反应堆控制原理
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▪ (2)有两个调节系统，其中一个为开环调节回 路，它跟踪汽轮发电机组功率顺序地调节棒 组G1，G2，N1，N2；另一个回路通过调节 R棒组来控制反应堆平均温度。
▪ 在负荷跟踪运行时，功率调节棒组G1，G2， N1，N2依次插入堆芯并有一定的重叠(图)， 它们的位置取决于根据汽轮发电机组功率转
换而来的整定值，而可溶硼用于补偿因氙、
I NIX
(2)宏观截面
▪ 工程实践上要处理的是中子与大量原子核发 生反应的问题，所以又引入一个新的物理量： 宏观截面，符号为∑，定义是：
∑ =N
▪ (3)中子通量与核反应率密度
▪ 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核 反应的次数。核反应率密度一般用R表示。为了导出
R的表达式，定义另一个重要的物理量：中子通量
PID（比例积分微分）英文全称为Proportion Integration Differentiation
反应堆控制系统
▪ 反应堆控制系统(RRC)的功能是：
▪ (1)在稳态运行期间，维持主要运行参数尽可能接近 核电站设计所要求达到的最优值，使电厂的输出功 率维持在所要求的范围内；
▪ (2)使核蒸汽供应系统(NSSS)能适应正常运行的各 种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变 系统的运行状态，保持操作上的灵活性；
▪ (3)在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数 在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的 动作。
▪ 为了满足上述要求，核蒸汽供应系统配置了 以下主要控制系统
▪ ——反应堆功率调节系统； ▪ ——反应堆平均温度调节系统； ▪ ——稳压器压力控制系统； ▪ ——稳压器水位调节系统； ▪ ——蒸汽发生器水位调节系统； ▪ ——蒸汽排放控制系统。
▪ 在E＞ 10 keV以后的区域，那里的截面一般
小于10靶，而且截面随能量的变化也趋于平 滑。
▪ 4．中子的慢化
▪ 从上面介绍的核燃料微观裂变截面随中子能 量变化的规律可知，低能中子引发燃料核裂 变的“能力”大大高于高能中子，然而，核 燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其 平均能量达2MeV，最大能量可达10 MeV。 要建造低能中子引发裂变的反应堆，就一定 要设法让中子的能量降下来。这可以通过向 堆中放置慢化剂，让中子与慢化剂核发生散 射反应来实现。
燃耗引起的慢反应性变化。由平均温度调节 系统控制的R棒组的作用则是补偿由于弱的
氙变化或因灰棒组整定不准确而产生的剩余
反应性变化，以及限制轴向功率偏差。然而， R棒组的移动被限制在一个调节带内，以免 引起过度的轴向功率畸变。一旦R棒组的移
动超出调节带，运行人员必须改变硼浓度， 以使R棒回到调节带内。
▪ G模式的优点是，任何一种负荷跟踪形式均 不需要运行人员的干预，且对功率分布不会
产生轴向振荡。
▪ 其缺点是，由于硼和棒束的作用清楚地分开， 所以不允许负荷降低后用控制棒补偿由氙变 化引起的功率效应，这一缺点导致运行灵活 性大为降低，尤其在反应堆循环末期紧急停 堆后需要重新启动的时候。
反应堆功率调节系统
▪ 反应堆功率调节系统是反应堆功率的开环调节系统， 它使反应堆的功率迅速跟踪二回路的功率。它根据 二回路的工况、控制模式和方式在几个二回路功率 需求值中选出一个作为跟踪的功率，加上校正因子， 作为功率整定值，然后将其转换为棒位整定值。棒 位实际值与整定值比较，其偏差的极性和大小决定 了功调棒组G1，G2，N1．N2的移动方向和速度。
