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注册核安全工程师笔记

《核安全综合知识》

第一章核物理

三、辐射探测的原理和主要的辐射探测器

辐射探测器的定义：

利用辐射在气体、液体或固体中引起的电离、激发效应或其他物理、化学变化进行核辐射探测的器件称为辐射探测器。

辐射探测的基本过程：

1、辐射粒子射入深测器的灵敏体积。

2、入射粒子通过电离、激发或核反应等过程而在探测器中沉积能量。

3、探测器通过各种机制将沉积能量转换为某种形式的输出信号。

类型：

气体探测器、闪烁探测器、半导体探测器

入射带电粒子通过气体时在通过的径迹上生成大量的自由电子和离子组成的离子对和激发分子。

入射粒子直接产生的离子对称为初电离。

初电离产生的高速电子（称ξ电子）足以使气体产生的电离称为次电离。

总和称为总电离。

带电粒子在气体中产生一离子对所需的平均能量W称为电离能。

对不同的气体W大约在30eV上下。

半导体探测器：

电离能3eV

气体探测器：

电离能30eV

闪烁探测器：

电离能300eV

第四节原子核反应

核反应分类：

（1）按出射粒子分类：

1）对出射粒子和入射粒子相同的核反应称为散射，又可以分为弹性散射与非弹性散射。

2）对出射粒子和入射粒子相同的核反应，当出射粒子为γ射线时称为辐射俘获。

（2）按入射粒子分类：

1）中子核反应：

最重要的是热中子辐射俘获（n,γ），很多人工放射性核素通过此反应制备，如60Co

2）荷电粒子核反应。

3）光核反应。

二、核反应及其阈能

反应能Q=（Bb+BB）-（Ba+BA）

核反应阈能Tth：

对吸能反应而言，能发生核反应的最小入射粒子动能Tα称为核反应阈能Tth。

阈能Tth与反应能Q的关系：

Tth=（mα+mA）/mA*|Q|

 三、核反应截面和产额

1、核反应截面：

一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。

其量纲为面积，常用单位为“靶恩”b=10-28m2

2、已知截面即可求核反应的产额，入射粒子在靶体引起的核反应数与入射粒子数之比

第五节核裂变及核能的利用

裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分，缓发中子约占总数的1%，瞬发中子的能谱N（E）和每次裂变放出的平均中子数V，是重要的物理量。

第二章核能和核技术应用

第一节辐射源种类

一、天然辐射源

宇宙射线、宇生放射性核素（3H、14C、7Be、22Na等贡献较大）、原生放射性核素（1、有衰变系列-铀系238U、232Th2、无衰变系列--40K、87Rb）

二、人工辐射源（包括核试验落下灰等）

1、核设施：

反应堆辐射源235U，重核分裂成两个中等质量的原子核并释放出200MeV的能量

反应堆正常的辐射源有γ辐射源和中子源

γ辐射源  瞬发裂变γ射线（在屏蔽计算中往往以平均能量2.5MeV考虑）、裂变产物放出的缓发γ射线（235U每次裂变大约有6.65MeV的γ能量在衰变1s后由裂变产物放出，γ射线能量大部分在2Me5V以下，平均是0.7MeV）、其他γ射线（辐射俘获（6-MeV在屏蔽计算中要考虑）、非弹性散射）。

中子源

裂变中子（瞬发）（平地均2MeV）、缓发中子（能量较低）

在使用反应堆辐射源时，应该把γ射线的效应和各种中子的效应都加以考虑。

 后处理主要内容有：

（1）除掉反应堆运行中逐渐积累，在运行中起毒化作用（使中子损失增大）的裂变产物

（2）回收未燃烧的燃料

（3）回收生成的可裂变物质（如钚）

核技术的应用：

A、α放射源：

主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射性避雷器等的离子发生器。

210Po，238Pu,239Pu,241Am,235U,238U。

B、β放射源：

屏蔽β射线应选用低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）以减少韧致辐射、外面再用高原子序数的材料屏蔽韧致辐射和其他γ光子。

