核反应堆物理基础第7章

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管理类《核反应堆物理》第7部分(堆芯燃料管理)

管理类《核反应堆物理》第7部分(堆芯燃料管理)

优化问题的特点
➢ (1)该优化问题是一个与时间有关的动态规划问题;
➢ (2)由于燃料组件位置、可燃毒物数量等控制变量在可行域内是离散变 化的,因此该问题必须用通常变量优化困难得多的整数规划方法求解;
➢ (3)问题的非线性,例如堆芯的燃耗分布与堆芯功率分布之间存在着密 切的互相依赖关系;
➢ (4)目标函数与部分约束条件不能用表达式直接表示。它们的值只能通 过求解复杂的反应堆多维中子扩散方程和燃耗方程来获得;
基本物理量
3. 循环燃耗BUC和卸料燃耗Bud
– 堆芯核燃料在经历一个运行循环后所净增的平均燃耗深度称为该 循环的循环燃耗,用BUC 表示。
– 新燃料进入堆芯开始,经过若干个循环,最后卸出堆芯时所达到 的燃耗深度称为卸料燃耗深度,用BUd 表示。
4. 负荷因子
– 在给定时间间隔内(例如循环周期),电站实际提供的能量与额 定功率定值和该时间间隔的乘积的比值。负荷因子是核电厂经济 性的重要指标之一,也是衡量核电厂的设计、运行以及一个国家 的工艺水平的指标。
7.1 核燃料循环概述
燃料管理的目的
➢ 核电厂的运行成本优于常规电厂,其主要原因在于它的燃料成本相对 较低,而核电厂燃料成本的高低又取决于堆芯燃料管理的优劣。
➢ 一个优化的核燃料管理方案,可以加深燃料的燃耗深度,从而提高燃 料利用率;可以获得更均匀的堆芯热功率分布,从而有利于载出更多 热量,使得核电厂电价降低。
模拟退火法
➢ 模拟退火法是在20世纪80年代发展起来的一种随机优化方 法。它利用高温固体退火过程与组合优化问题之间的类似 性,来迭代求解优化问题。
谢谢
压水堆装料换料布置方式
3. 由周边向中心分批移动装料(外-内换料方案)
➢ 方法:新燃料组件装入堆芯周边区,然后将燃料组件逐渐向中心移动 ,而最后乏燃料组件在中心区卸下。

核反应堆物理基础第7章

核反应堆物理基础第7章

2、控制棒的微积分价值
微分价值
在反应堆设计和运行时,不仅需要知道控制棒完全插人时的价值, 而且还需要知道控制棒在插入不同深度时的价值。通常把控制棒 移动一步或单位距离所引起的反应性变化称为控制捧的微分价值, 其单位常用 PCM/cm 。
图7.10 给出了控制棒组微分价值与高度的关系,棒组是指 一起移动的一组控制棒。
对压水堆,空泡效应是负效应,对大型快中 子堆,可能是正效应,如表7.1
表7.1 几种堆型反应性系数
沸水堆 燃料温度系数(105/K) 慢化剂温度系数( 10-5/K) 空泡系数(10-5/% 功率) -4~-1 -50~-8 -200~100 压水堆 -4~-1 -50~-8 0 重水堆 -1~-2 -3~-7 0 高温气冷 钠冷快堆 堆 -7 +1.0 0 -12~+20 -0.1~0.25
用来描述堆芯不同位置中子的重要性的物理量。用 (r ) 表示中子 价值。表示在r处,每秒消除或产生一个中子引起反应堆反应性的 减小或增益。 显然,控制棒的价值不仅与被吸收的中子数有关,还与被吸 收中子的价值φ*(r)有关。
*
对单群模型,φ*(r)和中子通量密度分布函数φ(r)是相同 的,即φ*(r)= φ(r)。所以控制棒的价值与控制棒插入处 的中子通量密度的平方成正比,即 2 (r )
在压水堆中,水的局部沸腾将产生蒸汽泡,它的密度远小于水 的密度。在冷却剂中所包含的蒸汽的体积分数(百分数)称为 空泡分数,以 x 表示。空泡系数是指在反应堆中,冷却剂的空 泡分数变化百分之一所引起的反应性变化 。
a
M V
x
当空泡分数增大时.有如下三种效应 ( 1)冷却剂对中子吸收减小,这是正效应。 ( 2 )中子泄漏增加,这是负效应。 ( 3 )慢化能力变小,能谱变硬。这可以是正效应,也可以 是负效应,这与反应堆的类型和核特性有关

