核反应堆物理基础第4章

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核反应堆物理分析习题答案

核反应堆物理分析习题答案

核反应堆物理分析习题答案第四章1.试求边长为,,a b c (包括外推距离)的长⽅体裸堆的⼏何曲率和中⼦通量密度的分布。

设有⼀边长0.5,0.6a b m c m ===(包括外推距离)的长⽅体裸堆,0.043,L m =42610m τ-=?。

(1)求达到临界时所必须的k ∞;(2)如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=,求中⼦通量密度分布。

解:长⽅体的⼏何中⼼为原点建⽴坐标系,则单群稳态扩散⽅程为:222222()0a a D k x y zφφφφφ∞++-∑+∑= 边界条件: (/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ===(以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺⼨已包含了外推距离)因为三个⽅向的通量拜年话是相互独⽴的,利⽤分离变量法:(,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将⽅程化为:22221k X Y ZX Y Z L∞-++=- 设:222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z=-=-=- 想考虑X ⽅向,利⽤通解:()cos sin x x X x A B x C B x =+代⼊边界条件:1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a aππ=?==?=同理可得:0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z aaaπππφφ=其中0φ是待定常数。

其⼏何曲率:22222()()()106.4g B m a b cπππ-=++=(1)应⽤修正单群理论,临界条件变为:221gk B M∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+=1.264k ∞?=(2)只须求出通量表达式中的常系数0φ3222002222cos()cos()cos()()a bc a b c f f f f f f VP E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑??3182102() 1.00710f f P m s E abcπφ--?==?∑2.设⼀重⽔—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?。

核反应堆物理基础Chapter4

核反应堆物理基础Chapter4

二、反应性温度效应 (4)
2.3 慢化剂的反应性温度系数
慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力,主要途径如下: 慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力,主要途径如下: 慢化剂密度变化。以水为例,温度升高慢化能力降低, 慢化剂密度变化。以水为例,温度升高慢化能力降低,能谱变 硬。 慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能谱变硬。 慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能谱变硬。 对于热中子反应堆来讲,一般情况下,能谱变硬时,反应性降低。 对于热中子反应堆来讲,一般情况下,能谱变硬时,反应性降低。因 为能谱变硬时,燃料的共振吸收增加,裂变材料的裂变截面降低, 为能谱变硬时,燃料的共振吸收增加,裂变材料的裂变截面降低,中 子泄漏也会有所增加。但这并非是绝对的。影响反应性有诸多因素。 子泄漏也会有所增加。但这并非是绝对的。影响反应性有诸多因素。 各种因素因为能谱的变化进而影响反应性的趋势不尽相同, 各种因素因为能谱的变化进而影响反应性的趋势不尽相同,要看最后 的综合效果,也看反应堆的设计。 的综合效果,也看反应堆的设计。有些强吸收体的中子截面呈 1/v 变 化规律。能谱变硬时,吸收能力减弱,引起反应性增加。 化规律。能谱变硬时,吸收能力减弱,引起反应性增加。如果这种吸 收作用在反应堆中占主导地位,则总的反应性温度系数就会是正的。 收作用在反应堆中占主导地位,则总的反应性温度系数就会是正的。
二、反应性温度效应 (1)
2.1 反应性温度系数 反应性温度系数(1) 反应堆停堆时处于常温状态,即冷态。 反应堆停堆时处于常温状态,即冷态。运行时 温度升高到运行温度。 温度升高到运行温度。材料温度的改变一般情况下 对反应性有很大的影响。温度变化一个单位(K, C) 对反应性有很大的影响。温度变化一个单位 带来的反应性变化定义为反应性温度系数α 带来的反应性变化定义为反应性温度系数 T: αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 反应堆内温度的变化是不均匀的, 反应堆内温度的变化是不均匀的,各种材料温 度变化对反应性的影响也不尽相同, 度变化对反应性的影响也不尽相同,所以温度的变 化要有所指,如燃料温度,慢化剂温度等。 化要有所指,如燃料温度,慢化剂温度等。对应的 温度系数称为燃料反应性温度系数, 温度系数称为燃料反应性温度系数,慢化剂反应性 温度系数等。 温度系数等。

