DF-2轴水零功率装置缓发中子有效份额的半经验计算
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
E E r 第一章—核反响堆的核物理根底直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里放射出来，而中子却留在了靶核内的核反响。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反响过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸取而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并放射 γ 射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反响的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反响的几率。
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。
核反响率：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，表示单位体积内全部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，同时峰值也渐渐减小，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)放射出来的，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放射出来的，把这些中子叫缓发中子。
其次章—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。
集中时间：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：在反响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，直至最终被俘获的平均时间，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。
分界能或缝合能：通常把某个分界能量 以下的中子称为热中子， 称为分界能或缝合能。
c c第三章—中子集中理论中子角密度：在 r 处单位体积内和能量为 E 的单位能量间隔内，运动方向为 的单位立体角内的中子数目。
慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸取为止在介质中运动所穿行的直线距离。
核反应堆物理基础-第二批复习、练习题解答
第二批复习-练习题详解1 中子（1）缓发中子的一个重要的特点是：在产生出来时，与大多数其它裂变中子相比，具有较低的动能。
选C项。
（2）由于缓发中子具有较低的动能，与瞬发中子进行比较，它们只需同慢化剂的核进行较少次数的碰撞就可以变为热中子，进而可能在反应堆燃料中引起热裂变。
也就是说，缓发中子更有可能在反应堆燃料中引起热裂变。
选C项。
（3）缓发中子是某些裂变碎片（即所谓先驱核）放射性衰变的产物。
选C项。
（4）在裂变中子中，瞬发中子占绝大部分（占裂变中子的99%以上）。
选C项。
（5）同第（2）题。
选D项。
（6）瞬发中子在裂变的10-17至10-14秒内（孕育时间）产生，而不到1%的缓发中子（以U-235为例）是在裂变后远大于上述时间（最大可达几分钟）内陆续发射出来的。
所以在裂变后10-6秒产生的中子是一个缓发中子。
选B项。
（7）缓发中子更有可能成为热中子，其理由见1-（2）题。
选B项。
（8）缓发中子的孕育时间约为12.5秒，中子的寿命约为10-5秒，所以平均代时间约为12.5秒。
选B项。
（9）因为瞬发中子的动能较大，要变成热中子，需要比缓发中子更多的碰撞次数。
选A项。
（10）因为瞬发中子的动能较大，当其能量大于1.1兆电子伏时，能引起U-238核的快裂变。
而缓发中子的初始能量较低（例如：U-235核热中子裂变的缓发中子能量小于500千电子伏），引起U-238核的快裂变的可能性很小。
