chapter.13.反应堆堆芯物理设计解析
相关主题
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
核反应堆设计所需的各种材料和核素，包括能量从
10-5eV～20MeV范围内的所有重要的中子反应的整 套核数据；
光子相互作用的截面以及其它非中子的核数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
20
在ENDF/B库中，由于核数据量极为庞大，因此 实际截面数据并不全部以表值形式保存，而是 以几种不同方式给出：
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
9
堆芯功率分布的计算将随各种参数灵敏的变化。 由于在堆芯寿期内裂变核素的消耗和新核素的产生 与积累，反应堆的功率密度也将随空间和时间而变 化。 堆芯热工设计最感兴趣的参数是堆芯功率密度的峰 值与平均值之比，即热通道因子或功率分布不均匀 系数。 通过功率分布不均匀系数可以确定堆芯设计是否超 出了热工限制范围。而要获得热通道因子，必须进 行堆芯的功率分布计算。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
5
最佳方案的选取常常依靠过去的设计经验。在安全限制条 件下，确定系统的各个参数的允许变化范围。在此范围内 选择各个参数的不同组合进行比较，确定最佳方案。 一旦主要参数确定下来，就要详细的做出核设计、热工水 力设计、燃料组件设计、控制系统设计、热力循环分析以 及安全和经济分析评价。 如果有不妥之处，要对选择的参数做适当的修改，重新进 行上述设计，直到取得满意的结果。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
8
⑴主要任务
堆芯物理设计的主要任务主要包括三个方面： 堆芯栅格和功率分布的设计计算，反应性控制 设计计算，燃耗分析和堆芯内燃料管理。
①堆芯栅格和功率分布的设计计算
堆芯物理设计中最常见的分析工作就是计算堆 芯的中子增殖因数和通量（功率）密度分布。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
18
ENDF是目前公认的最完整、先进的数据库。其由 ENDF/A和ENDF/B两个库组成。
ENDF/A库主要贮存各种核素完整的或不完整的数 据。
对于某特定核，它可以包括若干个不同系列的数据； 对于某些核反应则可能没有任何数据；
燃耗；
燃料棒的平均燃耗深度能够达到某设计规定值； 燃耗最大的燃料棒的燃耗深度必须小于规定的极限值。
稳定性。
当堆芯功率输出保持常数时，如果堆芯发生功率的空间振荡， 应该能够被测出并加以抑制或实行保护停堆。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
3
安全分析；
在各种假想事故工况下，反应堆性能的分析。
经济分析。
核电投资与成本及其评价。
上述各个技术领域彼此之间是密切相关的。在 任一领域内所做的决定都将影响到其它领域的 设计。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
对于某些核素的截面以离散表值给出，同时也给出
利用这些表值的内插方法；
对于某些核素，则采用拟合参数或计算公式的形式
给出，当需要这些核素的截面数据时，利用拟合参 数通过处理程序计算出所需能量点的截面数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
21
在经过以上工作后，将核数据汇编成核工程人员 使用的形式，以供核工程计算使用。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
17
⑵常用的核数据库 目前常用的评价核数据库包括：
ENDF/B：美国（BNL）； JEF2.2：欧共体（NEA
Data Bank）； JENDL3.2：日本（JAERI）； BROND-2：俄罗斯（）； CENDL-2：中国（CNDC）。
73.反应堆物理计算中的群常数
25
从表达式可见，群截面不仅与截面σx(E)本身相 关，而且还依赖于中子能谱Φ(E)。但是Φ(E)与 反应堆的类型和材料结构是密切相关的。 因此，群常数与反应堆类型、大小及成分是相 关的。 为了使多群常数具有通用性，希望处理得到的 群截面尽量不依赖于中子通量密度能谱分布或 反应堆的具体材料构成。
在目前比较著名和应用比较多多群常数库包括：
WIMS（英国）69群多群常数库； EPRI（美国）69群多群常数库；
PHOENIX（美国）42群多群常数库；
CASMO-3多群常数库
。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
24
对于群截面的表达式可以写为：
