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pu239截面数据

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ENDF/B-VII.1 PU-239 UR fission cross section
10
1
Inf. Dil. 100 b 1b
Cross section (barns)
10
0
10
-2
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 UR capture cross section
ENDF/B-VII.1 PU-239 resonance total cross section
10
3
total
Cross section (barns)
10
2
101
10
-4
10
-3
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 resonance total cross section
(n,n*26) (n,n*27) (n,n*28) (n,n*29) (n,n*30)
16
18
20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Inelastic levels
16 *10-3 14
Cross section (barns)
12 10 8 6 4 2 0 2 4 6 8 10 12 14
(n,n*31) (n,n*32) (n,n*33) (n,n*34) (n,n*35)
16
18
20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Inelastic levels
4.0 *10-3 3.5
Cross section (barns)
3.0 2.5 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 2 4 6 8 10 12 14
20
15
10
5
0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Heating
80 70
heating
Heating (MeV/reaction)
60 50 40 30 20 10 0 0 5 10 15 20
Energy (MeV)
(n,n*11) (n,n*12) (n,n*13) (n,n*14) (n,n*15)
16
18
20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Inelastic levels
25 *10-3 20
(n,n*16) (n,n*17) (n,n*18) (n,n*19) (n,n*20)
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 angular distribution for elastic
10
Prob/Cos
1
10
-1
0
5
E
ne
rg
10
10
y
(M
-3
eV
)
15
20
0 1.
fission (n,gma)
100
Cross section (barns)
10
-1
10
-2
10-3
0
2
4
6
8
10
12
14
16
18
20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Inelastic levels
0.6
(n,n*1) (n,n*2) (n,n*3) (n,n*4) (n,n*5)
10
-5
10
-4
10
-3
10
-2
10
-1
10
0
10
1
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Damage
damage
10
2
Damage (MeV-barns)
10
1
10
0
10
-1
10
-2
10
-3
10
-11
10
-10
10
-9
10
-8
10
-7
10
-6
10
-5
10
-4
10
-3
10
-6
10
-5
10
-4
10
-3
10
-2
10
-1
10
0
10
1
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Principal cross sections
30
total absorption elastic gamma production
25
Cross section (barns)
0.5
Cross section (barns)
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0 0 5 10 15 20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Inelastic levels
120 *10-3 100
(n,n*6) (n,n*7) (n,n*8) (n,n*9) (n,n*10)
total
102
Cross section (barns)
101
10
-3
10
-2
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 resonance total cross section
10
1
total
Cross section (barns)
0
10
10
1
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 resonance absorption cross sections
.5 -0 0 0. ne 5 si 0. Co
.0 -1
ENDF/B-VII.1 PU-239 Total fission nubar
6.0 5.5 5.0
Fission nubar
4.5 4.0 3.5 3.0 2.5 0 5 10 15 20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Delayed nubar
(n,n*21) (n,n*22) (n,n*23) (n,n*24) (n,n*25)
16
18
20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Inelastic levels
18 *10-3 16
Cross section (barns)
14 12 10 8 6 4 2 0 0 2 4 6 8 10 12 14
ENDF/B-VII.1 PU-239 Damage
250 *10-3 200
damage
Damage (MeV-barns)
150
100
50
0 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Non-threshold reactions
8 *10-3 7
Delayed nubar
6
5
4
3 0 5 10 15 20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Delayed neutron spectra
10
0
Probability
10
-1
10-2
group 1 frac 0.0363 decay/shake 1.327E-10 group 2 frac 0.2364 decay/shake 3.088E-10 group 3 frac 0.1789 decay/shake 1.134E-09 group 4 frac 0.3267 decay/shake 2.925E-09 group 5 frac 0.1702 decay/shake 8.575E-09 group 6 frac 0.0515 decay/shake 2.730E-08
(n,n*36) (n,n*37) (n,n*38) (n,n*39) (n,n*40)
16
18
20
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 Threshold reactions
1.2
(n,2n) (n,3n) (n,4n) (n,n*c)
1.0
Cross section (barns)
total
10
3
Cross section (barns)
102
10
1
10
-6
10
-5
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 resonance total cross section
total
10
3
Cross section (barns)
10
2
101
-5 -4
10
10
Energy (MeV)
ENDF/B-VII.1 PU-239 resonance absorption cross sections
10
3
capture fission
Cross section (barns)
102
101
10