选A项。
（11）U-238核的裂变具有阈能的特点：当中子的能量小于阈能时，裂变截面为0。
U-238核的裂变阈能大于1MeV。
热中子的能量接近零；刚产生的缓发中子的平均能量约为0.5MeV；U-238核的共振能区约在1000eV以下；只有刚产生的瞬发中子，其平均能量为2MeV，才有可能引起U-238核的快裂变。
所以可以排除A、C、D三项，选B项。
2 中子生命循环（12）eff k =1.002 > 1，但远远小于βeff 。
《压水堆核电厂安全》单元15：控制棒弹出事故及未能紧急停堆的预期瞬变
1）四个功率量程通道中有两个指示出核功率超过定值，反应堆 自动停堆。
2）四个超温△T通道中两个指示出超过定值，则反应堆自动停堆， 该停堆整定值是随轴向功率偏移、冷却剂温度和压力变化而自动 变化，以防止发生DBN。
3）四个超功率△T通道中两个指示出超过定值，则反应堆自动停 堆，该停堆整定值是随轴向功率偏移及温度变化而变化，以保护 燃料线功率密度不超过其限值。
升具有最组合价值的两组棒时的反应性引入率。
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
6）在DNB分析中，不仅采用大的反应性引入率，而且采用与失控提棒 过程相对应的不利的功率分布。
7)分析中所假定的初始功率水平，低于任何停堆条件下所预期的功率水 平（假定的初始功率水平为10-15额定功率）。最低的初始功率水平和 最大的反应性引入将导致瞬态中的最大热通量。
图4-23a 堆功率和热流密度
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
图4-23b 热点燃料和包壳温度 • 图4-32b给出了热点燃料平均温度和包壳平均温
度在瞬态中的响应。在整个瞬态中最小DNBR都 大于限值。
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
表4-14 失控提棒事故的事件序列
事故
事件
事故开始，10-15额定功率
控制棒开始下落 热点出现最小DNBR
时间/s 0.0 8.4 8.4 8.9 9.4 9.4 9.5 9.9 0.0 2.1 2.6 2.85 0.0 43.5 49.5 49.8
单元15： 控制棒弹出事故及ATWS
4.7.1.2 功率运行时控制棒组失控提升
（1）事故概述 在功率运行时失控提棒会导致堆芯功率升高。在蒸汽发生器的
深次临界反应性测量中的动力学畸变效应修正
关 ，则运用分离变量法得 ：
（ ， ． ， ， ） ＝ （ ， ． ） Ｐ ｎ ｐ （ ｆ ） （ ， ． ， ｆ ） ＝￣ ｎ ｄ （ ｒ ） Ｐ ｎ ｄ （ ｔ ） （ ３） （ ４）
２ 次临界 系统的反应性测量原理
２ ． １ 单 群热 中子扩 散方 程
式 中， 。 和 分别表示 （ ， ． ， ） 和Ｃ （ ｒ ， ｆ ） 的空间 分布函数 ； 。 和 为幅度函数 ，对应瞬发 中子
和缓发中子的平均注量率水平。下标 ｎ ｐ 、ｎ ｄ 为
根据扩散理论 ，堆内任意能量 中子 由高密度
区向低密度 区逐步扩散 ，同时考虑 中子在堆 内的 裂变 、吸收和泄漏 ，单群热中子扩散方程满足 ２ 阶微分方程Ｌ ３ ｊ ：
：
与瞬发中子和缓发 中子相关的系数 。把式 （ ３ ） 、 （ ４ ） 带回式 （ １ ） 、 式（ ２ ） ， 引入分离变量系数 ，
次临界状态下的反应性测量产生影响。
—
（ １ 一 ） ｗ Ｚ ｆ ￣ （ ｒ ， ｆ ） ＋ （ ， ． ， ｆ ）
Ｏ Ｃ （ ｒｔ ） ＿ ｋ
，
— 一
（ １ ）
（ ２）
＝
一
ｃ ＾ （ ｒ ， ｆ ） ＋
， （ ｒ ， ｆ ）
式 中， （ ， ． ， ｔ ） 为中子注量率 ；Ｃ （ ， ， ， ） 为缓发 中子
基金项 目：国家 自然科学基金． 青年基金项 目 （ １ １ １ ０ ５ １ ３ ２ ） ；四川省科技支撑计划项 目 （ ２ ０ １ １ Ｆ Ｚ ０ ０ ５ ５）
盘 世标 等 ：深次临界反应 性测量中的动力学畸变效应 修正
２ ． ２ 动力 学畸 变效 应修 正 静态情形下 ，中子注量率分布与时间无关 ， 单 群热 中子 扩散 方 程 （ １ ）简化 为 ：
零功率物理试验期间主控室操纵员的配合
