核安全填空背书-030101-核反应堆的基本工作原理

引言

（）年（）国科学家（）在芝加哥大学运行场看台下面的（）反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开创了人类利用核能的新纪元。目前，已有（）余座核电机组投入商业运行，是全世界发电站总发电的（）%。核能是公认的经济、清洁、技术先进具有广阔发展前景的能源。同时，三哩岛和切尔诺贝利核电站事故也清楚告诉人们，核能具有潜在的（）危险。保护（、、）免受放射性危害是核能发展必须遵循的前提条件。本章简述了核动力厂安全的专业工作概况。

第一节 核反应堆的基本工作原理

核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的（）反应。核反应堆由（、系统、系统、系统、系统、系统）等组成。核反应堆（）是核燃料存放的区域，是核动力厂的心脏，核裂变链式反应就在其中进行。链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在（）内转化为热能，然后通过（、和）等方式传递给燃料元件周围的（），再由（）带载到堆芯外，通过（）系统转化为所需的动力。本节主要讨论核反应堆的基本工作原理。

一、中子与原子核的相互作用

在核反应堆堆芯，有大量的中子在飞行，用来实现重元素的可控自持裂变反应。碰撞的结果，或是中子被（）、改变了自己的（）和（）；或中子被原子核所（）。如果中子是被（）这类易裂变燃料核所吸收，就可能使其裂变。这就意味着在反应堆内可能发生多种不同类型的核反应。下面对核反应堆内存在的集中主要的核反应做一介绍。

1.散射反应

中子与原子核发生散射反应时，中子改变了（）和（）。散射反应有两种不同的机制。一种称为（），另一种称为（）。非弹性散射的反应式如下：

A

Z1*A1 X+01n→(A+

ZX)→(ZX)+0n

↓→ZAX+γ

能量比较高的中子经过与（）的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为（）。在热中子反应堆中，中了慢化主要依靠（）。在快中子反应堆内，虽然没有（），但中子通过与（）的非弹性散射，能量也会有所降低。

2.俘获反应

俘获反应也称为()反应，中子被原子核吸收后，形成一种新核素，并放出()射线。它的一般反应式如下：

A

Z1*A+1 X+01n→(A+

ZX)→(ZX)+γ

反应堆内重要的俘获反应有：

238

92U+01n→

−23992U+γ −239

92ββ U⎯⎯⎯→239→239

93Np⎯⎯⎯94Pu2−3d23min

这就是在反应堆内将（）转化为核燃料（）的过程。类似的反应还有：

232

90Th+01n→

−23390Th+γ −233

90ββ233 Th⎯⎯⎯→233

91Pa⎯⎯→92U22min27d

这就是将自然界中蕴藏量丰富的（）转化为核燃料（）的过程。

3.裂变反应

（）是堆内最重要的核反应。（、、和）等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，通常被称为（）。而（和）等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为（）。目前热中子反应堆内主要采用（）作核燃料。铀裂变时一般产生（）个中等质量的核，叫做（）；同时发出平均（）个中子，还释放出约（）的能量。

在反应堆中还会发生其他一些中子和原子核的反应，这里就不一一列举了。

二、核反应截面和核反应率密度

核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应（）的物理量。

1.微观截面

假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束垂直打在一个面积为1m、厚度为ΔXm的薄靶上，靶内核密度为N。靶后放一个中子探测器，见图1-1。由于中子在穿过靶的过程中会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测到的中子束强度I’减小。记ΔI=I- I’，实验表明：

ΔI=σNIΔX

式中的σ是比例系数，称为“（）”。

3

图1-1 平行中子束穿过薄靶后的衰减

微观截面σ是中子与（）发生相互作用概率大小的一种度量。它的量纲是（2）。通常采用“（）”作为微观截面的单位，1靶=（）cm。

为了区分不同的核反应，要给微观截面带上不同的下标，通常用下标s、e、in、f、r、a、t分别表示（、、、、、和）作用截面。

2.宏观截面

工程实践中要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题，所以又引入一个新的物理量：宏观截面，符号为Σ。宏观截面的定义：