反应堆控制原理
核反应堆控制的物理基础
▪ 1．中子与原子核的相互作用 ▪ 在核反应堆中，核燃料存放的区域是反应堆
的心脏，称为堆芯；在这里，有大量的中子 在飞行，不断地与各种原子核发生碰撞。碰 撞的结果，或是中子被散射，或中子被原子 核所吸收。这就意味着在反应堆内可能发生 多种不同类型的核反应。散射来自应中子与原子核 的相互作用
俘获反应
裂变反应
其他一些中 子核反应
弹性散射
非弹性散射
A Z
X+
1 0
n
(
A+1 Z
X)
▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：
移动含有中子吸收 体的控制棒束 在堆芯中的位置
“灰棒”的棒束
黑棒束
8根Ag-In-Gd吸收棒 和16根不锈钢棒组成
24根Ag-In-Cd吸收 棒组成
压水堆
▪ 压水堆核电站采用以稍加浓缩的铀作为核燃 料、加压轻水作为慢化剂和冷却剂的热中子 核反应堆堆型。
反应堆控制原理
▪ 为保证反应堆能安全可系地运行，必须具备一整套 相适应的控制保护系统，去执行下列任务：
= nv
式中 n——中子密度，即单位体积中的中子数目； v——中子飞行的速度。
▪ 由此可见，中子通量是单位体积中所有中子在单位 时间内飞行的总路程。利用中子通量和宏观截面， 就可以来计算核反应率密度：
R= ∑
▪ 上式是非常有用的，例如，已经知道了堆芯 中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的 宏观裂变截面∑f；如果还知道了堆芯的中子通 量 ，就可利用上式计算出每秒钟在每立方 厘米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而
▪ 必须采用轻元素作为慢化剂，核反应堆中常 用的慢化剂有水(氢)、重水(氘)和石墨(碳)等。
衡量慢化剂的 优劣的两个指标
慢化能力
慢化比
反映了慢化剂 慢化中子的能力
慢化剂慢化中子的能力 与吸收中子能力的综合考虑
▪ 慢化能力：﹡ ∑s
▪ 慢化比：﹡ ∑s∕ ∑a
▪ 每次散射碰撞后中子损失的能量
反应性。以后随着运行过程逐步地将控制棒提出，
来释放过剩反应性，到运行周期末需换料，并向堆 内补进新燃料。
▪ 3.维持功率水平
由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因
素。
▪ 4.保证堆的安全
反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 自续链式裂变反应是核 反应堆的物理基础，当 一个燃料核俘获一个中 子产生裂变后，平均可 放出2.5个中子，即第 二代中于数目要比第一 代多，粗粗看来链式反 应自续下去似乎是不成 问题的，但实际情况并 非如此。
▪ 核反应堆内链式反应自续进行的条件用有效增殖系 数K来表示：
K=系统内中子的产生率∕系统内中子的消失率
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
▪ 为了提高电厂的灵活性，大亚湾核电站采用 了一种称为“G模式”的运行模式，其特点：
▪ (1)在控制棒组件中有一些称为“灰棒”的棒 束，这种棒束由8根Ag-In-Gd吸收棒和16根不 锈钢棒组成，而黑棒束由24根Ag-In-Cd吸收 棒组成。灰棒共有两组，其中G1组由4个灰 棒束组成，G2组由8个灰棒束组成。
▪ 1．启动、停维以及改变反应堆的功率 通过直接控制反应堆内的中子数目来改变反应堆的 有效增殖系数K有效。
▪ 当反应堆启动和提高功率时．使K有效略大于1，则 反应堆超临界，中子数目增加，核反应增多，功率 就上升，直至达到所要求的功率水平时，再维持 K有效＝1。