1零功率物理试验简介零功率物理试验,是核电厂换料大修结束后按技术规格书要求所进行的试验,其试验目的是为了验证反应堆核设计的准确性、控制棒价值、硼的价值、慢化剂温度系数计算的准确性等,共有8项,按照其试验前反应堆工况又可归为3大类:热停堆工况、热态零功率工况、核发热点以上工况。
2以热停堆工况为初始条件的零功率物理试验《换料后的首次临界试验》,试验要求维持主系统压力15.2±0.2MPa,一回路平均温度280±1.5℃。
由于试验前处于热停堆工况,次临界状态,需依靠控制棒的提升以使反应堆达到临界,此时可将一只大气释放阀置自动,另一只置手动,机操手动控制大气释放阀的开度来维持一回路平均温度,与此同时,还应密切关注两个蒸汽发生器的液位,根据蒸汽量来调整启停给水进入蒸发器的给水流量,尽量保证蒸发器液位平稳,避免出现大幅波动现象。
3以热态零功率工况为初始条件的零功率物理试验3.1数字反应性仪校正试验本试验的目的是为了校正数字反应性仪测量的可靠性和准确性,在试验时要求反应堆处于中子通量为零功率试验水平的临界状态。
对于保持中子通量为零功率试验水平的临界状态,可根据中间量程核测通道的输出电流达1×10-8A 并稳定来判断,同时反应堆中子通量倍增周期指示应在“∞”,核功率大表指示为0。
若中间量程核测通道的输出电流达1×10-8A后有增大趋势,同时核功率大表指示从0开始有极为缓慢增加的趋势,则需手动下插一步控制棒,观察一段时间来判断该趋势是否消失,反之则可通过提升控制棒来维持临界状态。
上述操作需谨记,动棒时需小心谨慎,不可连动多步控制棒,以免造成反应性不可控而导致反应堆的临界状态被破坏。
3.2末端临界硼浓度测量试验本试验的目的是为了测定一组或几组调节棒组于全提出位置时的临界硼浓度,从而验证核设计的正确性。
本试验期间,需提升和下插控制棒,控制棒提升时需缓慢进行,使反应堆中子通量水平缓慢上升,此时对一回路平均温度的控制也会变得容易,为二回路调节蒸汽量提供了较大余量。
核科学技术术语
核科学技术术语---裂变反应堆核科学技术术语---裂变反应堆（Glossary ofterms:nuclear science and technology-Fission reactor），并做了必要的修正。
它涉及了裂变反应堆领域有关的术语及定义。
反应堆堆型名词术语1.1 （核）反应堆(nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。
注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。
1.2 动力（反应）堆power reactor 用于发电、推进和供热等用途的反应堆。
1.3 供热（反应）堆heating reactor 用于向居民和（或）工业设施等供热的反应堆。
1.4 研究（反应）堆research reactor 主要作基础研究或应用研究用的反应堆，例如：a. 高通量反应堆b. 脉冲反应堆c. 材料试验反应堆d. 零功率反应堆1.5 生产（反应）堆production reactor 主要用于生产易裂变材料的反应堆。
除另有说明外，通常指生产钚的反应堆。
1.6 增殖（反应）堆breeder reactor 转换比大于1的反应堆。
1.7 空间反应堆space reactor 将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。
1.8 微型中子源反应堆miniature neutron source reactor 用高浓金属铀作燃料元件，金属铍作反射层，轻水慢化，自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆，可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。
1.9 零功率（反应）堆临界装置zero－power reactor；zero－energy reactor critical assembly 设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。
1.10 脉冲（反应）堆pulsed reactor 用于产生短持续时间、强中子脉冲的反应堆。