率必须小于某规定值；
单个控制棒组件的最大价值应低于某规定的限制，保证
出现失控抽棒或弹棒事故时，不会发生超设计基准事故。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
13
停堆裕度；
反应堆从运行工况进入热停堆或冷停堆时，必须由一个最小 停堆裕度； 紧急停堆时，必须假定一束控制棒价值最大的棒卡在全抽出 位置时，还能满足停堆裕度的要求。
因此，ENDF/B库通过处理程序产生的“多群常数 库”才是反应堆物理设计直接使用的核数据库。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
22
⑴多群常数库 从评价核数据库ENDF/B选取核数据制作成能点 式或能群形式中子和光子截面，目前通常是采 用NJOY核数据处理程序来完成的。它可以：
尽管从类ENDF/B核数据库中可以获得反应堆核设 计中需要核截面数据，但是在反应堆物理计算中并 不直接使用ENDF/B核数据库。这是因为：
这些核数据库是一个非常庞大的数据库，其提供的数据 库必需通过一些处理程序才能得到各种截面数据； 反应堆物理计算通常采用分群近似，设计时需要的是按 能量平均的截面值，即群常数。
14
⑴核数据的测量、编纂与评价
在进行核反应堆的核设计时，首先需要知道不同能量 的中子和各种物质相互作用的截面和有关参数，这些 参数统称为核数据。 核数据是核科学技术研究和核工程设计所必需的基本 数据，也是核反应堆核计算的出发点和依据。
核数据主要来源于实验测量。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
15
对于实验测量的核数据，其存在以下问题：
对于同一截面数据，不同的实验和不同的实验方法
给出的数值可能不同，这样就必需对已有的核数据 进行分析、选取和评价； 核计算要涉及到大量的同位素以及广阔能量区间内 的核反应截面和能量的复杂关系，其所需的核数据 量非常庞大，现有实验数据不可能完全覆盖； 对于一些能量区间和部分核素，核数据存在空白， 需要利用理论计算或内插方法来填补空缺的数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
6
②初步设计 在方案设计的基础上进行初步设计。在这一设计阶 段：
要根据方案设计确定的参数进一步确定反应堆的运行方 式； 对堆芯做仔细的静态分析和初步安全分析，修正方案设 计的参数； 确定个系统的具体功能和流程图； 利用标准规范和设计准则合理的选择设备材料和仪器仪 表，并做出初步的布置图。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
16
由于以上问题，实际使用的并不是直接实验测量 的原始核数据，而是经过编纂和评价的核数据：
编纂（compilation）：指收集、整理和贮存有关实验数 据和材料； 评价（evaluation）：指分析、比较、鉴定及理论处理 等。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
0
反应堆堆芯物理设计
2018/10/16
本科教学（48学时）
70.反应堆设计的内容与步骤
1
⑴设计内容
反应堆设计所涉及到的技术区域包括：
核设计；
反应堆堆芯物理设计；
辐射屏蔽的基本设计。
热工水力设计
反应堆堆芯和燃料元件的热工分析； 一回路冷却剂系统的设计。
从ENDF/B产生不同核素的不同能群的截面； 从共振参数计算出考虑Doppler效应的不同温度下
的共振积分； 产生有关弹性散射和非弹性散射矩阵； 产生考虑热化效应的热能区的中子散射截面。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
23
某些核数据并没有经过评价和检验。
ENDF/A库仅是作为供编纂评价核数据的一个库， 不能供工程计算设计直接使用。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
19
ENDF/B库则是经过评价的核数据库，对某一特 定核只包含一组评价过的截面，数据尽可能完 整，其包括：
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
2
反应堆控制和动力学分析；
反应堆控制系统的设计。
机械设计；
与核分析和热工分析有关的燃料元件的设计；
堆体结构与内部构件的设计。
热力学分析；
对用以产生电能的热力学循环的分析和设计。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
x, g r
Eg
x E r , E dE
Eg
r , E dE
如果只考虑能谱的平均，则群截面的定义可以 写为：
x, g
Eg
x E E dE
Eg
E dE
2018/10/16
