反应堆工程概论
核反应堆工程概论第3章
2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程:
S－∑aΦ － ∙J = 0 引入斐克定律：
D Φ－∑aΦ + S = 0
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2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程: 反应堆功率运行中，中子源最初来自于裂变， 所以S与Φ有一定的比例关系(如S可以表示成 S＝ ν∑fΦ)，扩散方程最终可写成如下的简单形式： ΔΦ ＋ B2Φ = 0 B2称为材料曲率。求解通量随空间的变化归 结为求解上述二阶偏微分扩散方程。 上述扩散方程(扩散近似)成立的条件：散射各 向同性，介质均匀，吸收较弱，距离边界较远。
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3.1、反应堆临界的概念
反应堆最重要的就是要能够维持连 续稳定的运行，即维持连续稳定的链式 核裂变反应。这种状态称为临界状态。 若裂变反应率自发地不断增加，称之为 超临界，反之为次临界。 倍增因子K：反应堆内中子产生率与消 失率的比值，或：代中子比值。
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倍增因子k
新生一代中子数 k 直属一代中子数 系统内中子的产生率 k 系统内中子的总消失（吸收＋泄漏）率 系统内中子的产生率 k 系统内中子的吸收率 系统内中子的吸收率 PL 系统内中子的吸收率＋系统内中子的泄漏率 k k PL
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2.4、扩散理论小结
反应堆物理分析的首要任务是得到中子 通量。一般情况下，中子通量是中子能 量、空间位置、时间等的函数(更细致 的考虑要包含空间角度，即中子输运理 论)。我们的处理办法是分离变量和离 散化，根据实际需要求得中子通量，从 而知道各种核反应的反应率。
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三、反应堆临界理论
3.1、反应堆临界的概念 3.2、四因子、六因子公式 3.3、扩散方程确定的临界条件
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2.1、中子流密度与斐克定律
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂 设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确 保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
2.1、纵深设防（1）
内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督
核反应堆工程概论第5章
二、不考虑缓发中子情况的简单讨论
估算：lo≈10-4s, K≈1, ρ= 0.1%, 则： T＝l/ρ=10-4/0.1% =0.1秒, 即：0.1秒后中子数增致原来的e倍！工 程上无法控制！ 考虑缓发中子：代中子平均寿命为瞬发中 子和缓发中子的权重平均值，约为0.085 秒。对于0.1%的反应性变化，周期为 0.085/0.1%＝85秒，反应堆控制成为可 能！
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四、几种反应性引入情况
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四、几种反应性引入情况
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四、几种反应性引入情况
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四、几种反应性引入情况
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四、几种反应性引入情况
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结
束Байду номын сангаас
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三、点堆动力学方程
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三、点堆动力学方程
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三、点堆动力学方程
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三、点堆动力学方程
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三、点堆动力学方程
点堆中子动力学方程解的定性讨论如下：
ρ>0, ω1为正数，ω2～ω7为负数，中子 密度按指数规律增加。 ρ＝0, 中子密度不随时间改变。 ρ<0, ω1～ω7均为负数，中子密度随时 间按指数规律衰减。
核能技术设计研究院
第五章：中子动力学
核反应堆工程概论
第五章：中子动力学
一、中子动力学概念 二、不考虑缓发中子情况的简单讨论 三、点堆动力学方程 四、几种反应性引入情况
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一、中子动力学概念
在讨论中子能谱和中子通量随空间的 分布时都针对的是稳态情况，即中子通量 不随时间变化。温度变化、中毒效应、燃 耗等问题本是一个动态过程，但相对于反 应堆内中子运动的时间特性来说，它们随 时间的变化速度较慢(小时、天、月的时间 尺度)，因此可以作为稳态处理。若反应性 出现快速变化，则必须考虑通量随时间的 快速变化，属中子动力学范畴。
反应堆工概论整理
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。
核反应堆工程概论第7章详解
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2.4 工质的物性