核电厂反应堆换料安全评价原理与应用
1996年7月5日收到初稿,1996年8月20日收到修改稿。
核动力工程Nuclear Pow er Engineering 第6期年12月第18卷1997Vol.18.No.6Dec.1997核电厂反应堆换料安全评价原理与应用章宗耀咸春宇张虹刘旭东刘昌文李冬生(中国核动力研究设计院,成都,610041)介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法,重点讨论了换料设计安全评价中的界分析方法和关键安全参数概念以及应用该方法对大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯(U 2C 3)换料设计的安全评价。
关键词换料设计安全评价堆芯燃料管理界分析方法关键安全参数1引言压水堆核电厂换料设计的目的是针对给定的反应堆机械和热工水力设计,根据前一循环的燃料燃耗和该循环用户要求,确定装入堆芯新燃料的富集度、燃料组件数目、新燃料及已部份燃耗燃料组件在堆芯的布置方式,完成换料堆芯性能参数的计算和安全评价,以满足核电厂用户的能量需求、燃耗循环期要求以及反应堆功率分布等预期的安全要求。
换料设计的经济性要求是在满足用户要求的基础上通过对主要设计参数的优化来实现。
这些参数是:每次换料的新组件数、燃料富集度、组件装载方式、循环长度以及可能需要的可燃毒物组件数目和性能等。
上述换料优化设计必须满足一系列反应堆安全和燃料组件方面的限制。
堆芯换料将影响堆芯动力学参数、控制棒价值和堆芯功率分布,从而影响堆芯热工性能和有关事故分析结论。
一般换料燃料组件与前一循环的燃料组件相同,原最佳估算流量和机械设计流量分别用于计算堆芯压降和燃料组件水力学载荷。
如果换料组件的结构有某些改变,必须进行换料组件相容性分析。
换料堆芯的安全性通过换料安全评价来确认。
安全评价的结论可导致:堆芯装载的再设计;部分或较大装载计划的改变;也可能导致技术规格书的修改;甚至对运行规程作某些必要的适应性修订。
2安全评价原理换料安全评价的目的是证实现有安全分析文件的适用性。
现有安全分析定义为参考安全分析,它包括最终安全分析报告(FSAR)和已提交国家核安全当局、并经其认可的其它有关安全分析资料。
核反应堆物理分析问答答案
核反应堆物理分析问答答案问答题：1、试从物理⾓度分析压⽔堆燃料温度反应性反馈和慢化剂温度反应性反馈的机理燃料温度反应性反馈主要是由燃料共振吸收的多普勒效应所引起的。
燃料温度升⾼时由于多普勒效应，将使共振峰展宽。
共振吸收中的“能量⾃展现象”和⾮均匀将就中的“空间⾃屏”效应都将减弱，从⽽使有效共振积分增加。
因⽽，温度升⾼多普勒效应的结果使有效共振吸收增加，逃脱共振俘获概率减少，有效增殖因数下降，这就产⽣了负温度效应。
慢化剂温度反应性反馈要分情况讨论：（1）慢化剂温度增加时，慢化剂密度减⼩，慢化剂相对于燃料的有害吸收减⼩，这使有效增殖因数增加，所以该效应对αT M的贡献是正的效应。
（2）慢化剂密度⼩，使慢化剂的慢化能⼒减⼩，因⽽共振吸收增加，所以该将就对αT M的贡献是负的。
另外，慢化剂温度增加，使中⼦能谱硬化，引起235U、240Pu低能部分共振吸收增加，同时也使235U、240Pu⽐值下降，对反应性也引起负的效应。
反馈效果由这两⽅⾯共同作⽤，在⽋慢化区，反应性系数为负，⽐较理想。
2、选择燃料栅格参数（⽔轴⽐）的物理机理（1）V H2O /V U2O增加时，⼀⽅⾯由于栅元的慢化能⼒增⼤，慢化过程中的共振吸收减少，即逃脱共振俘获概率增加，因⽽，将使有效增殖因数k∞增加。
（2）另⼀⽅⾯，V H2O /V U2O增加时，栅元中慢化剂的含量增⼤，使热中⼦被慢化剂吸收的份额增加，因⽽，热中⼦利⽤系数下降⽽使k∞下降。
在V H2O /V U2O较⼩时，前⼀种效应是主要的，随着V H2O/V U2O增⼤，后⼀种效应开始变得更重要。
在这个过程中，我们可以选择出⽆限增殖因数达到极⼤值的最佳栅格。
3、试述反应性控制的任务和⽅式，并⽐较各种反应性控制⽅式的特点：反应性控制设计的主要任务是：采取各种切实有效的控制⽅式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满⾜反应堆长期运⾏的需要；通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布，使功率峰因⼦尽可能地⼩；在外界负荷变化时，能调节反应堆功率，使它能适应外界负荷变化；在反应堆出现事故时，能迅速安全地停堆，并保持适当的停堆深度。