反应堆物理 CHAPTER 7-1

反应堆物理 CHAPTER 7-1
反应性系数
在反应堆运行时,运行参数,如功率、压力、温度 在反应堆运行时,运行参数,如功率、压力、 以及堆芯内空泡等变化时, 以及堆芯内空泡等变化时,堆芯的反应性也发生相 应的变化。 应的变化。 必须通过某种补偿手段来维持反应堆在相同功率下 运行。如调节控制棒和硼浓度等。 运行。如调节控制棒和硼浓度等。 反应性系数定义为 定义为, 反应性系数定义为,反应堆的反应性随某给定参数 的变化率。 的变化率。 堆内重要的反应性系数有:燃料温度系数、 堆内重要的反应性系数有:燃料温度系数、慢化剂 温度系数、空泡系数以及压力系数等 以及压力系数 温度系数、空泡系数以及压力系数等。 对反应堆安全运行有实际意义的是反应性功率系数 反应性功率系数。 对反应堆安全运行有实际意义的是反应性功率系数。
控制棒对α 控制棒对αT 的影响
控制棒插入时, 控制棒插入时,慢化剂温度系数更负 将控制棒看成是中子的泄漏边界。 将控制棒看成是中子的泄漏边界。当慢化剂温度增 加时,水的慢化能力降低,所以中子徙动长度增加, 加时,水的慢化能力降低,所以中子徙动长度增加, 使得中子的泄漏增加。 使得中子的泄漏增加。
低富集铀燃料中,温度升高导致的铀-238吸收共 低富集铀燃料中,温度升高导致的铀-238吸收共 振峰的展宽是主要的, 235裂变共振峰展宽的 振峰的展宽是主要的,铀-235裂变共振峰展宽的 影响相对较小。 影响相对较小。 温度升高多普勒效应的结果使有效共振吸收增加, 温度升高多普勒效应的结果使有效共振吸收增加, 逃脱共振俘获概率减小,有效增殖系数下降, 逃脱共振俘获概率减小,有效增殖系数下降,就 产生了负温度效应。则燃料温度系数可以表示为: 产生了负温度效应。则燃料温度系数可以表示为:
反应性温度系数
定义为单位温度变化所引起的反应性变化: 定义为单位温度变化所引起的反应性变化:

核反应堆物理分析第七章-温度效应与反应堆控制

核反应堆物理分析第七章-温度效应与反应堆控制

P ↑⇒ T ↑ 且快 ⇒ ρ ↑⇒ P ↓⇒ T ↓ LL ρ = 0
请自己分析引入负反应后,反应堆稳定性的变化情况!
3
§7.1.3 燃料温度系数
燃料温度系数:燃料温度变化一度(开)时所引起的反应性变化。 特性: ①瞬发性 原因:多普勒效应。 T ↑⇒ 展宽 ⇒ 能量、空间自屏 ↓⇒ 有效共振积分 ↑ 。在低
§7.1.4 慢化剂温度系数
定义:慢化剂温度变化一度(开)所引起的反应性变化称为慢化剂温度系数。 特性:滞后于功率变化,具缓发性。 原因:脉冲堆除外,它为固体化均匀堆,所以是缓发性的。所以固体慢化剂的温度 系数很小,所以主要讨论液体慢化剂的情况。 慢化剂温度系数 α T 可表示为:
M M = αT
M (η ) + α TM ( f ) + α TM ( p ) + α TM (PL )......(7 − 9) = αT
2
T ↑⇒ k ↓⇒ ρ ↓⇒ T ↓ 稳定性: α T 负 ⇒ T ↓⇒ k ↑⇒ ρ ↑⇒ T ↑
为了说明温度系数对反应堆稳定性的影响,如图 7-01:
αT >0 αT <0 ༦ αT
੪ቃLjࡴེ੪౐
αT <0 ༦ αT
੪ࡍLjࡴེ‫౐ݙ‬
ဟମ!u
ᅄ8.12āᏴ‫ݙ‬ᄴᆨࣞᇹၫ༽ౚሆLjन።ࣧ৖ !!!!!!!!ൈႲဟମࡼ‫ܤ‬છā
ρ ↓⇒ P ↓ 。
§7.1.4 其它反应性系数
1. 空泡系数(void coefficient of reactivity) : 空泡体积份额:在冷却剂中所包含的蒸汽泡的体积百分比,以 x 表示。 空泡系数: α V =
M
∂ρ ∂x
☺ 讨论:希望为负,请说明原因。但不能太大,原则上应利于控制。 空泡系数:在反应堆中,冷却剂空泡份额变化 1%时所引起的反应性变化。 ☺ 讨论:1)空泡份额 ↑⇒ 吸收 ↓ 为正、泄露 ↑ 为负、慢化能力 ↓ 可正(对于快 堆)可负(对于热堆)。 2) 压水堆:∑ a 不太大 (浓度不很大, 如加硼) , ∑ a < ξ ∑ S ,α V < 0 ; 沸水堆: α V < 0 ,实现自动负荷跟踪;钠冷快堆: σ a 很小 ⇒ 影响很小。

核反应堆物理基础(第7-8章)

核反应堆物理基础(第7-8章)