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
7
③施工设计
施工设计在初步设计完成后进行。 在这部分工作中，要对堆芯进行仔细的动态分析，完 成初步安全分析报告和全部一、二回路系统的详细设 计。 这一阶段的设Βιβλιοθήκη Baidu要绘制所有系统的详细布置图（包括 管道布置的模型）以及设备系统的结构、零件和安装 图，编制必要的技术要求、调试大纲和运行操作大纲。
70.反应堆设计的内容与步骤
4
⑵设计步骤
反应堆的设计可以大致分为三个阶段：概念设计、初步设计和 施工设计。
①概念设计
任何一个核电厂反应堆设计的第一步经常是根据同一种堆型的 不同方案进行多方案的概念设计，以便选取最佳方案。 选择最佳方案的基本原则是在保证安全的前提下获得最好的经 济效益。这是一个最优化的问题，最优化的目标函数是电力价 格，约束条件是反应堆设计的安全准则，优化变量是核电厂的 一系列参数。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
11
③燃耗分析和堆芯内燃料管理 在反应堆运行过程中，由于裂变核素的消耗和裂变产物的 产生和积累，燃料中的成分将发生变化，堆芯中子增殖系 数和功率分布计算在整个堆芯运行寿期内必须进行多次。 关于堆芯功率分布与随时间变化的堆芯核素的产生或消耗 间相互关系的研究通常称为燃耗分析。这部分研究内容关 系到核能的经济性。 堆芯内燃料管理的目标是：在反应堆运行所规定的设计限 度内使燃料装载、布置和换料方案最佳化，以便最经济的 产生电能。 堆芯内燃料管理和燃耗分析课题是密切相关的。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
12
⑵设计准则 堆芯物理设计必须遵循（满足）以下准则：
反应性温度系数；
燃料的反应性温度系数为负值； 慢化剂温度系数为负值。
最大可控反应性引入率；
控制棒束的抽出或硼含量的稀释引起的反应性最大引入
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
10
②反应性控制设计计算
为补偿初装核燃料所具有的剩余反应性以及保证反应 堆运行的灵活性和安全性，必须进行反应性控制设计 和堆芯动态特性设计。 此时需要对各种控制手段进行反应性分配，并进行控 制棒布置方式与反应堆运行时的提棒程序进行详细的 设计。 在设计中还必须计算各种反应性反馈系数以及裂变产 物中毒物积累所引起的反应性效应等。
10-5eV～20MeV范围内的所有重要的中子反应的整 套核数据；
光子相互作用的截面以及其它非中子的核数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
20
在ENDF/B库中，由于核数据量极为庞大，因此 实际截面数据并不全部以表值形式保存，而是 以几种不同方式给出：
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
9
堆芯功率分布的计算将随各种参数灵敏的变化。 由于在堆芯寿期内裂变核素的消耗和新核素的产生 与积累，反应堆的功率密度也将随空间和时间而变 化。 堆芯热工设计最感兴趣的参数是堆芯功率密度的峰 值与平均值之比，即热通道因子或功率分布不均匀 系数。 通过功率分布不均匀系数可以确定堆芯设计是否超 出了热工限制范围。而要获得热通道因子，必须进 行堆芯的功率分布计算。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
5
最佳方案的选取常常依靠过去的设计经验。在安全限制条 件下，确定系统的各个参数的允许变化范围。在此范围内 选择各个参数的不同组合进行比较，确定最佳方案。 一旦主要参数确定下来，就要详细的做出核设计、热工水 力设计、燃料组件设计、控制系统设计、热力循环分析以 及安全和经济分析评价。 如果有不妥之处，要对选择的参数做适当的修改，重新进 行上述设计，直到取得满意的结果。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
8
⑴主要任务
堆芯物理设计的主要任务主要包括三个方面： 堆芯栅格和功率分布的设计计算，反应性控制 设计计算，燃耗分析和堆芯内燃料管理。
①堆芯栅格和功率分布的设计计算
堆芯物理设计中最常见的分析工作就是计算堆 芯的中子增殖因数和通量（功率）密度分布。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
18
ENDF是目前公认的最完整、先进的数据库。其由 ENDF/A和ENDF/B两个库组成。
ENDF/A库主要贮存各种核素完整的或不完整的数 据。
对于某特定核，它可以包括若干个不同系列的数据； 对于某些核反应则可能没有任何数据；
燃耗；