《核反应堆物理基础》课件——第四章 温度效应

《核反应堆物理基础》课件——第四章  温度效应
• 尽量不要突然停堆,慢慢地停 WHY • 潜艇之类核动力装置,停堆时不要停死,保持一个很低功
率。 • 使反应堆总有足够大的后备反应性。
(即使掉到坑底,后备反应性仍然是正的)
反应堆中没有任何控制毒物情况下的超临界反应性称为反应 堆的后备反应性或剩余反应性。
碘坑中启动或提升功率的危险性
➢开堆或提升堆功率时,随着通量的上升,氙大量烧损, 相当于引入正的反应性。
P d
dP
i
Ti
Ti P
x
x P
TF
TF P
TM
TM P
VM
Tx P
功率系数是所有反应性系数变化的综合,与反应堆核特性相 关,与热工水力特性也有关。
裂变产物中毒
裂变产物:
指裂变碎片及其衰变产物, 300多种。
裂变产物中毒:
意思是反应堆因裂变产物的生成而中 毒。中毒者是反应堆,放毒者是某些裂变产物。
一段时间内135Xe浓度有可能增加
135Xe浓度有可能到达一极值后,开始逐渐减小,因为??
碘坑:NXe先↑后↓,ex先↓后↑现象
碘坑时间tI: 停堆时刻开始直到剩余反应性 又回升到停堆时刻时所经历的时间
允许停堆时间tp: 在tI内,若剩余反应性还大 于零,则反应堆可靠移动控制棒来启动,这 段时间为tp
停堆后135Xe中毒
135Xe产生途径: 直接裂变、135I衰变
135Xe消失途径: • 停堆后:
135Xe吸收中子、 135Xe衰变
• =0, 135Xe的裂变产额=0; 135I继续衰变为135Xe,但135Xe不再 有吸收中子而消失,只能通过衰变消失,而135Xe得半衰期大 于135I半衰期,因此停堆后:
dI dTF

第四章核能材料.解析

第四章核能材料.解析

4.改进型水冷动力反应堆材料
4.1 压水堆堆芯新材料 压水堆堆芯部件的工作条件十分苛刻,因而 对其运行的可靠性、经济性和安全性要求越来越 高。为了满足这种要求,一方面堆芯设计不断更 新,另一方面制造部件所使用的材料也将随之改 进。目前没根据核能发展需要而开发的压水堆堆 芯新型材料最具有典型的锆合金包壳材料。水冷 动力堆堆芯的另一种改进型材料是可燃毒物材料 。研究表明,Gd2O3是一种良好的材料。
4.1.2 锆-2.5铌合金
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%(质量) Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性,少量的氧也可以强化 合金,在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂;后者会降 低其断裂韧性。 锆-2.5铌合金主要性能: 微观组织和断裂韧性 晶粒结构由β-Zr薄膜围绕α晶粒组成。该薄膜 可以连续或轻度破损;α粒子基极基本上呈现平行 于周向的织构;位错密度等于10-14,断裂韧性大 于250MPa.m1/2。
核能就是指原子能,即原子核结构发生变化时释放出的 能量,包括重核裂变或轻核聚变释放的能量。1938年德国化 学家哈恩首次揭示了核裂变反应,他通过研究发现,铀235在中子的轰击下分裂成两个原子核,同时放出三个中 子,这一过程伴随着能量的放出,这个过程就是核裂变反 应,放出的能量就是核能。物质所具有的原子能比化学能 大几百万倍以至上千万倍。
238U和232Th资源丰富,为核能的利用提供 了广阔的材料来源。此外,由于铀238和钍232是 能够转换成易裂变核素的重要原料,且其本身在 一定条件下也可产生裂变,所以习惯上也称其为 核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚,锂和 其它化合物等。核工程材料是指反应堆及核燃料 循环和核技术中用的各种特殊材料,如反应堆结 构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化 剂、冷却剂、屏蔽材料等等。核材料必须置于设 有多重实体屏障的保护区内,并实行全面管制与 统计,防止损失与扩散。

