核反应堆物理课程报告
核反应堆物理分析(第一讲)
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• 我国核电发展的昨天、今天和明天是怎样 一幅图景？
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• 认真学习过本课程之后，同学们应当能对 这些问题给予原理上的回答。
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1 核能技术发展简史 2 世界核电历史、现状及前景 3 我国核电历史、现状及前景
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1. 核能技术发展简史
• • • • • • 铀的天然放射性（1896，贝克勒尔） 钋、镭的发现（1902，居里夫妇） 质能转换关系（1905，爱因斯坦） 发现中子（1932，查德威克） 人工诱导核反应（1934，费米） 铀核裂变反应（1938，哈恩&斯特拉斯曼）
八五：3台机组(秦山一期，310MWe；大亚湾 2×984MWe), 2.26GWe; 九五：8台机组(秦山二期2x650MWe；秦山三 期2x728MWe；岭澳2x990MWe；田湾 2x1060MWe), 6.6GW。 十五：浙江三门、岭澳二期，广东阳江、秦山 二期扩建，山东海阳 、辽宁红沿河、湖南桃 花江、福建福清、宁德核电站、方家山核电 站.
• 亚洲的核电发展迅速。亚洲地区正在运行的 核电机组有82套，总装机容量为62GW，其 2/3集中在日本。正在建造或计划建造的核电 容量达49GW。据国际能源机构预测，从目前 到2020年，亚洲地区的电力消耗将增加2倍。 • 最新建成的31个已联网发电的核电站中，有 22个建在亚洲。在正在建造的27个核电站当 中，有18个位于亚洲。_IAEA (2004.6)
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VVER-1000
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3.2 近景规划
• 已通过初步可行性研究的厂址：广东阳江 （600），江苏江阴，辽宁温坨子（400），浙江 三门（600）、壳塘山（600），福建惠安 （600）、长乐，山东烟台海阳（600）、威海乳 山（600），江西彭泽，浙江秦山（500），广东 大亚湾（600），江苏田湾（800），括号内数字 为“万千瓦”，总计5900万千瓦。 • 有意初步可行性研究的省份：吉林，黑龙江，湖 南，甘肃，海南，安徽，湖北，广西，四川。
反应堆物理学
反应堆物理学1反应堆物理学简介反应堆物理学是一门研究核反应堆的动力学、热力学和辐射学等方面的学科。
它研究的是反应堆内的核反应链和放射性衰变等过程以及关键参数的计算、控制和优化等问题。
随着核能的发展，反应堆物理学显得愈发重要。
2基本原理核反应堆的核能量转化分为两种方式：核裂变和核聚变。
核裂变是指让重核裂成更小的核。
裂变后产生的新核和中子都会释放出大量的能量。
核聚变则是让两个轻核合成一个较重的核，同样也会释放大量能量。
反应堆中的中子是核反应的“催化剂”。
它们在与核发生作用时，可以使它们发生裂变或聚变。
反应堆中的中子源可以是天然放射性元素，如钍和铀，也可以是外部中子源，如辐照钚和中子发生器。
反应堆的动力学、热力学和辐射学等问题中，有一系列的关键参数需要计算、控制和优化。
如反应堆的功率、中子通量、反应堆的寿命、燃料棒的寿命、反应堆的核毒等。
3反应堆类型根据核反应的原理，反应堆可以分为两种类型：核裂变反应堆和核聚变反应堆。
核裂变反应堆是当前利用核能的主流方式，主要分为热中子反应堆和快中子反应堆两种。
热中子反应堆主要运用热中子催化铀核裂变产生的能量，如天然铀燃料的U235。
快中子反应堆则利用高速中子的裂变能力以及污染问题不大的钚和其他次级燃料。
核聚变反应堆则是运用核聚变产生的巨大能量。
但由于目前聚变技术尚未成熟，目前并没有商用核聚变反应堆。
4反应堆安全反应堆安全一直是反应堆物理学研究的关键问题。
反应堆中的核反应是靠控制中子源和增减中子来维持的。
如如果中子源减少导致反应受到抑制，反应堆就会自动关闭。
同时，在燃料棒中，为了避免过热，燃料棒外面还要装有冷却剂。
反应堆的安全性主要也是了解如何处理各种非正常状态，如停电等紧急情况的预案和处理措施。
同时，对于对人体和环境可能造成的辐射和其他危害也要有完善的计划和措施。
反应堆物理学
反应堆物理学反应堆物理学是研究核能反应堆运行原理和性能的学科。
它涉及到核反应、能量释放、中子传输、材料辐照、热工水力、放射性物质扩散等诸多方面。
本文将从反应堆物理学的基本概念、物理过程以及应用领域等方面进行阐述。
一、反应堆物理学的基本概念反应堆物理学是研究核反应堆内核燃料的裂变链式反应及其相关性质的学科。
核反应堆是利用裂变链式反应释放巨大能量的装置。
核反应堆中的核燃料经过裂变反应产生的中子激发其他核燃料，形成连锁反应。
为了保持连锁反应的平衡，需要控制中子的数量和速度，以确保核反应堆的稳定运行。
核反应堆物理学的主要物理过程包括中子源、中子传输、中子裂变、中子乘积因子、反应堆动力学等。
中子源是指产生中子的方式，可以是自发裂变、质子轰击等方式。
中子传输是指中子在核燃料和反应堆结构中的传输过程，包括散射、吸收和漫反射等。
中子裂变是指核燃料中子吸收后分裂成两个或多个碎片的过程。
中子乘积因子是指每一次裂变反应中产生的中子数与前一次裂变反应中的中子数的比值，它决定了反应堆的稳定性。
反应堆动力学是指反应堆的响应速度和稳定性，包括反应堆的启动、停止和功率调节等过程。
三、反应堆物理学的应用领域反应堆物理学在核能领域具有广泛的应用。
首先，它在核电站的设计和运行中起着重要作用。
通过研究反应堆物理学，可以确定核燃料的组成和结构，优化反应堆的设计，提高核电站的经济性和安全性。