温度变化对反应堆的影响反应性系数反应性系数是反应堆的反应性相对于某一个参数的变化率。

温度系数的表示式按照反应性的定义ρ=1-k -1,反应性温度系数可6温度系数对反应堆稳定性的影响正的反应性温度效应会造成反应堆具有内在的不稳定性。

在反应堆设计时不希望出现正的温度系数。

具有负温度系数的反应堆,温度变化引起的反应性变化是负反馈效应,因而具有内在的稳定性。

T上升,K eff 下降,功率P下降,T回到初始值。

T下降,K eff 上升,功率P上升,T也会回到初始值。

燃料温度系数燃料温度变化一度时所引起的反燃料温度系数的影响因素燃料温度系数的影响因素:燃料温度,燃料燃耗慢化剂温度系数慢化剂温度变化—度时所引起的反应性变化称为慢化剂温慢化剂温度系数与水铀比的关系慢化剂温度系数与单位体慢化剂的反应性温度系数12慢化剂温度系数与温度和燃耗的关系慢化剂温度系数与慢化剂温度、硼浓随着慢化剂温度的增加,慢化剂温度系数向负的方向变加,慢化剂温度系数向正的方向变化。

空泡系数几种堆型的反应性系数功率系数单位功率变化所引起的反应性称为功率反应性系数。

典型压水堆的功率系数功率系数一般为负值。

17功率亏损从运行上更有意义的是功率系数的积分量,即功率功率亏损定义为从零功率变化到满功率时反应性的从一功率升到另一功率一定要向堆芯引入正反应性。

剩余反应性:堆芯没有任何控制毒物时的反应性称反应性控制中常用物理量反应性的三种控制方式反应性控制的任务主要任务是使得反应堆保持受控运行状态:反应性控制的类型控制分成三类:紧急控制,当需要时,快速引入大的负反应控制反应性的方法在压水堆中主要有两种反应性控制手段的比较主要反应堆类型的反应性值大亚湾压水堆的反应性控制要求反应性ρ%反应性控制因素控制棒的作用用来控制反应性的快速变化:29控制棒类型的选择不同类型反应堆,控制棒吸收材料分布均匀,使提高单位吸收材料吸收中子的效率,减轻控制不会在控制棒提升时因留下过大水隙而造成功控制棒材料的选择控制棒材料的选择要考虑:控制棒当量的计算分别进行临界计算,求出有控制棒和无控制棒时压水堆束棒式控制棒的当量计算 在压水堆束棒式控制棒中,将每个控制棒细棒与周围的中子价值的概念同样一个中子处于反应堆的不同位置,它对反应堆控制棒的微分价值 不仅要知道控制棒完全插入控制棒的积分价值控制棒价值的影响因素堆芯的慢化剂温度、硼浓度和燃耗会影响控制棒控制棒插入对堆轴向功率分布的影响38控制棒间的干涉效应在多根控制棒同时插入堆芯时,总价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值之和。

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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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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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:

核反应堆物理基础章

核反应堆物理基础章
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4-16
系统将出现形如4-16的稳定分布 上面三种情况分别对应次临界、超临界和临界,
如图
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从上面讨论,得到两个重要结果: (1)裸堆单群近似的“临界条件”为
(4-17) 此为单群理论的临界方程 B2系波动方程的最小特征值 , 通常记为 (称几何曲率) (2)当反应堆处于临界状态时, 中子通量密度按最小特征值 所对应的基波特征函数分布, 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
对中子能量的处理采用划分“能群”的方法, 即把从源能 量 到热能的范围划分成若干区间(能群)。最简单的扩 散模型 就是单群, 即把热中子反应堆内的所有中子都看 成是热中子。更精确一些的模型是双群, 即把热中子划为 一群, 快中子为 一群。
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§4.1 均匀裸堆的单群理 一、均匀裸论堆的单群扩散方程及其解
根据上一章所得单群中子扩散方程
在由燃料-慢化剂构成的有限大小的均匀裸堆系统的芯部, 单位时间、单位体 积内产生的中子数为
根据无限介质增殖系数的定义
考虑启动过程的独 立的外中子源和用 斐克定律
得到
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无限平板反应堆的单群扩散方程的解
4-1 用D除上式各项, 并注意到L2=D/∑a, 得到
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。
在讨论增殖介质内的中子扩散问题时,最感兴趣的是:这种链式裂变反应是 不断地衰减,还是自续地进行下去?在什么条件下这种链式反应过程能够保 持稳态地自续地进行下去?这是第一章中所提到的反应堆临界理论问题。

[精选]第七章核反应堆热工--资料

[精选]第七章核反应堆热工--资料

2.2.2、控制棒对功率分布的影响(2)
2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响
2.3、燃料元件内的功率分布(1)
2.3、燃料元件内的功率分布(2)
2.4、核热管因子(1)

热管和热点的概念
2.4、核热管因子(2)

热管因子:
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。
3.1.1.2.3、沸腾放热(4)

过冷沸腾起始点的判据:
9 qONB 1.798 103 p 1.156 t w t s 5 t w t s 和系统压力为p时, 式中qONB 为在壁面过冷度 开始产生沸腾所需的热 流量
2.828 p 0.0234

