重水软水

重水(或称氘化水，化学式D2O或者2H2O)是水的一种，它的质量比一般水要重。普通的水(H2O)是由两个只有质子的氢原子和一个氧16原子所组成，但在重水分子内的两个氢同位素，比一般氢原子有各多一个中子，因此造成重水分子的质量比一般水要重。在自然界中，重水的含量很少。

重水在尖端科技中有十分重要的用途。原子能发电站的心脏是原子反应堆，为了控制原子反应堆中核裂变反应的正常进行，需要用重水做中子的减速剂。电解重水可以得到重氢，重氢是制氢弹的原料。

重水（heavy water）是由氘和氧组成的化合物。分子式D2O，分子量20.0275，比普通水（H2O）的分子量18.0153高出约11％，因此叫做重水。在天然水中，重水的含量约占0.015％。由于氘与氢的性质差别极小，因此重水和普通水也很相似。

重水的主要作用

重水主要用作核反应堆的慢化剂和冷却剂，用量可达上百吨。重水分解产生的喉是热核燃料。重水还可做示踪物质。

重水主要用于核反应堆中作减速剂，它可以减小中子的速率，使之符合发生裂变过程的需要。重水也是研究化学和生理变化中使用过的材料。浓而纯的重水不能维持动植物的生命，其致死浓度为60％。

一般相信重水并不属于有毒物质，但是人体内的某些代谢需要轻水，所以如果只喝重水会生病。情形就好像空气中最主要的成分氮气是无毒的，但吸入纯氮会因为缺氧致死。以老鼠做的实验发现重水能抑制细胞的有丝分裂，引起需要迅速代谢的身体组织变坏。实验中的老鼠连续数天只喝重水后，体内约一半的体液变成重水；这时症状开始出现，需要快速细胞分裂的组织，如发根及胃膜最先出现毛病。本来快速增长的癌细胞生长速度亦出现减慢，不过减慢的程度并不足以令重水作为可行的治疗方法。

-----------------------------------------------------------

简单地说

重水是由氘和氧组成的化合物。比普通水的分子量高出约11％，因此叫做重水。

重水能抑制细胞的有丝分裂，引起需要迅速代谢的身体组织变坏。致死浓度为60％

不含或含较少可溶性钙、镁化合物的水叫做软水（soft water）。软水不易与肥皂产生浮渣，而硬水相反。天然软水一般指江水、河水、湖(淡水湖)水。经软化处理的硬水指钙盐和镁盐含量降为 1.0～50 毫克／升后得到的软化水。虽然煮沸就可以将暂时硬水变为软水，但在工业上若采用此法来处理大量用水，则是极不经济的。

在日常生活中，我们经常见到水壶用久后内壁会有水垢生成，这是因为在我们取用的水中含有不少无机盐类物质，如钙、镁盐等。这些盐在常温下的水中肉眼无法发现，一旦它们加温煮沸，便有不少钙、镁盐以碳酸盐形式沉淀出来，它们紧贴壶壁就形成水垢。我们通常把水中钙、镁离子的含量用“硬度”这个指标来表示。硬度1度相当于每升水中含有10毫克氧化钙。低于8度的水称为软水，高于17度的称为硬水，介于8～17度之间的称为中度硬水。雨、雪水、江、河、湖水都是软水，泉水、深井水、海水都是硬水。

有些钙、镁离子含量很高的水却不见有水垢生成，这是因为这些钙、镁离子以氯化盐形

式存在，它们是可溶的，所以在加热时并不能沉淀出来。

水的硬度对日常生活影响是很大的。如水的硬度大时洗衣服不起泡；旅居异地因饮水的硬度不适应可出现水土不服的症状；壶内结水垢会使壶的导热性下降；工业锅炉的水垢可引起爆炸事故。所以，生活和工业用水均应适当控制水的硬度。一般来说，软水多用于生活中，洗澡、洗衣服等。不用于饮用，所含矿物质过少。