C、低能光子源：

利用发射低能γ射线和X射线的放射性核素，或利用β辐射体与靶物质产生的韧致辐射制成的源。

主要用于厚度计、密度计、X射线荧光分析仪。

55F、57Co、125I、238Pu、241Am、244Cm

D、γ放射源：

主要防止外照射。

活度小于50MBq（大约=1.5mCi）的γ源，一般可利用时间防护和距离防护。

E、中子源：

中子的贯穿能力很强，使用中子源时应着重外照射的防护，一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料较多的物质，将快中子慢化，然后用吸收截面大的物质（如锂、硼等）吸收慢中子。

同时在屏蔽中子的同时还要注意对γ射线的屏蔽。

所以对中子源的屏蔽要进行混合屏蔽。

非密封源

（A）工作场所分级

在防护条件相同的条件下，操作的放射性活度（操作量）越大，可能造成工作场所和环境污染的程度越严重。

将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。

级别

日等效最大操作量（Bq）

甲

>4*e9

乙

2*e7-4*e9

丙

豁免活度值以上-2*e7

放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量（Bq）与该核素毒性线别修正因子的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。

射线装置：

X射线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置

第二节反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识

放射性同位素活度

C=σφmPNA/A（1-e-λt）

σ-生成放射性同位素的反应截面φ-靶子辐照处的中子注量率m-靶元素的重量  P-稳定同位素的丰度

第四节放射性同位素应用中的辐射安全问题

1、对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降低至低于400MBq之前不得出院。

2、使β放射源做敷贴器，容器内壁应为塑料或有机玻璃等轻质材料，用以屏蔽β粒子，外壁用铅或铸铁屏蔽韧致辐射。

由于敷贴器容易接触人体，应特别注意检查源是否泄露。

3、镭最早在医疗中广泛使用的放射性核素，但镭的毒性大，属于极毒组，其衰变产物氡是放射性气体，易泄露，应以其他（60Co、137Cs、192Ir）来代替。

4、中子发生器产生快中子，屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能，然后再被俘获吸收。

通常先用重物质（如铁、铅等）通过非弹性散射将快中子慢化到低能中子，再用含氢材料（如聚乙烯、石蜡等）通过弹性散射将中子进一步慢化到热中子，最后用吸收截面很高的材料（如硼、镉）吸收热中子。