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核弹与核反应堆的原理与发展1

核弹与核反应堆的原理与发展1

核弹与核反应堆的原理与发展摘要：核弹是指利用爆炸性核反应释放出的巨大能量对目标造成杀伤破坏作用的武器。

爆炸性核反应是利用能自持快速进行的原子核裂变或聚变反应，瞬间释放出巨大能量产生的核反应爆炸而形成巨大杀伤破坏效应。

核反应堆(Nuclear Reactor)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。

核弹的用途分为战术核弹、战略核弹和战区核武器，而核能则在推进动力和功能等方面起重要作用。

关键词：核弹核反应堆裂变聚变核武器供能引言:核能可谓一把双刃剑，利弊共存，推进人类科技发展的同时，也对人类生存环境造成了一定的威胁，更好的掌握其原理，规范其发展，才能为人类谋福利。

正文：一、核弹核弹头的基本结构：不管核武器样式多么繁多，核弹头的基本构造通常由壳体、核装药和热核装药、引爆控制系统（引信）和电源等组成。

其中壳体用于盛装核弹的各种装置并能防止其机械损坏。

在弹道导弹核弹头壳体外壳还涂有特殊涂料或隔热层，以防弹头再入大气层时受高速气动加热使弹头壳体及内部装置因过热而烧毁。

核装药和热核装药，由裂变和聚变材料构成，以氢弹为例：核装药（裂变装药）置于由普通炸药构成的球形装药的中央部位，在球形装药外面四周安装了许多电雷管。

引信传来的敏感信号通过引爆控制系统产生的高压电起爆各电雷管，使普通炸药以“枪法”或“内爆法”使裂变材料迅即达到最大超临界质量而实施核裂变爆炸，并使爆炸产生的部分辐射能量转换用以加热和点燃（高能中子的轰击）热核装药产生聚变反应，形成整个氢弹的核爆炸。

引控系统是保证核弹到达预定炸点时发出起爆核装药指令并可靠起爆的装置。

电源是给弹头各组件提供能源的小型一次性使用的蓄电池，在导弹发射准备时激活蓄电池，导弹发射起飞时才能用弹上蓄电池供电。

核弹的分类及其原理：核弹可分为原子弹、氢弹、氢铀弹、特殊性能核武器（如中子弹、核同质异能武器、反物质武器等）1．原子弹原子弹主要是利用核裂变释放出来的巨大能量来起杀伤作用的一种武器。

【国家自然科学基金】_加速器质谱(ams)_基金支持热词逐年推荐_【万方软件创新助手】_20140802

【国家自然科学基金】_加速器质谱(ams)_基金支持热词逐年推荐_【万方软件创新助手】_20140802


科研热词 推荐指数 加速器质谱 7 同量异位素 3 火山 2 晚更新世 2 14c年龄 2 黄土古土壤 1 黄土 1 飞行时间探测器(tof) 1 逐级热解 1 进展 1 超热中子活化分析 1 贺兰山 1 表征 1 绝对测量 1 粒子鉴别 1 示踪技术 1 碘-129(129i) 1 环境和地质应用 1 炭质层 1 火山活动 1 海洋环境 1 测量方法 1 测年物质 1 核安全 1 标准样品 1 构造运动 1 末次冰期 1 暴露测年 1 放射性污染监测 1 应用 1 大兴安岭 1 大亚湾核电站 1 多阳极探测器 1 地球化学 1 土壤侵蚀 1 原地宇宙成因核素 1 半衰期 1 加速器质谱技术 1 加速器质谱仪 1 加速器质谱(ams) 1 制备 1 分离过程 1 分子负离子 1 冰川地貌 1 充气飞行时间 1 中国原子能科学研究院 1 不确定性 1 q3d磁谱仪 1 pu同位素 1 nuclear environmental safety 1 nh4hf2f9 1 nh4f 1
53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68
loess 1 hfo2 1 application in environmental and 1 geological studi ams 1 accelerator mass spectrometry 1 ^129加速器质谱核环境安全 1 ^129 1 53mn 1 36cl, ams, ae-q3d, isobar separation 1 32si 1 26al 1 236u 1 14c测年 1 129i与127i原子浓度比 1 126sn 1 10be 1
2008年 序号 1 2 3 4 5 6
科研ห้องสมุดไป่ตู้词 推荐指数 黄土 1 能散 1 射频四极场(rfq)加速器 1 加速器质谱(ams) 1 加速器质谱 1 beo 1
核能及其应用二

