发生裂变。入射粒子可以是带电粒子或中子，主要研究是中子，它是链式核反应的主要过程。其一般表达式为 Y Y X X n A Z A Z A Z A Z 2211*1+→→ ++

反应堆材料实验报告

中国科学技术大学核科学技术学院反应堆材料实验课程实验报告实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名：学号：专业班级：指导老师：李远杰

一．实验目的 1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备； 2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法； 3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响； 4.观察经淬火和回火的样品的表面晶格结构，并比较两者的不同。二．实验原理（主要阐述实验中相关过程的基本原理，如预磨和抛光的原理，腐蚀剂的选择，金相的判断，热处理原理，硬度测试原理等） 1.热处理原理 ⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。 ⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。 ⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）

图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。 2.预磨和抛光预磨是指通关过表面预处理清除部件上的污物，消除严重氧化、

高三物理核反应和核能

核反应核能质能方程一、知识点梳理 1、核反应在核物理学中，原子核在其它粒子的轰击下产生新原子核的过程，称为核反应．典型的原子核人工转变： 14 7N+4 2 He 17 8 O+1 1 H 质子1 1 H的发现方程卢瑟福 9 4Be+4 2 He 12 6 C+1 n 中子1 n的发现方程查德威克 2、核能（1）核反应中放出的能量称为核能（2）质量亏损：原子核的质量小于组成它的核子质量之和．质量亏损．（3）质能方程：质能关系为Ｅ＝ｍｃ2 原子核的结合能ΔＥ=Δｍｃ2 3、裂变把重核分裂成质量较小的核，释放出的核能的反应，叫裂变典型的裂变反应是： 235 92Ｕ+1 ｎ90 38 Ｓr+136 54 Ｘe+101 ｎ 4．轻核的聚变把轻核结合成质量较大的核，释放出的核能的反应叫轻核的聚变．聚变反应释放能量较多，典型的轻核聚变为： 2 1Ｈ+3 1 Ｈ4 2 Ｈe+1 ｎ 5．链式反应一个重核吸收一个中子后发生裂变时，分裂成两个中等质量核，同时释放若干个中子，如果这些中子再引起其它重核的裂变，就可以使这种裂变反应不断的进行下去，这种反应叫重核裂变的链式反应二、典型例题例1．雷蒙德·戴维斯因研究来自太阳的电子中微子（v。）而获得了2002年度诺贝尔物理学奖．他探测中微子所用的探测器的主体是一个贮满615t四氯乙烯（C2Cl4）溶液的巨桶．电子中微子可以将一个氯核转变为一个氢核，其核反应方程式为 νe＋37 17Cl→37 18 Ar十 0 －1 e 已知37 17Cl核的质量为36.95658 u，37 18 Ar核的质量为36.95691 u， 0 －1 e的质量为0.00055 u，1 u 质量对应的能量为931.5MeV.根据以上数据，可以判断参与上述反应的电子中微子的最小能量为

反应堆结构与核燃料

第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。图4.1 反应堆位置 - 35 -

- 36 - 图4.2 反应堆剖面图

- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。图4.3 堆芯分区布置（第一循环）

高三物理裂变和聚变

裂变和聚变 ★新课标要求（一）知识与技能 1．知道核裂变的概念，知道重核裂变中能释放出巨大的能量。 2．知道什么是链式反应。 3．会计算重核裂变过程中释放出的能量。 4．知道什么是核反应堆。了解常用裂变反应堆的类型，了解核电站及核能发电的优缺点。 5．了解聚变反应的特点及其条件. 6．了解可控热核反应及其研究和发展. 7．知道轻核的聚变能够释放出很多的能量,如果能加以控制将为人类提供广阔的能源前景。（二）过程与方法 1．通过对核子平均质量与原子序数关系的理解，培养学生的逻辑推理能力及应用教学图像处理物理问题的能力。 2．通过让学生自己阅读课本，查阅资料，培养学生归纳与概括知识的能力和提出问题的能力。（三）情感、态度与价值观 1．激发学生热爱科学、探求真理的激情，树立实事求是的科学态度，培养学生基本的科学素养，通过核能的利用，思考科学与社会的关系。 2．通过教学，让学生认识到和平利用核能及开发新能源的重要性。 3．确立世界是物质的，物质是运动变化的，而变化过程必然遵循能量守恒的观点。 ★教学重点 1．链式反应及其释放核能的计算。 2．重核裂变的核反应方程式的书写。 3. 聚变核反应的特点。 ★教学难点 1、通过核子平均质量与原子序数的关系，推理得出由质量数较大的原子核分裂成质量数较小的原子核释放能量这一结论。 2、聚变反应的条件。 ★教学方法教师启发、引导，学生讨论、交流。 ★教学用具：多媒体教学设备一套：可供实物投影、放像、课件播放等。 ★课时安排 1 课时 ★教学过程重核裂变（一）引入新课教师：大家都知道在第二次世界大战即将结束的时候，美国于1945年8月6日、9日先后在日本的广岛、长崎上空投下了两颗原子弹，刹那间，这两座曾经十分美丽的城市变成一片废墟．大家还知道目前世界上有少数国家建成了许多核电站，我国也相继建成了浙江秦山核电站和广东大亚湾核电站等。我想，现在大家一定想知道原子弹爆炸及核发电的原理，那么，我们这节课就来学习裂变，通过学习，大家就会对上述问题有初步的了解。