另外，由于热中子具有价廉、坚固因此在结构屏蔽中广泛应用。

核燃料循环设施：

铀钍矿及伴生放射性矿的开采和加工：

地下开采都必须具备有六大系统：

通风系统、提升运输系统、供排水系统、安全供电系统、通迅系统，此外，还有辐射防护体系和应急救险保障体系。

独居石及钍矿砂主要用露天采矿法开采，但也有少数钍矿石在井下开采。

铀钍矿的采矿工艺流程为：

辐射取样编录--γ测量--采矿设计--凿岩爆破--矿石检查---放射性分选---运输出渣和三废处理。

铀矿加工采用湿法冶金（即用酸法或碱法）从矿石中提取铀。

铀尾矿库的抗御洪水的级别比有色及冶金行业的高一个等级，最少要按百年一遇的洪水设计、千年一遇的洪水校核

分离功：

一种仅用于浓缩铀的度量单位，把一定的铀富集到一定的铀-235丰度所需投入的工作量叫分离功（SWU）。

生产1t丰度为3%的浓缩铀约4.3tswu以及5.5t天然铀。

浓缩过程中剩下4.5t贫化铀。

其铀-235丰度下降到0.2%左右，一般无工业应用价值。

5种核反应堆的基本特征：

堆型

中子谱

慢化剂

冷却剂

燃料形态

燃料富集度

压水堆

热中子

H2O

H2O

UO2

3%左右

沸水堆

热中子

H2O

H2O

UO2

3%左右

重水堆

热中子

D2O

D2O

UO2

天然铀或稍加浓铀

高温气冷堆

热中子

石墨

氦气

（Th,U）O2或UC

7%-20%或90%

钠冷快堆

快中子

无

液态钠

（U,Pu）O2

15%-20%

包括压力容器、蒸气发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

快中子堆：

简称快堆。

是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。

快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。

第三章辐射防护

1、 熟悉辐射对人体的效应（确定性效应、随机性效应、遗传性效应等）

2、 熟悉常用辐射量、单位及其计算方法（照射量、吸收剂量/率、剂量当量/率等）

3、 掌握放射性物质的防护监测（个人和工作场所）

4、 熟悉实践干预的基本概念。

5、 熟悉辐射防护的目的和安全目标。

6、 掌握辐射防护的基本原则（正当性、限值、优化）及其实施。

7、 熟悉控制辐射危险的基本方法（包括内照射和外照射）。

8、 掌握辐射源安全和保安的要求和措施。

9、 掌握辐射防护的标准和限值。

10、 熟悉应急准备的要求。

1、 天然辐射源按其起因分为三类：

宇宙辐射、宇生核素、原生核素

2、 天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为107人·SV

3、 照射可以分为正常照射或潜在昭射；也可以分为职业照射、医疗照射和公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。

4、 根据辐射效应的发生与剂量之间的关系，可以把辐射对人体的危害分为随机效应和确定性效应两类。

5、 在辐射防护中把随即性效应与剂量的关系简化地假设为“线性”、“无阈”

6、 从慎重的观点出发，一般认为在已有的人体细胞中，基因的自然性的突变基本上是有害的。

7、 使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为（0.1-1）Gy，代表值为0.7Gy

8、 辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位。

9、 比释动能K，

10、外照防护的基本原理：

减少或避免射线从外部对人体的照射。

11、时间防护、距离防护、屏蔽防护。

外照射防护三要素。

12、照射量X是个历史悠久，变化较大的一个辐射量。

X=dQ/dm，单位：

C/kg，过去照射量的单位是伦琴，符号为R。

1R=2.58*10-4现有的技术条件下，能被精确测量照射量的光子的能量限于10kev-3MeV范围以内。

在辐射防护中上限可扩大到8MwV。

13、比释动能K=dεtr/dm。

dεtr是不带电粒子在质量为dm的物质中释放出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值，它既包括这些带电粒子在韧致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。

单位是J/kg，专门名称是Gray，1Gy=1j/kg

14、吸收剂量D：

单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。

D=dε/dm

dε是电离辐射授予质量为dm物质的平均能量历史上曾用过拉德rad作为比释动能和吸收剂量的专用单位。

1rad=0.01Gy

15、当量剂量：

相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应。

为了用同一尺度表示不同类型和能量的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护中用了当量剂量这个词。

Ht=∑Wr*Dt,rWr是辐射权重因子Dt,r是辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收量。

16、有效剂量E=ΣWt*HtHt是器官或组织T的当量剂量Wt是器官或组织T的组织权重因子Wt=T器官组织或接受1Sv照射时危险度/全身接受1Sv均匀照射时总危险度

17、待积当量剂量：

某一特定器官或组织接受当量剂量率在时间t内的积分。

18、待积有效剂量：

待积当量剂量经Wt加权处理后的总和。

19、集体当量剂量与集体有效剂量

20、实践：

它是指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现在照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射可能性或受到照射的人数增加的人类活动。

21、干预：

22、导出空气浓度：

假定参考人员工作时每分钟空气吸入量为0.02m3/min，辐射工作人员1年工作50w，每周工作40h，因此1a总计工作2000h，在此时间内工作人员吸入的空气量为2.4*103m3，于是导出空气浓度DAC=放射性核素的年摄入量限值。