▪ 当 于反次应 临堆 界降 。功 中率 子或 数停目堆减时少，，使功率K有下效降＜，1．直反至应达堆到处所 需功率或完全停堆。
▪ 2.抵消过剩反应性
▪ 如果要反应堆在稳定状态下工作，必须保持K有效等 于1。也就是说必须维持反应堆处于临界状态。但 是，如果一个堆建成时正好是临界，那么它就不能
维持多久，因为燃料的消耗、裂变产物的积累会使 K有效降低。因此建造一个反应堆应根据所要求的运 行期限，第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界 质量多得多，这样，反应堆在开始时， K有效＞1， 需要用控制棒、固体可燃毒物等来抵消这部分过剩
核电站的控制模式
▪ 控制模式指反应堆操作时采用的方案，按照这种方 案，运行人员在确保整个装置安全运行在允许范围 内的同时，能够使机组所发功率很好地适应电网需 求。
▪ 压水堆核电站在发展初期是带基本负荷运行的，即 连续以可行的最大功率运行，因而所考虑的控制模 式是采用强吸收中子的调节棒组——黑棒束，它能 以较大的功率变化速度进行调节，但引起的中子注 量率密度畸变将是很大的。当核电发展到在电力生 产中占相当份额时，核电机组必须参与实时的发电 功率与用电负荷相平衡的精细调节，即要求核电站 参与电网的负荷跟踪，实现调峰运行。
▪ 由于反应堆内原子核反应速率非常快，一般 的加料、卸料等机械办法是来不及控制核反 应的，主要是通过控制堆内中子数目以改变 反应堆的原子核裂变数的方法来进行控制。 通常采用下述几种控制方法：
▪ (1)增加或减少核燃料；
▪ (2)增加或减少慢化剂；
▪ (3)增加或减少反射层；
▪ (4)增加或减少中子吸收剂，包括控制棒和固 体可燃毒物等。
可以算出堆芯的发热强度等。总之，这个公 式使我们可以从宏观上了解核反应的强度。
▪ 3．截面随中子能量变化的规律
▪ 核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核 的性质。大体上存在三个区域。
▪ 首先是低能区(一般E＜1eV)，在该能区吸收 截面随中子能量的减小而逐渐增大。
▪ 接着是中能区(1eV ＜E＜ 1x103eV)，在此能 区内许多重元素核的截面出现了许多峰值， 这些峰一般称为共振峰。
▪ 最常用的方法是采用控制棒的方法。即用一 种或几种中子吸收截面很大的物质，如硼、 镉、钆、银—铟—镉等材料制成吸收棒，直 接通过快速传动机构插入或抽出堆芯来改变 中子数目。
▪ 反应堆的控制过程中，由于参数多、时间短， 准确性要求高。因此，一般都设计成手动、 自动相互独立的两种控制系统，以确保安全 可靠。
控制棒组件
▪ 1.结构
▪ 控制捧组件是一种快速控制反应性的工具， 在正常运行时用于调节反应堆功率，在事故 工况下快速引入负反应性，使反应推紧急停 堆，保证核安全。图中示出控制棒组件的结 构。控制棒组件由星形架和吸收剂棒组成。
反应堆堆芯反应性 或中子注量率的控制
改变溶解于反应 堆冷却剂中的 可溶性化学硼浓度
系统内中子的消失率＝系统内中于的吸收率+系统内中子的泄漏率
▪ 若K ＜1，则堆芯内中子数目将随时间而不断减少， 链式反应不能自己延续下去。此时反应堆的状态称 为次临界状态。
▪ 若K ＞1，则堆芯内的中子数目将随时间而不断地增 加，称这种状态为超临界状态。
▪ 根据述讨论，反应堆能维持自续链式裂变反应的临 界条件是 K ＝1 即核反应推处于临界状态，这时 核反应堆芯部的大小称为临界尺寸(或临界体积)。 在临界情况下反应堆所装载的核燃料量叫做临界质 量。
∑s慢化剂的宏观散射截面 ∑a为慢化剂的中子吸收截面。
▪ 好的慢化剂小仅应该具有较大的慢化能力， 还应该具有较大的慢化比。在几种常用慢化 剂中，水的慢化能力最强，故用水作为慢化 剂的反应堆芯体积可以做得较小。但水的慢 化比最小，这是因为它的中子吸收截面较大， 所以水堆必须用浓缩铀作为燃料。