比热： dq=cdT 对于气体有定压比热Cp和定容比热Cv
在可逆过程中： 定压：dq= CpdT 定容：dq= CvdT
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2.4 工质的物性
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2.4 工质的物性
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2.5 热力学第一定律
数学描述：
一般表达式：
微分形式：dQdEsys e2dm2 e1dm1dW
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2、热力学的基本知识
2.1 热力学 2.2 工质及其状态参数 2.3 平衡状态 2.4 工质的物性 2.5 热力学第一定律 2.6 工质的热力过程 2.7 热力循环 2.8 热力学第二定律
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2.1 热力学
热力学：研究伴有热效应的自然界中一切物 理及化学工程的能量关系和能量转换的科 学。
几个概念： 热力系或热力系统 环境或外界 界面或边界 热源和冷源
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5）焓
定义：复合状态参数。 数学描述： h=u+pv H=mh
单位：J，J/kg
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6）熵
定义：导出参数，不能直接测量，由基本状 态参数推导出来。 数学描述： dS=dQ/T ds=dq/T
单位：J/kg.K
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2.3 平衡状态
定义：均匀一致 状态参数：p、v、T、u、h、s
工质的状态：固、液、汽 状态方程：（工质物性的描述）
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3、反应堆热工分析的内容
1）堆芯材料和热物性 （第一节第五小节）
2）反应堆的热源 （第二节）
3）稳态热工分析 （第二节传热分析，第三节水力分析）
4）瞬态热工分析 （第五节）
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4、堆芯材料和热物性
堆芯结构材料包括：
1）燃料元件用材料：燃料芯块材料、燃料包壳材 料、燃料组件和部件材料、导向管材料；
第1章核反应堆设计概论
核反应堆工程概论作业全集
核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。
试计算该人体的活度。
2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+ 使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n = 1.008665。
质量单位为原子质量单位u ：1u = 1.6605655x10-27kg 。
假设前两个反应以相同的速率同时发生，而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。
试估算1kg 的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。
将结果与1kg 的235U 裂变所释放的能量相比较。
2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶，氧是2x10-4靶。
试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。
比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。
2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体)，试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。
2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。
3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。
试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。
时间T、T0、t均以天为单位。
235煤？假设：核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。
核反应堆内的裂变能皆由235U产生，每次裂变的可回收能量为200MeV。
煤的热值取每吨7x106Kcal。
第三章中子的扩散、慢化与临界理论3.1试确定在H、C介质中2.0MeV的快中子慢化到1.0eV所经历的平均碰撞次数。
核反应堆工程概论第4章详解
三、裂变产物中毒
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三、裂变产物中毒
反应堆中135Xe主要来源于裂变产物 135I的衰变，一小部分直接通过裂变产生。 135Xe 一方面强烈吸收中子变成136Xe， 一方面通过β衰变转变成135Cs。设任意 时刻I和Xe的核密度分别为NI和NX，则 可以列出关于它们的微分方程：
dNI/dt = wI∑fΦ－λINI dNX/dt = λINI＋wX∑fΦ－λXNX－NXσXΦ
αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 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，所以温度的变化 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，慢化剂反应性温 度系数等。
6
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数：
4
二、反应性温度效应
2.1、反应性温度系数 2.2、燃料的反应性温度系数 2.3、慢化剂的反应性温度系数
5