23、具体监测有四个领域：

个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。

辐射防护监测可分为常规监测、操作监测、特殊监测。

24、ICRU（国际辐射单位与测量委员会）：

建议用一个密度为1g/cm3、直径为30cm的组织有效球作为人体躯干的模型。

25、工作场所空气的污染通常是采样测量法进行监测。

常用的方法有过滤法、冲击法、向心分离法等。

26、 用于工作场所的监测仪器从测量方法上大体可分为三种：

瞬时剂量率测量仪器、累计剂量测量仪器、γ谱仪。

用于瞬时剂量率测量的仪器有电离室、GM计数管、闪烁剂量率仪等。

1、应急管理的方针是“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”。

第四章流出物和环境放射性监测

1、本底调查：

对指定范围内的放射性背景值进行测量分析以及基于评价目的而对其他相关资料进行收集的活动。

2、环境放射性本底调查按目的分为两类：

1）大范围的环境放射性本底普查（获取平均值）2）针对特定核与辐射设施周边地区开展的调查。

（为其管理服务）

3、核电厂首次装料前2年以上的本底调查。

4、对于核设施：

本底调查范围一般以设施为中心，半径几十公里范围内。

（取决于规模和周边条件，大小不一）。

5、原生放射性核素主要有：

232Th、238U、235U系。

7、流出物：

特指实践中源所造成的以气体、气溶胶、粉尘或液体等形态排入环境的，通常情况下，可在环境中得到稀释和弥散的放射性物质。

这种排放必须是经过批准的。

由于流出物是一种放射性废物的形式。

同时又是放射性废物的一种处置方式。

因此，对于流出物的管理和控制既要遵循放射性废物管理的基本原则，又要执行放射性废物处置的相关要求。

8、各种人工辐射源所致公众年有效剂量为1mSv。

在辐射防护领域称为约束剂量（<0.3mSv），是一个与源相关的量，对于一个特定的辐射源，用来控制流出物排放的剂量不能大于这种约束剂量。

9、关键人群：

具备以下几个条件1）受到辐射照射最大2）饮食及生活习性相近3）人数从几个到几十人。

流出物排放的首要原则是使关键人群组1a所接受的辐射照射剂量不超过审管部门批准的约束剂量，亦即使公众得到充分保护。

年排放量限值：

次级标准。

年有效剂量：

基本标准。

   推导出一组排放量限值，保证在各种不利因素下，满足这组排放限值就一定可以保证前述论述的约束剂量不会超过的前提下，这组年排放量数据就可以作为流出物排放控制的次级标准。

最优化是辐射防护体系的重要组成部分。

它的基本含义是：

首先要满足剂量标准，遵守年排放量限值，执行总量控制要求使公众得到保护，但这还不够，应努力使排放量减少。

流出物排放原则：

剂量控制充分保护公众安全、年排放量实行总量控制、实行最优化政策。

对于核与辐射设施流出物排放除应遵守上面三个原则之外，还应遵循可核查性原则。

可核查性包括对流出物经液、气途径排放时有监测数据，有详细记录；审管部门可监控及验证排放情况；对已往的排放资料，可以追溯复查。

核与辐射设施流出物排放的管理要求包括申报批准，拥有足够能力的净化及处理设施或设备；有专设的流同物排放渠道；对排放进行监测；不满足要求需返回处理设备；对液体流出物实行槽式排放；实践中总结经验不断提高控制水平，逐步减少排放量。

申报与批准：

对于核与辐射设施的流出物排放都需经过审管部门批准，对于像核电站这类大型核设施，需要在首次装料前向国家环保总局提出申请年排放量限值。

原则上讲，申报的数值不能大于历次环境影响报告书中给出的排放源项。

审管部门经技术审评认为满足相关要求后发文正式批准。

流出物的监测：

1） 估算年排放总量

2） 检验“三废”治理设施的运行效能

3） 及时发现偶然误排

4） 在万 一发生事故时判断事故排放量

5）对放射性液体流出物实行槽式排放

6） 为设施运行时环境影响评价提供辐射源项

7） 改善公共关系

8） 在排放前贮存在贮存容器中

9） 贮存容器的容量足够大并应有备10）用容器

11） 在排放前对容器中的放射性进行取样分析，12） 分析合格经批准后主可排放

13） 在排放中， 对液体排放量有计量设备

16） 万一监测不 合格，应可返回净化系统进行净化处理。

第五章核与辐射安全的概念

“安全文化”是在总结前苏联切尔诺贝利严重事故中人为因素的基础上为确保核电厂安全生产而提出的一种系统且完整的管理概念，后经国际原子能机构（IAEA）的不断完善和提高，在整个核领域中作为一项基本管理原则。