▪ 5．核反应堆临界条件
▪ 在负荷跟踪运行时，功率调节棒组G1，G2， N1，N2依次插入堆芯并有一定的重叠(图)， 它们的位置取决于根据汽轮发电机组功率转
换而来的整定值，而可溶硼用于补偿因氙、
I NIX
(2)宏观截面
▪ 工程实践上要处理的是中子与大量原子核发 生反应的问题，所以又引入一个新的物理量： 宏观截面，符号为∑，定义是：
∑ =N
▪ (3)中子通量与核反应率密度
▪ 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核 反应的次数。核反应率密度一般用R表示。为了导出
R的表达式，定义另一个重要的物理量：中子通量
PID（比例积分微分）英文全称为Proportion Integration Differentiation
反应堆控制系统
▪ 反应堆控制系统(RRC)的功能是：
▪ (1)在稳态运行期间，维持主要运行参数尽可能接近 核电站设计所要求达到的最优值，使电厂的输出功 率维持在所要求的范围内；
▪ (2)使核蒸汽供应系统(NSSS)能适应正常运行的各 种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变 系统的运行状态，保持操作上的灵活性；
▪ (3)在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数 在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的 动作。
▪ 为了满足上述要求，核蒸汽供应系统配置了 以下主要控制系统
▪ ——反应堆功率调节系统； ▪ ——反应堆平均温度调节系统； ▪ ——稳压器压力控制系统； ▪ ——稳压器水位调节系统； ▪ ——蒸汽发生器水位调节系统； ▪ ——蒸汽排放控制系统。
▪ 在E＞ 10 keV以后的区域，那里的截面一般
小于10靶，而且截面随能量的变化也趋于平 滑。
▪ 4．中子的慢化
▪ 从上面介绍的核燃料微观裂变截面随中子能 量变化的规律可知，低能中子引发燃料核裂 变的“能力”大大高于高能中子，然而，核 燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其 平均能量达2MeV，最大能量可达10 MeV。 要建造低能中子引发裂变的反应堆，就一定 要设法让中子的能量降下来。这可以通过向 堆中放置慢化剂，让中子与慢化剂核发生散 射反应来实现。
燃耗引起的慢反应性变化。由平均温度调节 系统控制的R棒组的作用则是补偿由于弱的
氙变化或因灰棒组整定不准确而产生的剩余
反应性变化，以及限制轴向功率偏差。然而， R棒组的移动被限制在一个调节带内，以免 引起过度的轴向功率畸变。一旦R棒组的移
动超出调节带，运行人员必须改变硼浓度， 以使R棒回到调节带内。
▪ G模式的优点是，任何一种负荷跟踪形式均 不需要运行人员的干预，且对功率分布不会
产生轴向振荡。
▪ 其缺点是，由于硼和棒束的作用清楚地分开， 所以不允许负荷降低后用控制棒补偿由氙变 化引起的功率效应，这一缺点导致运行灵活 性大为降低，尤其在反应堆循环末期紧急停 堆后需要重新启动的时候。
反应堆功率调节系统
▪ 反应堆功率调节系统是反应堆功率的开环调节系统， 它使反应堆的功率迅速跟踪二回路的功率。它根据 二回路的工况、控制模式和方式在几个二回路功率 需求值中选出一个作为跟踪的功率，加上校正因子， 作为功率整定值，然后将其转换为棒位整定值。棒 位实际值与整定值比较，其偏差的极性和大小决定 了功调棒组G1，G2，N1．N2的移动方向和速度。
反应堆控制原理
核反应堆控制的物理基础