沸腾临界:
1.1、核燃料(4)

固体核燃料: 陶瓷燃料:氧化物、碳化物、氮化物
氧化铀:特点(5点内容)(自修) 热物性(熔点、密度、热导率、比热)(自修) 钚、铀混合物:UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN
陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料:铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点:基体材料所占百分比大,必须使用浓缩铀(加浓铀)
缺点:沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。
重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓 缩度。缺点是价格昂贵。
钠:钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。
缺点:钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡 效应引起的控制和安全问题。
氦气:氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。

《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、1MeV),中能中子(1eV﹤E﹤0.1 MeV),热中子(E﹤1eV)。

共振弹性散射AZX+ 01n →[A+1Z X]*→A ZX+ 01n势散射AZX+01n→A Z X +01n辐射俘获就是最常见得吸收反应。

反应式为A ZX+01n →[A+1ZX]*→A+1Z X+γ235U裂变反应得反应式23592U + 01n→[23692U]*→A1Z1X+ A2Z2X +ν01n微观截面ΔI=-σINΔx宏观截面Σ= σN单位体积内得原子核数中子穿过x长得路程未发生核反应,而在x与x+dx之间发生首次核反应得概率P(x)dx= e—ΣxΣdx核反应率定义为单位就是中子∕m3 s中子通量密度总得中子通量密度Φ平均宏观截面或平均截面为辐射俘获截面与裂变截面之比称为俘获-—裂变之比用α表示有效裂变中子数有效增殖因数四因子公式中子得不泄露概率热中子利用系数第2章-中子慢化与慢化能谱在L系中,散射中子能量分布函数能量分布函数与散射角分布函数一一对应在C 系内碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 内得概率:能量均布定律 平均对数能降当A 〉10时可采用以下近似 L 系内得平均散射角余弦慢化剂得慢化能力 ξ∑s慢化比 ξ∑s /∑a 由E 0慢化到E t h所需得慢化时间tS热中子平均寿命为 (吸收截面满足1/v 律得介质)中子得平均寿命 慢化密度(,)(,)(,)(,)(,)(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''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 稳态无限介质内得中子慢化方程为无吸收单核素无限介质情况 无限介质弱吸收情况dE 内被吸收得中子数 逃脱共振俘获概率第j 个共振峰得有效共振积分 逃脱共振俘获概率等于整个共振区得有效共振积分 热中子能谱具有麦克斯韦谱得分布形式中子温度 核反应率守恒原则,热中子平均截面为若吸收截面a 服从“1/v"律若吸收截面不服从“1/v ”变化,须引入一个修正因子第3章—中子扩散理论菲克定律中子数守恒(中子数平衡)中子连续方程 如果斐克定律成立,得单能中子扩散方程设中子通量密度不随时间变化,得稳态单能中子扩散方程直线外推距离 扩散长度慢化长度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。

核反应堆物理分析习题答案 第七章

核反应堆物理分析习题答案 第七章

(2)、(3)两式的差异在于:
由△ φ引致的产生率: I f
(4)
由△ φ引致的消失率率: I I f
(5)
λI是碘的衰变 常量,表示衰
变概率,恒小
于1
I f I I f (6)
在开始阶段I-135的浓度是净增长的!
增大通量密度瞬 间碘的消失率:
瞬间增大φ,令φ’= φ+△ φ
(1)
增大通量密度瞬 间碘的产生率:
I f ( ) I f I f
增大通量密度瞬 间碘的消失率:
I [NI () I f ]
I NI () I I f
(2) (3)
利用(1)的等式关系,并比较(2)、(3)两式
对上式求导,令导函数为零,求最大氙浓度时间
经整理,得:
exp[(I
Xe )t]

Xe (2I
I
I
Xe

I
I
Xe
a0

2 Xe
)

Xe
I
(Xe


Xe
a0
)
右边分式上下同除以 I I Xe
exp[(I
Xe )t]

2I

2 Xe
1


Xe
a
由:
N Xe (t)

( I Xe ) f 0

Xe
a0

Xe
exp( Xet )

I I

f 0 Xe
exp(Xet
)

exp(I
t
)
得:
N Xe max

核反应堆物理-复习重点--答案

核反应堆物理-复习重点--答案

第一章核反应堆的核物理基础(6学时)1.什么是核能?包括哪两种类型?核能的优点和缺点是什么?核能:原子核结构发生变化时释放出的能量,主要包括裂变能和聚变能。

优点:1)污染小:2)需要燃料少;3)重量轻、体积小、不需要空气,装一炉料可运行很长时间。

缺点:1)次锕系核素具有几百万年的半衰期,且具有毒性,需要妥善保存;2)裂变产物带有强的放射性,但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上;3)需要考虑排除剩余发热。

2.核反应堆的定义。

核反应堆可按哪些进行分类,可划分为哪些类型?属于哪种类型的核反应堆?核反应堆:一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。