我国核聚变堆材料研究获重要进展

我国核聚变堆材料研究获重要进展研制出基于功能梯度材料的六种第一壁候选材料，其中五种国际上未见报道本报记者温新红记者日前从北京科技大学获悉，与本世纪最受关注的科学项目——国际热核聚变实验反应堆(ITER)计划相关的热核聚变堆实验装置中面向高温等离子体的第一壁材料研究取得重要进展，该校材料学院教授、中科院院士葛昌纯领导课题组经10年努力研制出6个体系的基于功能梯度材料（Functionally Graded Materials, 简称 FGM）的第一壁候选材料，目前此项研究在国际上处于领先水平。聚焦受控热核聚变第一壁材料 2006年11月21日，科技部部长徐冠华代表中国政府签署了ITER计划的联合实验协定及相关文件。一直主张中国加入ITER的葛昌纯认为，中国此次加入ITER，分担了一部分研究项目，但接下来的工作还有很多，国内相关领域的科学家应该提早研究，争取尽早建立起示范聚变堆和商用聚变堆。葛昌纯是研究先进材料的专家，他说，从工程角度看，相关的核聚变材料已成为制约核聚变能走向实用的关键之一，非常重要的一类是面向等离子体应用的材料，尤其是处于高热负荷下的偏滤器部件。据介绍，单一材料或涂层材料已不能满足前沿科研领域发展的需求，例如用于航天飞行器上、需要承受1000摄氏度以上高温度落差的材料。但通常的涂层材料，如金属表面的陶瓷涂层，由于陶瓷和金属的膨胀系数相差很大，反复多次就会开裂。同样，核聚变装置也需要耐高温、耐腐蚀、耐冲刷的新材料。葛昌纯说，核聚变装置的真空室相当于一个装入高温等离子体的炉子，最受考验的是直接面向高温等离子体的内壁，即第一壁材料。氘氚聚变反应产生大量的高能中子和?琢粒子、电磁辐射，它们和等离子体离子、快原子和其他从等离子体逃逸出的粒子（氘、氚和杂质）以及高达1MW/m2的热负荷、脉冲运行状态和高交变热应力一起，强烈地作用于第一壁。人类到目前为止还没有遇到过工作环境这么复杂的材料。另一种材料是在等离子体出口处的偏滤器材料，这里的热流密度更高，达到6~10MW/m2，在不正常条件下甚至高达 20~100MW/m2。因此这两种材料是核聚变装置中服役条件最严酷的材料。葛昌纯根据自己多年材料研究的经验，认为这是一个非常重要的研究方向。1996年，他向有关部门提交了耐高温等离子体冲刷的功能梯度材料的科研顶层设计项目建议书。在建议书中葛昌纯设想这种材料可以运用在三个方面，一是为受控核聚变提供耐高温等离子体冲刷的材料，二是可以用于激光核聚变的材料，三是可以在航空航天上用的材料。这项建议得到了国家有关部门的重视和核工业西南核物理研究院的合作，“863”新材料专家委员会听取了葛昌纯的论证报告，通过答辩后，于1997年7月批准了这个项目。五种功能梯度第一壁材料国际上尚未见有报道葛昌纯领导课题组经过十年努力，特别是近五年来通过指导周张健副教授负责的国家自然科学基金项目、沈卫平副教授负责的“863”计划项目，以及研究组与中科院等离子体物理研究所和核工业西南物理研究院的协作项目，较深入地研究了弹塑性有限元分析和优化设计、超高压力通电烧结、熔渗——焊接