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数： 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。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, ºC)带 来的反应性变化定义为反应性温度系数αT：9慢化剂的反应性温度系数
K fp PL
T
1
T
1 f
f T
1 p
p T
1
T
1 PL
PL T
TM TM () TM ( f ) TM ( p) TM (PL )
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水铀比
慢化剂温度系数还与单位体积内慢化剂与燃料 的核密度比值有关，在轻水堆中以“水铀比”表示。
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三、裂变产物中毒
由于裂变和衰变，核反应堆中发生 着大量的物质转换。特别是裂变产生的 裂变产物。一些新产生的物质对中子平 衡有重要的影响。特别是各别裂变产物 具有很大的中子吸收截面，典型的裂变 产物是钐(149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸 收裂变产物分为两类：寿命长的称为 “结渣”，寿命短的称为“中毒”。下 面讨论135Xe的中毒效应。
核反应堆工程概论作业全集详解
核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。
试计算该人体的活度。
2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n = 1.008665。
质量单位为原子质量单位u ：1u = 1.6605655x10-27kg 。
假设前两个反应以相同的速率同时发生，而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。
试估算1kg 的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。
将结果与1kg 的235U 裂变所释放的能量相比较。
2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶，氧是2x10-4靶。
试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。
比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。
2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体)，试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。
2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。
3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。
试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。
时间T、T0、t均以天为单位。
2.6 100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变？同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤？假设：核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。
核反应堆内的裂变能皆由235U产生，每次裂变的可回收能量为200MeV。
核反应堆工程概论
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核反应堆工程概论
2.1、纵深设防
通常是通过三级安全防线的考虑来贯彻 第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行 中采用多种有效措施，把发生事故的几率降到最小程度。 要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特 性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗 余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的 结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
与核安全相比，核安全文化是一种意识形态。
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核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（1）
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核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（2）
l 核安全文化作用于或表现在下面两个领域 核电厂领导阶层和国家政策方面：
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核反应堆工程概论
1、核安全的目标
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
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核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
核反应堆
核反应堆工程概论
第一章：引言 第二章：核物理基础 第三章：中子的慢化、扩散与反应堆临界理论 第四章：反应性变化与控制 第五章：中子动力学 第六章：辐射防护与屏蔽 第七章：核反应堆热工 第八章：核反应堆安全 第九章：核反应堆运行良 薄涵亮
(V1.0)
清华大学核能技术设计研究院
核反应堆工程概论
