第9章反应堆动力学

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反应堆系统的动力学行为研究

反应堆系统的动力学行为研究

反应堆系统的动力学行为研究I. 引言反应堆系统作为一种重要的能源源,其动力学行为的研究一直都是科学家关注的重点。

在本文中,我们将探讨反应堆系统的动力学行为研究的相关内容。

II. 反应堆系统的动力学行为反应堆系统的动力学行为研究,主要涉及到反应堆的稳定性、游离度、反应堆的控制以及反应堆的安全性等方面。

下面将分别进行介绍。

1. 反应堆的稳定性反应堆的稳定性是指反应堆在不同负载下,能否保持稳定的能量输出状态的能力。

稳定性的研究需要考虑反应堆的结构、物理特性以及控制系统等因素。

增加反应堆的稳定性可以提高其运行的安全性和可靠性。

2. 反应堆的游离度反应堆的游离度是指反应堆中发生核反应的程度。

在反应堆系统中,游离度不稳定会导致反应堆发生意外事故,增加事故风险。

因此,游离度的控制和监测至关重要。

3. 反应堆的控制反应堆的控制是指通过控制反应堆的输出能量来维持反应堆的稳定性和游离度。

反应堆的控制主要包括反应物注入、节流板调节以及温度和压力的监测等方面。

反应堆控制的技术以及负载变化对反应堆控制的影响等方面,是反应堆控制方面的研究重点。

4. 反应堆的安全性反应堆的安全性研究主要涉及反应堆的意外事故预防和应对措施。

研究反应堆在控制失效或者其他突发事件时的安全防护技术是反应堆系统的关键问题之一。

反应堆的安全性研究包括了反应堆的应急关停、辐射泄漏、放射源控制等方面的研究。

III. 反应堆系统的动力学模型反应堆系统的动力学行为,可以使用复杂的数学模型描述,以便更好的研究和预测反应堆的行为。

动力学模型通常包括质量平衡、能量守恒、动量平衡等方程式。

这些模型可以帮助我们研究反应堆的稳定性、游离度和控制等方面的动力学行为。

IV. 反应堆系统的动力学行为研究进展近年来,反应堆系统的动力学行为研究取得了许多进展。

其中,液态金属钠冷堆的动力学行为研究在过去几年中获得了高度关注。

这种类型的反应堆不仅能够提高能源利用效率,而且具有安全、可靠的特点。

反应堆物理学

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。

反应堆热工水力

反应堆热工水力

沸腾传热
泡核沸腾传热的主要机理:
1. 汽-液置换传热 2. 微对流 3. 汽化潜热传热
沸腾传热-池式沸腾
沸腾一般可分为两种基本型式:大容积沸腾和流动沸腾
大容积沸腾传热:浸没在大容积静止液体 内的受热面产生的沸腾,又叫池式沸腾
A点前:单相液体自然对流传热; AB:泡核沸腾和自然对流混合
传热工况;
+ sin LR 2 L Re
) (2)
以Z= LR 代入(2)式,以整理后得:
2
tf(Z)= tλ+
+ t f 2
q o LRe
WCp
(sin
Z LRe
)
用不同的Z值代入上式,就可得到不同 高度的冷却剂温度,其温度分布如图所 示。
燃料棒的传热与冷却
包壳外表tcs(z面) 温t f (z度) 沿dqc轴1s(hz()向z) 的分布
在高热流密度下,泡核沸腾区产生的汽泡 数量很多,当汽泡产生的频率高到在汽泡 脱离壁面之前就形成了蒸汽膜覆盖在壁面 上,使液体不能接触壁面,从而使传热恶 化造成壁面温度急剧升高,就发生DNB, 随后传热变成膜态沸腾工况。
沸腾传热-流动沸腾
流动型态
单相蒸汽
问:设有一根全长均匀加热的垂
直管段,以低热流密度加热此管, 管底以这样的速度供给欠热液体, 使得液体在管全长上能够蒸发完, 试标出从管底进口至管出口可能 出现的流动型态?
传热学
1、对圆柱形有内热源芯块:
热阻:
R1 1 4ku L
对有内热源的平板形燃料芯块:
t0 tu
q u 2ku
对无内热源的平板形燃料芯块:
tu
tcs