重水堆

第四章：重水堆 一、特点 二、发展简介 三、商用重水堆 1、CANDU6 2、CANDU9 四、先进重水堆－ACR 一、特点－类型 1、压力容器(重水冷却） （1）压力容器式： ?德国MZFR（0.85％丰度），58MW（1973－1974） ?瑞典Agesta,12MW(1964-1974),瑞典Marviken, 132MW（沸腾重水冷却）、1968年中止建设。?阿根廷两个，一个在建Atucha2-745MW,一个在运行Atucha1-357MW （1974－今） （2）压力管式(水平、垂直，冷却剂不受限制） ?垂直压力管： ?加拿大*2,英国1，日本1，斯洛伐克1，瑞士(Lucens)1，德国1。除日本Fugen （ATR，普贤)外，都于1990年前关闭。 ?水平压力管式：CANDU，34座在运行。 2、冷却剂 ?重水CANDU6，瑞典，阿根廷。 ?沸水轻水ATR（日本），SGHWR（英国），CANDU-BLW(加拿大），CANDU－OCR（加拿大）有机物。 3、慢化剂重水 4、燃料 ?天然铀CANDU6等多数堆， ?富集铀SGHWR（3.9％铀）,ATR(2％天然铀＋钚）MZFR（0.85%铀), Lucens (0.96%铀) 5、换料方式 ?压力管式在线换料 ?压力壳式停堆换料 一、特点－物理 1、重水慢化 ?比轻水中子吸收截面小，可用天然铀 ?重水工作在低温条件下，有利于慢化 ?燃料烧得透，乏燃料中U235含量低于扩散厂通常的尾料丰度，不值得后处理 ?装料最少（热中子堆） ?但重水慢化比轻水差，故堆芯大。 2、重水冷却吸收截面小，有利于用天然铀 3、包壳容器管、压力管匀为薄壁、锆合金，尽量减少中子吸收。（现用性能更好的锆-2.5%铌合金） 3、反应性连续换料，剩余反应性小。 4、产钚量高为压水堆的两倍。 5、燃料增值高釷铀循环核燃料增值接近1。生产U233，摆脱对U235 的依赖。但目前天然铀价格低，重视不够。 6、放射性重水经中子辐照产生放射性氚。慢化剂中氚的含量是冷却剂中的几十倍。是压水堆的100倍，沸水堆的1000倍。早期加拿大皮克灵（Pickering）重水堆核电厂维修人员辐射剂量1/3来自氚。重水泄漏及氚辐射是重水堆的一个弱点。 二、重水堆发展简史

秦山三期重水堆核电站的主要特点

秦山三期重水堆核电站的主要特点 新华网浙江频道（2003-10-27 17:34:39） 新华网浙江频道10月27日电目前世界上运行的大部分核电站的反应堆，若按反应堆冷却剂和慢化剂的类型划分有轻水堆、重水堆和石墨气（水）冷堆。我国在运行、建造中的核电站反应堆，除秦山三期重水堆核电站以外都是轻水堆中的压水堆。秦山三期重水堆核电站有什么主要特点呢？下面作一简介： 1. 用天然铀作燃料。 压水堆的核燃料是U-235的低浓缩铀（3－4 Wt％），而重水堆的核燃料可以用天然铀。这是因为重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水的中子吸收载面小，慢化系数大，慢化性能好，中子利用率高，故可直接利用天然铀(U-235含量0.711Wt%)作燃料，这一方案的主要优点有： （1）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀，这有利于无铀浓缩能力的国家自力更生发展核电；对于有铀浓缩能力的国家，节省的铀浓缩分离功可作为它用。 （2）从重水堆卸出的燃料燃烧得充分，U-235含量（约0.2Wt%）低于浓缩铀厂尾料的富集度，这样就不急于进行乏燃料后处理，可把乏燃料贮存起来，在需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。 （3）重水作慢化剂，与轻水堆相比，其中子经济性好，每千瓦年的净产钚量高于除天然铀石墨堆以外的其他堆型，其燃料转化比（~0.8）高于轻水堆（~0.5），属于较高利用铀资源的堆型； （4）由于天然铀燃料生产不需要铀浓缩的一系列复杂工艺和大量的能量消耗，而且天然铀燃料组件的结构和制造工艺也较轻水堆简单，所以重水堆的燃料成本比轻水堆要低~1/2。 2. 年容量因子高。 坎杜（CANDU）反应堆是采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间（一般约1.5~2.0个月）。有了不停堆换料系统，还能及时卸出破损的燃料组件，降低对冷却剂回路的污染，也有利于提高电站的利用率。在汽轮机组发生故障甩去全部负荷，但不要求停机时，这时堆可不停止，发电机可改为电动机方式运行，最长可达90分钟（通常核电站是1~2分钟），只要故障一消除，可直接提升功率。这对提高电站利用率也是有利的。所以，在目前世界上运行的核电站中，坎杜核电站的年容量因子较高。

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。

重水堆85476786

重水堆85476786 第四章:重水堆 一、特点 二、发展简介 三、商用重水堆 1、CANDU6 2、CANDU9 四、先进重水堆,ACR 一、特点,类型 1、压力容器(重水冷却) (1)压力容器式: ，德国MZFR(0.85,丰度)，58MW(1973,1974) ，瑞典Agesta,12MW(1964-1974),瑞典Marviken, 132MW(沸腾重水冷却)、1968年中止建设。，阿根廷两个，一个在建Atucha2-745MW,一个在运行 Atucha1-357MW (1974,今) (2)压力管式(水平、垂直，冷却剂不受限制) ，垂直压力管: ，加拿大*2,英国1，日本1，斯洛伐克1，瑞士(Lucens)1，德国1。除日本Fugen (ATR，普贤)外，都于1990年前关闭。 ，水平压力管式 :CANDU，34座在运行。 2、冷却剂 ，重水CANDU6，瑞典，阿根廷。 ，沸水轻水ATR(日本)， SGHWR(英国)，CANDU-BLW(加拿大)，CANDU,OCR(加拿大) 有机物。