Σ=Nσ

3核密度N的常用单位是1/cm。N可用下式计算：

N=N0（ρ/A）

从宏观截面的定义可知，它是中子与（）中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量。从定义可知，宏观截面的量纲是（）。常用（）为单位，举例说，某种材料的宏观吸收截面Σa=0.25/cm，那么中子在其中穿过1cm，被该材料的原子核吸收的机会就是0.25。

3.中子注量率与核反应率密度

核反应率密度是（）内在（）中发生的核反应的（）。核反应密度一般用R表示。为了导出R的表达式，定义另一个重要的物理量：中子注量率Ф（有的教科书又称（）或（））：

Ф=nV

其中n为中子密度，即单位体积中的中子数目，V是中子飞行速度。由此可见，中子注量率是（）中所有中子在单位时间内飞行的（）。利用（）和（）就可以计算核反应率密度：

R=ΣФ

该式是非常有用的。例如已经知道了堆芯中核燃料的（）和（），就可以算出堆芯的宏观裂变截面Σf；如果还知道了堆芯的（）Ф，就可计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而可以算出堆芯的（）等。总之，这个公式使我们可以从宏观上了解核反应的强度。

4.截面随中子传递能量变化的规律

核截面的数值决定于（）和（）。对于许多核素，考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性，可以发现大体上存在三个区域。首先是（）（一般指E＜（））：在该能区吸收截面σa随中子能量的减小而逐渐（），大致与中子的

（）成反比，故这个区域也称为吸收截面的（）区。接着是中能区（（）

在此能区内许多（）的截面出现了许多峰值，这些峰一般称为（）。在E>（）

以后的区域称为（），那里的截面一般都很小，通常小于（）靶，而且截面随能量的变化也趋于（）。

图1-2 铀-235核在三个能区的裂变截面曲线

（）、（）和（）等易裂变核的裂变截面σf随中子能量的变化呈现相同的规律。在低能区其裂变截面随中子能量减小而（），且σf值很大。例如当中子能量E=0.0253eV时，铀235的σf≈（）靶，钚-239的σf=（）靶，因此在热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在（）。对于中能区的中子，（）核的裂变截面出现共振峰，共振能量延伸至（）。在千电子伏至几兆电子伏的能区内，裂变截面降低到只有几靶。铀-235核在上述三个能区的裂变截面曲线见图1-2，图上也显示了铀-235在中能区上的一系列峰值。

三、中子的慢化

从上面介绍的核燃料微观裂变截面σf随中子能量变化的规律可知，（）引发燃料核裂变的“能力”大大高于（），就是说，建造一个用（）引发裂变的核反应堆，要比建造用（）引发核裂变的反应堆（）的多。然而，核燃料原子核裂变时放出的都是（），其平均能量达到（）MeV，最大能量可达（）MeV。要建造低能中子引发裂变的反应堆就一定要设法让中子的能量降下来，这可以通过向堆中放置（），让中子与（）核发生（）来实现。

经验告诉我们，一个运动着的小球如果和一个质量比它大得多的物体碰撞，碰撞后小球的能量不会有太多的损失；如果小球与质量较小的物体碰撞，自身的能量损失就很显著。中子与（）核碰撞时，有可能碰一次就损失全部能量；而中子与（）发生一次碰撞，可损失的最大能量约为碰撞前能量的（）%。可见必须采用（）来做慢化剂。核反应堆中常用的慢化剂有（、和）等。在核反应堆物理中，常用“（）”和“（）”这两个物理量来衡量慢化剂的优劣。

慢化能力是慢化剂的（）与每次散射碰撞后（）ξ的乘积。Σs值越大，说明中子与慢化剂发生散射的（）越多；ξ越大，则说明每次散射中子（）越多。两种乘积，反映了（）慢化中子的能力。然而，仅用慢化能力还不能全面反映一种材料是否适合作为慢化剂，或是否具有优良的慢化性能。我们知道，任何一种核，除能散射中子外，也会（）。如果其（）Σa过大，会引起堆内中子过多损失而不适合作为慢化剂。鉴于此，另外定义一个量Σsξ/Σa，称为（），即（）与（）之比。