燃料棒的平均燃耗深度能够达到某设计规定值； 燃耗最大的燃料棒的燃耗深度必须小于规定的极限值。
稳定性。
当堆芯功率输出保持常数时，如果堆芯发生功率的空间振荡， 应该能够被测出并加以抑制或实行保护停堆。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
3
安全分析；
在各种假想事故工况下，反应堆性能的分析。
经济分析。
核电投资与成本及其评价。
上述各个技术领域彼此之间是密切相关的。在 任一领域内所做的决定都将影响到其它领域的 设计。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
对于某些核素的截面以离散表值给出，同时也给出
利用这些表值的内插方法；
对于某些核素，则采用拟合参数或计算公式的形式
给出，当需要这些核素的截面数据时，利用拟合参 数通过处理程序计算出所需能量点的截面数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
21
在经过以上工作后，将核数据汇编成核工程人员 使用的形式，以供核工程计算使用。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
17
⑵常用的核数据库 目前常用的评价核数据库包括：
ENDF/B：美国（BNL）； JEF2.2：欧共体（NEA
Data Bank）； JENDL3.2：日本（JAERI）； BROND-2：俄罗斯（）； CENDL-2：中国（CNDC）。
73.反应堆物理计算中的群常数
25
从表达式可见，群截面不仅与截面σx(E)本身相 关，而且还依赖于中子能谱Φ(E)。但是Φ(E)与 反应堆的类型和材料结构是密切相关的。 因此，群常数与反应堆类型、大小及成分是相 关的。 为了使多群常数具有通用性，希望处理得到的 群截面尽量不依赖于中子通量密度能谱分布或 反应堆的具体材料构成。
在目前比较著名和应用比较多多群常数库包括：
WIMS（英国）69群多群常数库； EPRI（美国）69群多群常数库；
PHOENIX（美国）42群多群常数库；
CASMO-3多群常数库
。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
24
对于群截面的表达式可以写为：
率必须小于某规定值；
单个控制棒组件的最大价值应低于某规定的限制，保证
出现失控抽棒或弹棒事故时，不会发生超设计基准事故。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
13
停堆裕度；
反应堆从运行工况进入热停堆或冷停堆时，必须由一个最小 停堆裕度； 紧急停堆时，必须假定一束控制棒价值最大的棒卡在全抽出 位置时，还能满足停堆裕度的要求。
因此，ENDF/B库通过处理程序产生的“多群常数 库”才是反应堆物理设计直接使用的核数据库。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
22
⑴多群常数库 从评价核数据库ENDF/B选取核数据制作成能点 式或能群形式中子和光子截面，目前通常是采 用NJOY核数据处理程序来完成的。它可以：
尽管从类ENDF/B核数据库中可以获得反应堆核设 计中需要核截面数据，但是在反应堆物理计算中并 不直接使用ENDF/B核数据库。这是因为：
这些核数据库是一个非常庞大的数据库，其提供的数据 库必需通过一些处理程序才能得到各种截面数据； 反应堆物理计算通常采用分群近似，设计时需要的是按 能量平均的截面值，即群常数。
14
⑴核数据的测量、编纂与评价
在进行核反应堆的核设计时，首先需要知道不同能量 的中子和各种物质相互作用的截面和有关参数，这些 参数统称为核数据。 核数据是核科学技术研究和核工程设计所必需的基本 数据，也是核反应堆核计算的出发点和依据。
核数据主要来源于实验测量。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
15
对于实验测量的核数据，其存在以下问题：
对于同一截面数据，不同的实验和不同的实验方法
给出的数值可能不同，这样就必需对已有的核数据 进行分析、选取和评价； 核计算要涉及到大量的同位素以及广阔能量区间内 的核反应截面和能量的复杂关系，其所需的核数据 量非常庞大，现有实验数据不可能完全覆盖； 对于一些能量区间和部分核素，核数据存在空白， 需要利用理论计算或内插方法来填补空缺的数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
6
②初步设计 在方案设计的基础上进行初步设计。在这一设计阶 段：
要根据方案设计确定的参数进一步确定反应堆的运行方 式； 对堆芯做仔细的静态分析和初步安全分析，修正方案设 计的参数； 确定个系统的具体功能和流程图； 利用标准规范和设计准则合理的选择设备材料和仪器仪 表，并做出初步的布置图。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