核反应堆分类:3.原子核基本性质。

核素:具有确定质子数Z和核子数A的原子核。

同位素:质子数Z相同而中子数N不同的核素。

同量素:质量数A相同,而质子数Z和中子数N各不相同的核素.同中子数:只有中子数N相同的核素。

原子核能级:最低能量状态叫做基态,比基态高的能量状态称激发态.激发态是不稳定的,会自发跃迁到基态,并以放出射线的形式释放出多余的能量.核力的基本特点:1)核力的短程性2)核力的饱和性3)核力与电荷无关4.原子核的衰变。

包括:放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义;理解衰变常数的物理意义;核衰变的主要类型、反应式、衰变过程,穿透能力和电离能力。

放射性同位素:不稳定的同位素,会自发进行衰变,称为放射性同位素。

核衰变:有些元素的原子核是不稳定的,它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核,这种现象称为核衰变,也称放射性衰变。

衰变常数:它是单位时间内衰变几率的一种量度;物理意义是单位时间内的衰变几率,标志着衰变的快慢。

半衰期:原子核衰变一半所需的平均时间。

平均寿命:任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。

衰变类型细分前后变化射线性质ααZ减少2,A减少4 电离本领强,穿透本领小ββ—Z增加1,A不变电离本领较弱,穿透本领较强β+ Z减少1,A不变电子俘获Z减少1,A不变γγ激发态向基态跃迁电离本领几乎没有,穿透能力很强5.结合能与原子核的稳定性。

《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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技术类《核反应堆物理》第1部分-核反应堆物理基础

技术类《核反应堆物理》第1部分-核反应堆物理基础

知识点
1)
了解原子质量单位的定义,了解原子的组成、中子和质子的特点。
2)
能够说出原子结构的基本特点:整个原子核是电中性的;原子的 质量主要集中在原子核上。
3)
能够说出核素和同位素的定义,同位素有什么特性。
4)
理解在原子核中存在核力,核力的特点。
物质的组成
原子核的组成
原子核的组成
1u= (1.6605655±0.00000 86)×10-27kg。因而以 kg为单位的 Mp=1.672648×1027kg, Mn=1.674954×1027kg。由此可见,中子 稍稍重于质子。
提供大量的能量以及新的核素。
反应堆是
一个强大的各种粒子(中子、α粒子、β粒子和γ粒子)辐照场。
反应堆堆芯中有燃料、慢化剂、结构材料和控制材料等。 反应堆一旦运行后,堆内中子要与这些材料的原子核发生 各种类型的相互作用,产生新核,发生一系列的放射性衰 变现象。
反应堆运行是建立在中子与堆内物质相互作用的基础上。
N0e1
该式表明,平均寿命是原子核数量降为 所需要的时间。
N0 /e
放射性活度
➢ 放射性同位素样品在单位时间内衰变的次数,即 为该同位素样品的活度(A)。
A(t) N(t)
➢单位:贝可勒尔,简称贝可(Bq) ➢(1居里)1Ci=3.7x1010/s=3.7x1010Bq ➢因此,半衰期也可以定义为某同位素活度(A)降为一半 所需要的时间。
热中子轰击235U,原子核分裂成两个碎片;而238U不能产生 裂变反应,它俘获中子后生成239U,经过两次β-衰变而转化为 239Pu; 235U和238U具有不同的核特性,但化学性质却很相似
质量数 铀234 铀235 铀238