q
c ku

核反应堆运行与控制

核反应堆运行与控制

3、功率运行 、
带功率运行: 降功率运行:
低功率工况 热备有工况 完全甩负荷工况
功率运行中的几个问题:
冷却剂压力的控制 冷却剂体积的控制 冷却剂硼浓度的控制 蒸汽排放系统的控制 蒸汽发生器给水的控制
4、压水堆核电站的停闭 、
4.1、概述 4.2、热停闭 4.3、冷停闭 4.4、事故停闭 4.5、压水堆核电站停闭中的几个问题
2.5、第三阶段:一回路升温升压至工 、第三阶段: 作温度与压力、 作温度与压力、启动反应堆达到临界
升温升压: 在满足一定条件下,依靠稳压器的电加热器和冷却剂 泵转动时的机械功,使一回路系统的压力和温度达到或 接近零功率额定值,然后可以启动反应堆达到临界,称 为联合加热法。 当系统已升温预热、稳压器汽腔已形成、冷却剂压力 为30bar、温度到180 ε 的情况下,就启动压水堆达临界, 在低功率下利用核能加热,使系统的温度和压力按规定 速度上升到额定参数,称为核加热法。
1、概述(1) 、概述( )
临界前试验: 燃料组件全部装载完毕后一回路的水力特性试验以及其 他在未装燃料前无法进行的一些试验。 包括:
冷却剂系统泄漏试验 冷却剂泵惰转流量下滑试验 控制棒落棒时间 反应堆保护系统动作特性 堆内核测仪表响应 一回路系统流量测定 控制棒驱动机构动作特性 棒位指示系统响应特性 电阻温度计旁路流量测定试验
三、反应堆运行
1、概述 2、压水堆核电站的正常启动 3、功率运行 4、压水堆核电站的停闭
1、概述 、
核电站建成,堆芯燃料装载后的反应堆启动,称为初次 启动,亦称新堆的物理启动 目的:检验设计、制造和安装的质量,测定各种必要的 特性参数,为安全运行提供实验数据 新堆的物理启动:主要是指新堆的初次临界试验。通过 相继提升堆内各组控制棒组件,以及按一定规范稀释冷 却剂中的硼浓度,使反应堆首次达到临界。在这试验中, 对控制棒的临界棒栅位置进行刻度,对零功率下临界态 附近的中子通量、反应性以及反应堆周期作出实验研究, 获得必要的物理参数等。

第9章:核反应堆动力学

第9章:核反应堆动力学

l0 ≈ t d
例:以UO2为燃料的压水反应堆,一直处于临界状态。 当Δρ的扰动后,Keff=1.001,l0=1.1×10-4s,求1秒 后堆内中子密度增加倍数?
keff 1 n(t ) n0 exp( t) l0
n(t ) 1.001 1 3 exp( 1 ) 8 . 9 10 n(0) 1.1104
Ci (t ) Ci (0)(Ci1e1*t Ci 2e 2*t ..... Ci 7e 7*t )
n(t ) n(0)( Ae 1
1*t
A2e
2*t
..... A7e
7*t
)
7*t
Ci (t ) Ci (0)(Ci1e
Cij
1*t
Ci 2e
K=1
K<1 t
二、缓发中子的作用
裂变中子99%是在裂变后10-17—10-14s时间发出的,叫做 瞬发中子;
不到1%的中子是裂变后零点几到几分钟后发出的,由裂 变碎片在放射性衰变过程中释放的中子叫做缓发中子。
只有瞬发中子的情况,堆内中子的平均寿命l0,
l0=ts+td
对PWR而言, ts≈10-6s; td≈10-4s;
keff 1 n(t ) n0 exp( t) l0
n(t ) 1.001 1 exp( 1) 1.0118 n(0) 0.0848
只增长了0.01,可控。
三、反应堆周期(reactor period OR reactor time constant)
1 定义(T) 反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间为反 应堆周期。
如何控制?
考虑缓发中子寿命ti: ti+td+ts≈ ti