▪ 1．中子与原子核的相互作用 ▪ 在核反应堆中，核燃料存放的区域是反应堆
的心脏，称为堆芯；在这里，有大量的中子 在飞行，不断地与各种原子核发生碰撞。碰 撞的结果，或是中子被散射，或中子被原子 核所吸收。这就意味着在反应堆内可能发生 多种不同类型的核反应。散射来自应中子与原子核 的相互作用
俘获反应
裂变反应
其他一些中 子核反应
弹性散射
非弹性散射
A Z
X+
1 0
n
(
A+1 Z
X)
▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：
移动含有中子吸收 体的控制棒束 在堆芯中的位置
“灰棒”的棒束
黑棒束
8根Ag-In-Gd吸收棒 和16根不锈钢棒组成
24根Ag-In-Cd吸收 棒组成
压水堆
▪ 压水堆核电站采用以稍加浓缩的铀作为核燃 料、加压轻水作为慢化剂和冷却剂的热中子 核反应堆堆型。
反应堆控制原理
▪ 为保证反应堆能安全可系地运行，必须具备一整套 相适应的控制保护系统，去执行下列任务：
= nv
式中 n——中子密度，即单位体积中的中子数目； v——中子飞行的速度。
▪ 由此可见，中子通量是单位体积中所有中子在单位 时间内飞行的总路程。利用中子通量和宏观截面， 就可以来计算核反应率密度：
R= ∑
▪ 上式是非常有用的，例如，已经知道了堆芯 中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的 宏观裂变截面∑f；如果还知道了堆芯的中子通 量 ，就可利用上式计算出每秒钟在每立方 厘米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而
▪ 必须采用轻元素作为慢化剂，核反应堆中常 用的慢化剂有水(氢)、重水(氘)和石墨(碳)等。
衡量慢化剂的 优劣的两个指标
慢化能力
慢化比
反映了慢化剂 慢化中子的能力
慢化剂慢化中子的能力 与吸收中子能力的综合考虑
▪ 慢化能力：﹡ ∑s
▪ 慢化比：﹡ ∑s∕ ∑a
▪ 每次散射碰撞后中子损失的能量
反应性。以后随着运行过程逐步地将控制棒提出，
来释放过剩反应性，到运行周期末需换料，并向堆 内补进新燃料。
▪ 3.维持功率水平
由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因
素。
▪ 4.保证堆的安全
反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 自续链式裂变反应是核 反应堆的物理基础，当 一个燃料核俘获一个中 子产生裂变后，平均可 放出2.5个中子，即第 二代中于数目要比第一 代多，粗粗看来链式反 应自续下去似乎是不成 问题的，但实际情况并 非如此。
▪ 核反应堆内链式反应自续进行的条件用有效增殖系 数K来表示：
K=系统内中子的产生率∕系统内中子的消失率
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
▪ 为了提高电厂的灵活性，大亚湾核电站采用 了一种称为“G模式”的运行模式，其特点：
▪ (1)在控制棒组件中有一些称为“灰棒”的棒 束，这种棒束由8根Ag-In-Gd吸收棒和16根不 锈钢棒组成，而黑棒束由24根Ag-In-Cd吸收 棒组成。灰棒共有两组，其中G1组由4个灰 棒束组成，G2组由8个灰棒束组成。
▪ 1．启动、停维以及改变反应堆的功率 通过直接控制反应堆内的中子数目来改变反应堆的 有效增殖系数K有效。
▪ 当反应堆启动和提高功率时．使K有效略大于1，则 反应堆超临界，中子数目增加，核反应增多，功率 就上升，直至达到所要求的功率水平时，再维持 K有效＝1。
▪ 当 于反次应 临堆 界降 。功 中率 子或 数停目堆减时少，，使功率K有下效降＜，1．直反至应达堆到处所 需功率或完全停堆。