反 应 堆 物 理(第四讲)扩散理论

反 应 堆 物 理(第四讲)扩散理论

∫ φ(r, E) = φ(r, E, Ω)dΩ 4π
7
• t时刻在 r 处体积元 d r 内,能量在E与
E+dE之间,而运动方向在 Ω 方向上的立 体角元 d Ω 内的中子数目。
——中子角密度 n(r, E, Ω,t)
• t时刻在 r 处体积元 d r 内,能量在E与 E+dE之间的中子数目。
——中子数密度 n(r, E, t)
其中,沿 Ω 方向散射反应率:Σsφ(r ')dV / 4π
25
• 沿 Ω 方向运动的中子,不经碰撞到达dA的
概率:e−Σt |l|
• 每秒自dV散射沿 Ω 方向到达dA的中子数:
1

Σtφ (r ') e−Σt |l|
cosθ dAdl
• 沿 Ω方向,每秒穿过dA的中子数:
∫ dA

0 −∞
1)介质无限、均匀;
2)在实验室体系中散射各向同性 (Isotropic scattering) ;
3)介质的吸收截面很小,Σa<<Σs;
4)中子通量密度随空间位置缓慢变化。 21
2.2 单能中子扩散的斐克定律
• 斐克定律(Fick’s Law):
J = -Dgradφ
D
=
λ tr 3
, λtr
=
来代替
λs

31
• 比例系数D具有长度量纲,称为扩散系数 (diffusion coefficient),是反映中子在 介质中扩散过程的重要参数。
D = λs
3 或
D = λtr = λs 3 3(1− μ0 )
32
例题:习题1
解: (1)由定义可知:

第四章核燃料组件

第四章核燃料组件

4.3 包壳
作用: 1 防止核燃料被冷却剂腐蚀 2 存留裂变产物 3 为核燃料的体积变化提供保护空间 4 为热传导提供截面 要求:
在使用状态下,由于包壳外面接触冷却剂,这样就受到外部冷却剂压力和流 体力学的应力,同时还受到腐蚀等化学反应的侵蚀。内表面直接接触燃料芯体, 所以受到芯体以及裂变产物的化学侵蚀,并且受到气体裂变产物所造成的内压 作用,以及为了适应芯体变形会产生强制变形。因此,在这样两面条件下,还 要保持裂变产物不逸出到外面的密封性,这是很苛刻的。为此,选择包壳材料 要考虑下表所列出的几项要求。
二氧化铀芯块的制造方法:
一般是把浓缩铀工厂提供的成品UF6(六氟化铀)加热成气体, 然后通入氨水等中,结果沉淀出ADU (重铀酸铵)等化合物,经过 过滤洗涤后,进行干燥焙烧制成U3O8,再进行氢还原制成UO2粉 末,即可对其进行成形烧结。多数情况下,二氧化铀中所含的氧 超过正常化学比1:2。这个指标用氧铀比(O/U) 表示。烧结前压制 是将加入了粘结剂的二氧化铀粉末,用20t/cm2左右的压力加压, 压制成为圆柱状生坯块。经预烧除去粘合剂以后,在氢气流中加 热到1600-1700℃进行烧结,得到的密度是理论密度的93-97%。 所谓理论密度是指熔化凝固方法所得到的密度。燃料快高度和直 径比为1~1.5。目前较多的是蝶形快,其上下面压制成凹蝶形, 以适应肿胀变形,芯块表面进行机械磨光,以保持与包壳管的间 隙。
• • • •
“燃料元件一般是由核燃料和包壳组成的” 4.2 燃料芯体材料
作为燃料元件的芯体材料必 须含有裂变材料或增殖材料。如 果就元素的名称上看,燃料芯体 材料的成分就是铀、钚和钍三种。 其中只有钚不是天然的。实际应 用的核燃料芯体材料的形式大致 分为固体的和液体的。固体核燃 料有金属或合金以及化合物陶瓷。 液体核燃料有金属或合金以及熔 盐。

