华北电力大学 核反应堆物理分析 第4章-均匀反应堆临界理论教材
华北电力大学 核反应堆物理分析 第4章-均匀反应堆临界理论教材
(x,t)
n1
An'
cos
(2n
a
1)
xe(kn 1)t /ln
三种情况:
1. 对于一定几何形状和体积的反应堆芯部,若B12对应的k1<1,则其余的
kn都将小于1,则(kn-1)为负值,(x,t)将随时间 t按指数规律衰减,系统
为次临界状态。 2. 若k1 >1,则(k1-1)为正值,中子通量密度(x,t)将随时间不断增加,系
1
DTn (t)
dTn (t) dt
k 1 L2
Bn2
该式可转换为
1 dTn (t) kn 1
Tn (t) dt
ln
(4-12)
式中
ln
L2
D(1 L2Bn2 )
D / a
D(1 L2Bn2 )
1
l L2
Bn2
(4-13)
kn
k 1 L2 Bn2
(4-14)
l为无限介质的热中子寿命,ln是有限介质热中子寿命。方程(4-12)解为
k1
1
k L2
B12
1
(4-17)
B12为波动方程的最小特征值,记为Bg2,称为特征曲率;k1为有效增殖因 子。
(2) 反应堆处于临界状态时,中子通量密度按最小特征值Bg2对应的基波函 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(r) Bg2(r) 0
(4-18)
15
无限平板反应堆的临界条件为
r
r
(4-23)
根据边界条件:当r→0时中子通量密度为有限值,常数E必须为零,可得
(r) C sin Bgr r
根据边界条件(R)=0的要求,必须使BgR=n, n=1, 2, 3, …。对应于最小特征值,几
第四章:均匀反应堆的临界理论
一、反射层节省
在芯部包有反射层以后,芯部临界大小尺寸的减少量通常可以用
反射层节省 来表示。 对于圆柱形反应堆,反射层节省通常分别用径向和轴向的反射层节 省来表示,即
反射层对临界的影响可以用反射层节省这个量来表示。它表示反应堆由 于加上反射层所引起的临界尺寸的减少。因此,可以把有反射层反应堆 的几何曲率用芯部外形尺寸增大2δ 后的等效裸堆的几何曲率来表示。
1 2 2 1 L Bg
不泄漏几率
k k P
1
L
1
再次说明,k1是有效增殖系数
1 B: PL 2 2 1 L Bg
反应堆的中子泄漏不仅与扩散长度有关,而且与
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,Bg2就减小,因而正如所预 料的那样,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就要减小
2 对于给定的曲率 Bg ,对芯部半径为 R0 的球形裸堆有
2 Bg R0
2
R B g
2 0
2
设具有反射层时芯部的临界半径为R,则
Bg
R
R
对有反射层的球形堆有
2 Bg (
)2
可以把有反射层的球形堆的几何曲率用一个尺寸等于 R 的等效 裸堆的几何曲率来表示
芯部
反 射 层 反 射 层
k<1,调整k∞使 其临界
① 带有反射层的球形堆
考虑一个芯部半径为R,带有厚度为T(包括外推距离在内)的反射层 的球形堆。采用球坐标系,并把坐标远点取在球心上。根据中子通量 密度在堆内处处为有限值的条件,得到芯部方程
第4章-均匀反应堆临界理论2014
由于初始通量密度分布0(x)关于x=0平面对称,因此只能选择满足对称条件的解,即
(x) AcosBx
由边界条件(4-5)式可导出(x)满足如下的边界条件:(±a/2)=0
因此要求
Bn
n
a
Acos Ba 0 2
n 1,3,5,
或
Bn
(2n
1) a
n 1,2,3,
(4-10)
n (x)
An cosBn x
ka (r, t )
S0 (r, t)
D及 a是对中子能谱平均后的数值; 在反应堆运行初期,须考虑外源中子,大多数情况下忽略外中子,认为 裂变中子是反应堆内中子的唯一来源
10
2.均匀裸堆的单群扩散方程的解
无外源无限平板反应堆单群扩散方程
1
( x, t )
t
D2 ( x, t )
a ( x, t )
均匀反应堆的临界理论
主讲:张竞宇
1
Contents
前言 均匀裸堆的单群扩散理论 有反射层反应堆的单群扩散理论 功率分布展平概念
2
一、前言
➢ 在上一章中我们讨论了中子在非增殖介质内扩散 的规律和中子扩散方程的解法。现在我们进一步 将其用于讨论由核燃料和慢化剂等组成的有限均 匀增殖介质(反应堆系统)内的中子扩散问题。 中心问题是讨论反应堆的临界。
• 当材料曲率大于几何曲率时,反应堆处于 什么状态?