3、慢化剂重水 4、燃料 ，天然铀 CANDU6等多数堆， ，富集铀 SGHWR(3.9,铀),ATR(2,天然铀，钚) MZFR(0.85%铀), Lucens (0.96%铀) 5、换料方式 ，压力管式在线换料 ，压力壳式停堆换料 一、特点,物理 1、重水慢化 ，比轻水中子吸收截面小，可用天然铀 ，重水工作在低温条件下，有利于慢化 ，燃料烧得透，乏燃料中U235含量低于扩散厂通常的尾料丰度，不值得后处理，装料最少(热中子堆) ，但重水慢化比轻水差，故堆芯大。 2、重水冷却吸收截面小，有利于用天然铀 3、包壳容器管、压力管匀为薄壁、锆合金，尽量减少中子吸收。(现用性能更好的锆-2.5%铌合金) 3、反应性连续换料，剩余反应性小。 4、产钚量高为压水堆的两倍。 5、燃料增值高釷铀循环核燃料增值接近1。生产U233，摆脱对U235 的依赖。但目前天然铀价格低，重视不够。 6、放射性重水经中子辐照产生放射性氚。慢化剂中氚的含量是冷却剂中的几十倍。是压水堆的100倍，沸水堆的1000倍。早期加拿大皮克灵(Pickering)重水堆核电厂维修人员辐射剂量1/3来自氚。重水泄漏及氚辐射是重水堆的一个弱点。

参考文献

1.蒋国强. 氚和氚的工程技术[M]. 国防工业出版社, 2007. 2.Energy D O. DOE handbook: Tritium handling and safe storage[J]. Office of Scientific & Technical Information Technical Reports, 1999. 3.阮文, 罗文浪, 张莉,等. 氢-苯乙烯体系中氢-氚同位素交换反应的热力学研究[J]. 核化 学与放射化学, 2008, 30(4):220-226. 4.M Keilhacker et al. High Fusion Performance from Deuterium-Tritium Plasmas in JET[J]. Nuclear Fusion, 2002, 39:209-234. 5.宋良治, 邓国伦. 环境中的氚及其监测[J]. 四川环境, 1984(1):57-61. 6.Buttlar H V, Libby W F. Natural distribution of cosmic-ray produced tritium. II [J]. Journal of Inorganic& Nuclear Chemistry, 1954, 1:75-91. 7.王樟龄. 环境中的氚—NCRP62号报告简介[J]. 辐射防护通讯, 1982:31+50. 8.云娇. 1945至1980年世界核试验综述[J]. 国外核新闻, 1981:13. 9.杨茂春. 压水堆核电站氚的辐射风险分析[J]. 辐射防护通讯, 2000:1-6. 10.Varlam C, Stefanescu I, Duliu O G, et al. Applying direct liquid scintillation counting to low level tritium measurement.[J]. Industry and Medicine, 2009, 67:812-6. 11.方栋, 李红. 环境中氚和碳-14[J]. 辐射防护, 2002, 22:51-56. 12.娄崇美. 排放到大气中的氚化水引起的环境氚转移[J]. 国际放射医学核医学杂志, 1984:30-31. 13.Craig H, Lal D. The Production Rate of NaturalTritium[J]. Tellus, 1961, 13:85–105. 14.聂保杰, 倪木一, 廉超,等. 基于湍流扩散理论的氚大气弥散程序开发与校验[J]. 原子能 科学技术, 2013:541-546. 15.黄豫, 刘卫, 肖德涛,等. 熔盐堆中氚的控制和监测[J]. 核技术, 2011, 34(8):000632-636. 16.Canadian Nuclear Safety Commission Tritium Studies Project Synthesis Report[R]. Ottawa, Ontario, Canada, 2011, 1 17.董金. 氚的生物效应[J]. 国际放射医学核医学杂志, 1991:27. 18.朴长青. 氚的致癌问题[J]. 中华放射医学与防护杂志, 1982, 2:54-57. 19.周红宁, 王琪, 张翠兰,等. γ射线照射对小鼠移植性H-(22)肝癌细胞DNA合成的影响[J]. 中国辐射卫生, 1997:238-238. 20.Balonov M I, Muksinova K N, Mushkacheva G S. Tritium Radiobiological Effects in Mammals[J]. Health Physics, 1993, 65:713-726. 21.周湘艳, 王冰, 高卫民. 氚照射生物效应的实验研究[J]. 中华放射医学与防护杂志, 2000, 20:4-10. 22.叶江枫, 袁名辉. 儿童放射损伤的研究进展[J]. 中华医学研究杂志, 2011. 23.黎辉, 梅其良, 付亚茹. 核电厂氚的产生和排放分析[J]. 原子能科学技术, 2015, 49:739-743. 24.张晶, 李厚文. 秦山三期重水堆核电站流出物氚排放的比较分析[J]. 辐射防护, 2009:80-85. 25.谷丽娜. 秦三厂重水堆电站气态氚排放升高调查实践[J]. 中国科技投资, 2017(8). 26.李华. 空气中不同形态氚取样方法[J]. 辐射防护通讯, 2012:11-16. 27.钟志京, 余卫国, 胥全敏. 一种空气中氚化水(HTO)监测用新型蒸馏制样装置研制 [C].2012中国环境科学学会学术年会论文集(第二卷). 2012. 28.Harrison K G, Gibson J A B, Waldron J C. An evaluation of the CRNL/CFFTP HT/HTO discriminating monitor[J]. Fusion Technol.; (United States), 1988, 14:2. 29.Sundar. Monitoring of tritium In CORAL reprocessing facility[J]. Radiation Protection