《核反应堆物理分析》基本概念总结

《核反应堆物理分析》基本概念总结

m 2 ,巴恩—1b=1028 m2 。
(P8)
6)宏观截面:一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。设 为材料密 度, A 为该元素的原子量,N 0 =6.0221367×1023 mol 1 , 则 N dI / I ,N N 0 单位: (P9) m 1
反应堆物理分析(修订本-谢仲生主编) 基本概念总结
西安交大出版社(原子能出版社)
有稳定的分布,称之为中子慢化能谱。 3) E '
(P36)
1 1 1 cosc E , ① c 00 时 E ' Emax E ,此时碰撞前后中子没有能量损失; 2
弹性散射。
(P5)
4)共振现象:当入射中子的能量具有某些特定值,恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时, 中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著地增加,这种现象就叫做共振现象。
INx N x
(P4)
I I / I ,单位 5)微观截面:表征一个入射中子与单位面积内一个靶核发生作用的几率大小; σ
(P30)
即 : k eff
第2章 中子慢化和慢化能谱
1)慢化过程:中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。 (P36)
2)中子慢化能谱:当反应堆处于稳定时,在慢化过程中,堆内中子密度(或中子通量密度)按能量具
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《核反应堆物理分析》知识点整理

《核反应堆物理分析》知识点整理

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。

111001100[]AA A ZZ Z AA 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。

(完整版)反应堆工整理讲解

(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121310~10cm--,其中质子带正电,质量为1u,中子不带电,质量为1u3. 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AZX。

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 tN 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。

《核反应堆物理分析》公式

《核反应堆物理分析》公式

第1章—核反应堆物理分析中子按能量分为三类:快中子(E ﹥0.1MeV),中能中子(1eV ﹤E ﹤0.1MeV),热中子(E ﹤1eV). 共振弹性散射A Z X+01n →[A+1Z X]*→A Z X+01n 势散射A Z X+01n →A Z X+01n辐射俘获是最常见的吸收反应.反应式为A Z X+01n →[A+1Z X]*→A+1Z X+γ235U裂变反应的反应式23592U+01n →[23692U]*→A1Z1X+A2Z2X+ν01n微观截面ΔI=-σIN Δx /I I IIN x N xσ-∆-∆==∆∆ 宏观截面Σ=σN单位体积内的原子核数0N N Aρ=中子穿过x 长的路程未发生核反应,而在x 和x+dx 之间发生首次核反应的概率P(x)dx=e -ΣxΣdx核反应率定义为R nv =∑单位是中子∕m 3?s 中子通量密度nv ϕ= 总的中子通量密度Φ0()()()n E v E dE E dE ϕ∞∞Φ==⎰⎰平均宏观截面或平均截面为()()()EEE E dERE dEϕϕ∆∆∑∑==Φ⎰⎰辐射俘获截面和裂变截面之比称为俘获--裂变之比用α表示fγσασ=有效裂变中子数1f f a f γνσνσνησσσα===++ 有效增殖因数eff k =+系统内中子的产生率系统内中子的总消失(吸收泄漏)率四因子公式s deff n pf k k nεη∞ΛΛ==Λk pf εη∞=中子的不泄露概率Λ=+系统内中子的吸收率系统内中子的吸收率系统内中子的泄露率热中子利用系数f =燃料吸收的热中子被吸收的热中子总数第2章-中子慢化和慢化能谱在L 系中,散射中子能量分布函数[]'1(1)(1)cos 2c E E ααθ=++- 能量分布函数与散射角分布函数一一对应(')'()c cf E E dE f d θθ→=在C 系内碰撞后中子散射角在?c 附近d ?c 内的概率:能量均布定律()(1)dE f E E dE Eα'''→=--平均对数能降2(1)11ln 1ln 121A A A A αξαα-+⎛⎫=+=- ⎪--⎝⎭当A>10时可采用以下近似223A ξ≈+L系内的平均散射角余弦0μ001223c c d Aπμθθ==⎰ 慢化剂的慢化能力??s 慢化比??s /?a由E 0慢化到E th 所需的慢化时间tS()th E s s E E dE t v E λλξ⎤=-=⎰热中子平均寿命为00()11()()a d a a E t E vE v v λ===∑∑(吸收截面满足1/v律的介质)中子的平均寿命s d l t t =+慢化密度0(,)(,)()(,)s E E q r E dE r E f E E r E dE ϕ∞''''=∑→⎰⎰ 稳态无限介质内的中子慢化方程为()()()()()()Et s E E E E f E E dE S E ϕϕ∞''''∑=∑→+⎰无吸收单核素无限介质情况()()()()(1)Es t E E E E E dE E αϕϕα''∑'∑='-⎰无限介质弱吸收情况dE 内被吸收的中子数()()()a dq q E q E dE E dE ϕ=--=∑00()exp()E a Es dE q E S Eξ'∑=-'∑⎰逃脱共振俘获概率00()()()exp()E aE s E q E dE p E S E ξ'∑==-'∑⎰ 第j 个共振峰的有效共振积分,*() ()jj A E I E E dE γσφ≡⎰逃脱共振俘获概率i p 等于1exp A iA i i s s N I N p I ξξ⎡⎤=-=-⎢⎥∑∑⎣⎦整个共振区的有效共振积分()()i a E iI I E E dE σϕ∆==∑⎰ 热中子能谱具有麦克斯韦谱的分布形式/1/23/22()()n E kT n N E e E kT ππ-= 中子温度()(1)a M n M SkT T T Cξ∑=+∑核反应率守恒原则,热中子平均截面为()()()(()(ccc c E E E E E N E vdEE N E N E vdEN E σσσ==⎰⎰⎰⎰若吸收截面?a服从“1/v”律(a a E σσ=若吸收截面不服从“1/v ”变化,须引入一个修正因子ng a n σ=第3章-中子扩散理论菲克定律J D φ=-∇u r 3s D λ=01s tr λλμ=-023Aμ=中子数守恒(中子数平衡)(,)(S)(L)(A)V dn r t dV dt=--⎰产生率泄漏率吸收率 中子连续方程(,)(,)(,)(,)a n r t S r t r t divJ r t tϕ∂=-∑-∂如果斐克定律成立,得单能中子扩散方程21(,)(,)(,)(,)a r t S r t D r t r t v tϕϕϕ∂=+∇-∑∂设中子通量密度不随时间变化,得稳态单能中子扩散方程2()()()0a D r r S r ϕϕ∇-∑+=直线外推距离trd 0.7104l = 扩散长度220011363(1)3(1)a tr a s a a s D L r λλλλμμ=====∑-∑∑-慢化长度L12221111112110100ln 3th a tr E D D L L E ϕϕϕϕξ∇-∑=∇-=→==∑∑∑L 21称为中子年龄,用τth 表示,即为慢化长度。