26
例题
• 计算纯铀235金属球的临界尺寸。已知:
u235 19 g / cm3
Nu235 0.0481024 / cm3
f 1.40 b a 1.65 b s 6.8 b 2.6
27
解: f N f 0.0672 / cm
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。
核反应堆物理分析修订版(课后习题答案)
由于外推距离很小可以忽略,可以只考虑堆体积内的吸收反应率: Ra
a
( x , y , z ) dxdydz
2a
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
0 .274 3 10 17 ( 1 .55 10 s
19 1
)3
(
a a ) 2 2
3-9,解:根据课本中(3-23)式和(3-24)式得:
第一章 核反应堆的核物理基础
1-2,解: 235U 单位体积内的原子核数:
N 235U 19.05 106 6.02 1028 4.88 1028 m 3 , a, 235U 680.9 10 28 m 2 235
通过以上方法求,也可以查附录 3 得:
H 2 O 单位体积内的分子数: N H 2O 3.34 10 28 m 3 , a, H 2O 0.664 10 28 m 2 ;
当 A>10 时
( A 1) 2 A 1 ), ln =1+ ln ( 1 A 1 2A
2
。
2 A 3
所以 H =1+
( A 1) 2 A 1 ) 1, ln ( 2A A 1
2 2 A 3
=0.12。
H O =
2
2 H H O O 0.57。 2 H O
293 ( TM 为介质的温度 570 K ) 6.1m 1 , TM
计算此反应堆的慢化能力:
S N H O ( S ) H O N Al ( S ) Al N
2 2
235
U
( S )U 1.16m 1
课本中(2-79)中子温度: Tn TM (1 C
核反应堆物理基础第4章
§4.1 均匀裸堆的单群理论
§4.2 有反射层反应堆的单群扩散理论
§4.3 反应堆功率分布
第四章 均匀反应堆的临界理论
前面两章讨论的是中子在非增殖介质内的慢化和扩散问题。本章 将研究由燃料和慢化剂组成的有限均匀增殖介质(反应堆系统) 内的中子扩散问题。在增殖介质内,中子在扩散过程中,一方面 被不断地吸收,同时又由于核裂变反应不断地有新的中子产生。
∆k = −11100 PCM k
讨论反应堆动态问题时,反应性常用“元”为单位:$ 1$=100¢ (1元等于100分)
1元反应性为1个βeff (有效缓发中子产额,若为0.007△k/k )
1$=700PCM
三、圆柱体裸堆的几何曲率(常见的反应堆形状 )和 中子通量密度分布
裸堆单群临界计算的关键在于求几何曲率 Bg 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
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
π π π 2 a/2 φ ( x, t ) = φ ( x) = ∫ ϕ 0 ( x) cos xdx cos x = A cos x a a a a −a / 2
2 ∇ 2φ ( r ) + B g φ ( r ) = 0
2 Bg
由临界方程
k∞ k1 = =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∞ π 1 + L2 a
2
=1
显然,系统的材料组成给定,即 k ∞ , L2
核反应堆物理分析习题答案 第四章共6页
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: 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: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=+=(2)只须求出通量表达式中的常系数0φ2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==⨯=⨯。
试按单群理论,修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。