显然这个物理量才比较全面地反映了慢化剂的优劣。好的慢化剂不仅应该具有（）的慢化能力，还应该有（）的慢化比。在几种慢化剂中，水的慢化能力（），故用水

作慢化剂的反应堆芯（）可以做得较小。但水的慢化比较（），这个因为它的吸收截面较大，所以水堆必须用（）作燃料。重水和石墨的慢化比都比较（），因为它们的吸收截面很小。因此（）和（）都可以采用（）作核燃料。但这两种物质的（）比水要小得多，故重水堆和石墨堆（尤其是后者）的堆芯比轻水堆（）。

裂变放出的（）（也称为（））在慢化到低能的过程中，必须会经过（）阶段。中子慢化到这一能区时必然有一部分被（）核共振吸收，其余的中子继续慢化。在慢化过程中逃脱共振吸收的中子份额就称为（），一般用P来表示。

逃脱共振吸收后的中子继续通过（）而慢化，但中子的速度不可能最后慢化到零。当中子的速度降低到一定程度后就与周围介质中的核处于（）状态了，慢化过程也就结束了。与介质原子核处于热平衡状态的中子为（）。在（）℃时热中子的最可小速度是（）m/s，相应的能量是（）eV。

裂变中子慢化为热中子，需要经历与慢化剂核的多次碰撞。假设将能量为（）MeV的中子慢化到（）eV，那么中子必须与水中的氢原子核平均碰撞（）次。慢化所需的时间

称为（）。对于水，慢化时间约（）s。裂变中子慢化为热中子后，还会继续

在介质中进行扩散，直至被（）。热中子从（）到被（）之前所经历的平均时

间称为（），在常见的慢化剂中，热中子的扩散时间一般在（～）s，扩散过

程要比慢化过程（）得多。快中子的（）和热中子的（）越长，则中子在介质中慢化和扩散时越（）泄漏出去。

四、核反应堆临界条件

（）反应是核反应堆的物理基础。当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出（）个中子，即第二代中子数目要比第一代（）。粗粗看来链式反应自续下去似乎是不成问题的，但实际情况并非如此。下面以热中子核反应堆为例加以讨论。热堆的堆芯是由（）、（）、（）及各种结构材料组成的，因此堆芯中的中子不可避免地要有一部分被（）吸收。此外还有一部分中子要从（）中泄漏出去。即使被（）吸收的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子，其余的引发（），不产生中子。所以下一代中子数不一定比上一代多，必须具体分析。

核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用（）K有效来表示。它的定义是：

K有效=（）/（）

系统内中子的消失率=系统内中子的（）+系统内中子的（）

只要知道了系统的（）和（），上式中的产生率、吸收率等，都可以很容易地计算出来。

若恰好堆芯的有效增值系数K有效=1，则堆芯内中子的（）恰好等于中子的（）。这样在堆芯内进行的链式裂变反应将以恒定的速率不断进行下去，也就是说链式反应过程处于（）状态。这时反应堆的状态称为（）。若有效增值系数K有效1，堆芯内的中子数目将随时间而不断地（），这种状态称为（）。

根据上述讨论，反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是：

K有效=1。

即反应堆处于（）。这时核反应堆芯部的大小称为（）（或（）），

在临界情况下反应堆所装载的核燃料量叫做（）。显然有效增殖系数与堆芯系统的 （）和（）（例如（）、（）与（）的比例等）有关。同时也与堆的（）和（）有关。

中子循环就是指（）经过慢化成为（）、（）击中（）引发裂变又放出（）这一不断循环的过程；它包括若干个环节。首先是（）过程，部分（）由于能量较高（高于铀-238的裂变阈能）可引起一些（）核裂变；快中子在慢化过程中要经过（）必然有平分中子被共振吸收而损失掉；逃脱了共振吸收的中子被慢化成（），热中子在扩散过程中被（）的各种材料吸收，被（）、（）和（）等物质吸收造成热中子损失；部分被核燃料吸收的热中子很大可能要发生裂变，但也有较小的可能不发生裂变。上述讨论尚未考虑中子（）的影响。实际上在（）和（）过程中都有一部分中子会泄露出堆外。