核反应堆的物理基础和原理

核反应堆的物理基础和原理

核反应堆的物理基础和原理随着科学技术的不断进步,人类对于核能的使用越来越广泛,核反应堆作为核能利用的重要方式之一,得以广泛应用。

那么什么是核反应堆?它的物理基础和原理是什么?本文将为您一一解答。

一、核反应堆的定义和种类核反应堆是利用核反应发生核能释放的装置,是核能利用的主要方式之一,广泛应用于电力、军事、医疗等领域。

根据核反应堆的设计和用途,可分为热中子反应堆、中子星反应堆、混合反应堆、钚核反应堆等。

热中子反应堆主要利用热中子引发核反应,一般采用铀-235作为燃料,主要用于发电和研究用途。

中子星反应堆利用快中子引发核反应,主要用于核武器等军事用途。

混合反应堆是将热中子反应堆和中子星反应堆相结合,利用多种燃料,是一种高效的核反应堆。

钚核反应堆主要利用钚-239作为燃料,可快速产生大量核能,主要用于核潜艇等军事用途。

二、核反应堆的物理基础核反应堆的反应过程涉及到原子核的结构以及物理学中的一些基本定理,下面将一一介绍。

1.核物理学核物理学是研究原子核结构、核反应以及核能释放等问题的学科。

它与相对论、量子力学等学科有着千丝万缕的联系,是核反应堆设计中不可或缺的一部分。

2.裂变与聚变核反应堆的反应过程中,经常涉及到裂变和聚变。

裂变是指重核裂变成两个质量相对较小的核,并释放出大量的能量和中子。

聚变则是指两个轻核结合成一个重核,并释放出大量的能量和中子。

在核反应堆中,裂变是最常见的反应方式。

3.放射性衰变放射性衰变是放射性核发生自发衰变,释放出粒子和能量的过程。

放射性衰变是许多核反应堆反应链中的一环,不仅产生能量,还会产生一些高能粒子,对反应堆造成一定的影响。

三、核反应堆的原理核反应堆是利用核反应产生的热能来发电或作为其他用途,其原理主要包括核燃料、反应堆的物理结构和气冷或冷却剂的使用。

1.核燃料核燃料是核反应堆反应的基本物质,一般采用铀、钚等元素,也可以采用锆、铌等金属。

当放射性核素发生裂变时,会产生大量的热能,从而引发周围反应核素的裂变,形成一种连锁反应。

核反应堆物理分析总结-1

核反应堆物理分析总结-1
第一章:核反应堆的核物理基础 第二章:单速中子扩散理论 第三章:中子慢化与慢化能谱 第四章:均匀反应堆的临界理论 第六章:反应性随时间的变化 第七章:温度效应与反应性控制 第八章:核反应堆动力学
第一章:核反应堆的核物理基础
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。
Fission fragment kinetic energy Neutrons
Prompt gamma rays Fission product gamma rays Beta particles Neutrinos Total
7 7 5 10 200
平均每次裂变的衰变功率
停堆余 热排出
(1)换算关系:
中子的分类
中子的能量不同,它与原子核相互作 用的方式、几率也就不同。 在反应堆物理分析中通常按中子能量把 它们分为: (i)快中子(0.1兆电子伏以上); (ii)超热中子(1电子伏到0.1兆电子伏); (iii)热中子(1电子伏以下)。
中子与原子核相互作用

中子与原子核的相互作用过程有三种:势散射、直接
E2 E1 E0
激发态
E=EB+EC
若E正好在复合核的 某一激发能级附近, 则复合核形成的几率 很大,称之为“共振 吸收”。
基态 复合核能量
复合核量子能级
温度升高时,增加了238U对中子的吸收几率,负效应。

核反应堆物理分析_谢仲生主编__第八章_温度效应与反应性控制

核反应堆物理分析_谢仲生主编__第八章_温度效应与反应性控制

§8.3.2控制棒插入深度对控制棒价值的影响
插入控制棒前,堆芯的单群方程为
z a
gD

a


1 k


f


0
(1)
控制棒插入芯部,其效应可
H
看作是芯部发生了微扰。在
插入帮的局部体积VP内,宏
观吸收截面由 a 变成
。 了 ' a

a

a

a


a,
p
,0 z Z,0 0, 其它区域
堆芯温度的变化将引起一些因素变化: (1)燃料温度变化—燃料核的共振吸收峰展宽,核燃料 对中子共振吸收增加。 (2)慢化剂密度变化—慢化剂慢化能力和吸收性能改变。 (3)中子截面变化。 (4)可溶硼溶解度的变化。
这些因素的变化将导致堆芯有 效增殖因数的变化,从而引起 反应性的变化。
温度效应
核反应堆在运行初期必须具有足够的剩余反应性。
ρcool=1001.7kg/m3; Tav=523k时, ρcool=810.1kg/m3。
Δ ρcool ↓
①热中子扩散面积及年龄增大,则不泄漏几率减
小,导致keff 减小;


(1
L2 B
1
2 )(1
B
2
)
②降低慢化效率,增加238U的共振吸收,逃脱共
振吸收几率下降,导致keff 减小 。
r

a
Rr
受扰动后,反应堆的有效增殖因数k相应的由k变为 k k , 因而将棒插入后芯部中子通量密度的单群方程为:
gD '

(a

a
) '