其次，反应堆物理学在核燃料循环中也发挥着重要作用。
通过研究反应堆物理学，可以确定核燃料的燃烧程度和寿命，优化核燃料的利用效率，减少核废料的产生。
此外，反应堆物理学还在核武器和核爆炸的研究中有所应用。
反应堆物理学是研究核反应堆运行原理和性能的学科。
它涉及到核反应、能量释放、中子传输、材料辐照、热工水力、放射性物质扩散等诸多方面。
反应堆物理学的基本概念、物理过程以及应用领域都为我们深入了解和应用核能提供了重要的理论基础。
通过不断深入研究和创新，反应堆物理学将为人类创造更加安全、高效和可持续的核能利用方式。
核反应堆物理分析课程设计
核反应堆物理分析课程设计课程设计目标：1. 理解核反应堆的基本物理原理和工作原理；2. 学习核反应堆中的热传导、中子传输以及反应堆动力学等物理过程；3. 掌握核反应堆参数的计算和分析方法；4. 了解核反应堆的安全与控制措施。
课程设计内容：1. 核反应堆的基本物理原理介绍- 核反应堆的发展历史及应用领域- 核反应堆的组成和工作原理- 核反应堆中的物理过程- 核燃料材料和反应堆材料2. 核反应堆中的热传导分析- 热传导基本理论及方程- 核反应堆中的热传导问题- 热工能量平衡方程的建立和求解- 核反应堆热工过程的优化分析3. 核反应堆中的中子传输分析- 中子传输基本理论及方程- 核反应堆中的中子传输问题- 中子输运方程的建立和求解- 反应堆中子传输过程的优化分析4. 反应堆动力学及稳态分析- 反应堆动力学的基本概念和方程- 反应堆的稳态分析方法- 反应堆动态过程分析- 反应堆动力学稳定性评估5. 反应堆参数计算与分析- 反应堆重要参数的计算方法- 反应堆参数与性能的关系分析- 反应堆参数计算与调整方法- 反应堆性能分析与优化6. 反应堆安全与控制措施- 反应堆事故及事故防范- 反应堆安全控制措施和安全设备- 反应堆安全分析方法和评估指标- 反应堆安全与环境保护关系课程设计要求：1. 学生要通过课程设计，掌握核反应堆物理分析的基本方法和工具；2. 学生要能够使用计算机模拟工具进行核反应堆物理分析；3. 学生要能够分析和评估核反应堆参数对反应堆性能的影响；4. 学生要了解核反应堆的安全与控制措施，能够进行反应堆事故的分析和预防。
核反应堆物理学
核反应堆物理学1. 前言核反应堆物理学是一门研究核反应堆的建设、设计、运行和安全等问题的学科。
核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放的能量发电的装置，是目前人类能源内部重要的组成部分。
因此，核反应堆物理学的发展和研究对于人类的能源开发和利用具有重要的意义。
2. 核反应堆的结构和工作原理核反应堆主要由堆芯、燃料元件、控制棒、冷却剂、冷却系统、反应堆容器和燃料后处理装置等组成。
其中，堆芯是核反应的主要地方，燃料元件则是堆芯内部的燃料单元。
核反应堆主要运用核裂变的过程来释放能量，并且利用反应堆中燃料核的特性，控制反应堆输出的能量。
反应堆中通过中子在核素中的耦合，释放出反应堆的能量。
3. 核反应堆物理参数核反应堆物理参数主要包括反应堆功率、腔子连续性、反应堆体积、燃料丰度、中子连续性、栅率和反应堆载荷等。
这些物理参数决定了反应堆能够产生的能量，并保证了反应堆的稳定性和安全性。
4. 核反应堆物理设计核反应堆物理设计是指通过对核反应堆物理参数进行分析和计算，得出反应堆具体的设计方案。
设计过程中需要引入各种物理参数，确保反应堆能够从安全、经济和稳定性等角度运行长期。
反应堆物理设计主要包括反应堆物理参数的斯坦语描绘和计算，以及结构设计等方面。
5. 核反应堆物理安全核反应堆物理安全是保障反应堆长期稳定安全运行的重要保证。
物理安全主要包括反应堆中核素的管理和安全监测等方面。
同时，也需要考虑外界因素的作用，如地震、洪水、恐怖袭击等因素的影响。
6. 核反应堆物理研究的前景随着经济和环保等因素的推动，核反应堆也在不断进行改良和升级，以使其能够更好地适应这些因素的变化，同时确保发电的稳定性和安全性。
因此，核反应堆物理研究的前景非常广阔，也有着重要的理论和实践意义。
7. 结论总的来说，核反应堆物理学是一门综合性的学科，涉及多学科知识，如核物理、材料工程、流体力学等等。
通过对核反应堆物理学的广泛研究和不断改良，我们可以不断提高核反应堆发电的效率和稳定性，推动人类能源的可持续发展。
核反应堆物理介绍
核反应堆物理是一门研究核反应堆运行规律的学科。
它涉及核反应堆中的核裂变反应、中子输运、反应堆临界性、反应堆控制及反应堆安全等方面的知识。
核反应堆是通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变反应的装置。
在核反应堆中，核燃料通过吸收中子发生裂变反应，释放出大量的能量。
这些能量被导出并用于发电或其他目的。
中子输运是指中子在核反应堆中的运动和分布情况。
中子在核反应堆中的运动受到各种因素的影响，如碰撞、吸收、发射等。
中子输运的研究有助于优化核反应堆的设计，提高核能的利用率。
反应堆临界性是指核反应堆达到稳定状态时所需要的最低中子密度。
当核反应堆中的中子密度达到一定值时，链式裂变反应会自持进行，产生更多的中子。
因此，反应堆临界性的研究对于核反应堆的设计和运行至关重要。
反应堆控制是指通过调节中子数量来控制核反应的速率。
在核反应堆运行过程中，需要根据负荷需求和安全要求来调节中子数量，以确保反应堆稳定运行并满足外部要求。
反应堆安全是指在核反应堆运行过程中确保不会发生核事故的措施。
为了确保反应堆安全，需要采取一系列的安全措施，如设置安全壳、使用安全系统和设备等。
总之，核反应堆物理是一门涉及多个领域的综合性学科，对于核能的发展和应用具有重要意义。
核反应堆物理分析课程设计资料
一 题目设计一个带有反射层的球形堆，芯部半径为 R ，带有厚度为 T （包括外推距离）的反射层，根据含有反射层的单群扩散理论，解出在 T 取特定值时 R 的值，并定性说明 T 与 R 的关系。