▪ 2.抵消过剩反应性
▪ 如果要反应堆在稳定状态下工作，必须保持K有效等 于1。也就是说必须维持反应堆处于临界状态。但 是，如果一个堆建成时正好是临界，那么它就不能
维持多久，因为燃料的消耗、裂变产物的积累会使 K有效降低。因此建造一个反应堆应根据所要求的运 行期限，第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界 质量多得多，这样，反应堆在开始时， K有效＞1， 需要用控制棒、固体可燃毒物等来抵消这部分过剩
核电站的控制模式
▪ 控制模式指反应堆操作时采用的方案，按照这种方 案，运行人员在确保整个装置安全运行在允许范围 内的同时，能够使机组所发功率很好地适应电网需 求。
▪ 压水堆核电站在发展初期是带基本负荷运行的，即 连续以可行的最大功率运行，因而所考虑的控制模 式是采用强吸收中子的调节棒组——黑棒束，它能 以较大的功率变化速度进行调节，但引起的中子注 量率密度畸变将是很大的。当核电发展到在电力生 产中占相当份额时，核电机组必须参与实时的发电 功率与用电负荷相平衡的精细调节，即要求核电站 参与电网的负荷跟踪，实现调峰运行。
▪ 由于反应堆内原子核反应速率非常快，一般 的加料、卸料等机械办法是来不及控制核反 应的，主要是通过控制堆内中子数目以改变 反应堆的原子核裂变数的方法来进行控制。 通常采用下述几种控制方法：
▪ (1)增加或减少核燃料；
▪ (2)增加或减少慢化剂；
▪ (3)增加或减少反射层；
▪ (4)增加或减少中子吸收剂，包括控制棒和固 体可燃毒物等。
可以算出堆芯的发热强度等。总之，这个公 式使我们可以从宏观上了解核反应的强度。
▪ 3．截面随中子能量变化的规律
▪ 核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核 的性质。大体上存在三个区域。
▪ 首先是低能区(一般E＜1eV)，在该能区吸收 截面随中子能量的减小而逐渐增大。
▪ 接着是中能区(1eV ＜E＜ 1x103eV)，在此能 区内许多重元素核的截面出现了许多峰值， 这些峰一般称为共振峰。
▪ 最常用的方法是采用控制棒的方法。即用一 种或几种中子吸收截面很大的物质，如硼、 镉、钆、银—铟—镉等材料制成吸收棒，直 接通过快速传动机构插入或抽出堆芯来改变 中子数目。
▪ 反应堆的控制过程中，由于参数多、时间短， 准确性要求高。因此，一般都设计成手动、 自动相互独立的两种控制系统，以确保安全 可靠。
控制棒组件
▪ 1.结构
▪ 控制捧组件是一种快速控制反应性的工具， 在正常运行时用于调节反应堆功率，在事故 工况下快速引入负反应性，使反应推紧急停 堆，保证核安全。图中示出控制棒组件的结 构。控制棒组件由星形架和吸收剂棒组成。
反应堆堆芯反应性 或中子注量率的控制
改变溶解于反应 堆冷却剂中的 可溶性化学硼浓度
系统内中子的消失率＝系统内中于的吸收率+系统内中子的泄漏率
▪ 若K ＜1，则堆芯内中子数目将随时间而不断减少， 链式反应不能自己延续下去。此时反应堆的状态称 为次临界状态。
▪ 若K ＞1，则堆芯内的中子数目将随时间而不断地增 加，称这种状态为超临界状态。
▪ 根据述讨论，反应堆能维持自续链式裂变反应的临 界条件是 K ＝1 即核反应推处于临界状态，这时 核反应堆芯部的大小称为临界尺寸(或临界体积)。 在临界情况下反应堆所装载的核燃料量叫做临界质 量。
∑s慢化剂的宏观散射截面 ∑a为慢化剂的中子吸收截面。
▪ 好的慢化剂小仅应该具有较大的慢化能力， 还应该具有较大的慢化比。在几种常用慢化 剂中，水的慢化能力最强，故用水作为慢化 剂的反应堆芯体积可以做得较小。但水的慢 化比最小，这是因为它的中子吸收截面较大， 所以水堆必须用浓缩铀作为燃料。
▪ 5．核反应堆临界条件