本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。 要求学生在大学物理、核物理、传热学、流体力学 等方面有一定的基础。 本套教学演示片(V1.0)没有经过严格的校审过程，仅 供网上读者参考。不妥或错误之出希不吝指正。 参考书：‹‹核反应堆工程原理››(凌备备、杨延洲主编， 原子能出版社)； ‹‹核反应堆工程设计››(邬国伟编著， 原子能出版社)
反应堆工程概论第3章
T＝300K时的麦克斯韦－波尔兹曼分布 ＝ 时的麦克斯韦－ 时的麦克斯韦
m 3/ 2 2 − mv2 / 2 kT N (v) = 4π ( ) ve 2π kT
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热中子能谱的“硬化” 热中子能谱的“硬化”和中子温 度
m 3/ 2 2 − mv2 / 2 kT N (v) = 4π ( ) ve 2π kT
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慢化时间、 慢化时间、扩散时间和热中子平均寿命
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1.2、慢化能力与慢化比 、
考虑中子与静止靶核之间的碰撞，碰撞 考虑中子与静止靶核之间的碰撞， 静止靶核之间的碰撞 一次以后能量变为: 一次以后能量变为 E’ = E [ (1+α) + (1－α) cosθ ]/2 － 式中， ： 式中， E：碰撞前中子的能量 E’：碰撞后中子的能量 ： α：[(A－1)/(A +1)]2 ，A是靶核的质 ： － 是靶核的质 量数, 量数 0 ≤α≤ 1 θ ：质心系观察到的散射角
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235U是自然界存在的唯一易裂变物质，低 是自然界存在的唯一易裂变物质， 是自然界存在的唯一易裂变物质
235U热中子裂变时裂变中子能谱 热中子裂变时裂变中子能谱
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1.2、慢化能力与慢化比 、
中子慢化可以进行到什么程度呢？ 中子慢化可以进行到什么程度呢？ 当中子运动速度比靶核运动速度高很 多时，中子与靶核碰撞总要损失能量， 多时，中子与靶核碰撞总要损失能量，实 现慢化。但当中子运动速度与靶核相当时， 现慢化。但当中子运动速度与靶核相当时， 中子与靶核碰撞可能损失能量， 中子与靶核碰撞可能损失能量，也可能获 得能量，这时不再是慢化，称之为“ 得能量，这时不再是慢化，称之为“热 化”。中子热化过程实际上是与介质的原 子核达到热运动平衡的过程。 热运动平衡的过程 子核达到热运动平衡的过程。与靶核达到 热平衡的中子的飞行速度满足麦克斯韦分 热平衡的中子的飞行速度满足麦克斯韦分 室温情况下，最可几速率为2200m/s， 布。室温情况下，最可几速率为 ， 对应的能量为0.0253eV。 对应的能量为 。
核反应堆工程概论第10章
1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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1、压水堆（PWR）
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结束
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聚变－裂变堆：是聚变反应堆和裂变反应堆组合 的装置，在聚变反应堆达不到能量自给时，这种 装置具有重要的实用价值。其结构原理为，在装 置中心设置聚变堆，外围是裂变堆，聚变产生的 中子逸出到裂变堆即可参与裂变反应、释放裂变 能量，作为聚变能的补充。
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2、远期新型反应堆
能量放大器：这是一种在20世纪末才提出来的一种 新型能源装置，它是一个质子加速器和裂变反应堆 的组合装置。加速器使质子获得高能量，高能质子 被引入裂变反应堆，轰击重原子核，使重核崩溃， 造成大量中子逸出，这些逸出的中子在裂变反应堆 中引发裂变放出大量裂变能。这种装置是脉冲式工 作的，每发出质子束，到反应堆内就造成一个脉冲， 而在未注入质子时，反应堆则处于次临界状态下因 而是十分安全的。由于重核可以被“击碎”，因而 放射性废物处理的问题（核能发展面临的重要问题 之一），也有了光明的前景。
快中子增值堆以它能增值核燃料，有效地防止铀资 源枯竭的威胁，及能燃耗在热中子反应堆中产生出 来的长半衰期核废料等的优点，在核能工业的发展 和保护环境方面占有重要的地位。是中期发展的主 力堆型。
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2、远期新型反应堆
聚变反应堆：是指主要靠轻原子（氘、氚、氦等） 合成，释放大量结合能并加以利用的反应堆。目 前，瞬时的、断续的聚变反应已经实现。
第7章 核反应堆安全 核工程概论课件
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法
反应堆工程概论
反应堆工程概论△名词概念类★简答类△裂变中子中还有不到1%的中子是在裂变碎片过程中发射出来的这些叫缓发中子△缓发中子的能谱不同于瞬发中子的能谱缓发中子的平均能量要比瞬发中子低△虽然缓发中子在裂变中子中所占份额很小（小于1%）但他对反应堆的动力学过程和反应堆控制却又非常重要的影响△在热中子反应堆内中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射△微观截面：假设在1cm的物质中有N个原子核在这个物质的一个面上射入一个中子我们把每一个原子核与一个入射中子发生核反应的概率定义为微观面枪单位为米方△宏观截面：如果每立方米的物质中含有N个核则乘积枪N 