反应堆物理试验用便携式数字反应性仪实堆考验试验
ｌ 反应性 仪工 作原理
根据核反应堆点堆动力学模型［ ， １ 当向反 ］ 应堆 引入反应性时 ， 中子密度会发生相应的变 化。因此 ， 探测到中子密度的变化 ， 即可根据如 下的点堆动力学方程计算 出引入的反应性 ：
以及测量精度， 所研制的反应性仪必须在零功 率堆上进行实堆考验试验 。考验试验在核动力
第３卷 Ｏ
２１年 ００
第４ 期
４月
核电子学与探测技术
Ｎｕ ｌａ ｌｃｒｎｃ ｃｅ ｒ ｅｔｏ ｉ Ｅ ｓ＆ Ｄｅｅｔ ｎＴ ｃ ｎ ｌｇ ｔｃｉ ｅ ｈ ｏｏ ｙ ｏ
Ｖｏ Ｏ Ｎｏ ４ Ｌ３ ．
Ａｐ ． ２ １ ｒ ００
反 应 堆 物 理试 验 用 便 携 式 数 字 反应 性 仪 实堆 考 验试 验
数字反应性仪（ 以下简称反应性仪） 是反应 堆物理试验 的必备设备， 它用于测量控制棒微 分价值及积分价值 、 温度系数 、 硼微分价值以及 停堆深度等反应性 ， 还可 以监督反应堆 临界状 态的稳定情况。在反应性仪研制过程中以及用
于物 理试 验 前 ， 了检 验 反应 性 仪 的测 量 功 能 为
口一 ／ ； 一 中子每代 时间／ 。 ｉ 展ＨＡ ｓ
由电离室测 得 的电流经 小 电流放 大器按 比
反应性 仪 由反 应性 仪 主机 、 电离 室 和 笔 记 本 电脑 组成 。反 应 性 仪 主 机 由小 电流放 大器 、 数 据 采 集模 块 、 Ｂ接 口控 制器 、 压 电 源 和 ＵＳ 低程研究所 ， 成都 ６ ０ ４ ） １ ０ １
摘要 ： 反应堆物理试验用便携式数字反应 性仪 的研 制过程 中 ， 须在零 功率 堆上进行 实堆考验试 必 验， 以检验其测量功能及测量精度 。叙述 了实堆考 验的试验装置 、 试验堆芯 、 验方法 、 验 内容 以及试 试 试
一种测量缓发中子有效份额βeff的方法
（ 国原 子 能科 学 研 究 院 反应 堆 工 程 研究 设 计 所 ， 京 １ ２ １ ） 中 北 ０ ４ ３
摘 要 ： 工 作 通 过 实 验 与理 论 计 算 相 结 合 ， 出 了 测 定 缓 发 中 子 有 效 份 额 “ 新 方 法 。用 实 验 方 法 确 本 给 的 定 反 应 堆 临 界状 态 ， 测 量 次 临 界 状 态 时 以 “ 单 位 的 次 临界 反 应 性 ， 用 理 论 程 序计 算 临 界 时 的 中 并 为 应 子 有 效 增殖 因数 ｋ 确定 ｋｆ ， 的计 算 偏 差 ， 后 理 论 计 算 次 临 界 状 态 下 的 ｋ ， 用 确 定 的 计 算 偏 差 ｅ ｆ 然 并 对 次 临 界状 态下 计 算 的 ｅ进 行 修 正 ， 出次 临 界状 态 的反 应 性 。将 实 验测 量 结 果 与 理 论 计 算 结 果 相 比 ｌ ｆ 给 较 ， 而给出 ＆ 从 这 种方 法 由 于是 实 验 确 定 的反 应 堆 状 态 ， 此 ， 实 验 结 果 计 算 的 因 按 与 理 论 描 述 反
ｕｓｎ “ａ ｎｉ， ｗ ａ ｅ ｓ ｅ ｉｇ ｓｕ ｔ ｓ ｍ ａ ｕｒ ｄ． Ｗ ｉｈ ｔ ｏ ｅ ｉａ ａ ｃ ｌ ｔｏｎ ｔ ｈｅ ｒ ｔｃ ｌｃ ｌ ｕ ａ ｉ ｓ， ｅ ｆ ｃ ｉ ｅ ｍ ｕｌｉ ｉａ ｉ ｎ ｆｅ ｔｖ ｔｐｌ ｔｏ ｃ
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719-快中子临界装置与实验-杨成德
–反射层由非裂变材料或非易裂变材料组成，反射层材 料可以是固体或者液体；
–控制棒、反应性调节部件通常为易裂变材料构成；
二、快中子临界装置
• 2.3 快中子临界装置一般构成（续）
核系统实例1——Flattop系列（美）
Godiva
二、快中子临界装置
• 2.3快中子临界装置一般构成（续）
–控制系统
临界装置的控制系统由安全保护控制系统、各传动机 构的控制系统和控制台等组成，其中各传动控制系统一般 包括：
• 主安全块传动控制系统 • 辅助安全块传动控制系统 • 1～3根控制棒控制系统 • 中子源传动控制系统和样品传动控制系统等