解:对于单群理论:在临界条件下:2222110.781311g m B L B LΛ===++ (或用1k ∞Λ=)对于单群修正理论:2220.03M L m τ=+=在临界条件下:2222110.781311g m B M B M Λ===++ (注意:这时能用1k ∞Λ=,实际上在维持临界的前提条件下修正理论不会对不泄露几率产生影响,但此时的几何曲率、几何尺寸已发生了变化,不再是之前的系统了。
3601高等核反应堆物理分析-华北电力大学研究生院
华北电力大学2019年博士生入学考试初试科目考试大纲科目代码:3601科目名称:高等核反应堆物理分析一、考试的总体要求掌握中子与原子核相互作用的机理、中子截面和核反应率的定义;了解非增殖介质内中子扩散方程及其理论推导;掌握中子的弹性散射过程、扩散-年龄近似、双群扩散理论、多群扩散理论、栅格的非均匀效应;了解核燃料中重同位素成分随时间的变化、核燃料的转换与循环、可燃毒物控制及化学补偿控制。
熟练掌握核裂变过程;单速中子扩散方程;无限均匀介质内中子的慢化能谱、均匀介质中的共振吸收;裂变产物中毒、反应性随时间的变化与燃耗深度;反应性温度系数;反应性控制的任务和方式。
熟练掌握多普勒效应;扩散长度;均匀裸堆的单群扩散方程及其解、热中子反应堆的临界条件、各种几何形状的裸堆的几何曲率和中子通量密度分布、反应堆曲率和临界计算、有反射层反应堆的单群扩散理论及计算;单根中心控制棒价值的计算;点堆动态方程、反应堆周期;掌握中子输运理论与中子输运方程,了解中子输运方程数值求解方法。
二、考试的内容1. 核反应堆的中子物理基础:中子与原子核的相互作用,中子截面和核反应率,共振吸收,核裂变过程(裂变能量的释放、反应堆功率和中子通量密度的关系、裂变产物与裂变中子的发射),链式裂变反应,四因子模型。
2. 中子慢化和慢化能谱:中子的弹性散射过程(弹性散射时能量的变化、弹性散射中子能量的分布、对数能降和平均对数能降增量、平均散射角余弦、慢化剂的选择、弹性慢化时间),无限均匀介质内中子的慢化能谱(无限均匀介质内中子的慢化方程、在含氢介质内的慢化、在A>1的无限介质内的慢化),均匀介质中的共振吸收(共振峰间距很大时的逃脱共振吸收几率、有效共振积分的近似计算、温度对共振吸收的影响),热中子能谱和热中子平均截面。
3. 中子输运与扩散理论:单能中子扩散方程(斐克定律、单能扩散方程的建立、扩散方程的边界条件、斐克定律和扩散理论的适用范围),非增殖介质内中子扩散方程的解,扩散长度、化慢长度、动长度;中子输运方程。
第一章:核反应堆物理分析讲解
2.010 1
9.810 3
3.110 1
1.610 2
6.210 1 7.610 1
3.110 2 3.810 2
9.810 1
4.910 2
2.2
0.11
3.4
0.17
3.9
0.20
4.4
0.22
20
0.98
3.710 2
18
3.110 3
1.610 2
核反应堆是一种能以可控方式产生自持链式裂变 反应的装置。
它由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和吸收 剂等材料组成。
链式核反应(nuclear chain reaction):核反 应产物之一能引起同类的反应,从而使该反应能链式 地进行的核反应。根据一次反应所直接引起的反应次 数平均小于、等于或大于1,链式反应可分为次临界的、 临界的或超临界的三种。
9.810 4 1.410 5
4.910 3 6.910 3
1.2中子与原子核相互作用的机理
中子与原子核的相互作用过程有三种:势散射、直接 相互作用和复合核的形成。
在反应堆内,中子与原子核的相互作用可分为两大 类:
2.1 中子的吸收
通常不稳定, β衰变
共振吸收
逃脱共 振吸收? U-238对超热中子的强烈吸收
(新鲜靶):
1.51011 n/s
这在中子应用中已经算是高产额了。
回旋加速器的限制
能量: 102 MeV 级
束流: mA 级 1μA 1.6 1012 p/s
反应
T(d,n) (0.2 MeV)
W(e,n) (35 MeV)
9Be(d,n) (15 MeV)
均匀反应堆临界理论
目
了解:双群临界方程,连续慢化的临界方程
的
重点: (1) 各种形状的反应堆达到临界状态的条件(临界条件);临界时
教
系统的体积大小和燃料成分及其装载量。
(2) 临界状态下系统内中子通量密度(或功率)的空间分布。 学
重
点
难点: 临界计算
在采用的教学
课堂讲授
教
手段中:打(√) 挂 图
学
幻灯机
方
现代化手段
电视录像
法
CAI 情况
软件名称
√
使用教模(具)
参观
投影仪
多媒体
√
上机学时
通讯地址:湖南省衡阳市常胜西路 28 号 南华大学核科学技术学院