核反应堆物理分析(第九讲)核反应堆动力学

核反应堆物理分析(第九讲)核反应堆动力学
• 启停堆、调功率等对反应性的影响——by second——不易控。
3
• 解决反应性的迅速变化引起的中子通量密度 随时间的瞬态变化:中子动力学(neutron kinetics)。 • 反应堆瞬态过程中,存在着一些反馈效应, 本章不考虑。
4
8.1 缓发中子的作用
1.1 基本概念:
裂变中子(fission neutron): 由裂变过程产生 并保持它们初始能量的中子。 分为瞬发和 缓发两种。
39
3.2 常数缓发中子源近似
• 由于先驱核半衰期较长,在某些反应性瞬变 中(e.g.停堆插棒)可以认为缓发中子源保持 为常数:
C (t ) = l / k
i =1 i i
6

n0
eff
• 可得解析解: n0 0 − n(t ) = [ 0 exp( t) − ] 0 − l / keff
36
(p241)
37
8.3* 点堆方程的近似解法
• 方程(iii)、(iv)是个耦合的一阶微分方程组, 同时由于反应性的反馈作用(温度效应、中毒 等),该方程一般也是非线性的: 6 dn (t ) − = n(t ) + i Ci (t ) (iii )
dt l / keff
i =1
• 缓发中子产生率= i Ci (r , t )
i =1
18
6
• 考虑缓发中子的单群扩散方程:
1 ( r , t ) 2 = D (r , t ) − a (r , t ) + (1 − )k a (r , t ) v t + i Ci (r , t )
t /T
实际使用的还有倍增周期Td,,Td=0.693T

成都理工 核反应堆物理分析9 动力学教材

成都理工 核反应堆物理分析9 动力学教材

的7次代数方程,在给定的反
应堆特性参数下,由它可以确定出7个可能的
值。但求解直接该方程却非常困难。可以用图
解法研究方程的根的分布却非常方便。

>0时:有6个负根和1个正根。

<0时:有7个负根。
13:57:47
26/41
在反应性阶跃变化的情况下,点堆模型动态方程(9-18) 和(9-19)是线性的, 所以方程的一般解由 的所有7个解所形成的 线性组合给出,即:
则两式变为 这便和(9-3)不考虑缓发中子时的反应堆周期相
等。
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9.4.2 不同反应性引入时反应堆的响应特性
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35/41
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36/41
时,反应堆达到临界尚需缓发中子作出贡 献,因而反应堆特性在很大程度上由先驱核衰变 的时间决定,称为缓发临界。 时, 称为瞬发超临界,此时即使不考虑 缓发中子,有效增殖因子也会大于1,只靠瞬发 中子就能使链式反应不断进行下去,缓发中子在 决定周期方面不起作用。反应堆功率以瞬发中子 决定的极短周期快速增长。
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2/41
反应堆启动、停堆或功率调节时的控制棒的移
动等情况下, 反应堆的keff发生迅速变化。此时反应 堆成为超临界或次临界,而中子通量密度随时间急
剧变化。这种变化以秒为单位来量度。了解这种中
子通量密度在偏离临界状态下的瞬态变化特征,对
反应堆的控制和安全运行是及其重要的。
13:57:47
U 0.65%),
但缓发时间很长,它对反应堆动态特征有重要的影
5/41
为了说明这一问题,假设所有裂变中子为瞬发
中子,则堆芯内中子密度的变化率为:

《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

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。

微观截面:一个中子和一个靶核发生反应的几率。

宏观截面:一个中子和单位体积靶核发生反应的几率。

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。

分界能或缝合能:通常把某个分界能量E c以下的中子称为热中子,E c称为分界能或缝合能。

第三章—中子扩散理论中子角密度: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收为止在介质中运动所穿行的直线距离。

(完整版)反应堆工整理讲解

(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。

反 应 堆 物 理(第九讲)核反应堆动力学

反 应 堆 物 理(第九讲)核反应堆动力学
漏率-中子吸收率
1 v
∂φ (r , t )
∂t
=
S(r,t)
+
D∇ 2φ (r , t )