核反应核能质能方程

核反应核能质能方程一、考点聚焦核能．质量亏损．爱因斯坦的质能方程Ⅱ要求核反应堆．核电站Ⅰ要求重核的裂变．链式反应．轻核的聚变Ⅰ要求可控热核反应．Ⅰ要求二、知识扫描 1、核反应在核物理学中，原子核在其它粒子的轰击下产生新原子核的过程，称为核反应．典型的原子核人工转变 14 7N+4 2 He 8 O+1 1 H 质子1 1 H的发觉方程卢瑟福 9 4Be+4 2 He 6 C+1 n 中子1 n的发觉方程查德威克 2、核能〔1〕核反应中放出的能量称为核能〔2〕质量亏损：原子核的质量小于组成它的核子质量之和．质量亏损．〔3〕质能方程：质能关系为Ｅ＝ｍｃ2 原子核的结合能ΔＥ=Δｍｃ2 3、裂变把重核分裂成质量较小的核，开释出的核能的反应，叫裂变典型的裂变反应是： 235 92Ｕ+ｎＳr+136 54 Ｘe+101 ｎ 4．轻核的聚变把轻核结合成质量较大的核，开释出的核能的反应叫轻核的聚变．聚变反应开释能量较多，典型的轻核聚变为： 2 1Ｈ+ＨＨe+1 ｎ 5．链式反应一个重核吸取一个中子后发生裂变时，分裂成两个中等质量核，同时开释假设干个中子，假如这些中子再引起其它重核的裂变，就能够使这种裂变反应不断的进行下去，这种反应叫重核裂变的链式反应三、好题精析例1．雷蒙德·戴维斯因研究来自太阳的电子中微子〔v。〕而获得了2002年度诺贝尔物理学奖．他探测中微子所用的探测器的主体是一个贮满615t四氯乙烯〔C2Cl4〕溶液的巨桶．电子中微子能够将一个氯核转变为一个氢核，其核反应方程式为 νe＋37 17Cl→37 18 Ar十 0 －1 e 37 17Cl核的质量为36.95658 u，37 18 Ar核的质量为36.95691 u， 0 －1 e的质量为0.00055 u，1 u质量对应的能量为931.5MeV.依照以上数据，能够判定参与上述反应的电子中微子的最小能量为〔A〕0.82 Me V 〔B〕0.31 MeV 〔C〕1.33 MeV 〔D〕0.51 MeV [解析] 由题意可得：电子中微子的能量E≥E ?=mc2-〔m Ar+m e-m Cl〕·931.5MeV

高中物理-核聚变、核裂变练习

高中物理-核聚变、核裂变练习基础夯实一、选择题(1～3题为单选题，4、5题为多选题) 1．(江苏徐州市高二下学期期末)一典型的铀核裂变方程是23592U＋X→14456Ba＋8936Kr＋310n，关于该反应，下列说法正确的是( C ) A．X是质子 B．该反应是核聚变反应 C．23592U的比结合能小于14456Ba的比结合能 D．释放出的中子对于链式反应的发生没有作用解析：该反应是裂变反应，X是中子，释放的中子引起链式反应，故A、B、D错误；23592 U的比结合能小于14456Ba的比结合能，C正确。 2．2010年3月31日欧洲大型强子对撞机实现首次质子束对撞成功。科学家希望以接近光速飞行的质子在发生撞击之后，能模拟宇宙大爆炸的能量，并产生新的粒子，帮助人类理解暗物质、反物质、以及其他超对称现象，从根本上加深了解宇宙本质，揭示宇宙形成之谜。欧洲科研机构宣布他们已经制造出9个反氢原子。请推测反氢原子的结构是( B ) A．由1个带正电荷的质子和1个带负电荷的电子构成 B．由1个带负电荷的反质子和1个带正电荷的正电子构成 C．由1个带负电荷的反质子和1个带负电荷的电子构成 D．由1个不带电荷的中子和1个带正电荷的正电子构成解析：根据反粒子定义，“反粒子”与“正粒子”具有相同的质量，但带有等量的异性电荷。因此“反氢原子”应该具有与氢原子相同的质量，相反的电荷符号且等量的电荷量。所以反氢原子是由1－1H核和01e构成的。 3．2002年，美国《科学》杂志评出的《2001年世界十大科技突破》中，有一次是加拿大萨德伯里中微子观测站的结果，该站揭示了中微子失踪的部分中微子在运动过程中转化为一个μ子和一个τ子。在上述研究中有以下说法，正确的是( B ) ①若发现μ子和中微子的运动方向一致，则τ子的运动方向与中微子的运动方向一定相反 ②若发现μ子和中微子的运动方向一致，则τ子的运动方向与中微子的运动方向可能一致 ③若发现μ子和中微子的运动方向相反，则τ子的运动方向与中微子的运动方向一定一致 ④若发现μ子和中微子的运动方向相反，则τ子的运动方向与中微子的运动方向可能