16
由于以上问题，实际使用的并不是直接实验测量 的原始核数据，而是经过编纂和评价的核数据：
编纂（compilation）：指收集、整理和贮存有关实验数 据和材料； 评价（evaluation）：指分析、比较、鉴定及理论处理 等。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
0
反应堆堆芯物理设计
2018/10/16
本科教学（48学时）
70.反应堆设计的内容与步骤
1
⑴设计内容
反应堆设计所涉及到的技术区域包括：
核设计；
反应堆堆芯物理设计；
辐射屏蔽的基本设计。
热工水力设计
反应堆堆芯和燃料元件的热工分析； 一回路冷却剂系统的设计。
从ENDF/B产生不同核素的不同能群的截面； 从共振参数计算出考虑Doppler效应的不同温度下
的共振积分； 产生有关弹性散射和非弹性散射矩阵； 产生考虑热化效应的热能区的中子散射截面。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
73.反应堆物理计算中的群常数
23
某些核数据并没有经过评价和检验。
ENDF/A库仅是作为供编纂评价核数据的一个库， 不能供工程计算设计直接使用。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
19
ENDF/B库则是经过评价的核数据库，对某一特 定核只包含一组评价过的截面，数据尽可能完 整，其包括：
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
2
反应堆控制和动力学分析；
反应堆控制系统的设计。
机械设计；
与核分析和热工分析有关的燃料元件的设计；
堆体结构与内部构件的设计。
热力学分析；
对用以产生电能的热力学循环的分析和设计。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
x, g r
Eg
x E r , E dE
Eg
r , E dE
如果只考虑能谱的平均，则群截面的定义可以 写为：
x, g
Eg
x E E dE
Eg
E dE
2018/10/16
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
7
③施工设计
施工设计在初步设计完成后进行。 在这部分工作中，要对堆芯进行仔细的动态分析，完 成初步安全分析报告和全部一、二回路系统的详细设 计。 这一阶段的设Βιβλιοθήκη Baidu要绘制所有系统的详细布置图（包括 管道布置的模型）以及设备系统的结构、零件和安装 图，编制必要的技术要求、调试大纲和运行操作大纲。
70.反应堆设计的内容与步骤
4
⑵设计步骤
反应堆的设计可以大致分为三个阶段：概念设计、初步设计和 施工设计。
①概念设计
任何一个核电厂反应堆设计的第一步经常是根据同一种堆型的 不同方案进行多方案的概念设计，以便选取最佳方案。 选择最佳方案的基本原则是在保证安全的前提下获得最好的经 济效益。这是一个最优化的问题，最优化的目标函数是电力价 格，约束条件是反应堆设计的安全准则，优化变量是核电厂的 一系列参数。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
11
③燃耗分析和堆芯内燃料管理 在反应堆运行过程中，由于裂变核素的消耗和裂变产物的 产生和积累，燃料中的成分将发生变化，堆芯中子增殖系 数和功率分布计算在整个堆芯运行寿期内必须进行多次。 关于堆芯功率分布与随时间变化的堆芯核素的产生或消耗 间相互关系的研究通常称为燃耗分析。这部分研究内容关 系到核能的经济性。 堆芯内燃料管理的目标是：在反应堆运行所规定的设计限 度内使燃料装载、布置和换料方案最佳化，以便最经济的 产生电能。 堆芯内燃料管理和燃耗分析课题是密切相关的。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
12
⑵设计准则 堆芯物理设计必须遵循（满足）以下准则：
反应性温度系数；
燃料的反应性温度系数为负值； 慢化剂温度系数为负值。
最大可控反应性引入率；
控制棒束的抽出或硼含量的稀释引起的反应性最大引入
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
10
②反应性控制设计计算
为补偿初装核燃料所具有的剩余反应性以及保证反应 堆运行的灵活性和安全性，必须进行反应性控制设计 和堆芯动态特性设计。 此时需要对各种控制手段进行反应性分配，并进行控 制棒布置方式与反应堆运行时的提棒程序进行详细的 设计。 在设计中还必须计算各种反应性反馈系数以及裂变产 物中毒物积累所引起的反应性效应等。