反应堆材料 及参数如下堆芯材料：二氧化铀和水，水铀比为 3.5 ，热中子年龄为 40 ×10-4m 2 反射层材料：水二 设计内容1,带有反设层均匀裸堆的临界方程 )]coth(1[)]cot(1[rr r c C c L T L R D R B R B D +=- 2.参数的选择堆芯材料为二氧化铀和水,水铀比为 3.5，其中UO 2的富集度为3.5%，二氧化铀密度为10.42×103 kg/m 3，反射层中成分为水。
热中子年龄为th τ= 40 ×10-4m 2。
3.计算步骤已知UO 2的富集度为3.5%，密度为10.42×103 kg/m 3中，设以C 5表示富集铀内235U 的核子数与铀（235U+238U )的核子数之比，则ε=-⨯+⨯⨯))1(238235/(235555C C C代入ε=3.5%，可得C 5=,求得UO 2的分子量为892.269999.152)1(238235552=⨯+-+=C C M UO因而单位体积内UO 2的分子数为32823330103242.2892.26910022.6101042.10222-⨯=⨯⨯⨯⨯==m M N N UO UO UO ρ单位体积内235U ，238U 和氧的原子核密度为32855103242.203543.02-⨯⨯==m N C N UO3282858102419.2103242.2)03543.01()1(2-⨯=⨯⨯-=-=m N C N UO328280106484.4102342.2222-⨯=⨯⨯==m N N UO又在0.0253ev 时相关微观截面为bb b bUs U s O s H s 9.84.147.338238235,,,,====σσσσbb b bbUU U O H 07.25.5839.6801027332.0238235235,a ,f ,a 5-,a ,a ===⨯==σσσσσ则可得到1,12842828282828,a 33711.38092.6210107.2106484.4107.2102419.2109.680100823.022------=∑=⨯⨯⨯⨯+⨯⨯⨯+⨯⨯⨯=∑m m UO s UO 同理1,s 1,a 34522.222--=∑=∑mm O H O H 1,02.48235-=∑m U f已知水铀比为3.5，即V H20/V UO2=3.5，416.2=ν 则662.12.2)]15.3/(5.3[092.62)]15.3/(1[02.48)]15.3/(1[416.2af=⨯++⨯+⨯+⨯=∑∑=∞νK（1）在芯部中2741.0)(0=∑⨯∑=i i i N M N μ散射平均自由程m O H s uo s s s 003612.0)5.45.35.41/(1/122,,=∑⨯+∑⨯=∑=λ吸收平均自由程m O H a uo a 06441.0)5.45.35.41/(1/122,,a a =∑⨯+∑⨯=∑=λ而输运平均自由程m s tr 04976.02741.01003612.010=-=-=μλλ 芯部的热扩散系数m D trC 01658.03==λ扩散长度2tra 20001068.001658.006441.03m L =⨯==λλ徙动长度244221007.4110400001068.0m L M th --⨯=⨯+=+=τ对于修正单群理论，当临界时即K=1，则 244221001612.01007.4111/662.11/--∞⨯=⨯-=-=m M K K B c 即11270.0-=m B c（2）在反射层中，即水中散射平均自由程m OH s 3,a a 10899.2345/1/1/12-⨯==∑=∑=λ输运平均自由程m str 3102879.41-⨯=-=μλλ 吸收平均自由程m O H a 4505.0)/(1/12,a a =∑=∑=λ热扩散系数m D trr 310429.13-⨯==λ扩散长度23-tra 210×0.64963m L r ==λλ则=r L cm 549.2将以上需要用到的系数进行单位换算，并统一后得cmL cm D cm B cmD r r C C 549.21429.01270.01658.01====-将其代入带有反设层均匀裸堆的临界方程得)]549.2coth(549.21[1429.0)]1270.0cot(1270.01[1658.0TR R R +=-⨯4. 编程求解编写C 语言程序来求解上述超越方程在特定T 值下，R 的值。
核反应堆物理分析
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的关键。
核反应堆的反应率、安全性
和经济性等特性都取决于其物理分析的结果。
核反应堆物理分析是一个复杂的系统，它包
括核反应堆热工特性分析、核反应堆稳定性分析、核反应堆安全适当性分析、核反应堆堆
芯及附件物理分析等多个方面的物理分析。
核反应堆热工特性分析是核反应堆的基础物理分析，它是核反应堆经济性、安全性及
其对外界的影响等物理数据的基础。
核反应堆热工特性分析主要包括核反应堆内部热载荷
分析、核反应堆内部温度场分析、核反应堆内部流场分析、核反应堆内部气体场分析、核
反应堆外部热载荷分析等。
核反应堆稳定性分析是核反应堆安全性的重要保障，根据核反应堆稳定性分析的结果，可以判断核反应堆的安全性。
核反应堆稳定性分析的主要内容包括核反应堆内部稳定性分析、核反应堆外部稳定性分析、核反应堆程控反应堆稳定性分析等。
核反应堆安全适当性分析，主要是对核反应堆安全性进行全面分析，对核反应堆的设计、建造和运行都有重要的指导作用。
核反应堆安全适当性分析的主要内容包括核反应堆设计安全性分析、核反应堆安全性实验分析、核反应堆安全性实验扩展分析等。
核反应堆堆芯及附件物理分析，是对核反应堆堆芯及附件的物理结构和性能进行全面
分析，它是核反应堆安全性和可靠性分析的重要基础。
核反应堆堆芯及附件物理分析的主
要内容包括核反应堆堆芯及附件材料物理分析、核反应堆堆芯及附件结构及性能分析等。