Σaφ (r , t )
17
其中(不考虑外中子源) • 产生率=瞬发中子产生率+缓发中子产生率
• 瞬发中子产生率= (1− β )k∞Σaφ(r,t)
• 设第i组缓发中子先驱核浓度为Ci,则
6
∑ • 缓发中子产生率= λiCi (r,t) i =1 18
3 点堆方程的近似解法
2.1单组缓发中子近似;2.2常数缓发中子源近 似;2.3瞬跳近似;2.4数值方法;
2
引 子——反应性的瞬变
• 反应堆安全运行的基础在于成功地控制中子 通量密度(或功率)在各种情况下随时间的变 化。
• 燃料同位素、裂变产物同位素成分随时间的 变化及其对反应性的影响——by hour or day——易控;
∑ ∑ T ≈ 1
ρ0
6 i
βi
/ λi
=
1
ρ0
i
βiti
• 反应堆周期与瞬发中子寿命L无关,与引入的
反应性成反比,且取决于缓发中子寿
∑ 命 t = βiti ,比L的值大得多,控制相对简
单。 i
32
2.2 引入大反应性时的响应特性
• 当引入很小的正反应性时(满足ρ0>>β)
T= 1 ≈ ∧ ≈ ∧
6 i =1
λiCi (t)gi (r) /ϕ(r)
• 利用 L2 = D / Σa
∑ dn
dt
= [(1−
β )k∞
− (1+
L2B2 )]Σavn
+

《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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反应堆原理

反应堆原理

1、简述能源来源与结构。

答:来源:根据能源使用的类型又可分为常规能源和新型能源。

利用技术上成熟,使用比较普遍的能源叫做常规能源。

包括一次能源中的可再生的水力资源和不可再生的煤炭、石油、天然气等资源。

新近利用或正在着手开发的能源叫做新型能源。

新型能源是相对于常规能源而言的,包括太阳能、风能、地热能、海洋能、生物能、氢能以及用于核能发电的核燃料等能源。

世界能源委员会推荐的能源类型分为:固体燃料、液体燃料、气体燃料、水能、电能、太阳能、生物质能、风能、核能、海洋能和地热能。

其中,前三个类型统称化石燃料或化石能源。

结构:人类对于能源的开发利用大致经历了四个历史时期:古代柴草时期,新石器时代晚期的煤炭时期,19世纪中叶的石油时期及始于20世纪中叶的新能源时期。

化石能源是现代最重要的能源。

18世纪60年代产业革命以后,世界能源结构发生了从原始的水力、风力机械为动力,柴草为燃料,转向煤炭,以适应蒸汽机的应用,焦炭炼铁及铁路、航运的发展。

20世纪20年代美国石油、天然气开始发展,二次世界大战后油气比重增长很快,由1920年的11%上升到1959年的50%,而煤炭的比重则从87%下降到48%。

此后,化石能源在世界一次能源消费结构中一直占90%以上。

2、简述能源生产对大气的污染。

当前世界能源消费以化石资源为主,其中中国等少数国家是以煤炭为主,其它国家大部分则是以石油与天然气为主。

能源生产转化过程中以化石燃料为主的能源结构是形成以城市为中心的大气污染的重要原因,而就我国而言排入大气中的90%的SO2、70%的烟尘、85%的CO2来自于燃煤,目前主要的大气污染问题为酸雨、温室效应及臭氧空洞等。

3、简述物质的放射性特性。

(一)具有放射性,能自发、不断地放出人们感觉器官不能觉察到的射线。

(二)许多放射性物品毒性很大。

如钋210镭226、镭228、钍230等都是剧毒的放射性物品;钠22、钴60、锶90、碘131、铅210等为高毒的放射性物品,均应注意。

反应堆原理图课件

反应堆原理图课件

反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分,如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性,如热量平衡和热工参数,并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗,以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂,如水、重水和氦气,并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统,包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法,并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构,了解热力学和动力学特性,燃料和冷 却剂,控制系统,以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念,包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆,如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆,并讨论它们的特点和应用。