1、安全文化的定义：

安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。

2、安全文化原则：

价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体，提出这些方面的目的是在立法要求和监管要求之外保持一个增增强安全的自我约束的方法。

3、安全文化特性：

1）安全第一的思想2）主动精神3）有形导出

4、核安全文化的作用：

人的失误和人的违章统称为“人因错误”，核电站50%以上的安全重大事故的主要原因是人因错误。

5、安全文化的组成：

1）体制 2）个人的响应（一方面的减少或防止人为的错误，另一方面充分发挥人的积极影响）

6、各阶层的职责和作用：

     决策层：

“关键在于领导”，并要当众宣布其承诺来表明本单位在社会责任方面的立场和在安全方面的坦诚意愿，确保核安全是营运单位董事会议上的重要议题。

    管理导：

明确责任分工、负责安全工作的安排和管理、对人员资格审查和安排培训、掌握奖励和惩罚以及监察、审查和对比安全管理体系的工作状态，并做出承诺以自己的行动和要求促进职工们的安全素养，确保职工们能按确定的框框办事并从中获益。

个人的响应：

善于探索的工作态度、严谨的工作方法、互相交流的工作习惯。

四、行业文化

INSAG-4附录中提出了“安全文化指标”，分别对政府及其部门、营运单位、研究单位、设计单位的不同层次的人员详细地提出了应当做出的承诺和应当达到的要标

营运单位对安全负责具体分为公司和核电站两个层次

第三节核安全文化的发展阶段及弱化识别

1、核安全文化的发展阶段：

从开始的被动接受、单位的自身要求加以达到、再到人人主动加以完善

2、识别安全文化弱化征兆的方法：

1）组织问题：

a解决问题不恰当b观念狭隘c开放性差

2）管理问题：

a纠正行为不力b难题的解决模式不佳c程序的不完善d分析和改正问题的质量差e独立安全审评的不足或失效f真实性不符g违章 h反复申请不执行管理要求

3）雇员问题

   过长的工作时间、未受过适当培训的人数比例偏高、在使用适合的有资格的和有经验的人员方面出现失误、对工作的理解差、对承包人的管理差

4）技术问题

例如：

技术方面的记录和存档材料贫乏或缺乏管理，设备维修不及时，对安全事件的收集、监督和处理不当，自我检查和自我评价体制不健全等等。

第四节安全文化的评价方法

1、安全文化的评价有三种方式：

单位自我评价、IAEA安全文化评价组评价、二者结合的评价

不管哪种方式的评价都按照IAEA的ASCOT导则的规定内容进行，称为ASCOT评价方法

按照ASCOT评价方法，安全文化评价组对安全文化的评价是从最初的全厂巡视和文件检查的安排开始的

1、全厂巡视：

出入控制（效率和有效性）、工厂的一般状况（泄露、照明、标牌）、厂房管理（垃圾及储存区域、清洁程度）、防护设备的使用（戴安全帽、剂量胶片盒、警告标志）、控制室工作人员（警惕性、工作态度）、规章和手册的可用性（控制室和核电厂范围）

文件检查：

电厂日志与相关文件、运行与维修记录、未解决的电厂缺陷与文件修改数量、对重大安全相关活动的培训计划、公司一级的安全政策有效性、安全政策与安全文化概念的一致性、电厂关于规程和遵守规程的政策、明确重要安全责任的文件、组织机构图、公司一级安全审查机构的设立和其活动的记录与电厂管理层参与的情况