临界 3)NFF Zepo 装置 4)Kinglet 名称 5)Topsy
3)Big Ten 4)Comet/Zeus 5)Tank
3)Supercomet
6)Elsie
6)Hydro
7)SHEBA
7)Godiva
8) Planet
二、快中子临界装置
• 2.2 快中子临界装置发展概况（续）
—美国 –阿贡国家实验室ANL • 阿贡快源堆(AFSR)、TREAT和一座零功率钚反应堆 (ZPPR)，建立了30多个临界系统，做了大量临界实 验， 1995年停运 –橡树岭国家实验室(ORNL) • 以溶液为堆芯的临界装置，测量核系统瞬发中子衰 减常数、中子寿命、临界质量、谱指标等积分参数 • 以固体为堆芯的临界装置，主要在1950～1957年期 间运行，后来运行任务逐渐减少，到1995年停运
• 2.5 几个典型的快中子临界装置（续）
–（3）Comet（1950～） 高浓铀、钚实验
核电系统及设备
5、快中子增值堆
压水堆
特点：
慢化剂、冷却剂：轻水。 燃料：低浓缩铀。轻水对中子的吸收几率较大，因此不能采用 天然铀。 回路：两回路。 水在堆芯（一回路压力容器）内不允许沸腾，需要加压至1416MPa （名称由来） ，提高堆芯出口温度。
结构紧凑、体积小、功率密度高； 单堆电功率大；平均燃耗较深； 建设周期短、造价便宜； 采用多道屏障，放射性裂变产物不易外逸。 热效率相对较低，压力容器制造要求高，设备复杂。
西欧认为：核能是摆脱依赖中东石油的唯一出路。
美国于1966－1973年签约170GW。 1973年石油 危机，油价狂涨四倍。1973-1974年签约67GW。
良性循环：改进技术、降低成本。富集铀水堆经济 性好于天然铀石墨堆。大规模出口。
法国、瑞典、日本、西德等国家先后放弃天然铀路线， 转向富集铀轻水堆。
欧洲核电发展极为缓慢。
日本于1996、1997年建成两个先进沸水反应堆 （ABWR）。
天然铀堆型：
英国1959年在军用钚堆基础上建成4×45MW原型天然铀石墨 气冷堆。 法国1962年在军用钚堆基础上建成60MW天然铀石墨气冷堆。 加拿大1962年建成25MW天然铀重水堆核电厂, 为CANDU堆发 展奠定了基础。
西德、瑞典、捷克等国建天然铀重水堆。
钠冷快堆：
压水堆沸水堆?轻水作冷却剂和慢化剂2重水堆?重水作冷却剂和慢化剂?重水作冷却剂和慢化剂3石墨气冷堆?石墨作慢化剂气体co2he作冷却剂4石墨水冷堆不再用?石墨作慢化剂轻水作冷却剂5钠冷快堆?液态钠作冷却剂无慢化剂?慢化剂的慢化能力与其原子核的质量有关质量越小慢化能力越好
【doc】自然循环系统中的单相摩擦压降实验研究
自然循环系统中的单相摩擦压降实验研究中国原子能科学研究院年报20025ETA对PWR二回路设备材料抗蚀作用研究张孟琴,陆玉成,张宾永,于晶华世界上已有60%的核电厂采用新型碱化剂ETA(Ethanolamine乙醇胺)作为二回路水化学pH控制剂.美国有80%的核电厂采用ETA.ETA作为二回路水化学pH控制剂,能够显着抑制蒸汽发生器(sG)传热管和二回路系统材料的各种类型腐蚀,延长sG使用寿命,提高在役核电厂的经济性.本项试验目的是评定不同浓度ETA对二回路设备材料抗蚀作用.试验材料用A3,$271,800合金,每个试验周期时间为14d(7d换一次液),面容比为20mL/cm~.用高温高压釜((260±5)℃),恒温箱((60±5)℃)作试验装置.试验内容是测定材料在以下试验条件中的腐蚀率,试验后溶液中铁离子含量和淤渣量:1)含ETA或N}{3,150×10联氨,除氧去离子水,pH值分别为9.O～9.8(25℃),温度为(260±5)℃,静态;2)含ETA或NI-h,200×1联氨,去离子水,pH值分别为9.5～10.5(25℃),温度为(60±5)℃,静态.试验结果说明ETA抑制核电厂二回路材料(A3,$271,800)在核电厂运行工况时((260±5)℃)的腐蚀是有效的;在pH=9.O～9.8时,用ETA作碱化剂(pH控制剂)抑制核电厂二回路材料(A3,$271,800)的腐蚀较用NH3有效,淤渣生成率和腐蚀率较低.800合金均无SCC发生.ETA抑制核电厂二回路材料(A3,$271)在核电厂停堆工况时((60±5)℃)腐蚀同样是有效的.6自然循环系统中的单相摩擦压降实验研究陈玉宙,杨春生,邹凌自然循环系统因其简单可靠而在很多工程中得到广泛应用.