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的重要组成部分，它是核反应堆安全
性及其经济性的重要保障。
核反应堆物理分析的结果可以为核反应堆的设计和运行提供重
要的参考和指导。
核反应堆物理分析修订本教学大纲
核反应堆物理分析修订本教学大纲1. 课程概述本课程是关于核反应堆物理学的基础课程，旨在介绍核反应堆的基本结构、原理和运行方式，并深入探讨核反应堆中的物理过程及其影响因素。
本课程主要包括核反应堆物理分析的基础知识、反应堆动力学、热工水力学、安全与控制等方面的内容。
2. 课程目标本课程的主要目标是让学生掌握以下核反应堆物理分析的基础知识：1.掌握核反应堆的基本结构和原理，并了解核反应堆的不同类型及其特点；2.熟悉核反应堆中的核反应过程及其影响因素；3.掌握核反应堆反应动力学的基本理论；4.熟悉核反应堆热工水力学的基本理论；5.掌握核反应堆的安全与控制原理。
3. 授课方式本课程采用讲授与实践相结合的方式进行教学。
其中，讲授部分主要以讲解核反应堆物理分析的基础理论为主，实践部分则以实验等形式进行，通过实践来深化学生的理解与应用。
4. 课程内容4.1 核反应堆的基本结构和原理1.核反应堆的基本组成2.核反应堆的原理与分类3.核燃料的选用和制备4.2 核反应过程与影响因素1.核反应过程2.反应堆中的中子3.反应堆中的反应性4.反应堆中的吸收和散射5.反应堆中的截面4.3 核反应堆反应动力学1.反应堆动力学的基本概念2.反应堆动力学的数学模型3.反应堆反应率与反应性系数4.4 核反应堆热工水力学1.核反应堆中的热传递2.核反应堆的冷却剂3.核反应堆的热工水力学参数4.5 核反应堆的安全与控制1.核反应堆的安全控制原理2.核反应堆的事故防范3.核反应堆的紧急停堆措施5. 考核方式本课程的考核方式采用闭卷考试和实验报告两种方式。
其中，闭卷考试主要对学生对核反应堆物理分析的理论掌握程度进行考核，实验报告则主要考核学生在实践中的能力。
6. 参考资料1.K. O. Ott, W. A. Bezella, and J. J. Duderstadt,。
《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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核反应堆物理课设
课程设计(综合实验)报告名称：核反应堆物理分析题目：利用双群理论求解堆芯参数院系：1111111111111班级：111111*********学号：111111111111学生姓名：11111111111指导教师：111111111设计周数：11111111成绩：一、课程设计(综合实验)的目的与要求1 课程设计的要求课程设计是重要的实践教学环节。
它是根据教学计划的要求，在教师指导下对学生进行的阶段基础或专业技术训练，该实践环节着重培养学生综合分析和解决实际问题的方法与能力，实现由知识向智能的初步转化；是对前期理论与实践教学效果的检验，也是对学生综合分析能力与独立工作能力的核反应堆物理分析课程设计的目的是对理论课上学过的理论知识进行践应用，进而加深对前期理论知识的学习，是对学生综合运用核反应堆物理分析知识和思想方法的综合检验过程。
2 课程设计要求核反应堆物理分析课程设计的要求有如下几点：（1）学生必须修完课程设计的先修课程，才有资格做课程设计。
（2）明确课程设计的目的和重要性，认真领会课程设计的题目，读懂课程设计指导书的要求，学会设计的基本方法与步骤，积极认真地做好准备工作。
（3）在课程设计中，学会如何运用前修知识与收集、归纳相关资料解决具体问题的方法。
（4）学生必须在指导教师指导下独立完成设计任务，严禁抄袭、找人代做等，一经发现成绩记零分，按考试作弊处理。
（5）课程设计报告学校有统一格式，学生必须按照此格式填写，说明书、计算书要求简洁、通顺、计算正确，图纸表达内容完整、清楚、规范。
二、设计（实验）正文1.课程设计题目：二维XY几何模型，中间是堆芯（裂变区）：-50cm<x<+50cm, -55cm<y<+55cm,四周是15cm厚反射层，堆芯及反射层的群常数见下表：表1 堆芯各种参数利用数值求解下面问题，计算其快群和热群中子通量密度空间分布及有效增殖因子。
提示：（1）采用内外迭代方法求解；（2）给出源迭代过程；（3）给出内迭代过程并给出堆芯双群方程、反射层双群方程以及边界条件，详见课本第五章；（4）建立数学模型，由于问题具有对称性，因此，只计算1/4堆芯即可。
《核反应堆物理分析报告》公式整理
第1章—核反应堆物理分析中子按能量分为三类: 快中子(E ﹥0.1 MeV),中能中子(1eV ﹤E ﹤0.1 MeV),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 -Σx Σdx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Φ 0()()()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==Λ k 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211A A α-⎛⎫= ⎪+⎝⎭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 系碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 的概率:2d 2(sin )sin d ()42c c r rd f d r θπθθθθθθπ===对应圆环面积球面积 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 系的平均散射角余弦0μ001223c c d Aπμθθ==⎰慢化剂的慢化能力 ξ∑s 慢化比 ξ∑s /∑a 由E 0慢化到E th 所需的慢化时间t S()thE 