《核物理》 岩石的天然放射性特征

《核物理》 岩石的天然放射性特征

矿物名称 铝土矿 蒙脱石 高岭石 伊利石 白云母 绿泥石
钾(%)
<0.16 0.42 4.5 7.9~9.8 <0.05
铀(ppm) 3~30 2~5 1.5~3 1.5
钍(ppm) 10~130 14~24 6~19
<0.01
《1)核粘物土理岩基础》
为什么说生油粘土岩具有相当的放射性?
¡ 生油的粘土岩的粘土矿物主要以蒙脱石和伊利石 为主,其本身放射性和吸附能力使其具有一定的 放射性;又由于富含有机质,有利于放射性物质 的沉积,因此具有相当的放射性。
¡高岭石:化学式Al4[Si4O10][OH]8,常 出现在陆相沉积中,本身不含放射性元 素。由于其对放射性物质吸附能力差, 对粘土岩的放射性贡献较小。
《2、核沉物积理岩基中础的》天然放射性核素分布
铀、钍含量单位用—μg/g(g/t),记作ppm 钾含量单位用—0.01g/g,记作%
粘土矿物的铀、钍、钾含量
234U:丰度0.006%, 235U:丰度0.72%,与238U共生在一起,核燃料 238U:丰度99.275%,在反应堆中受中子轰击生成239Pu(钚)
钍(Z=90):银白色金属,不易氧化,钍在自然界中有
6个同位素,丰度最高的只有232Th,其它几个同位素的丰 度很低。金属钍的密度为11.0g/cm3, 未广泛应用
的,其物质组成与变质前的岩石直接相关,其体积占 地壳总体积的26.5%。
《1、核地物层理中基的础岩》石及矿物
2)岩浆岩:
¡ 岩浆岩主要分布在地层深处,其体积占地壳总体 积的64.5%。
¡ 岩浆岩矿物种类繁多,主要矿物:石英(12%)、 长 石 ( 59% ) 、 角 闪 石 及 辉 石 ( 17% ) 、 云 母 (4%)、橄榄石、霞石、石榴石、磁铁矿、磷灰 石(共8% )等。其余矿物只占1%。