自然循环流量一般较低,其流动特性比高流量的情形复杂得多.因此,自然循环中的压降计算是人们关心的一个课题.在一个自然循环系统中进行了摩擦压降实验.水自下而上或自上而下流过直径=3.9,4.07和8.07衄的圆管实验段,工况包含等温和非等温条件,实验参数范围为:压力P=O.1～6.1MPa,雷诺数胎=132~26300,加热热流密度=O～1.29×10W/,冷却热流密度=O～7.3×10W/mz.在强迫流动条件下也作了一些测量与自然循环的数据比较.实验表明,自然循环流动和强迫流动的结果没有明显差别.在非等温流动条件下,加热(或冷却)和流动方向对摩擦阻力影响十分复杂,尤其在过渡区.这主要应归因于浮升力的作用,它使得切应力和速度分布发生变化.在加热上升流动中,浮升力对湍动具有抑制作用,使湍流工况的过渡发生在更高雷诺数胞.相反,在冷却上升流动中,湍流工况的过渡发生在较低雷诺数.在等温流动中,层流工况的摩擦压降数据与理论公式符合很好,湍流工况的摩擦压降数据与光滑管的Blasius公式符合很好.而在非等温流动中,现有的公式不能提供满意的计算,尤其是过渡工况.在实验数据基础上对系统热工水力程序RELAP5进行了评价.结果表明,当前国内在反应堆安全分析中常用的程序版本,如RELAP5/MoD2,RELAP5/MoD3和SCADAPIRELAP5,可以较好地计算等温的流动工况.但计算非等温流动工况的结果并不满意,这是因为程序中缺乏考虑加热或冷却影响的模型.在RELAP5的最新版本(RELAJ)5/MoD3.3和RELAP5—3D)中包含了这样的模型,因而计算结果有了很大改善.因程序不能合理计算湍流工况过渡的雷诺数,在加热上升流动中,在Re<6000区域的程序模型计算与实验结果的偏差仍较大.在实验数据基础上,本研究提出了一个摩擦阻力的新的计算方法.对于非等温流动,摩擦系数以等温流动的摩擦系数乘以修正因子F:(/)计算,其中和分别为水在壁温和容积温度下对叠i豁嗣豳罄嚣豳《{阻{:■■■『__—_丽函jlIl_};I誊}_{lj基础和应用基础研究?反应堆科学技术99应的粘度,指数随流动工况,加热(或冷却)及流动方向不同而取不同的值.模型中还包含了工况过渡的准则,它是格拉晓夫数的函数,即Rec=at).7核电厂严重事故管理诊断和计算辅助研究浦胜娣,黄东兴,李吉根在核电厂发生严重事故时,为了防止严重事故的进展和缓解严重事故的后果,而研制核电厂严重事故管理导则.严重事故诊断是严重事故管理导则的重要组成部分,主要用于判定核电厂所处的状态,选取适当的严重事故对策的必要手段.严重事故诊断包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断,明确严重事故期间要监督和控制的电厂关键参数,以及这些参数的优先级,以采取合适的严重事故对策将电厂带回到可控稳定状态.由于严重事故具有很大的不确定性,因而研制计算辅助来帮助技术支持中心成员去诊断并回答严重事故中出现的某些问题,为决策过程提供直接需要的信息.根据对电厂仪表在严重事故期间的响应所作的评价结果,对严重事故期间向主系统注水,排出长期衰变热的注水速率,安全壳中氢气的可燃性,安全壳排气的体积释放率,安全壳的水位和容积,换料水箱的重力排放和安全壳降压时的氢气影响等7个计算辅助进行了探讨,分析了它们的目的,依据,用途以及计算方法等.8BNCT在低浓化微堆上应用的可行性研究吕征,孙志勇,王思广,肖诗刚,沈峰,柯国土微型中子源反应堆(MNSR)因其具有结构简单,安全性好,建造和运行费低,运行操作简便,环境核污染少等特点,而有较好的国际市场和应用前景.对MNSR采用低浓铀燃料元件,在满功率20kW运行时从侧反射层外引出热中子以供治疗脑肿瘤用的BNCT装置的设想是一项十分有意义的工作.物理计算应用了WIMS/D4,CITATION及MCNP3个程序,对船5U的富集度为13%,14%,1596,H/u分别为180,190,200,侧铍厚度为100imll的情况下有,无顶铍和两种底铍厚度等多种方案进行临界性分析,最终选定了35U富集度为13.2%的方案并对其进行了优化计算,给出了采用不同材料反射层时治疗点的热中子注量率,为工程设计提供了理论依据.对反射层的具体结构进行优化计算,给出了反射层不同位置加空腔及石墨块情况下治疗点热中子注量率的增益,为孔道的设计优化提供了依据.计算结果表明,低浓化微堆作BNCT应用是可行的.9大亚湾核电站旧导向筒处置冉木子,田克昌,周长春,耿庆华,韩传斌导向筒为控制棒插入堆芯的导向组件,是带有不均匀放射性,内部具有复杂结构的长圆柱简体,长度为4100.79imll,连接法兰最大尺寸为323minx323imll,一端最大剂量为900mSv.大亚湾核。