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 EEq r E dE r E f E E r E dE ϕ∞''''=∑→⎰⎰(,)(,)(,)(,)(,)(1)(1)EE Eas s EE E r E r E dE E E q r E dE r E r E dE E E ααϕαϕαα''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 稳态无限介质的中子慢化方程为 ()()()()()()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 EE E E E dE E αϕϕα''∑'∑='-⎰无限介质弱吸收情况dE 被吸收的中子数 ()()()a dq q E q E dE E dE ϕ=--=∑0()exp()E a Es dE q E S E ξ'∑=-'∑⎰逃脱共振俘获概率00()()()exp()E aE s E q E dE p E S Eξ'∑==-'∑⎰第j 个共振峰的有效共振积分 ,*() ()jj AE 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 ()()ia EiI 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 0()()()()()()ccc c E E E E E N E vdEE N E EdEN E vdEN E EdEσσσ==⎰⎰⎰⎰若吸收截面a 服从“1/v ”律 ()(0.0253)0.0253a a E E σσ=若吸收截面不服从“1/v ”变化，须引入一个修正因子n g (0.0253)2931.128a a n ng T σσ=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=01()46z s J z ϕϕ-∂=+∑∂ 001()46z s J z ϕϕ∂=∑∂＋－ 01()3z z z s J J J zφ+-∂=-=-∑∂ 33s s x y z J J i J j J k grad λλφφ=++=-=-∇u r r r r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L1 2221111112110100ln 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。
核反应堆物理分析
23592U + 01n → [23692U]* → 23692U +γ
a
16
1.2 中子截面和核反应率
1.2.1 微观截面
ΔI=-σINΔx 式中σ为比例常数，称为微观截面，它与靶核的性质和 中子的能量有关，
I I/I
INx Nx
ΔI/I为中子束中与靶核发生作用的中子所占的比例； NΔx是对应单位面积上的靶核数。
核
第一个激发态/MeV
第二个激发态/MeV
12C 16O 23Na 27Al 56Fe 238U
4.43 6.06 0.45 0.84 0.84 0.045
a
7.65 6.14 2.0 1.01 2.1 0.145
12
弹性散射：弹性散射在中子的所有能量范围内都能发生。 它可分为共振弹性散射和势散射。前者经过 复合核的形成过程，后者不经过复合核的形 成过程。
按引起裂变反应的中子能量不同：热中子反应堆和快中子 反应堆。
a
4
1.1 中子与原子核的相互作用
1.1.1 中子 中子是组成原子核的核子之一,中子不带电,它与原子
核不存在库仑相互作用,它亦不能产生初级电离。自由中 子的不稳定，可通过β衰变转变成质子,半衰期为10.3分 钟。在热中子反应堆中瞬发中子的寿命约为10-3 ～10-4 秒,比自由中子的半衰期短很多,因此在反应堆分析中可 以不考虑自由中子的寿命。
x Nixi
i
对于化合物，分子量为M, 密度为ρ，每个化合物分子中含
第i种元素的原子数目为υi则化合物中第i种元素的核子 密度为：
Ni
i
N0
M
a
核反应堆物理分析课程设计
课程设计报告( 2009 -- 2010 年度第2学期)名称：核反应堆物理分析题目：核反应堆设计院系：能源与动力工程班级：热能0605学号：**********学生姓名：***指导教师：**设计周数：1周成绩：日期：2009年7 月2日一、 课程设计的目的与要求设计一个带有反射层的球形堆，芯部半径为R ，带有厚度为T （包括外推距离）的反射层，根据含有反射层的单群扩散理论，解出在T 取特定值时R 的值以及T 与R 的关系。
二、设计内容1. 带有反射层的球形堆临界理论对于任意系统，都可以写出它的稳态单群扩散方程如下：▽2φc (r)+B c 2φc (r) = 0 (1)其中 B c2=（k ∞/k-1）/L c2根据中子通量密度在堆内处处为有限值，且种子通量密度为正得条件，得到芯部方程（1）的解为：φc (r)=Asin(B c *r)/r由于反射层是非增值介质，所以在方程中不出现中子源项，得到其中子扩散方程为：▽2φc (r) - k r 2φc (r) = 0 , 其中k r 2=1 / L r 2(2)得到（2）的解为：φr (r)= C ＇sinh(k r *r)/r + A ＇cosh(k r *r)/r (3)此解要满足在反射层的外推边界r = R + T 处中子通量密度为了零的条件，由此：A ＇= -C ＇tanh[k r (R+r)]将代入(3)式可以求出：φr (r)= Csinh[k r (R+T-r)]/r芯部及反射层稳态单群扩散方程的边界条件为：φc =φr (4) D c φ＇c = D r φ＇r (5)方程中有两个常数A 和C ，他们之间关系可有芯部与反射层交界面r=R 处边界条件确定。