 2、个别访谈：

安排与工作人员的个别交谈和进行讨论，也可以采用调查问卷的形式，集中在对集体和个人的态度及与安全文化相关的问题上。

安全文化评价组对所有方面进行评价。

通过个别访谈过就能得出安全文化的主要评价和基本结论。

3、IAEA安全文化评价组提供的咨询和支援服务可有四种方式：

标准的ASCOT研讨会、扩大的ASCOT研讨会、对自我评价的支援和ASCOT审评。

第五节培育安全文化的良好实践

安全文化的特殊性实践

安全文化的理念可以在下述活动中得到充分的应用：

1、预测风险分析。

2、将错误作为学习的机会。

3、事件的深入分析。

4、加强学习能力。

5、适合安全文化的监管途径与内容。

6、提高雇员对安全文化的贡献。

7、承包商的积极参加。

8、加强安全问题与公众的联系。

9、自身评价。

10、综合安全评价。

11、制定安全绩效指标。

培育安全文化的步骤：

1）要制定安全文化导则文件。

2）要使经理们了解到，为了达到良好的安全目标，员工的行为、态度和理想是十分重要的。

3）要保持不断地向其他组织（国内外）学习的可能性。

简单看完了第三册，下面开始第四册的学习

《专业实务》

第一章核反应堆（王秀清）

掌握核动力厂和其他反应堆设计/运行的基本要求

掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理（核动力厂首次装载核燃料的必要条件；对核动力厂营运单位的组织机构，运行管理者和运行人员的基本要求；对运行规程的管理要求；核事件分级及事件报告制度；对流出物和固体放射性废物管理的监督；核电厂换料、修改和事故停堆管理；定期安全审查；退役）

1、中子慢化主要依靠弹性散射。

2、俘获反应，中子被原子核吸收并放出伽玛射线。

自然界中蕴藏丰富的钍元素转化为燃料铀233的过程。

3、裂变反应：

核裂变是堆内最重要的核反应。

铀-233、铀235和钚239和钚241易裂变燃料，而钍232、铀238只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为转换材料。

4、微观截面：

ΔI=σNIΔX   σ是比例系数，称为“微观截面”

5、靶：

1靶=10-24cm2  

下标：

s 散射  e 弹性散射   in非弹性散射  f裂变俘获  r非裂变俘获  a吸收 t 总的作用截面

6、宏观截面：

它是中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量。

单位1/cm。

举例说，某种材料的宏观吸收截面Σ=Nσ，核密度N单位是1/cm；N=（ρ/A）N0

某种材料的宏观截面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是0.25.

7、中子注量率：

（又称中子通量密度或中子通量）φ=nV 其中n是中子密度，即单位体积中的中子数目，V是中子飞行的速度

 8、核反应率密度：

R=Σφ  用途：

如知道了堆芯中核燃料的浓度和分布就可以算出堆芯的宏观裂变截面Σf；如果还知道了堆芯的中子注量率φ ,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瓜，进而可以算出堆芯的发热强度。

可以使我们从宏观上了解核反应的强度。

9、截面随中子能量变化的规律：

核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质，瓜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，首先要是低能区E<1，中能区1104EV

10、中子的慢化：

低能中子引发燃料核裂变的“能力”大高于高能中子。

然而，核裂变放出的都是高能中子，其平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV，要建造低能中子引发裂变的反应堆，就要让中子的能量降下来。

11、慢化剂的优劣：

慢化能力、慢化比。

12、慢化能力：

宏观散射截面与每次散射碰撞后中子损失能量的乘积。

13、慢化比：

散射截面与吸收截面之比。

14、好的慢化剂不仅应该具有较大的慢化能力还应具有大的慢化比。

水慢化能力强，堆芯小，慢化比较小，要用浓缩铀做燃料。

15、逃脱共振吸收几率：

裂变放出的高能