《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

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。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。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Ω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：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；提高反应堆的平均输出功率。

核反应堆类型简介

核反应堆类型简介核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆分类有：按时间分可以分为四代：第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的

程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。按反应堆慢化剂和冷却剂分：轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂；重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂；石墨气冷堆；石墨液冷堆。按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。

国际热核聚变材料辐射装置调研 - IFMIF

信息资源类型：调研报告国际热核聚变材料辐射装置- IFMIF 李天鹞中国科学院核能安全技术研究

1.介绍 The International Fusion Materials Irradiation Facility（国际热核聚变材料辐射装置），IFMIF，是一个用于测试聚变用材料的装置，其目的是测试核聚变反应堆所用材料的可行性。 IFMIF的建设准备工作按预期已经在2006年开始，尽管发挥其实际的测试功能至少被排在2017年之后。其中有两个平行的氘核加速器，产生的氘核粒子束撞击锂元素标靶，反应后产生大量高能中子来照射样本材料和被测试成分。该装置可以通过在适当的周期内（几年）产生大量且能量适中的中子来模拟未来商业聚变反应堆中材料受照射情况，从而可以测试在极端情况下材料的长期行为。聚变发展至今，安全、经济可行性与尊重环境将是热核聚变能源进行大规模普及必不可少的条件，而其中材料的抗辐照性和低活化性问题则是一个关键。IFMIF这一装置将着力于发展相关聚变材料，当它们曝露在高能粒子环境当中时，能否有足够的抗辐照能力。材料的测试需要强大的高能粒子源流(中子)。但是，目前尚没有达到高于数兆电子伏特的强大中子源流。IFMIF将提供这样的高能中子流，以便能够在其整个使用寿命周期上测试用于热核聚变反应堆材料样品。该项目由欧盟、日本、俄罗斯及美国等共同参与的能源领域的最大国际合作项目之一，同时也是聚变领域最重要的两个国际合作项目之一(另外一个是ITER)。 2.结构图1——总体3维视图如图1所示，IMFIF由几个部分组成：加速器、靶、测试室和电力系统等。其中加速器、锂循环系统和处理系统都位于地面之下，主要的电力系统和热室等设施在地面上。