邮编:421001
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
南华大学
《反应堆物理》
精品课程
教案
第一节 均匀裸堆的单群理论
教
第二节 有反射层反应堆的单群扩散理论
学
第三节 双群扩散理论
内
第四节 多群扩散理论
容
第五节 年龄理论的临界条件
学
生
作
《核反应堆物理》第 192--198 页
业
教 书 育
讲授与课堂讨论相结合 人 方 式
备 注
通讯地址:湖南省衡阳市常胜西路 28 号 南华大学核科学技术学院
邮编:421001
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《反应堆物理》
精品课程
教案
南华大学课程教案
课程名称: 核反应堆物理 授课教师: 于涛
章次名称 第四章 均匀反应堆的临界理论
授课学时 总学时: 6 课堂讲授: 6 实验:
上机:
教
熟练掌握:单群临界方程、已知反应堆材料成分求临界体积。
核反应堆物理分析第四章-均匀反应堆临界理论
π π c φ r ( x, y, z ) = B ′ cos( x) cos( y ) sh[ K r ( + T − z )]
a a 2
7
在利用交界面的边界条件: c c c φ c (± ) = φ r (± ) ⇒ A′ cos( B z ) = B ′sh( K r T ) 2 2 2 c ′ = Dr φ r′ ⇒ A′Dc B z sin( B z ) = B ′ K r ch( K r T ) Dc φ c 2 上下式相比,得: c Dc B z tg ( B z ) = Dr K r cth( K r T ) 2
2
2.长方体堆
φ ( x, y, z ) = X ( x)Y ( y ) Z ( z )
1 d 2 X ( x) 1 d 2Y ( y ) 1 d 2 Z ( z) 2 + + + Bg =0 Z ( z ) dz 2 Y ( y ) dy 2 X ( x) dx 2 − B x2
2 − By
− B z2
分离变量:φ (r , t ) = ϕ (r )T (t ), 代入(1)式,有 ∇ 2ϕ ( r )
ϕ (r )
=
1 dT (t ) k ∞ − 1 − DvT (t ) dt L2
∴
∇ 2ϕ ( r )
ϕ (r )
=-B 2 ⇒ ∇ 2ϕ (r ) + B 2ϕ (r ) = 0 (3)
( 2)
n
′ϕ n (r )e ∴ φ (r , t ) = ∑ An
n
( k n −1) t / l n
反应堆物理分析CHAPTER 4-1
Bn随着n 单调递增,而kn随着n 单调递减。同 时Bn与系统尺寸有关,通过改变系统的尺寸 就可以改变kn的值.
kn
k 1 L Bn
2 2
(2n 1) ( k n 1) t / ln ( x, t ) An cos xe a n
பைடு நூலகம்
若k1<1,则kn 均小于1 ,此时的通量密度 将随时间按指数规律衰减,此时系统处于 次临界状态。 若k1>1,则(k1-1)>0,此时中子通量密度将随 时间不断地增长,系统处于超临界状态。 若k1=1 ,则kn 均小于1 ,此时的通量密度 将趋于稳定,此时系统处于临界状态。
裸堆单群近似的“临界条件”为:
k1 k 1 L B
2 2
1
2为最小特征值 B 2,记为 B 2,称 其中B g 1
为几何曲率
当反应堆处于临界时通量密度服从波动方程
(r ) Bg (r ) 0
2 2
k1
k 1 L B
2 2
1等式的物理意义
堆内中子不是从堆内泄漏出去,就是被堆 内物质吸收,则不泄漏概率可以表示为:
B R
2 g 2
(r ) A
sin r R r
有限高圆柱形反应堆
2.405 B B B R H
2 g 2 r 2 z 2 2
2.405 (r , z ) FJ 0 r cos z R H
n 1 n 1
n An cos Bn x
Tn Ce
ln kn Bn
( k n 1) t / l n
核反应堆物理分析习题答案第四章
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a =b 0.5m,c=0.6m (包括外推距离)的长方体裸堆,L = 0.043m,.=6 10-m 2 o ( 1)求达到临界时所必须的 k. ;(2)如果功率为5000kW 〕f = 4.01m —1, 求中子通量密度分布。