核反应堆物理分析和原子核物理习题
100. 单位体积内有多种元素的原子核，其宏观截面的表达式是什么？ 答案： 设单位体积内有几种原子核，其核子数分别为N 1……N i ……N n ；其对应的微观截面为σ1……σi ……σn ；则其宏观截面Σ的表达式为：∑==+++=∑n i i i n n i i N N N N 111σσσσ101. 什么是复核模型？答案： 是用来解释入射粒子与靶核发生核反应的一种物理模型。
复核模型认为核反应存在一个复核的中间阶段，其过程可表为：a +A －→B *－→C+c其中a ――入射粒子；A ――靶核；B *――复核，一般处在激发态；C ――新核；c ――出射粒子。
102. 试说明微观截面的大致变化规律。
答案： 微观截面在不同入射中子能量及不同靶核质量数的情况下，差别是很大的。
对压水堆最重要的几个核反应，一般均可按中子能量不同分为三个区域：在低能区，微观截面或者保持常数（对(n,n)反应）或者与)1(1νE 成正比（对(n,γ)反应和(n,f)反应）。
在该区以上是共振区。
有多个共振峰存在。
在高能区是微观截面的平滑区。
103. 试说明235U 的裂变截面随中子能量的大致变化规律。
答案： 在低能区（热中子）(E n <lev)，σf 从4000ba-80ba 与E 1成正比变化。
中能区（中能中子）(lev<E n <1000ev)，σf 有强烈的共振峰，σf 值峰顶200－300ba ，峰谷3－10ba 。
高能区（快中子）(E n >100ev)，σf 基本上是平滑地随能量增加而下降，从10ba-1.5ba 。
可见压水堆将快中子慢化成热中子是十分重要的。
104. 简述中子动力学中的点堆模型的物理概念。
答案： 这是研究反应堆中子动力学的一种近似方法，这种模型假定反应堆内各空间点上的中子通量、密度等参数随时间的变化规律是安全一样的。
这时我们把反应堆看作一个集中参数的系统，即一个没有空间分布的“点堆”来研究反应堆。
反应性控制
从零功率达到不同功率水平下稳定运行后，氙引起 的负反应性:
下面分功率增加、功率减少和停堆三种情况介绍功率
的变化引起氙浓度的变化情况。 • 功率增加后氙的负反应性变化过程
·功率减少后氙的负反应性变化过程
·停堆后氙的负反应性变化
二、钐效应（
149
Sm ）
钐的产生过程如下：
第三章
• • • • • • 第一节 第二节 第三节 第四节 第五节 第六节
核反应堆控制与保护
反应性和中子倍增时间 反应性控制 运行过程中反应性的变化 氙和钐效应 反应堆控制方案与控制方式 反应堆保护
第一节 反应性和中子倍增时间
一、反应性
反应性表示上一代中子数目n1与下一代中子数目n2的 相对变化，即：
·空泡系数 空泡系数是每1%空泡率所引起的反应性变化。 ·功率系数和功率亏损 当功率变化1%所引起的反应性变化称为功率系数。 将功率系数在0--100%范围内任意区间进行积分，可 以得到该范围内功率变化所引起的反应性 总量变化，称为功率亏损，或者称积分功 率系数。
第四节 氙和钐效应
一、氙效应（ 135 Xe ）
t T
第二节 反应性控制
• 与反应性控制有关的两个概念： 过剩反应性:堆芯中没有控制毒物时的反应性。 控制毒物的反应性：当某一控制毒物投入堆芯时所 引起的反应性变化。 • 常用的反应性控制方法有： （1）控制棒控制； （2）化学补偿控制； （3）可燃毒物控制。
第三节 运行过程中反应性的变化
• 燃料温度效应（多普勒效应） 当核燃料温度升高时，燃料中的238U对中子的吸收 几率增加，从而导致反应性下降，称为燃料温度 效应，也称为多普勒效应。它是一个负效应。 • 慢化剂温度效应 由于慢化剂的温度变化引起的反应性 变化称为慢化剂温度效应。慢化剂温 度变化1ºC所引起的反应性变化称为 慢化剂的温度系数。