各种反应堆介绍

各种反应堆介绍

各种反应堆介绍 国外高温气冷堆发展情况 目前世界上的主要有核国家，都在积极发展高温气冷堆技术用于发电与制氢。美国能源部2004年开始招标建设一座热功率40万到60万千瓦的双用途高温气冷堆，项目投资约15亿美元，计划2015年建成。南非的高温气冷堆核电站设计，已经通过国际原子能机构组织的四次审评，计划在2010年前建成示范电站。法国法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术的研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标。日本已经建成了高温工程试验研究堆，用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术。俄罗斯正与美国共同开展利用高温气冷堆烧钚的研究。 快堆核电站 快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。 沸水堆核电站

沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 重水堆核电站 与压水堆核电站不同，重水堆核电站的核反应堆是利用天然铀作燃料，用重水做慢化剂和冷却剂。目前全世界正在运行的400多个核电机组中，绝大多数是压水堆，只有32个是重水堆。 重水堆核电站不用浓缩铀，而用天然铀作燃料，比压水堆的燃料成本低三分之二，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。与压水堆核电站相比，重水堆核电站可以实现不停堆换燃料，一年365天都可以发电，实际发电量可以达到设计发电量的85％，设计年容量因子较高。另外，重水堆核电站的安全性较高，还可以大量生产同位素。 目前全世界拥有重水堆核电机组最多的国家是加拿大，韩国、阿根廷、印度、罗马尼亚和我国的台湾省也有少量重水堆核电机组。 目前正在运行的秦山三期属于重水堆核电站 生活中的辐射 千万年来，人类就是在天然放射性环境中发展进化，繁衍生长。在您的一生中，从头到脚时时刻刻都受到看不见的射线的照射，但仍然健康地生活着。天然环境中的放射性，主要来自天空中的宇宙射线和大地土壤、

(完整版)反应堆工整理讲解

第一章反应堆简介 1. 反应堆概念 核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。 2. 反应堆的用途 生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆 实验堆：主要用于实验研究 动力堆：用于动力或直接发电的反应堆 3. 反应堆种类 按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等 其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础 1. 原子与原子核 92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数 2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸) 原子核带正电，半径为1213 10~10cm --， 其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u 3. 同位素及核素的表示符号 同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同 一个位置，丰度。例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。核素的表示A Z X。4. 原子核的能级状态，激发态 原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量 5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律 一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。 衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指 数规律进行的，即 0e t N Nλ-=

6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变 Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成） Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子 Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线 7. 衰变常数、半衰期、平均寿命 一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。 原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期，1/20.693T λ= 。 平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间，1/τλ= 8. 放射性活度及其单位 放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数 国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==? 9. 原子核内核子间的作用力 原子核内核子间的作用力（核力）是短程力，与电荷无关，具有饱和性，且与核子的自旋态有关 10. 结合能与比结合能 自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能，原子核平均每个核子的结合能称为比结合能 11. 质量亏损 原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ?,2E Mc ?=?即为结合能 12. 裂变能与聚变能 重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能； 轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能 13. 弹性散射 弹性散射：中子与靶核碰撞过程中，动能、动量守恒，靶核的能级状态没有改变的反 应。 碰撞后，中子的运动方向和能量都有所改变，中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现 14. 非弹性散射 非弹性散射：类似于弹性散射，但是靶核的能级状态有所升高。常伴随靶核的γ衰变，高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射