等于每立方米靶核的总截面用符号它的量纲是长度的倒数△反应堆堆芯满足的要求：1堆芯功率分布应尽量均匀以使堆芯有最大的功率输出2尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命以适当减少换料操作次数5堆芯结构紧凑换料操作简便△压水堆采用17某17排列燃料组件每个组件中有289个栅元设有24根控制棒导向管和一根堆内中子通量测量管其余264个栅元装有燃料棒△组件：1燃料元件棒2燃料组件的骨架结构3控制棒组件4可燃毒物组件5中子源组件6阻力塞组件△陶瓷燃料优点（相对金属铀）：1熔点高2热稳定性和辐照稳定性好3化学稳定性好与包壳和冷却剂材料的相容性好△体积释热率定义：Qv=Ef·Rf分别代表燃料的体积释热率每次核裂变产生的能量燃料内的核反应率△燃料温度系数：燃料温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性变化称为燃料温度系数△慢化剂温度系数：慢化剂温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性称为慢化剂温度系数△中毒效应：热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物其中子吸收截面较大故对p有明显的影响裂变产物分：稳定或长寿命的称为结渣短寿命的称为毒物毒与渣对反应性的影响称为反应性的毒渣效应简称中毒效应△影响堆芯内功率分布的主要因素：1燃料装载的影响2反射层的影响3控制棒的影响4结构材料、水隙和空泡的影响5燃料元件自屏蔽效应的影响△核反应堆安全对策1保证反应堆得到安全可靠的控制2确保堆芯冷却3包容放射性产物△反应性控制类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制△核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性引发放射性物质泄漏的事故引起原因1堆芯失去冷却或冷却不充分2堆芯的反应性快速不可控制升高△核反应堆严重事故分为：1堆芯溶化事故2堆芯解体事故△把核反应堆运行工况分为四类：1正常工况和运行瞬变2中等频率事件3稀有事故4极限事故以上四类事故也称为设计基准事故DBA★为何热中子反应堆中选用轻水作慢化剂：因为是含氢物质慢化能力大价格低廉★反射层对反应堆的作用：1减少芯部中子的泄漏从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小这样可以节省一部分燃料2提高反应堆的平均输出功率★简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用：若反应堆具有负的温度系数则随着温度升高k值将变小从而使中子通量也跟着下降这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。
反应堆概论
镉对中子的吸收
屏蔽材料
屏蔽材料应有以下特性： 1)密度大，能有效地吸收一次和二次γ射线，并能通过 非弹性散射将快中子慢化下来； 2)含有足够多的氢元素，能有效地将非弹性散射阈值以 下的中子慢化为热中子； 3)力学强度、机械稳定性、热稳定和化学稳定性； 4)价格低廉，容易加工和建造。 常用的屏蔽材料有铁、水、混凝土(包括含有结晶水或 硼的重金属骨料混凝土)。也可选用铅、石墨、硼钢、 有机材料或含硼塑料等。
反应堆参数
比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初 始总质量 燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量 燃料浓缩度[％]：易裂变物质质量/易裂变物质 与可转换物质总质量 比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间所产生的总能量 /可裂变物质总质量
反应堆内热量分布
反应堆内裂变产生的能量85%以上是碎片、α、 β粒子的动能，最终在堆内转变成热能 中子、 γ能量，约10%，主要在慢化剂、反射层、 屏蔽体中释放为热能 中微子能量约占5%，几乎全部逃离 因此，必须有冷却系统将热量带出堆芯
燃料包壳材料
铝、铍、镁和锆具有很小的热中了吸收截面(依次等于 0.24b．0.01b．0.069b和0.185b)及较高的熔点。其中高纯 铝和铝合金已广泛用作低温水冷生产堆和研究试验堆的 燃料元件包壳材料．但由于蠕变强度低，耐高温腐蚀性 差，而未能用于动力堆。 镁合金现仅用作石墨气冷堆的燃料元件包壳材料。 纯锆(含铪＜0.01％)具有很小的热中子吸收截面和良好的 力学性能与耐高温水腐蚀性能，几种锆合金(锆-2．锆4．锆-铌)的耐腐蚀性能与力学性能更优于纯锆，加工性 能和焊接性能(在惰性气体保护下)也非常好，已广泛用作 水冷动力堆的燃料棒包壳材料和燃料组件结构材料。
2核反应堆工程概论第二章
二、中子核反应
2.2 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。碰撞后，中子的能量和运 动方向均有所改变。伴随着靶核的γ衰 变。高能中子与重核的散射反应主要是 非弹性散射。
17
二、中子核反应
2.3 中子俘获反应 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获。靶核 的能级状态升高，因此通常伴随着β、γ衰 变。这类反应在反应堆中通常相当于损失中 子。反应堆中一般情况下不希望看到中子损 失。但是，通常是利用某些吸收中子能力很 强的材料来实现反应堆的控制。另外，某些 不裂变材料的靶核吸收中子后最终可以部分 地转化为可裂变材料(转化比与增殖比)，为人 工制造可裂变材料提供了途径：
238U
＋n → 232Th ＋ n →
→ 239Np → 239Pu 233Th → 233Pa → 233U
239U
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二、中子核反应
2.4 裂变反应 (1) 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获之后， 靶核变成了两个碎片（其他物质的原子核）， 同时释放出2－3个中子和能量（结合能）。并 非所有的物质与中子作用都可以发生裂变。自 然界中存在的物质只有235U与中子作用可以发生 裂变反应。人工制造的裂变材料包括233U、 239Pu等。通过比较裂变临界能(Ecr)与靶核吸收 一个中子所释放的结合能(Eb)来认定易裂变核 素(如235U)与可裂变核素(如238U)。
ci371010bq12原子核内核子间的作用力13结合能与比结合能原子核的质量比组成它的核子的总质量小表明由自由核子结合而成原子核的时候有能量释放出来这种由自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合比结合能曲线
核能技术设计研究院
第二章：核物理基础
核反应堆工程概论
第二章：核物理基础
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△名词概念类★简答类