核反应堆的核物理第4章 均匀反应堆的临界理论

核反应堆的核物理第4章  均匀反应堆的临界理论

根据边界条件及初始条件,利用数理方程相关知识得:
(x)
An
cos Bn x
An
cos
(2n 1)
a
x
得:
Tn Ce(kn 1)t / ln
(x,t)
n1
An
[cos
(2n
a
1)
x]e(kn 1)t / ln
利用初值条件得:
An
2 a
a/ a
2 /2
0
(
x)
cos
(2n
1)
a
xdx
代入方程:
措施: ▪ 芯部分区布置; ▪ 可燃毒物的合理布置; ▪ 采用化学补偿剂及部分长度控制棒以展平轴向通量 分布。
谢谢
2
2
0
x
a
a
2
2
由上述条件的偏微分方程
1
D
( x, t )
t
2 ( x, t )
k L2
1
(
x,
t)
利用分离变量方法,令 (x,t) (x)T (t) 偏微分方程化为:
2 ( x) (x)
1
DT (t)
dT (t) dt
k 1 L2
得:
2(x) B2(x) 0
其通解为:
(x) Acos Bx C sin Bx
(x,t) [ 2 n1 a来自a/ a2 /2
0
(
x)
cos
(2n
a
1)
xdx][cos (2n 1)
a
x]e(kn 1)t / ln
热中子反应堆的临界条件
次临界状态:对于一定几何形状和体积的反应堆芯部,
若 对B应12 的k1小于1,那么,其余的

核反应堆物理基础4章

核反应堆物理基础4章

H
z
特点:
•圆柱形裸堆的通量密度分布为:轴向按中心对称的 余旋分布,径向按零阶贝塞尔函数分布,两者相互独 立。
•利用极值条件可以可以求出,当直径D=1.083H时,圆柱体反应堆 具有最小临界体积,这时实际反应堆的高径比接近1的原因。
•均匀裸堆的通量密度分布形状是由波动方程的基波函数规定,它取决于 堆的几何形状;而通量密度的大小、即常数A的大小不能由波动方程得到, 因为方程是一齐次方程,一个解的任意倍数仍然是该方程的解。在反应堆 功率给定时,通量密度的大小或常数A才能被确定。这说明与通量密度相 联系的堆功率在临界下,如果不考虑工程因素的限制,可以是任意的。
21
•关于圆柱形裸堆的例题
参数:L2=53cm2,外推距离6.89cm, 加硼后
k
为1.072。求:
(1)设芯部高度为355厘米,求堆芯临界半径;
(2)如果堆芯半径R=156厘米,求堆芯反应性。
解:
Bm2
k 1 L2
Bg2
Bg2
2.4052
R
H
2
1.0721
2
2.4052
53 355 26.89 R
k
k 1 L2 B2
k 1
k
ρ=0 ,反应堆处于临界 ρ>0,反应堆处于超临界 ρ<0,反应堆处于次临界
18
例题
若反应堆的有效增殖系数k=0.90,计算反应堆的反应性。
解:
1 1 11.1% 0.111 k
k
k
核电厂通常用反应性单位:PCM 1PCM=10-5(△k/k)

11.1% k 11100 PCM
得临界时中子通量密度分布为
(x) Acos x
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k 1 1.060 1 2.0 10 4 cm 2 2 L 300
Bg=0.01414cm-1,另一方面,根据Bg=π/a,因而有
a