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:D (豊+空+空)锂3乙心0:X : y : z 边界条件:(a/2,y,z) (x,b/2,z) = (x, y,c/2) =0(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)V 2X V 2Y V 2Za — 1 将方程化为:一X Y Z其中0是待定常数。
其中:M 2 =L 2 宀=0.00248m 2二 k :: = 1.264求出通量表达式中的常系数 '0只须P 二 E f 「f dV 二 E f ' f o 2a COS (—x)dx 2cos(:y)dy 』cos(—z)dz 二 E 「f °abc(—)2_2 2 _2 22•设一重水一铀反应堆的堆芯k ::=1.2 8,L =1.8 10 m ,•二1.2 0 10 m 。
试按单群理论,修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄 露几率。
解: L 2V 2X 2 N 2Y202Z2设:〒一B x/p —By ,〒一B z想考虑X 方向,利用通解: X(x)二AcosB x x C sin B x Xn 二 a代入边界条件:Acos(Bx-^^B nx,n = 1,3.5,...— a ■iJITEJT同理可得:(x, y,z)二 0 cos(—x)cos( — y)cos( — z)aaaJIB 1x : a(1) 其几何曲率:B g应用修正单群理论, ■ 2・ 2=(I)(b )临界条件变为: --2_2(_)2 =106.4mck: -1 二B 2(2) 23P(2)3-■ '01.007 101Ef j abc(或用二=1:k:J对于单群修正理论:M 2= L2= 0.03m2BM 二k:J =9.33m,在临界条件下:1 12 2 2 2 = 0.78131 B J M2 1 B;M 2(注意:这时能用丸=1k::,实际上在维持临界的前提条件下修正理论不会对不泄露几率产生影响,但此时的几何曲率、几何尺寸已发生了变化,不再是之前的系统了。
《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。
第四章均匀反应堆的临界理论
用球坐标系统考虑一个半径为R的球形裸堆,并将原点 选在球心,通量密度是对称的,所以波动方程变为
d
2 (r )
dr 2
2 r
d (r )
dr
Bg2 (r)
0
其普遍解为:
(r) C sin Bgr E cos Bgr
r
r
为满足r趋于零时,通量密度为有限的条件,E=0,所以
(r) C sin Bg r
匀混合在一起)。
反应堆内中子的运动规律与中子的能量有非常复杂的依赖 关系。因此,在反应堆的临界理论分析计算中除了要考虑 堆芯几何与材料的复杂性,还要堆芯内各种物理过程与中 子能量的依赖关系。
研究反应堆最常用的方法是多群扩散模型,最简单的是单 群扩散模型。在热中子堆中常用双群扩散模型。
尽管单群理论给出的结果不够准确,但单群理论简单明了, 在一些情况下能给出解析解,有利于初学者掌握和理解分群 扩散理论概念和方法,并且其解带有普遍意义。因此,本章 重点介绍均匀反应堆单群扩散理论的计算,所得到的一般 原理和结果对于非均匀反应堆情况也是适用的。
4.1 均匀裸堆的单群理论
对于无限介质增殖因数的定义, 在单群近似下有
k
f (r) a (r)
f
a
对于燃料和慢化剂组成的均匀增殖堆芯,堆芯内单位时间、
单位体积内的裂变中子源强可写为:
SF (r,t) f (r,t)
由于无限介质增殖因数的定义,裂变中子源强也可写为:
( x, t )
n1
An'
[c
os
(2n
a
1)
x]e(kn 1)t / ln
从以上讨论, 我们得到两个重要结论:
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采用分离变量法求解,设 (r, z) (r)Z(z)
1
(r)
d
2 (r )
dr 2
1 r
d (r )
dr
1 Z(z)
d
2Z(z) dz2
Bg2
令左端每一项均等于常数,有
1 (r)
d
2 (r ) dr 2
1 r
d(r)
dr
Br2
1 Z(z)
d
2Z (z) dz2
Bz2
Bg2 Br2 Bz2
➢几何曲率的大小反映中子泄漏的程度
➢材料曲率等于几何曲率说明:当多余的中 子产生率正好被泄漏率抵消时,系统正好 处于平衡态-临界状态。
Bm
k 1 L2
Bg2
25
问题
• 当材料曲率小于几何曲率时,反应堆处于 什么状态?