△裂变中子中还有不到1%的中子是在裂变碎片过程中发射出来的这些叫缓发中子
△缓发中子的能谱不同于瞬发中子的能谱缓发中子的平均能量要比瞬发中子低
△虽然缓发中子在裂变中子中所占份额很小（小于1%）但他对反应堆的动力学过程和反应堆控制却又非常重要的影响
△在热中子反应堆内中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射
△微观截面：假设在1cm的物质中有N个原子核在这个物质的一个面上射入一个中子我们把每一个原子核与一个入射中子发生核反应的概率定义为微观面枪单位为米方
△宏观截面：如果每立方米的物质中含有N个核则乘积枪N等于每立方米靶核的总截面用符号它的量纲是长度的倒数
△反应堆堆芯满足的要求：1堆芯功率分布应尽量均匀以使堆芯有最大的功率输出2尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命以适当减少换料操作次数5堆芯结构紧凑换料操作简便△压水堆采用17X17排列燃料组件每个组件中有289个栅元设有24根控制棒导向管和一根堆内中子通量测量管其余264个栅元装有燃料棒
△组件：1燃料元件棒2燃料组件的骨架结构3控制棒组件4可燃毒物组件5中子源组件6阻力塞组件
△陶瓷燃料优点（相对金属铀）：1熔点高2热稳定性和辐照稳定性好3化学稳定性好与包壳和冷却剂材料的相容性好
△体积释热率定义：Qv=Ef·Rf 分别代表燃料的体积释热率每次核裂变产生的能量燃料内的核反应率
△燃料温度系数：燃料温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性变化称为燃料温度系数△慢化剂温度系数：慢化剂温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性称为慢化剂温度系数△中毒效应：热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物其中子吸收截面较大故对p有明显的影响裂变产物分：稳定或长寿命的称为结渣短寿命的称为毒物毒与渣对反应性的影响称为反应性的毒渣效应简称中毒效应
△影响堆芯内功率分布的主要因素：1燃料装载的影响2反射层的影响3控制棒的影响4结构材料、水隙和空泡的影响5燃料元件自屏蔽效应的影响
△核反应堆安全对策1保证反应堆得到安全可靠的控制2确保堆芯冷却3包容放射性产物△反应性控制类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制
△核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性引发放射性物质泄漏的事故引起原因1堆芯失去冷却或冷却不充分2堆芯的反应性快速不可控制升高
△核反应堆严重事故分为：1堆芯溶化事故2堆芯解体事故
△把核反应堆运行工况分为四类：1正常工况和运行瞬变2中等频率事件3稀有事故4极限事故以上四类事故也称为设计基准事故DBA
★为何热中子反应堆中选用轻水作慢化剂：因为是含氢物质慢化能力大价格低廉
★反射层对反应堆的作用：1减少芯部中子的泄漏从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小这样可以节省一部分燃料2提高反应堆的平均输出功率
★简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用：若反应堆具有负的温度系数则随着温度升高k值将变小从而使中子通量也跟着下降这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。
★什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿命：通常把单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的度量有燃耗深度=Nt·t÷Wu 堆芯寿命：当反应堆的有效增殖因数降到1时反应堆
满功率运行时间就称为堆芯寿命
★大型压水堆采取？控制反应性：1控制棒控制2化学控制剂一载硼运行3可燃毒物控制★压水堆为何要在高压下运行：为了提高压水堆-回路处的温度
★水在压水堆中的作用：慢化剂冷却剂
★压水堆主冷却剂系统包括哪些设备：1蒸汽发生器2稳压器3反应堆4反应堆冷却剂泵★在同样的堆功率情况下重水堆堆芯为何比压水堆大：重水慢化能力比轻水弱
★重水堆为何核燃料富集度可以比压水堆低：因为卸料燃耗较浅
★简述缓发中子对反应堆的作用：动力学过程buff 对其进行控制的难度减小安全性提高★为何在压水堆内不直接用金属钠而要用陶瓷UO2作燃料：金属铀作燃料可使用的工作温度低一般在350-450℃化学活性强在常温下也会与水起剧烈反应而产生氢气在空气中会氧化粉末状态的铀易着火在高温下只能与少数冷却剂相溶
★燃料元件的包壳作用：1包容裂变产物阻止裂变产物外泄2隔离燃料和冷却剂的屏障避免它们发生反应3有效导出核燃料反应后产生的热能。
★为何锆合金用作包壳时其使用温度要限制在350℃以下：锆合金包壳在接近400℃的水中只需几天时间便可发生严重的腐蚀破坏为了避免高温腐蚀锆合金包壳表面的最高工作温度一般限定在350℃一下。
★控制棒直径较细有什么好处：1棒径细数量多吸收材料均匀分布在堆芯中使堆芯内中子通量以及功率分布更为均匀2增大了挠性在保证控制棒导向管对中的前提下不引起卡棒3棒径小控制棒提升时所留下的水隙对功率分布畸变影响小不需另设挤水棒简化堆内结构降低了反应堆压力容器的高度
★对用作控制棒的材料有什么基本要求：1不但本身的中子吸收截面大其子代产物也应具有较高的中子吸收截面以增加控制棒的使用寿命2材料对中子的1÷V吸收和共振吸收能阈广3熔点高导热性好热膨胀率小使用时尺寸稳定并与包壳相容性好4中子活化截面小含长半衰期同位素少5强度高塑韧性好抗腐蚀耐辐照
★说明反应堆热源的由来极其分布：说明反应堆热源的由来极其分布：1燃料释热2堆内释热3结构部件和慢化剂释热4反应堆倍堆后释热
★什么叫核热管因子是怎样计算的：为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度引入一个修正因子这个修正因子就称为热管因子热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
一般分为两大类：一类是核热管因子一类是工程热管因子。
★控制棒结构材料释热的热源是是什么：裂变瞬时放出的γ射线裂变产物衰变时释放的γ射线和堆芯材料吸收产生（n，r）反应所释放的射线中子在慢化过程中也会产生热量。