五、核燃料的消耗、转化与增殖

达到临界的反应堆可以实现（），不断地释放出裂变能。这一过程也是核燃料的（）过程。然而，由于堆内存在大量中子和（）原子核，通过（）对中子的俘获，新燃料（）原子核将被生产出来。如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为（）。显然，利用增殖堆就可以源源不断地把本来不适合做核燃料的（）转化为（），实现对铀自愿的充分利用。下面我们简单讨论一下核反应堆内核燃料的消耗速率和燃耗问题、核燃料转化过程中的转化比问题以及在很么条件下可以实现核燃料的增殖。

产生核能需要消耗核燃料。一个铀-235核裂变可以释放出（）MeV的能量，相当于

（）J。因此1MW的功率相当于每秒钟有（）个铀-235核裂变，每日有

（）个铀235裂变。相当于（）g铀235，这就是说反应堆每发出1MWd的能

量需要（）g铀235裂变。考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生()反应而浪费掉（对铀235其σf=583靶，σr=101靶）因此发出1MWd的能量实际上需要消防的铀235为：

1.05g（σf+σr）/σf=1.05g×（583+101）/583≈（）g

记住这个数据是非常有用的，可以使我们能很快地估算出核反应需消耗燃料的数量。如清华大学的5MW低温核供热堆，如果满功率供热1d，消耗铀-235仅需（）g。电功率30万Kw的秦山核电厂，每天消耗的铀-235大约是（）kg。如果考虑在运行过程中产生的（）也能为产生能量做出部分贡献，那么铀235的消耗量还会更小一点。

堆中的核燃料是否全部燃烧完呢？结论是（）烧完的。有两个因素影响着核燃料的（）。第一，随着可裂变核的消耗，反应堆的（）K有效会不断（），当降到（）以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了。第二，反应堆运行时燃料元件处于（、、）条件下，（）会受到一定损坏。为防止包壳破损导致的放射性进入（），（）在堆中放置的时间是受到严格控制的。由于上述两个因素的影响，在元件尚剩不少（）（以及运行中生成的（））时，就不得不换料了。反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用（）这一物理量来衡量。在动力堆中，它被定义为堆芯中（）铀放出的能量，其单位是（）铀。需注意的是，这里指的铀，包括（）和（），并非只是铀235。

目前商用和军用动力堆均采用（）作核燃料的。天然铀中大量存在的（）

并不能作为核燃料来使用，因为（）不能使其裂变，（）虽然能引起铀238核裂变，但（）太小。幸好，铀238俘获中子后可以变成易裂变同位素（），反应堆内的（）为铀238转换成核燃料提供了良好条件。为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，记为CR，其定义是：

CR=（）/（）

大多数现代轻水堆的转化比CR≈（），高温气冷堆具有较高的转化比，其CR≈（），因此有时被称为（）。对于轻水堆，由于可实现（），最终被利用的易裂变核约为原来的（）倍。天然铀中仅含有约（）%的铀235，如果仅采用轻水堆，则最多只能利用0.7%×2.5=（）%的铀资源。若CR=1，则每消耗一个易裂变核，便可以产生出一个新的易裂变核，此时可转换材料（铀-238等）可以在反应堆内不断转换为易裂变材料，达到自给自足，无需要给核反应堆提供新的易裂变材料了。当然，最吸引人的是CR>1的情况。这时候反应堆内产生的易裂变核比消耗的还要多，除了自给自足还可以拿出一些易裂变材料供应其他的核反应堆使用。能使CR>1的反应堆称为（），CR也被记为（），称为（）。毫无疑问，只有发展增殖堆才能充分利用大自然赐给人类的宝贵的铀和钍资源。

以（）作为燃料的（）具有非常优良有增殖性能，其增殖比可以达到（）。世界上许多国家在进行（）的研究开发。当前主流堆型是采用（）作为冷却剂的（）。（）在快堆技术上处于世界领先地位。

六、堆内中子注量率分布与展平

1.祼堆的中子注量率分布

现在讨论反应堆内中子注量率的分布规律。对于一个不带（）的堆（称之为（））的中子注量率分布的规律，根据波动方程和相应边界条件可求得各种几何形状反应堆的（）分布，它们的中子注量率分布的比较列在表1-1