Asin(B c *R)/R = Csinh(k r *T)/R D c A[B c cos(B c *R)/R-sin(B c *R)/R2] =D r C[-k r cosh(k r *T)/R-1/R2sinh(k r *T)]将以上两式相除得到：D c[1- B c Rcot(B c*R)] = D r[1+ Rcoth(T/Lr)/L r] (6)方程(6)就是带有反射层的球形反应堆的单群临界方程对于修正单群理论。
核反应堆物理分析 (2)
核反应堆物理分析
核反应堆物理分析涉及核反应堆的设计、运行和安全性等方面的问题。
1. 反应堆设计：物理分析包括确定反应堆的类型（如热中子堆、快中子堆）、反应堆堆芯结构（如燃料组件、调节剂、冷却剂）、燃料选型等。
物理分析可以使用各种数学模型和计算方法，如扩散理论、输运理论、蒙特卡罗方法等，来优化反应堆设计并实现理论上的最佳性能。
2. 反应堆运行：物理分析对反应堆运行过程中的核反应、中子输运和燃料消耗等进行模拟和分析。
这些分析可用于确定最佳的控制棒位置、调节剂、冷却剂流量等参数，以实现稳定的反应堆功率和温度。
3. 反应堆安全性：物理分析在反应堆的安全性评估和安全控制中起着重要作用。
分析方法包括事故响应分析、热工和水力分析、灾变分析等。
物理分析可以帮助确定适当的
安全控制措施，以确保核反应堆在任何条件下都能保持稳定和安全的运行。
总之，核反应堆物理分析是核能领域的关键技术之一，它为核反应堆的设计、运行和安全性提供了重要的支持和指导。
核反应堆物理
核反应堆物理核反应堆物理是核反应堆仿真中最重要的部分，它是核反应堆仿真学科中最重要的一部分。
核反应堆物理不仅关系到核反应堆的可操作性，而且也关系到核反应堆的安全性。
因此，对核反应堆物理进行研究是非常重要的。
核反应堆物理涉及非常广泛的领域，包括：物理反应过程，核燃料的表征，核反应堆的动力学，核反应堆的控制，核反应堆的稳定性，核反应堆的安全性，核反应堆的冷却系统，核反应堆的排放控制，核反应堆的系统参数模拟，核反应堆的仿真模型建立，辐射剂量评估，辐射剂量预测以及辐射剂量控制等。
由于这些领域存在着诸多复杂的物理过程，因此研究者们正在努力开发出更为精确的仿真技术。
例如，物理反应过程是核反应堆物理的基础，必须要精确的表征和模拟，为此，研究者们一直在努力开发出更加精确的仿真技术。
例如，为了模拟电子-核碰撞在核反应堆中所产生的物理效应，研究者们利用计算机仿真技术，首先需要建立经典反应堆模型，使用数学预测电子-核碰撞所产生的热散发能量，然后再根据模型建立数值模拟，以精确的方式模拟出不同的反应堆系统参数。
核燃料的表征也是核反应堆物理的重要组成部分，它是描述核反应堆中不同核燃料的过程。
研究者们利用核物理学术语和核燃料动力学模型，建立出核燃料的表征模型，以便更精确的模拟核燃料的运行情况。
例如，各种不同的核燃料中的原子数将影响核反应堆的性能，研究者们需要模拟不同原子数下的热物理特性，以更准确地描述核反应堆运行情况。
此外，核反应堆动力学、控制、安全性以及冷却系统等也同样是核反应堆物理的重要组成部分。
为了更加准确地模拟核反应堆的动力学变化，研究者们需要对模型进行精确的诊断和调整，以及研究不同温度下的反应堆特性，如反应率的变化，冷却系统的控制，安全性的评估，以及排放量的计算等。
以上就是核反应堆物理的主要内容。
从本文可以看出，研究者们正在不断努力，研发出更加准确和精确的核反应堆仿真技术，为人类利用核能提供便利。
未来，核反应堆物理研究将会更加深入，以帮助人类更有效的利用核能，为人类的发展作出贡献。
第一章：核反应堆物理分析
一.中子的产生 分为三大类：同位素中子源，反应堆中子源，加速 器中子源。 1、同位素中子源：利用核素衰变放出的射线，经 ( ,n ) 或 ( ,n ) 核反应产生中子。优点是体积小，方便。 缺点是强度低，能谱复杂。而且，必须注意其活度 随时间指数减小：
I I0e t
241
10 5 10 5 10 5 10 4 108
源尺度：几cm
Am-Be
239
Am
Pu-Be
244
Pu Cm
106
Cm-Be
1.06×
常用的 -Be 源结构
双层钢壳防泄漏
不锈钢
放射性反应芯
发射体＋靶物质
典型 Be(,n) 源的双层壳结构
2）
－中子源
基于两个反应：
中子的散射
中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行 速度。 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会 逐步减少，这种过程称为中子的慢化。 散射反应有两种不同的机制。 一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系 的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生 弹性散射。 另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实 际上包括两个过程。 ①中子被原子核吸收，形成一个复合核。 ②但这个复合核处于不稳定激发态,很快它就会又放出一个中 子，并且放出射线，回到稳定的基态。
计算单位体积内原子核数N
2.2.2
平均自由程 λ(mean free path)：
如把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做平均自由程λ。
显然：平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平
核反应堆物理分析(上)
核反应堆物理分析(上)核反应堆是一种利用核反应产生能量的设备。
核反应堆的原理是运用核反应的放能来加热液体或者气体，产生蒸汽，使蒸汽驱动轴类转子转动，从而使轴类转子带动发电机发电。
其中，核反应堆是由一系列核反应组成的，核反应会释放出大量的能量，能够加热冷却剂，从而驱动轴类转子转动，实现机械能转化为电能，供应给生活和工业用途。
核反应堆按照使用的核燃料分为热中子反应堆和快中子反应堆。
热中子反应堆是利用热中子与核燃料发生核反应来产生热能，因此核燃料应为小中子吸收截面大、熔点和密度适中的物质，如铀235和铀238。