Bg


1.414
222.2cm
由于外推距离d=2cm
求得临界时反应堆的厚度H=a-2d=222.2-4=218.2cm
根据无限平板型均匀裸堆单群扩散方程的解

xe ( kn 1)t / ln
4-15
随时间变化项为
e
k n 1 t ln

L2 ln 2 Dv(1 L2 Bn )
k kn 2 1 L2 Bn
Bn
(2n 1) , n 1,2,3 a
知n=1时,B1最小,k1最大
(1)当k1<1,所有kn-1都小于1,通量密度按指数规律衰减,无法维持一个恒
§4.1
均匀裸堆的单群理论
实际反应堆都是非均匀的,燃料以燃料棒的形式出现,而 且各燃料棒的富集度存在差异,但要严格按非均匀堆进行 中子扩散或输运方程求解,非常复杂,或则不可能。实际 都作“均匀化”处理,即把燃料、慢化剂、冷却剂及结构 材料看成均匀混合。 对中子能量的处理采用划分“能群”的方法,即把从源能量 到热能的范围划分成若干区间(能群)。最简单的扩散模型 就是单群,即把热中子反应堆内的所有中子都看成是热中子。 更精确一些的模型是双群,即把热中子划为一群,快中子为 一群。
4-4
是一二阶偏微分方程,通常用分离变量法求解
( x, t ) ( x)T (t )
代入4-4式
1 d 2 ( x) 1 dT (t ) k 1 2 2 ( x) dx DvT (t ) dt L
左端是x的函数,右端是t的函数,两端必须均等于某一常数,令为-B2,得方程组
和波动方程的基波解
中子通量密度只取决于r和z两个变量 通过严格的解析求解,半径为R,高为H 的圆柱裸堆的几何曲率为
2.405 B B B R H
2 2 g 2 r w z 2
Br2 称为径向几何曲率
Bz2
轴向几何曲率
中子通量密度的分布形式为
(r, z) AJ0 (Br r ) cos(Bz z) AJ0 2.405 r cos z R H
2 D2 DBg
和第一章的临界条件
完全一样,即k1就是前面定义的的反应 堆有效增殖系数k
从不泄漏几率 可以看出
1 PL 2 1 L2 Bg
反应堆的中子泄漏与几何曲率有关。从前面平板状反 应堆的例子中可以看到,当反应堆体积增大时, B 就 减小,因而正如所预期的那样,不泄漏几率也就增大。 同样,扩散长度L愈大,意味着中子自产生到被吸收所 穿行的距离也愈大,因而从反应堆中泄漏出去的几率 也就增大,不泄漏几率PL就要变小。
S f (r, t ) f (r ) (r, t )
根据无限介质增殖系数的定义
k
f (r ) (r , t ) f a (r ) (r , t ) a
得到
考虑启动过程的独 立的外中子源和用 斐克定律
S f (r, t ) ka (r, t )
1 (r , t ) D 2 (r , t ) a (r , t ) k a (r , t ) S 0 (r , t ) v t
根据临界方程
k k1 1 2 2 1 L B