中。

表1-1 在无发射层的临界反应堆内热中子注量率分布

比较各种几何形状堆的中子注量率可以看出，总的趋势是相似而相差不大的，堆的中心中子注量率分布比较（），随着逐渐向堆边界趋近，中子注量率（）而下降为（）。但比较而言，球形中子注量率分布弯曲得小点、圆柱形次之、长方体堆弯曲得最厉害。因此，对于同等体积的堆、（）的中子泄漏最小、（）次之、（）堆中子泄漏最大。当然，对于同一几何形状的堆，也有一个最佳体积的问题，例如圆柱形堆，即有一个（）的问题。由于加工制造等方面的困难，实际上采用（）的不多，多

数是采用（）的反应堆。

目前绝大部分的动力堆都采用（）堆芯，圆柱形均匀堆的热中子注量率分布（见图1-3）在高度方向上为（）分布、半径方向上为（）分布，即

ϕ(r,z)=ϕ0J0⎜⎛2.405r⎞⎛πz⎞ cos⎟⎜⎟⎝Re⎠⎝Le⎠

其中Re为外堆半径；Le为外堆高度，单位是m。有了均匀堆的热中子注量率分布后，我们就可以得到均匀堆的释热率分布了，即有：

ϕV(r,z)=ϕVmaxJ0⎜⎛2.405r⎞⎛πz⎞ ⎟cos⎜⎟⎝Re⎠⎝Le⎠

图1-3 均匀堆热中子通量密度与体积释热分布

这样得到的是把全堆芯均匀化之后的结果。值得注意的是，堆芯内的（）空间分布是随（）而变化的，在对堆芯做较详细分析时，（）分布或者（）分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。

2.带反射层反应堆的中子注量率分布

（）的中子泄露是较大的，为了减少中子泄漏，节省燃料，往往在（）外围加上（）把泄漏到堆芯外面的中子散射返回堆芯，这样减少了（），使得同样成分的反应堆堆芯的尺寸可以更（），因此实际上运行的反应堆都是带（）的。

有了反射层以后，（）的分布将发生变化。很显然由于有了（）的反射作用，原来在堆芯边缘地区的中子注量率将会（），使得中子注量率分布更为（）了。

3.中子注量率的局部效应

（1）燃料富集度分区布置

（）对功率分布影响很大。压水堆通常把燃料元件以适当的栅距排列成为（），并且用（）的燃料元件布置。图1-4是压水堆三区布置时的归一化功率分布，通常（）区的燃料富集度最低的，（）区的燃料富集度最高。在实际换料程序中并不是一次换全部的料，而是把新换进行的燃料放在（）区，原来Ⅲ区的燃料往里挪到（）区，Ⅱ区的再挪到（）区，I区的乏燃料换出来进入（）。燃料元件采用分区

布置后在半径方向上的功率分布已经不是（）分布了。

（2）控制棒对中子注量率的扰动

（）对功率分布影响也很大。几乎所有的反应堆都有控制棒，它对堆芯功率分布的影响可以由图1-5进行分析。图中的虚线是没有控制棒情况下的径向功率分布，在均匀堆情况下是零阶贝塞尔分布；图中实线所示是在堆中插入控制棒后的径向功率分布。由于控制是（）材料，在控制棒附近使得中子注量率（）很多，因此把控

制棒布置在反应堆的合适位置可以得到比较理想的功率分布。

图

1-4 压水堆三区时的归一化功率分布

图1-5 控制棒对径向功率分布的影响

控制棒对反应堆的（）分布有很大的影响。通常控制棒可分三大类，即（、和）。停堆棒在正常运行工况时在（）的外面，只有在需要停堆的时候才迅速插入（）。（）是用于抵消寿期初大量的剩余反应性的。如图1-6所示，在寿期初，补偿棒往往插得比较深，而在寿期末，随着燃耗的加深，慢慢地拔出来了。这样，

在不同的寿期，产生了堆芯功率不同的轴向分布。

图1-6 补偿棒对轴向功率分布的影响

实际上，各种不同形状堆的堆内中子注量率并不完全是理想的情况。因为堆内总插有一定数目的（）或（），这些控制棒或管道的插入都势必使堆内中子注量率场主发生扰动。圆柱反应堆在无控制棒扰动的情况下，径向是贝塞尔分布，轴向是余弦分布。当堆内插入控制棒以后，由于棒对种子的强烈吸收，使径向和轴向的中子注量率分布就发生了畸变。径向在插控制棒的地方出现了凹陷，轴向在棒插下过程中，使余弦的分布凸峰位置移动，位移的情况取决于棒的（）。