快中子反应堆使用快中子来发生核反应来产生热能，核燃料应为小中子吸收截面小，熔点和密度大的物质，如氚。
核反应堆按照使用不同的冷却材料分为水冷反应堆和气冷反应堆。
水冷反应堆和气冷反应堆都是通过冷却剂将产生的高温热能带走，从而保证反应堆的稳定运行。
其中，水冷反应堆是使用水作为冷却剂，散热性好，但需要耗费大量水资源。
气冷反应堆使用气体作为冷却剂，无需消耗大量水资源，但由于气体散热性差，需要较大的排气系统。
核反应堆由反应堆堆芯和反应堆周边构成。
反应堆芯是核反应的核心部分，由燃料棒、控制杆、冷却剂以及结构材料等组成。
控制杆的作用是调节核反应的速率，保持反应堆稳定运行状态。
结构材料的作用是支持和固定反应堆芯的元件。
反应堆周边由反应堆罩、核反应堆容器、冷却剂循环系统等组成。
反应堆罩的作用是防止核辐射泄漏、防止反应堆失控。
核反应堆容器的作用是为反应堆芯提供密封保护，以避免辐射外泄。
冷却剂循环系统的作用是帮助反应堆芯和周边的结构材料散热。
核反应堆主要有两种核反应类型：裂变反应和聚变反应。
裂变反应是将重核分裂成两个轻核，同时释放出大量的能量。
核裂变产生的中子能够被稳定核吸收，产生新的能量，同时维持核反应的持续进行。
而聚变反应则是将轻核结合成重核，同样可以产生巨大的能量。
但是由于聚变反应需要极高的温度和压力，因此目前只有太阳和恒星能够维持聚变反应的进行。
反应堆物理学
反应堆物理学反应堆物理学是研究核反应堆中核物质的行为和性质的学科。
核反应堆是一种能够产生和控制核能的装置，它在能源生产、医疗、工业和科学研究等领域发挥着重要作用。
本文将从核反应堆物理学的基本原理、反应堆的类型、安全性和应用等方面进行介绍。
一、核反应堆物理学的基本原理核反应堆物理学的基本原理是通过控制和利用核反应引发的链式反应来产生能量。
核反应堆中的燃料通过裂变或聚变反应释放出巨大的能量。
裂变是指重核裂变为两个或更多的轻核，聚变是指轻核聚变为更重的核。
当裂变或聚变反应发生时，会释放出大量的能量，并产生中子。
二、反应堆的类型根据燃料的类型和反应过程的性质，核反应堆可以分为裂变反应堆和聚变反应堆两种类型。
裂变反应堆是目前应用广泛的一种核反应堆。
它使用铀或钚等重核作为燃料，通过中子撞击使核裂变，释放出大量的热能。
常见的裂变反应堆有压水堆、沸水堆和重水堆等。
聚变反应堆是利用轻核如氘和氚等发生聚变反应来产生能量的一种核反应堆。
聚变反应是太阳和恒星内部的能量来源，它能释放出更大的能量，且产生的废料更少。
然而，目前聚变反应堆的技术仍在研究和开发中。
三、反应堆的安全性核反应堆的安全性是核能发展的重要问题。
在核反应堆物理学中，安全性是指在正常运行和事故情况下，保持反应堆的稳定和可控。
核反应堆物理学家通过设计合理的反应堆结构和控制系统，以及制定严格的操作规程，来确保反应堆的安全性。
核反应堆的安全性问题主要包括反应堆的稳定性、冷却剂的循环和废物处理等。
稳定性是指反应堆在不同功率下的运行情况，包括稳定的能量产生和中子控制。
冷却剂的循环是指反应堆中冷却剂的流动，确保燃料棒的温度不会超过安全范围。
废物处理是指对核反应堆产生的废物进行安全处理和储存，防止对环境和人类健康造成危害。
四、反应堆的应用核反应堆在能源生产、医疗、工业和科学研究等领域具有广泛应用。
在能源生产方面，核反应堆是一种清洁、高效的能源来源。
核能发电不会产生大气污染物和温室气体，且能量密度高，能够满足大规模的能源需求。
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核反应堆物理课程报告
罗晓
2014151214
有关反应堆反应性的研究报告
作者：罗晓
摘要：本学期我们进行了《反应堆物理》课程的学习，在学习之尾，为了检验学习成果，特在此做有关反应堆反应性的研究报告。
在反应堆研究的各个方面，反应性的研究不可忽视，在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。
而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。
为了对立面的有关机理进行更加详细的了解,下面对各种反应性进行了综合分析,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。
这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。
关键词：反应堆、反应性、控制
首先，我们在此解释反应性的概念。
宏观上来说，反应性即为反映核反应堆状态的一种物理量。
数学定义如下：
其中：k 为反应堆的有效增值系数
从上式来看，反应性表征了反应堆偏离临界状态的程度。
在反应堆内引入反应性有很多种办法，而经常用到的有如下几种:(1)向堆内插入可移动的且具有较强中子吸收能力的控制棒，常采用由银 － 铟 － 镉合金组成的控制棒组件，他们通过控制棒驱动机构有效控制，我们将这部分反应性记为1ρ ;(2)向堆芯内装入对中子吸收截面较大的固体物质———可燃毒物，在堆芯运行期间，随着核燃料一起逐渐被消耗掉，我们将其记为2ρ ;(3)在轻水堆中，将对中子吸收截面较大的物质溶解在冷却剂中，将其称为可溶毒物，用 3ρ 表示。
以上引入的这些反应性，无论是因操作需要而人为引入的，还是由于意外事故的发生而造成的(如控制棒被抛出或冷却剂泵损坏)，他们都是通过改变外加中子吸收物质来实现的。
同时，反应堆内反应性的变化应该考虑一下三种情况：
（1）温度效应
因反应堆温度效应变化而引起的ρ发生变化的效应，称为反应性的温度效应。
温度效应可以用反应性温度系数来衡量。
负的温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。
1=K K ρ-
()0T u
P t dt BU W =⎰反应堆运行期间,核燃料燃耗、核裂变产物的积累都会引起反应性变化。