• 当材料曲率大于几何曲率时,反应堆处于 什么状态?
26
例题
• 计算纯铀235金属球的临界尺寸。已知:
(x,t)
n1
An'
cos
(2n
a
1)
xe(kn 1)t /ln
三种情况:
1. 对于一定几何形状和体积的反应堆芯部,若B12对应的k1<1,则其余的
kn都将小于1,则(kn-1)为负值,(x,t)将随时间 t按指数规律衰减,系统
为次临界状态。 2. 若k1 >1,则(k1-1)为正值,中子通量密度(x,t)将随时间不断增加,系
22
5.反应堆曲率和临界计算任务
稳态反应堆内中子通量密度的空间分布满足波动方程
2(r) Bg2(r) 0
最小特征值Bg2,称为几何曲率,对于裸堆,其与反应堆的几何形状及尺 寸大小有关,而与反应堆的材料成分和性质没有关系。
k、L2等参数仅仅取决于反应堆芯部材料特性,对于一定材料成分的 反应堆,便有一个确定的B2值能满足临界方程,我们称为材料曲率,记
堆内里所有中子都是热中子。 ➢ 热中子不能再慢化了,故方程非常简单,只需考
虑中子的产生、吸收和泄漏。
9
对于由燃料与慢化剂组成的均匀增殖介质反应堆系统,单位时 间、单位体积内的裂变中子源强为:
SF (r,t) f (r,t)
根据无限介质增殖因子定义
SF (r,t) ka(r,t)
代入单群中子扩散方程可得
R
r
r
(4-25)
18
2. 有限高圆柱体反应堆
最常见的反应堆形状。中子通量密度只取决于r和z两个变量
2 (r ,
r 2
z)
1 r
(r ,
r
z)
2 (r ,
z 2
z)
Bg2
(r,
z)
0
(4-26)
边界条件是:
(1) 中子通量密度在堆内各处均为有限值 (2) 当r=R或z=±H/2时,(r,z)=0。
(r) AJ0 (Brr)
20
利用边界条件(2),有
(R) AJ0 (Br R) 0
因而
Br2
2.405 2
R
(r)
AJ 0 (Brr)
AJ
0
2.405 R
r
求解(4-28)可得
Z (z) F cos Bz z
其中
Bz2
H
2
圆柱裸堆的几何曲率为
Bg2
Br2
Bz2
2.405 2
1
( x, t )
t
D2 ( x, t )
a ( x, t )
ka ( x, t )
初始条件为 边界条件为
(x,0) 0 (x)
(a ,t) ( a ,t) 0
2
2
(4-3) (4-4) (4-5)
0
x
a/2 a/2
无限平板反应堆
由式(4-3)得
1
D
( x, t )
t
2(x,t)
kL2 1 ( x, t )
3
➢在反应堆临界理论中,主要研究两方面的问题: 各种形状的反应堆达到临界状态的条件(临界条件):
e.g., 临界时系统的体积大小(临界体积)和燃料成分(富集 度)及其装载量(临界质量)。 临界状态下系统内中子通量密度(或功率)的空间分布。
4
➢实际的反应堆系统
物理过程与中子能量 的复杂依赖关系 “分群理论”
(4-6)
利用分离变量法求解,方程具有如下形式的解:
将(4-7)式代入(4-6)式
(x,t) (x)T(t)
2 ( x) (x)
1
DT (t)
dT (t) dt
k 1 L2
(4-7)
(4-8)
11
上式两端必须等于某一常数,设为-B2,有
2(x) B2
或
2(x) B2(x) 0
(x)
(4-9)
?
?
?
?