核能及其应用二

研究试验堆 也可称为中子源堆。用于核物理、中 子物理、凝聚态物理、辐射化学、生物、医学等学 科研究；用于材料科学，特别是核材料研究；进行 有关反应堆的工程试验研究；作辐射加工，生产各 种核素。 例如，中国核动力研究设计院的高通量工程试验堆， 于1980年建成投入运行，是一座压力壳型反应堆。 采用高浓235U多层套管型元件，水作慢化剂和冷却 剂，铍作反射层。热功率12．5万千瓦。燃料内最 大热中子通量为6．2×1014个中子／平方厘米·秒。 中子通量为世界第三，亚洲第一。
核反应堆中反应处于临界 状态
2.临界状态、临界尺寸、临界质量
临界状态时，反应堆内核燃料的质量称为临界质量， 堆芯体积称为临界体积
可证明：
临界尺寸

其中L 为中子扩散长度
L ke 1
临界体积
L3 Ke 1 32
临界质量
rL3 Ke 1 32
r是堆中物质的平均密度。
一座天然铀石墨反应堆的临界体积： 立方形，229m3，每边6.12m； 圆柱形，211m3， 高6.44m，半径 3.23m； 球形181m3，半径3．51m。
零功率堆也是一种试验堆，其功 率低于100W。主要用于模拟研究新型 准的各种物理性能，取得数据为新型 堆的设计提供依据。相对地说，这种 反应堆就很小，但与一般实验室的仪 器设备相比,它也算庞然大物。此堆 可建在城市中。
动。 力堆
用于核潜艇生产蒸汽，推动汽轮机。 民用方面，用一种强烈感情影响而产生的 奇怪现象。工业化国家中，那些非常关注 潜伏着的、由散发到大气中的数十亿吨温 室气体引起的灾难性温室效应的人,基本上 也是那些最反对核能的人。或者说，那些 能够非常透彻地看清楚全球变暖问题的那 些人，往往是最强烈反对这一问题最现实 解决方案的人。
钠冷快堆选材变化及技术特点

钠冷快堆选材变化及技术特点

Modern Physics 现代物理, 2017, 7(4), 85-93Published Online July 2017 in Hans. /journal/mphttps:///10.12677/mp.2017.74010Material Changes and Technology Features of Sodium Cooled Fast ReactorYuhang Niu1, Xiuan Zhou1, Dongliang Hu1, Yao Xie1,2, Baoling Zhang1,3*, Min Li31North China University of Water Resources and Electric Power, Zhengzhou Henan2University of Science and Technology of China, Hefei Anhui3Sichuan University, Chengdu SichuanReceived: June 9th, 2017; accepted: Jun. 24th, 2017; published: Jun. 27th, 2017AbstractSodium cooled fast reactor (SFR) has attached worldwide attention. More and more SFR has been built in the world. In this paper, the advantages of SFR are introduced. Then the material change and the technical features of SFR of Russia, Japan, America, India and China are analyzed in detail.The technology of sodium cooled fast reactor is gradually changing from the experimental reactor to the commercial reactor.KeywordsSFR, Material, Technology, Plan钠冷快堆选材变化及技术特点牛钰航1，周秀安1，胡东亮1，解尧1,2，张宝玲1,3*，李敏31华北水利水电大学，河南郑州2中国科技大学核科学技术学院，安徽合肥3四川大学原子核科学技术研究所，四川成都收稿日期：2017年6月9日；录用日期：2017年6月24日；发布日期：2017年6月27日摘要钠冷快堆是作为世界研发进度最快的第四代反应堆，各核大国对钠冷快堆的发展十分重视，世界已经建*通讯作者。