反应堆结构与材料重点

1反应堆分类：按中子能量分：快中子堆中能中子堆慢中子堆按形势分：非均匀堆均匀堆按燃料分：钍堆浓缩铀堆天然铀堆按冷却剂慢化剂分：熔盐堆有机堆沸水堆（轻水堆）压水堆重水堆石墨气冷堆石墨冷水堆按用途分：研究堆生产堆动力堆生产动力堆 2压水堆的组成：压水堆主要由核反应堆，一回路系统，二回路系统，其他辅助系统组成 3 PWR堆堆芯设计要求：堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流量阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简单便。 4 1，2回路厂房中设备系统一回路厂房也就是反应堆安全壳，为一个立式圆柱状半球型顶盖或球型建筑物内径约30-40米，高约为60-70米，内有反应堆，主循环泵，稳压器，汽发生器和相应的管道阀门以及其他辅助设备组成的一回路系统。二回路厂房与普通火电厂的汽轮机发电机组厂房相似，内有汽轮机发电机，凝汽器，凝结水泵，低压回水加热器，高压回水加热器，除氧器，给水泵，汽水分离再热器，主蒸汽管道有关的辅助设备组成的二 5 压水堆本体结构：堆芯，压力容器，堆内构件，堆芯组件和控制棒驱动机构组成 6 PWR堆芯结构：核燃料组件，控制棒组件，固体可燃毒物，固体中子源和阻力塞组件等。 7 可燃毒物组件的结构和作用：只用于第一燃料循环的全新堆芯，用于控制堆芯的初始反应性，功能是降低冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂负温度系数，可燃毒物棒为装在304 型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管(B2O3+SiO2)硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型不锈钢管状内衬支撑，包壳管两端堵塞并施密封焊，内外包壳之间留有足够气隙空间，以容纳放出的氦气，限制其内压小于反应堆运行压力，将可燃毒物棒固定在压紧组件上就构成可燃毒物组件 8 压力容器原材原则：材料具备高度的完整性；具有适当的强度足够的韧性；导热性能好；便于加工制造，成本低廉；具有低的辐照敏感性 9 压力容器本体结构：上法兰，密封台肩，一节接管段，二节堆芯包容环段，一节过渡段，一只半球形下封头组成组成。 10 反应堆容器顶盖结构：由顶盖法兰和顶盖本体焊接而成，顶盖本体为板材热锻成型，上面焊有3只吊耳，一根排气管，一块金属支撑板，控制棒驱动机构管座，热电偶管座 11 压力容器失效形成:延性断裂：机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形而后断裂；；；脆性断裂：压力容器加工过程会产生微裂纹和材质不均匀性，承载后裂纹端部应力增大并可能导致裂纹扩展，在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂 12 堆内结构的定义结构功能：堆内构件是指装在反应堆容器内，除了以下结构之外的所有其他构件：燃料组件，棒束控制组件，及其传动轴，可燃毒物组件，中子源组件，阻力塞组件和堆内测量仪表。由下部支撑结构（包括热中子屏蔽），堆芯上部支撑结构（包括控制棒束导向管）和压紧弹簧组成。；；；；；；；；；；；；主要功能：为冷却剂提供流道；为压内容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射影响；为燃料组件提供支撑和压紧；固定监督用的辐照样品；为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供堆内向导；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定温度 13 下部支撑结构的组成：堆芯吊篮组件（含堆芯支撑板）；热中子屏蔽；流量分配孔板；堆芯下栅格板；堆芯围板组件；堆芯二次支撑和测量通道。 14 热屏蔽的原因方法改进：在辐照最大区域加强中子辐照防护，热屏蔽由4块不锈钢板组成不连续的圆筒形，在反应堆中心铀的4个象限位置上（0° 90° 180° 270°）用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上，热屏还支撑辐照样品监督管。 15上部支撑结构的作用和组成作用：将堆芯组件定位、压紧、防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯组件上移；组成控制棒驱动线的重要构件，保证控制棒对中，起导向作用，使控制棒

聚变堆材料(部分示意,仅供参考)