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。
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2、燃料温度系数为一瞬发温度系数。功率升高,燃料温度立 即升高。瞬发温度系数对功率的变化响应很快,它对反应堆的 安全起着十分重要的作用。
3、燃料温度系 数随燃耗深度增 加减小
原因主要是:随着 燃耗加深,燃料 芯块在中子辐照 下的肿胀越大, 导致燃料与包壳 之间的空隙减小, 导热增大,使多 普勒温度系数的 绝对值减小。
对控制棒材料的要求:
具有大的热中子和超热中子吸收截面 具有抗辐照、抗腐蚀性能和良好的机械性能 一般采用银-铟-镉合金作为控制棒材料。这是因为镉的热中子吸 收截面很大,银和铟对于能量在超热能区的中子又具有较大的共 振吸收峰.
二、控制棒的微积分价值及影响因素 1、控制棒价值 控制棒价值: 指堆芯插入控制棒后引起的反应性改变 控制棒价值与中子价值的关系: 中子价值:
功率系数的绝对值随功率增加减小,随燃耗加深变大 (寿期末的更大)
功率亏损:
功率系数的积分值,指反应性随功率升高而降低 的改变量。
由于有功率亏损的存在,把临界反应堆从某一功率水平,升高 至另一功率水平,必然需要通过提升控制棒等方式往堆芯引入 一正反应性,以补偿由功率亏损引人的等量负反应性,才能维 持反应堆在新功率水平下,进行稳定功率运行(临界)。
控制棒是强吸收体,它的移动速度快、操作可靠、使用灵活、控 制反应性的准确度高,它是各种类型反应堆中紧急控制和功率调 节所不可缺少的控制部件。它主要是用来控制反应性的快变化。 用来控制下列一些因素所引起的反应性变化:
1、燃料的多普勒效应; 2、漫化剂的温度效应和空泡效应;
3、变工况时,瞬态氙效应; 4、硼冲稀效应; 5、热态停堆深度。
五、核电厂的自稳、自调特性
自稳特性: 指反应堆不用外部调节(如控制棒和硼),靠自身内在 反馈机制克服堆内反应性扰动所造成的不稳定因素,使其工作 状态自动保持稳定的特性。 具有负反馈特性的核反应堆具有自稳特性。 负反馈特性:对一稳定运行系统,如某参数(或信号)发生了扰 动,引起系统中一系列参数(或信号)变化,并最终产生与扰动 符号相反的该扰动参数(或信号),这种特性称为负反馈特性。 例如,由某种原因向堆内引入微小的正反应性扰动,堆功率将随 时间增加,功率增加引起慢化剂和燃料温度升高,慢化剂和燃料 的负的温度系数,会向堆内引入负的反应性,即引入了与正反应 性扰动符号相反的该信号。慢化剂和燃料的负温度系数,使反应 堆具有负反馈特性。 自调特性:与自稳特性类似,也是依靠内在的负反馈特性,自 动调节运行参数和输出功率。
3、慢化剂温度升高,慢化能力减小,使逃脱共振吸收概率减小, 从而使k eff减小,该效应的贡献为负;
慢化剂温度系数是正还是负,取决于以上几种效应的竞争。在 目前轻水反应堆中,当水中不含或含少量的化学补偿毒物(硼) TM TM 时, 为负;硼浓度高时, 为正(温度较低时)。如图7.5
在轻水反应堆中,慢化 剂温度系数的绝对值随 水中含有化学补偿毒物 (硼)的减小和温度升 高增大。当含硼足够大 时,温度系数将出现正 值。 图7.5 慢化剂温度系数与温度的关系
二、燃料温度系数
(负温度系数)
负温度系数产生原因:
燃料温度系数主要是由燃料 核共振吸收的多普勒效应所 引起。燃料温度升高将使铀238吸收共振峰展宽,吸收增 加。多普勒效应使有效共振 吸收增加。这就产生了负温 度效应。
TF
燃料温度变化一度引起 的反应性变化
燃料温度系数的特点: 1、燃料温度系数的大小随温度升高减小
有效增殖系数减小
堆芯温度回到初始值 有效增殖系数增加
(2)某种扰动使堆芯温度下降
功率随之增加
功率也随之增加
堆芯温度回到初始值
这种负温度系数的负反馈效应,将使反应堆具有内在的稳定 性,反应堆应设计成具有负温度系数。
正的温度系数使反应堆 功率迅速升高 负的温度系数使反应堆 功率趋于稳定 功率随时间变化曲线和 达到稳定功率的大小与 负温度系数的绝对值和 导热快慢有关。 负温度系数对反应堆运行安全具有重 要意义。压水堆物理设计的基本准则 之一便是要保证温度系数为负值。
有哪些因素影响控制棒价值?
慢化剂温度:温度升高,密度降低,中子更容易穿过
慢化剂,达到控制棒,控制棒价值升高
慢化剂中的硼浓度:浓度升高,能谱硬化,超热中子增多,
Ag-In-Cd控制棒对超热中子有很大吸收 截面,控制棒价值变大。
燃耗:燃耗增加,裂变产物不断积累,吸收热中子也导致
能谱变硬,控制棒价值变大。
在压水堆中,水的局部沸腾将产生蒸汽泡,它的密度远小于水 的密度。在冷却剂中所包含的蒸汽的体积分数(百分数)称为 空泡分数,以 x 表示。空泡系数是指在反应堆中,冷却剂的空 泡分数变化百分之一所引起的反应性变化 。
a
M V
x
当空泡分数增大时.有如下三种效应 ( 1)冷却剂对中子吸收减小,这是正效应。 ( 2 )中子泄漏增加,这是负效应。 ( 3 )慢化能力变小,能谱变硬。这可以是正效应,也可以 是负效应,这与反应堆的类型和核特性有关
三、慢化剂温度系数