k 1 B 2 L
2 g
与临界方 程等价的 临界条件
等式左端的几何曲率 Bg2 只与反应堆的形状和大小有关
等式右端k∞和L只与反应堆芯部材料特性有关
k 1 B 2 L
2 m
把右边记作
称为反应堆的材料曲率
反应堆临界条件可表述为:材料曲率等于几何曲率,即
l L2 ln 2 2 Dv(1 L2 Bn ) 1 L2 Bn
k n 1 t ln
1 dTn (t ) kn 1 Tn (t ) dt ln
kn
k 2 1 L2 Bn
l
a
v
方程4-10的解
Tn (t ) Ce
(4 13)
对应每个n,
n ( x)Tn (t )
(2)当反应堆处于临界状态时,中子通量密度按最小特征值 所对应的基波特征函数分布,也就是说稳态反应堆的中子通量 密度空间分布满足波动方程
2 2 (r) Bg (r) 0
2 Bg
由临界方程
k1 kBiblioteka 1 2 2 1 L B(4-17)
可以得到临界尺寸,对无限平板堆,临界方程为
k1 k 1 L2 a
§4.1
均匀裸堆的单群理论
一、均匀裸堆的单群扩散方程及其解
根据上一章所得单群中子扩散方程
1 (r , t ) S (r , t ) J (r , t ) a (r , t ) v t
在由燃料-慢化剂构成的有限大小的均匀裸堆系统的芯部,单位时间、单位体 积内产生的中子数为
定中子通量密度分布
(2)当k1>1,这时所有kn-1中至少有一项大于1,通量密度按指数规律增加,
反应堆也无法维持一个恒定中子通量密度分布 (3)k1等于1,这时只有对应n=1的一项不随时间变化,其余随时间衰减
2 a/2 ( x, t ) ( x) 0 ( x) cos xdx cos x A cos x a a a a a / 2
无限平板反应堆的单群扩散方程的解
1 ( x, t ) 2 ( x, t ) D a ( x, t ) k a ( x, t ) v t x 2
4-1
用D除上式各项,并注意到L2=D/∑a,得到
1 ( x, t ) 2 ( x, t ) k 1 ( x, t ) 2 2 Dv t x L
2 2 Bm Bg
第二类问题:给定反应堆形状尺寸,确定材料成分, 如例题中的第2问 。
k 1 2 B 2 Bg L
2 m
由于型状尺寸给定
2 Bg
为已知
材料成分(一般是燃料的浓缩度)便可确定。
实际计算中,在反应堆材料成分和几何尺寸均给定情 况下,求有效增殖系数k 和 反应性ρ
k k 1 L2 B 2
2
1
显然,系统的材料组成给定,即 k , L2
给定,则只有唯一的尺寸 a0满足上式
另一方面,若尺寸给定,必须调整堆芯燃料成分,使 k , L2
满足临界方程
(4-17)式临界方程
1/(1+L2 Bg2

k1
k 1 2 2 1 L B
式中各项的物理意义
是热中子在扩散过程中的不泄漏几率。
n ( x) An cos Bn x An cos
(2n 1) x a
n 1,2,3,
现在讨论时间相关 项方程的
1 dT (t ) k 1 2 B 2 DvT (t ) dt L
的解 4-10
对应一确定Bn,有一确定的Tn(t),用 L2/(1+Bn2L2) 乘以上式,有 其中
ρ=0 ,反应堆处于临界
k 1 k
ρ>0,反应堆处于超临界
ρ<0,反应堆处于次临界
例题 若反应堆的有效增殖系数k=0.90,计算反应堆的反应性。
1 k 11.1% 0.111 k k
解:
1
核电厂通常用反应性单位:PCM
1PCM=10-5(△k/k)

11.1%
2 a/2 (2n 1) a / 2 0 ( x) cos a xdx a
代入上式,得4-15
二、热中子反应堆的临界条件 根据
2 a/2 (2n 1) (2n 1) ( x, t ) C n n ( x)Tn (t ) 0 ( x) cos xdx cos a / 2 a a n 1 n 1 a

是满足方程4-1的解,其线性组合 也是原问题的解

( x, t ) C n n ( x)Tn (t ) An cos
n 1 n 1

(2n 1) a
xe ( kn 1)t / ln
其中Cn和An为待定系数,利用余 旋函数系的正交关系可求得
An
1 d 2 ( x) B 2 2 ( x) dx
4-5
1 dT (t ) k 1 2 B 2 DvT (t ) dt L
4-6
方程4-5可改写为
1 d 2 ( x) B2 0 2 ( x) dx
为典型的波动方程,容易得出其通解为 由于初始通量密度 关于x=0平面对称
2 g
设有如图所示一维石墨慢化反应堆 k∞=1.06,L2=300cm2,试求: (i)达到临界时反应堆的厚度H和中子通量密度的分布(设外 推距离为2cm); (ii)设取H=250cm,试求反应堆的有效增殖系数k。
例题:
解:根据临界条件 求得临界反应堆的几何曲率
2 Bg
k1
k 1 2 2 1 L B
(2n 1) (r , t ) An cos a n xe ( kn 1)t / ln
得临界时中子通量密度分布为
( x) A cos
2 g

a
x
2
(ii)若H=250cm,则反应堆的几何曲率
4 2 B 1.53010 cm H 2d
( x) A cos Bx C sin Bx
( x) A cos Bx
a ( ) 0 2
要求
由边界条件
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