1、核聚变反应堆所用的材料主要包括： A 热核材料； B 第一壁材料； C 高热流部件材料； D 氚增殖材料 2、核聚变堆设计和工况条件 A 第一壁环境条件，第一壁是聚变堆中离等离子体最近的部件，应具有抗中子辐照损伤能力，对氢脆和氦脆(指材料中掺入氢气、氦气，材料会变脆，相应性能降低)不敏感，与冷却介质和包层材料相容性好。 B 真空壁材料的设计限值，包括使用温度、热导率、热膨胀系数、强度、弹性模量等上限要求。 C 比起裂变反应堆，聚变反应堆具有特有的材料工艺问题：超导磁体及低温技术，强磁场下导电液体的泵送技术，14MeV中子的辐照损伤、氦离子轰击和溅射起泡现象等。 3、第一壁材料（1）奥氏体（可以说是铁的同位素钢中性能最好的一种，应用范围最广，但也不绝对）不锈钢。优点：该材料具有良好的加工、焊接性能，与氦冷却剂和陶瓷增殖材料相容性好；缺点：但屈服强度较低，抗辐照肿胀性较差。（2）铁素体和马氏体不锈钢优点：与奥氏体不锈钢相比，抗辐照肿胀性好，具有更高的热应力因子和更好的液态金属腐蚀行为，与候选冷却剂及氚增殖剂的化学相容性好；缺点：但对热机械处理十分敏感，退火（钢材料性能改善的手段之一，退火温度由相图决定。简单地讲，就是将钢的温度加热到某一温度，使晶格发生变化，以达到某种性能，再在这一新材料的基础上用某种手段降温至室温，降温速度不同，材料变形不同）温度和时间的变化对其性能影响较大，且焊接工艺要求较为苛刻。（3）钒合金优点：具有优良的高温力学性能、抗腐蚀肿胀性能和低中子活化特性，与高纯氦相容性好，一般需要在合金表面覆镀一层绝缘性膜；缺点：不过存在氢脆现象，且钒合金的工业生产经验和性能数据较为贫乏，目前通常在惰性保护气体或真空环境中进行该合金的焊接工作。（4）SiC/SiC复合材料优点：具有优良的高温性能。在氦冷却介质系统中可工作到800摄氏度，可大大提高能源系统的热效率。它比金属类材料在安全、维护和放射性处理方面具有更大的优势。缺点：影响SiC/SiC复合材料性能的关键环节是在结合基体材料之前沉积在纤维预型上的纤维和基体间的界面层，一般用碳。复合材料的首选工艺是化学气相渗入法（渗N2、C）（CVI）。中子辐照对其热导率的影响与辐照温度密切相关，即辐照温度越低，则热导率下降越多。 4、高热流部件材料：指孔栏和偏滤器中承受高热负荷的部件。（1）铜合金优点：可消散等离子体破裂时产生的局部过热作用。铜合金具有良好的导热效率(仅次于银)；缺点：但是易受因素影响而变弱： A 辐照缺陷组分在低温辐照达到饱和值，相当与热导率降低 B 沉淀或氧化物粒子由于高能离位级联冲击而溶解

核反应和核能的利用教学案

核反应和核能的利用教学案一、核反应所有核反应的反应前后都遵守：质量数守恒、电荷数守恒。（注意：质量并不守恒。）核反应类型有衰变、人工转变、重核的裂变和轻核的聚变 1、衰变： α衰变：e H Th U 422349023892 +→（核内He n H 4 2101122→+） β衰变： e Pa Th 012349123490-+→（核内e H n 0 11110-+→） +β衰变：e Si P 0 130 1430 15+→（核内e n H 0 11 01 1+→） γ衰变：原子核处于较高能级，辐射光子后跃迁到低能级。 2、人工转变：H O He N 1 117842147+→+（发现质子的核反应） n C He Be 1 01264294 +→+（发现中子的核反应） n P He Al 1030154227 13 +→+ e Si P 0 130143015 +→（人工制造放射性同位素） 3、重核的裂变： n 3Kr Ba n U 1 092361415610235 92 ++→+ 在一定条件下（超过临界体积），裂变反应会连续不断地进行下去，这就是链式反应。 4、轻核的聚变：n He H H 1 04 23 12 1+→+（需要几百万度高温，所以又叫热核反应）二、核能——核反应中放出的能叫核能。 1．结合能由于核子间存在着强大的核力，原子核是一个坚固的集合体。要把原子核拆散成核子，需要克服核力做巨大的功，,或者需要巨大的能量。这表明要把原子核分开成核子要吸收能量，核子结合成原子核要放出能量，这个能量叫做原子核的结合能. 原子核越大，它的结合能越高,因此有意义的是它的结合能与核子数之比，称做比结合能，也叫平均结合能。比结合能越大,表示原子核中核子结合得越牢固,原子核越稳定. 2．质量亏损核子结合生成原子核，所生成的原子核的质量比生成它的核子的总质量要小些，这种现象叫做质量亏损。 3、爱因斯坦质能方程： E ＝mc 2 物体所具有的能量跟它的质量成正比。由于c 2这个数值十分巨大，因而物体的能量是十分可观的。 4、核反应中由于质量亏损而释放的能量：△E =△m c 2 中等大小的核的比结合能最大(平均每个核子的质量亏损最大)，这些核最稳定。另一方面如果使较重的核分裂成中等大小的核，或者把较小的核合并成中等大小的核，核子的比结合能都会增加，这样可以释放能量供人使用。以上两式中的各个物理量都必须采用国际单位。在非国际单位里，可以用1u=931.5MeV 。它表示1原子质量单位的质量跟931.5MeV 的能量相对应。 5、对质能方程的理解