M T
慢化剂温度变化一度引 起的反应性变化
慢化剂温度系数属于缓发温度系数,因其温度变化要滞后于燃 料温度变化,也就是滞后于功率变化。 慢化剂温度系数可正可负,取决于以下几种过程的竞争
1、慢化剂温度升高,使中子能谱硬化,引起铀-238、钚-240共 振吸收增加,也引起铀-235和钚-239的俘获裂变比(α=σr/σf) 增加,使 k eff下降,对慢化剂温度系数的贡献为负; 2、慢化剂温度升高,慢化剂密度减小,慢化剂相对于燃料的 中子吸收减小(特别是慢化剂含有化学补偿毒物时),使 k eff 增加,对慢化剂温度系数的贡献是正的;但密度减小,中子的 泄漏增加,该效应的贡献又为负;
F T
T j P
x x p
TF M TM M x T V p P P
从式可知,功率系数不仅与反应堆的核特性有关,而且还与它的 热工-水力特性有关,它是所有反应性系数的综合。
图7.6 表示了某一压水堆在第一燃料循环中,堆芯寿期初和寿 期末时的功率系数。为了使反应堆安全、稳定地运行,功率系 数一般应取负值。
(1)某种扰动使堆芯温度升高
有效增殖系数增大 功率随之增加
堆芯温度进一步升高
堆芯的损坏
(2)某种扰动使堆芯温度下降 有效增殖系数减小 功率随之降低
堆芯温度进一步下降
反应堆自行关闭
这种正温度系数具有正反馈效应,使反应堆具有内在不稳定 性.反应堆设计时不希望出现正的温度系数
负温度系数
T 0
(1)某种扰动使堆芯温度升高 功率随之减小
反应性温度系数
温度变化一度(K)时所引起的反应性变化。用 T 表示,即
T T
反应性温度系数可以看成是堆芯材料各种成分的反应性温度系
数之和,这些成分包括燃料、慢化剂和冷却剂。
T Tj
j j
T j
其中起主要作用的是燃料温度系数和慢化剂温度系数。
正温度系数和负温度系数: T 0 正温度系数
第七章 温度效应和反应性控制
前一章主要讨论的是:裂变产物(毒物)对反应性的影响,燃料 的消耗和转换(增殖)等问题;本章主要讨论温度变化对反应性 的影响,以及控制反应性的几种方式。
§7. 1 反应性温度系数
一、反应性温度系数及其对核反应堆稳定性的影响
反应堆温度变化时,引起介质热运动的改变和中子能谱的变化, 导致微观截面的变化,从而导致反应性的变化。
用来描述堆芯不同位置中子的重要性的物理量。用 (r ) 表示中子 价值。表示在r处,每秒消除或产生一个中子引起反应堆反应性的 减小或增益。 显然,控制棒的价值不仅与被吸收的中子数有关,还与被吸 收中子的价值φ*(r)有关。
*
对单群模型,φ*(r)和中子通量密度分布函数φ(r)是相同 的,即φ*(r)= φ(r)。所以控制棒的价值与控制棒插入处 的中子通量密度的平方成正比,即 2 (r )
2、功率系数与功率亏损
单位功率变化所引起的反应性变化称为功率反应性系数,简称为 功率系数。用反应堆功率系数来表示反应性系数比用温度系数、 空泡系数等更为直接。因为堆内核燃料温度、慢化剂温度和空泡 分数的变化的直接原因就是反应堆功率变化。
功率系数定义为:
d ap dp j T j
§ 7.2 反应性控制的任务和方式
一、反应性控制中所用的几个物理量
堆芯中没有控制毒物时的反应性称为 1、剩余(过剩)反应性:
剩余反应性,以ρ
ex来表示
2、控制毒物反应性
某一控制毒物投人堆芯时所引起的反应性变化,称为该控 制毒物的反应性(或价值), 以△ρi表示。
3、停堆深度
当全部控制毒物都投人堆芯时,反应堆所达 到的负反应性称为停堆深度,以ρ s来表示。
二、反应性控制的任务
反应性控制的主要任务是采取有效控制方式确保反应堆的安 全运行。其实质就是控制反应堆的反应性。 表7.2 压水堆的反应性控制要求
反应性效应 温度亏损1) 功率亏损 氙和钐中毒 燃耗 功率调节 紧急停堆
数值,% 2-5 1-2
要求变化率 0.5/小时 0.05/分
2.5-5 5-8 0.1-0.2 2-4
2、控制棒的微积分价值
微分价值
在反应堆设计和运行时,不仅需要知道控制棒完全插人时的价值, 而且还需要知道控制棒在插入不同深度时的价值。通常把控制棒 移动一步或单位距离所引起的反应性变化称为控制捧的微分价值, 其单位常用 PCM/cm 。
图7.10 给出了控制棒组微分价值与高度的关系,棒组是指 一起移动的一组控制棒。
2、功率调节
3、补偿控制: 为达到临界,对过剩反应性的补偿控制。寿期初
常用的控制反应性的方法是改变堆内中子吸收
目前在压水反应堆中,采用改变中子吸收的方法对反应性进行控 制,都是采用控制棒、固体可燃毒物和冷却剂中加硼酸溶液三种 控制方式联合控制,以减少控制棒的数目。
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