《核反应堆物理分析》公式整理

《核反应堆物理分析》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 -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 系内碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 内的概率: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 系内的平均散射角余弦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 Eααϕαϕαα''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 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 EE E E E dE Eαϕϕα''∑'∑='-⎰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=--=∑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 E ξ'∑==-'∑⎰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()()()(()(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n ga n σ=第3章-中子扩散理论菲克定律 J D φ=-∇ 3sD λ=01s tr λλμ=- 023Aμ= 001()46z s J z ϕϕ-∂=+∑∂ 001()46z s J z ϕϕ∂=∑∂+- 01()3z z z s J J J zφ+-∂=-=-∑∂ 33ssx y z J J i J j J k grad λλφφ=++=-=-∇中子数守恒(中子数平衡)(,)(S)(L)(A)Vdn 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。

反应堆考试概念总结

反应堆考试概念总结
易裂变核的消耗率 核内所有易裂变物质的吸收率
9..氙振荡:大型热中子反应堆中,局部区域内中子通量密度的变化会引起局部区域 135Xe 和局部区域中子 135 平衡关系的变化.反之,后者变化也将引起前者变化。这两者间的相互反馈作用就有可能使堆芯 Xe 的浓 度和热中子通量密度产生空间振荡现象 10.氙振荡的危害: ①局部温度升高;②材料温度应力。
第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算
1.空间自屏效应:热中子进入燃料块后,首先为块外层的燃料核所吸收,造成燃料块内部的热中子通量密 度比外层的要低,结果使燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子。即块外层燃料核对里层燃料核 起来屏蔽作用 A.热中子利用系数减少 B 逃脱共振俘获概率增加 C 快中子增殖效应增加 2.最佳栅格:在给定燃料富集度和慢化剂材料的情况下,存在着使栅格的无限增殖因数达到极大值或临界 体积极小的栅格几何参数。
P反应堆 导致温度 和 keff ,这样反应堆功率继续下降直到停堆。
13.反应性系数:反应堆的反应性相对于反应堆的某一个参数的变化率称为该参数的反应性系数
第九章 核反应堆动力学
1.反应堆周期:反应堆中中子密度变化 e 倍所需要的时间称为反应堆时间常数,用 T 表示 l 或 1 称为反应堆的稳定周期或渐近周期。T 为负值,中子密度随时间衰减 T T keff 1 1 2.点堆模型:堆内各中子密度随时间变化涨落是同步的,堆内中子像堆芯没有线度尺寸一样,可以把它看 作是一个集总参数的系统来处理,所以这个模型称为点堆模型。 3.点堆模型主要限制:①不能描述与空间有关的动力学效应②只适用于反应堆临界能量大和扰动不大的问 题 4.瞬发临界条件 p=β 5.瞬发中子的份额虽然少,但它的缓发时间较长,但缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔, 从而滞缓了中子密度的变化率。 所以缓发中子效应在研究反应堆的瞬态过程和反应堆控制时是不可忽略的。 反应堆的控制正是利用了缓发中子的作用才实现的。

核反应堆的核物理第9章 核反应堆动力学

核反应堆的核物理第9章 核反应堆动力学

性的时间响应特性,由(9-29)得:
6
i 1
iCi (0)
0
n0
反应堆动态方程为:
dn(t) n(t) n(0)
dt
0
当ρ等于常数ρ0的阶跃变化时,方程的解为:
n(t)
n0
0
[0
exp(
0
)]
瞬跳近似
认为中子的每代时间等于零,即瞬跳近似。 点堆中子动力学方程在此近似下简化为:
Ci (r , t) Ci (t)gi (r )
当反应堆偏离临界状态不远时,空间形状函数满足:
2(r ) B2(r ) 0
由以上几式得:
dn
t
[(1 )k
1
L2B2 ]an(t)
6 i 1
i
gi (r )
(r )
Ci
(t
)
假设 gi (r ) /(r ) 与空间位置无关,则
dn
t
(1 )keff
1 n(t)
dt
l
n(t
)
n0
exp(
keff l
1
t
)
反应堆周期:反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间, 也称为反应堆时间常数。
T l keff 1
如果只考虑瞬发中子,中子的平均寿命等于瞬发中子的
慢化时间和热中子扩散时间之和,其数量级为10-4s。反 应堆周期非常小。
考虑缓发中子后,反应堆周期值将大大增加。
1
(r ,t)
t
D2(r ,t)
a(r ,t)
6
(1 )ka(r ,t) iCi (r ,t) i 1
先驱核通过衰变而消失,假定先驱核在衰变之前没有空
间运动,得到:Ci (r ,t) t