1
(r, t )
t
D2 (r, t )
a (r, t )
ka (r, t )
S0 (r, t)
D及 a是对中子能谱平均后的数值; 在反应堆运行初期,须考虑外源中子,大多数情况下忽略外中子,认为 裂变中子是反应堆内中子的唯一来源
10
2.均匀裸堆的单群扩散方程的解
无外源无限平板反应堆单群扩散方程
k1
1
k
L2 (
)2
1
a
(4-19)
若系统材料组成给定,则只有一个唯一的尺寸a0能使k1=1,即为临界大小; 当a>a0时,则k1>1,为超临界;当a<a0时,k1<1,系统处于次临界。
另一方面,若反应堆尺寸a给定,则必然可以找到一种燃料富集度(材料组 成),使得由其所确定的k及L2值能使(4-19)式成立,使k1=1,系统处于临界。
作Bm2。对于单群扩散理论,有
Bm2
k 1 L2
(4-44)
23
临界条件可写为:
Bm2= Bg2
(4-45)
对于裸堆,可将临界条件写成
k L2
1
R
2
(球形裸堆)
(4-46)
k 1 L2
H
2
2.405 R
2
(圆柱体裸堆)
(4-47)
24
物理解释:
➢ 材料曲率反映堆内中子产生率高出吸收率 的程度
dV
V
1
1 L2
Bg2
(4-21)
k k 1 则裸堆单群近似的临界条件(4-17)可写为 1
17
4.几种几何形状裸堆的几何曲率和中子通量密度分布
1. 球形反应堆
d
2 (r )
dr 2
2 r
d (r )
dr
Bg2 (r )
0
(4-22)
普遍解为
(r) C sin Bgr E cos Bgr
k1
1
k L2
B12
1
(4-17)
B12为波动方程的最小特征值,记为Bg2,称为特征曲率;k1为有效增殖因 子。
(2) 反应堆处于临界状态时,中子通量密度按最小特征值Bg2对应的基波函 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(r) Bg2(r) 0
(4-18)
15
无限平板反应堆的临界条件为
其他的都是非均匀堆,堆芯中的燃料和慢化剂是分开
的,不混在一起。 Why? 既然如此,为何还要研究均匀反应堆?
6
1. 均匀堆比较容易描述,建立的物理-数学模型 比较简单。但是,从中引出的基本概念有普遍 应用价值。
2. 工程设计中,对实际的非均匀反应堆进行分析 时,也要先进行 “均匀化”,化为均匀堆。
r
r
(4-23)
根据边界条件:当r→0时中子通量密度为有限值,常数E必须为零,可得
(r) C sin Bgr r
根据边界条件(R)=0的要求,必须使BgR=n, n=1, 2, 3, …。对应于最小特征值,几
何曲率为
Bg2
R
2
(4-24)
与此对应的临界反应堆内的中子通量密度分布为
(r)
C
sin
统处于超临界状态。 3. 若调整堆芯尺寸或改变材料成分,使k1 =1,则其余(kn-1)都将为负值。
中子通量密度(x,t)第一项将与时间无关,而其它各项将随时间而衰减。 当时间足够长时,n>1各项将衰减到零,系统处于稳态,中子通量密度 按基波形式(B=B1)分布,系统处于临界状态。
14
重要结论:
(1) 裸堆单群近似的临界条件为:
波动方程(4-9)式的通解为
(x) AcosBx C sin Bx
由于初始通量密度分布0(x)关于x=0平面对称,因此只能选择满足对称条件的解,即
(x) AcosBx
由边界条件(4-5)式可导出(x)满足如下的边界条件:(±a/2)=0
因此要求
Bn
n
a
Acos Ba 0 2
n 1,3,5,
或
如果假设(4-27)式右端等于一正数,则它将化为一 个零阶修改贝塞尔方程
x2
d
2 ( x)
dx2
x
d ( x)
dx
x 2 ( x)
0
其普遍解为 r A'I0 (Brr) E'K0 (Brr)
(4-31)
零阶贝塞尔函数曲线
其中I0、K0分别为第一类及第二类零阶修正贝塞尔函数。根据边界条件(1)和(2)看出, Y0、I0及K0均应从上述解中消去。因此方程(4-27)的解为
R
H
2
其中Br2径向几何曲率,Bz2周向几何曲率。
(r,
z)
CJ0 (Brr) cos(Bz z)