另一方面，运行期间堆芯温度也不断变化，如从冷态至热态温度变化为200~300K 。
功率改变时堆芯温度也发生变化。
堆芯温度及分布发生变化将引起以下变化：
A 、燃料温度变化。
由于多普勒效应，共振吸收增加。
B 、慢化剂密度变化。
慢化能力及慢化性能改变。
C 、中子截面的变化。
中子截面是温度的函数。
D 、可溶硼溶解度的变化。
温度变化引起冷却剂中硼溶解度发生变化。
以上变化将导致堆芯有效增殖因子的变化，从而引起反应性的变化，这种物理现象称为反应堆的“温度效应”。
燃料核截面在中能区段存在很多的强共振峰。
燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。
温度升高时共振峰值降低，但微观截面曲线下覆盖的面积保持不变，即所谓的共振峰展宽。
最常见的反应堆中装有大量的238U ，它有强烈的共振俘获吸收。
温度升高时，共振峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，降低了中子利用率。
造成反应性下降。
这一效应称为多普勒(Doppler)效应。
238U 的多普勒反应性温度系数为负值。
这对反应堆安全是非常重要的。
（2）中毒效应
热中子反应堆运行后堆内参数的某些裂变产物，其中子吸收截面较大，故对ρ有明显影响，这种效应称为裂变产物中毒。
其中氙（135Xe ）和钐（149Sm ）是裂变产物中影响最大的两种同位素。
随着反应堆的运行，反应堆中的裂变产物也随之积累。
在这些裂变产物中，有些产物对中子的吸收截面较大，并且其份额也较大。
这些裂变产物对中子的吸收会导致中子的有效利用系数降低，从而对反应堆反应性造成影响。
（3）燃耗
定义：燃耗深度
对燃料贫化程度的一种度量。
通常将其定义为单位质量燃料所发出的能量，即：
其常用单位为：MW ·d/t 。
一般在工程运用中，还可以采用“有效满功率小时(EFPH)”或“有效满功率天(EFPD)”来作为单位，其含义如下：
EFPH ：1个EFPH 表示反应堆在100%功率下运行1个小时；
EFPD ：1个EFPD 表示反应堆在100%功率下运行1天。
堆内燃料管理：为使堆内燃耗深度尽可能均匀而采取一些技术措施，如分区装料、用硼酸或可燃毒物代替控制棒、优化的控制棒运行程序、优化的换料方案等等。
进行优化的堆内燃料管理可以增加反应堆换料周期、提高燃耗深度，从而明显提高电站的经济效益
燃耗将引起剩余反应性的下降，这种效应成为反应性燃耗效应。
反应堆在运行期间要有足够的剩余反应性，以克服上述反应性变化并对反应堆进行控制。
影响反应堆反应性变化的主要因素有：温度效应、燃耗、中毒、功率调节、反应堆启
动、停堆等因素。
下表列出了压水堆几个主要过程引起的反应性变化和所要求的反应性控制变化率。
表1--压水堆的反应性控制要求
反应性效应数值/%要求变化率
温度亏损2~50.5/h
功率亏损1~20.05/min
氙和钐中毒5~250.004/min
燃耗5~80.017/d
功率调节0.1~0.20.1/min
紧急停堆2~4<1.5~2s
由此我们可以看出反应性控制的必要性。
*在反应堆从启动到最后反应堆换料期间，反应堆的反应性是不断变化的：反应堆启动后，从冷态过渡到热态，然后再提升至满功率运行，由于温度效应会向堆芯引入负的反应性；
反应堆运行期间，裂变毒物的产生和积累，向堆芯不断地引入负反应性；
反应堆运行过程中，反应堆的反应性不断减小；
反应堆的工况发生变化时，将会向堆芯内引入正的或负的反应性。
在意外情况下，需要紧急停堆。
*根据反应堆运行过程中堆芯反应性的变化，反应堆控制的任务是：
补偿控制：控制反应堆的剩余反应性的释放，以满足反应堆长期运行的要求；
功率调节：满足二回路负荷变化的要求；
紧急控制：出现事故时能够迅速停闭反应堆。
对于不同的任务，其对反应性调节的要求也不同。
比如：对于剩余反应性的控制，要求反应性改变缓慢、持续时间长；对于事故时的紧急停堆，要求引入的负反应性足够大，速度足够快，并且要可靠；在一般调节功率时，希望造成的反应堆功率分布的畸变比较小。
谈及反应性控制的基本原理，对于热中子反应堆，其有效增殖系数为：
Keff＝εηfp·PL
通过改变上式中的因子可以改变堆芯的反应性。
实际当中，主要是通过改变热中子利用系数f和中子不泄漏几率PL来实现对反应性的控制。
然而在实际应用中，常用的控制方式有以下三种：
①控制棒控制
②可燃毒物控制
③化学补偿控制
以上三种控制方式中，控制棒控制几乎是所有的反应堆都必采用的方式之一。
控制棒控制的优、缺点
*（1）控制棒控制方式的优缺点：
控制棒控制方式具有以下优点：
控制速度快；
可靠性高；
控制方式灵活。
其具有相应的缺点：
对堆芯功率分布和中子通量分布扰动大；
需要额外的控制驱动机构。
*（2）化学补偿控制的优、缺点
化学补偿控制的优点有：
变化均匀，对堆芯中子通量分布的扰动小；
不占用堆芯的栅格，节省了堆芯内的空间。
化学补偿控制的缺点包括：
控制速度慢；
需要额外的化学补偿系统；
浓度有上限值。
*（3）可燃毒物控制的需求与原理
对于大型的动力堆：
反应堆首循环，堆芯燃料全部为新燃料，剩余反应性很大；
后续循环堆芯的剩余反应性相对首循环较小，不需要那么多的控制毒物；
增加控制棒的同时也需要增加压力容器上的开孔数，影响到压力容器的强度；
硼浓度有上限限制，不能无限提高。
影响反应性的因素是很多的，最重要的是堆内材料成份的改变及材料温度的改变。
反应堆运行时要对这些因素对反应性的影响进行有效的控制，使得反应堆保持受控运行状态。
实际上，反应堆总要设计成Keff>1，反应堆运行时调节Keff使其为1，停堆时调节Keff使其小于1。
反应堆冷态停堆情况下(假使全部停堆系统全部移出堆芯)反应性大于0的部分称作剩余反应性。
反应堆运行以后温度升高、产生毒物、燃料消耗等等因素都使得反应性下降，因此反应堆一定要设计相应的后备反应性。
反应堆控制手段要能够控制这些后备反应性，使得反应堆运行时反应性为零，同时还要有调节功率和把反应堆带到一定次临界深度的能力。