第9章反应堆动力学

第9章反应堆动力学
T1 1 / 0.0182 55秒
无缓发时T=0.1秒 =<0时 所有项均指数衰减。
阶段扰动下相对中子密度水平随时间变化的曲线
9.4 反应堆周期
9.4.1 反应堆周期 引入反应性的阶跃变化后,中子密度立即发生急剧变化。 当引入为正值,反应性方程有唯一正根ω1 。 当引入为负值,反应性方程所有的根为负根,ω1 比其 它各指数项衰减的慢,起主导作用。 无论引入正或负的反应性,中子密度都将发生急剧变化, 但经过一段时间各瞬变项消失后,其最终时间特性表现为:
6 i 1
S (r, t ) k a (r, t )
S (r , t ) (1 )k a (r , t ) i Ci (r , t )
考虑缓发中子的效应单群中子扩散方程为:
6 1 (r , t ) 2 D (r , t ) a (r , t ) (1 )k a (r , t ) i Ci (r , t ) t i 1
dn(t ) keff 1 n(t ) dt l
假设在t<0时,keff=1,在t=0时 keff有一阶跃变化,上式积分得
keff 1 n(t ) n0 exp l t
定义反应堆周期(T)为:反应 堆内中子通量密度变化 e 倍所 需要的时间。 l T keff 1
反应堆内中子密度随时间的变化
则有: 不考虑缓发中子时, 压水堆内中子的平均寿命就等于瞬发 中子的寿命, 既 l ≈ 10-4 秒。 引入 δk=0.001 的反应性扰动, 反应堆周期:T=0.1秒。 1秒内,堆功率将增大e10(22000)倍。核反应无法控制。
n(t ) n0et / T
上面结论是基于所有裂变中子为瞬发的假设,忽略了缓 发中子。虽然,缓发中子所占比例很少,但其缓发时间却 非常长(表1-6)。所以缓发中子对中子寿命所起的作用不 能忽视。根据表1-6第i组缓发中子寿命应等于ti +l, 这里ti 是第i组缓发中子先驱核的平均寿命。考虑缓发中子后裂变 中子的平均寿命为:
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1 1 2 l 1
6
由(9-24)式可得: 0 1l 1 i / i i 1
所以
T
1
1
1
0
l
6 i 1
i i
l
0
方括中部分就是考虑缓发中子的裂变中子平均寿命 l 。
一般 l 是很小量所以
T
1
0
6 i 1
i i
1
0
6
iti
i 1
因而引入很小反应性时,反应堆周期与瞬发中子寿命无 关,与引入的反应性成反比,且取决于缓发中子寿命。
9.2 点堆中子动力学方程
核反应堆动力学方程
我们从单群中子扩散方程出发推导反应堆动力学方程。在
研究功率的瞬态特征时要考虑每组缓发中子产生的数据延迟
及其效应,以及它对动态过程的影响。根据(3-34)单群中
子扩散方程为:
1 v
(r, t )
t
D 2 (r, t )
a
(r,t)
S (r, t )
如认为所有裂变中子为瞬发中子则: S(r,t) k a (r,t) 若考虑缓发中子的效应:
6
S(r,t) (1 )k a (r,t) iCi (r,t) i 1
考虑缓发中子的效应单群中子扩散方程为:
1
(r , t )
t
D2(r, t)
a(r, t)
(1
)ka (r, t)
6 i 1
iCi (r, t)
每一个先驱核只放出一个缓发中子,ika(r,t) 就是堆内 每秒每单位时间体积内第i组缓发中子先驱核产生率。先驱 核通过衰变而消失,消失率等于 iCi (r,t) ,考虑缓发中子 效应的联立方程为:
点堆模型的适用范围
假定不同时刻中子通量密度在空间中的分布形状不变,也 就是说堆内各点中子密度随时间的变化涨落是同步的,堆内 中子好像没有线度尺寸一样,可以把它看作一个集总参数的 系统来处理。
点堆模型的主要限制在于它不能描述与空间有关的动力学 效应,如反应性的局部扰动和过渡过程中中子通量密度空间 分布随时间的快速畸变。
反应堆内中子密度随时间的变化
则有:
n(t) n0et /T
不考虑缓发中子时, 压水堆内中子的平均寿命就等于瞬发
中子的寿命, 既 l ≈ 10-4 秒。 引入 δk=0.001 的反应性扰动, 反应堆周期:T=0.1秒。
1秒内,堆功率将增大e10(22000)倍。核反应无法控制。
上面结论是基于所有裂变中子为瞬发的假设,忽略了缓 发中子。虽然,缓发中子所占比例很少,但其缓发时间却 非常长(表1-6)。所以缓发中子对中子寿命所起的作用不 能忽视。根据表1-6第i组缓发中子寿命应等于ti +l, 这里ti 是第i组缓发中子先驱核的平均寿命。考虑缓发中子后裂变 中子的平均寿命为:
点堆模型仅适用于局部扰动不大, 或者空间效应不太重要的情况!
乎板状堆芯当反应性局部阶跃变化时 快中子通量密度空间分布的计算结果
9.3 阶跃扰动时点堆模型动态方程的解
在运行过程中, 反应堆的提升功率、 降低功率和停堆过程分别对应于反 应堆引入正和负反应性的操作。
在不考虑反馈效应,点堆方程 为一阶线性常系数微分方程组,假 定其解的形式为:
反应性的阶跃变化
n(t ) Aet
(9 20)
Ci (t ) Ciet
(9 21)
带入点堆方程(9-18)和(9-19)并整理可得反应性方程:

6
i
i1 i
(9 23) 由于, l k , k 1 (1 )
l 1 6 i
1 l 1 l i1 i
(9 24)
它是一个关于ω的7次代数方程,在给定的反应堆特性参数下, 由它可以确定出7个可能的ω值。但求解直接该方程却非常 困难。可以用图解法研究方程的根的分布却非常方便。 =>0时:有6个负根和1个正根。 =<0时:有7个负根。
当引入的反应性很大时( >> ), 1较大, 1 >> I 由(9-23)式可得:
0 1

T 1
1 0 0
可以看出,如果引入的反应性很大,反应堆周期主要决定于 瞬发中子每代时间。这与全部忽略缓发中子的结果是一样的。
当0=时,即仅依靠瞬发中子达到临界,称为瞬发临界。
0 < 时,反应堆达到临界尚需缓发中子作出贡献,因而反 应堆特性在很大程度上由先驱核衰变的时间决定,称为缓发 临界。
假定不同时刻中子通量密度在空间中的分布形状不变,也
就是说堆内各点中子密度随时间的变化涨落是同步的,堆内
中子好像没有线度尺寸一样,可以把它看作一个集总参数的
系统来处理,在此基础上得到的模型称为点堆模型。
假定中子通量密度 (r,t) 和先驱核浓度 Ci (r,t) 可以用空间
形状因子 (r) , gi (r) 与时间相关的幅函数 n(t) 和 Ci (t) 的乘积
6
6
l (1 )l i (ti l) l iti
i 1
i 1
利用表1-6的数据可以计算出考虑缓发中子时压水堆的中子
平均寿命为 l≈10-1 秒,引入 δk=0.001 的反应性扰动, 反应堆周期:T=100秒。
1秒内,堆功率将增大e0.01(1%)倍。核反应完全可以控制。
缓发中子虽然份额很少,但缓发时间较长,缓发效应大大 增加了两代中子之间的平均时间间隔,从而延迟了中子密度 的变化率。所以缓发中子效应在研究瞬态过程和反应堆控制 时不可忽略。反应堆控制正是利用缓发中子的作用才得以 实现的。
在反应性阶跃变化的情况下,点堆模型动态方程(9-18) 和(9-19)是线性的, 所以方程的一般解由ω 的所有7个解所形成的 线性组合给出,即:
7
n(t) n0 Aje jt j 1 7
Ci (t) Ci (0) Cije jt j 1
(9 25) (9 26)
系数根据初始条件确定。
用图解法确定反应性方程的根
第 9 章 反应堆动力学
核反应堆安全运行的基础在于成功的控制中子通量密度或 反应堆功率在各种情况下随时间的变化。
第七章,我们讲了燃料和裂变产物同位素成分随时间的变化 以及它们对keff的影响。由于这些量随时间的变化很缓慢,所以 很容易对其进行控制并使反应堆维持在一定功率下运行。
但反应堆启动、停堆或功率调节时的控制棒的移动等情况 下将使反应堆的keff发生迅速变化。此时反应堆成为超临界或 次临界,而中子通量密度将随时间急剧变化。这种变化以秒为 单位来量度。了解这种中子通量密度在偏离临界状态下的瞬态 变化特征,对反应堆的控制和安全运行是及其重要的。
便可确定周期T。反之,它是由测量得到的反应堆周期来确
定反应性的理论依据。