实验得知：当棒插入堆芯后轴向的中子注量率峰就开始（）移动；棒不断往堆内下插，轴向的中子注量率凸峰就不断（），但当中子注量率峰下移到一定位置。棒再继续下插时，凸峰就开始（），当插入堆底时中子注量率峰又回到了（）。在维持同样功率的前提下，由于控制棒是一种（），又由于中子扩散规律是密度高的地方的中子向密度低的地方流动，这种现象的出现是必然的结果。

控制棒插入不同深度对（）的扰动，对于反应堆的运行安全与提高功率都有直接的影响。由于控制棒的插入使得堆内轴向中子注量率分布更不均匀，在中子注量率凸峰处燃料元件局部过热，容易造成（），由于中子注量率不均匀性的提高，堆的平均功率也应（），所以了解控制棒对轴向中子注量率场扰动的规律，并采取措施限制或减少这一扰动，对于堆的安全运行，无疑是重要的。

（3）水腔对中子注量率的扰动

在堆内由于各种原因常常出现（）或（），如充水管道、元件盒间的水隙、控制棒提升、元件盒的换料等。这些水腔的出现，将严重影响水腔中及水腔周围的热中子注量率分布。这是因为水的良好慢化作用使得水腔中热中子急剧增加而形成热中子注量率峰，因而使得水腔周围的（）也提高了。对于水堆，由于元件的栅距比较小，因此水隙中的中子注量率也把元件表面的（）拉了上去。燃料元件表面最大热负荷在设计时就有一定的限制，所以元件表面中子注量率的升高，使（）增大，而出现热点，易于造成（）。所以从安全角度讲，要避免出现这类事件（如控制棒附带（）以防（）后形成水腔等）。

4.中子注量率展平的重要性

我们知道，裂变核反应率密度的强弱取决于堆内（）的水平。因此，堆内中子注量率的绝对值与相对分布将直接影响反应堆的（）与（）的分布，从而间接影响运行安全等。

我们知道，活性区任意点的功率密度与该点的（）成正比。堆内中子注量率的分布决定（）的分布。如果中子注量率的分布不均匀，那么在中子注量率的峰值处的功率密度最高，而元件的（）或称（）是受到元件材料的性能与壁温的限制，如果不改善中子注量率分布而只提高中子注量率的绝对值，这种局部过热必然导致该处（）的破裂、烧结等，造成元件事故，危及堆的安全。因此提高堆功率水平的有效措施就是在保证（）不变的情况下，而能提高整个堆的（）。要提高堆的平均中子注量率水平，就必须对反应堆的中子注量率为以改善使之更为均匀平坦，即（）。

5.中子注量率分布的展平方法

有若干中方法可以实现中子注量率展平，这里略加介绍：

（1）堆芯径向分区装载

堆芯径向分区装载（）的燃料来实现中子注量率的展平。在堆芯中心区域加入富集度较（）的燃料或半径较（）的燃料棒，在堆芯边缘区域加入富集度较（）的燃料或半径较（）的燃料棒，从而达到中子注量率展平的目的。

（2）合理布置控制棒

用（）展平中子注量率更是一般在运行中常用的方法。控制棒栅如果布置得宜，可以在堆内形成一个（）分布平坦区，即在原来堆内中子注量率比较高的区域布置控制棒（）一些，中子注量率较低的区域布置控制棒（）一些，这样使得堆内的中子注量率趋于均匀化。

（3）引入合理公布的可燃毒物

如果在中子注量率较高的堆芯中央区域的（）表面涂以相应富集度的可燃毒物，即可以达到中子注量率展平的目的，又可以免除为控制棒下插展平径向中子注量率而造成（）不均匀的缺点。

中子注量率展平的方法，就其实质来说，不论是改变燃料棒（）或（），增添（）或（），都是改变中子（）或（），而造成一个热中子注量率的（）。

至此，已经将反应堆物理的一些基本概念和基本规律作了简要介绍。利用这些知识，可以定性理解核能工程中许多具体做法的内在理由，也可以对许多问题进行初步的分析。

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