式中右端第一项是表示瞬发中子的作用,而第二项则表示
缓发中子对反应堆周期的影响。若βi=0,则两式变为
T
l /(keff
1)
这便和(9-3)不考虑缓发中子时的反应堆周期相等。
9.4.2 不同反应性引入时反应堆的响应特性
当引入的反应性很小时( << ), 从图(9-4)得1很小
=>0时 方程(9-25)中只有
ω1为正值,其余为负值。 中子周期将按T1 1/1增长。
T1 1/ 0.0182 55秒
无缓发时T=0.1秒 =<0时
所有项均指数衰减。
阶段扰动下相对中子密度水平随时间变化的曲线
9.4 反应堆周期
9.4.1 反应堆周期 引入反应性的阶跃变化后,中子密度立即发生急剧变化。
例如,对于一个均匀平板反应堆, 分为三个活性区,在t=0时刻, I区引入一个正反应性阶跃,反 应堆超临界;随后在0.01 s 内反 应性线性下降到-。
点堆模型的缺陷: 多数物理 量不考虑空间效应,或中子通量密 度分布所用的形状因子是取未受 扰动时的形状函数,且不随时间 变化。由于实际中子通量密度的 显著畸变和倾斜,用点堆模型求 得的中子通量密度将大大低于实 际的峰值。
dt
(t)
n(t)
6 i 1
iCi (t)
dCi (t) dt
i
n(t)
iCi
(t)
i 1,2, ,6
这就是考虑缓发中子效应后的反应堆动态方程, 通常称为 点堆动力学方程。这是耦合的一阶微分方程组。keff 或反应 性是时间函数。如考虑功率和温度对反应性的反馈作用, keff 或反应性还是中子通量密度函数,所以以上点堆动力学 方程 是非线形方程。
当引入为正值,反应性方程有唯一正根ω1 。 当引入为负值,反应性方程所有的根为负根,ω1 比其
它各指数项衰减的慢,起主导作用。 无论引入正或负的反应性,中子密度都将发生急剧变化, 但经过一段时间各瞬变项消失后,其最终时间特性表现为:
n(t) ~ e1t 或 n(t) ~ et /T
中子密度按指数规律变化e倍所需的时间称为反应堆周期:
i
keff l
n(t) iCi (t)
i 1,2, ,6
式中,keff 和l分别为以前定义的有效增殖因子和考虑泄露后的中子寿命,
keff
k 1 L2B2
v f / a 1 L2B2
l 1/ av l 1 L2B2 1 L2B2
定义中子每代时间
l / keff
以上方程可以改写为:
dn(t)
T 1
1
当引入反应性为正时,T为正,中子密度随时间指数增长 当引入反应性为负时,T为负,中子密度随时间指数衰减
堆内中子通量密度增长一倍所需的时间称为反应堆倍周期 或倍增周期。用TD表示:
所以
n(Td ) / n0 exp(Td / T ) 2
Td T ln 2 0.693T
反应堆周期的符号和大小直接反映堆内中子增减变化速率, 特别是在启动或功率提升过程中,对反应堆周期的监督十分重 要。周期过小,可能导致反应堆失控。一般周期限制在30s以 上。反应堆还有周期保护系统。
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