核物理基础 知识

碘坑：由于停堆后反应性要出现一个最小值，它又与135碘的
衰变密切相关，因而这种现象称为碘坑 氙振荡：氙密度随反应堆功率之间在空间上存在正反馈机制的 振荡现象。在大尺寸通量高的反应堆中有可能出现。
碘坑曲线反映了随着停闭时间的增加，堆内反应性的变化。
4.3：燃耗
燃耗深度：装进反应堆单位重量的重金属(例：235U + 238U) 在卸出堆芯时释放出的能量。单位：MWd/tU。 影响燃耗深度的主要因素是燃料元件(包括燃料本身和包壳材料) 本身耐辐照的性能。 有效增值系数随燃耗深度变化曲线
4.2：中毒效应
由于裂变和衰变，核反应堆中发生着大量的物质转换。特别是裂变 产生的裂变产物。一些新产生的物质对中子平衡有重要的影响。特 别是各别裂变产物具有很大的中子吸收截面，典型的裂变产物是钐 (149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸收裂变产物分为两类：寿命长的 称为“结渣”，寿命短的称为“中毒”。下面讨论135Xe的中毒效 应。
核 反 应 堆 堆 芯 结 构 示 意 图
课外补充
压水堆核电站：
它主要由核岛和常规岛组成。 压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、 主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体， 一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反 应堆安全而设置的辅助系统。 常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规 火电厂类似。
蒸汽发生器：
堆芯：
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是由燃料 组件构成的。正如锅 炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧 的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有 2～4%的235U，呈小圆柱形，直径9.30mm 。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一 根长约4m、直径约10mm的燃料元件棒。燃料棒通常按 17×17正方形排列，用定位格架固定是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常 运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压 器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降 压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
主泵：
核岛一回路系统中，用于驱动冷却剂在RCP(反应堆冷却剂系统)系 统内循环流动的泵称为主泵 主泵连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧(二 回路)给水。主泵位于核岛心脏部位，用来将冷水泵入蒸发器转换 热能，是核电运转控制水循环的关键，属于核电站的一级设备，每 个蒸汽发生器有一个主泵。
转换与增殖：
把通过可转换物质产生易裂变同位素的过程叫转换 通常用转换比CR来描述转换过程，即反应堆中每消耗一个易 裂变核所产生的新易裂变核的数目。 满足CR＞1条件的反应堆称为增殖堆。
4.4：反应性补偿
反应性补偿的手段： 控制棒：速度快，但造成通量扰动。 硼酸：均匀，但速度较慢，对温度系数可能造成负面影响。 固体可燃毒物：均匀，不可调节，只使用与补偿燃耗造成的 反应性损失。 其他：如减少慢化剂、移动反射层等，在研究堆中有一些特 殊的办法。
2.燃料的反应性温度系数 燃料核截面在中能区段存在很多的强共振峰。燃料温度对 反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。温度升高时共振峰值降 低，但微观截面曲线下覆盖的面积保持不变，即所谓的共振峰展宽。 最常见的反应堆中装有大量的238U，它有强烈的共振俘获吸收。 温度升高时，共振峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中 子增加，降低了中子利用率。造成反应性下降。这一效应称为多普 勒(Doppler)效应。 238U的多普勒反应性温度系数为负值。
是核岛 内的三大设备之一，是压水堆核电厂一回路、二回路的 边界，它将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生 的蒸汽经一、二级汽水分离器干燥后推动汽轮发电机发电。
主要作用： 是将一回路中水的热量传给二回路的水，使其汽化。由 于一回路水流经堆芯而带有放射性，因而蒸汽发生器与压力容 器和一回路管道共同构成防止放射性外溢的第二道屏障。在压 水堆核电厂正常运行时，二回路应不受到一回路水的污染，是 不具有放射性的。 压水堆核电厂蒸汽发生器是按自然循环原理运行的（如图） 在这类蒸汽发生器中，证流体的原动力是冷水柱和热水柱之间 的密度差，产生的蒸汽是饱和蒸汽
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。
水铀比
堆剂 慢 中与 化 以燃 剂 “料 温 水的 度 铀核 系 比密 数 ”度 还 表比 与 示值 单 有位 关体 ，积 在内 轻慢 水化
1.反应性温度系数 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。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, º C)带来的反应性变化定义为反应性 温度系数αT： αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 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，所以温度的变化要有所指，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，慢化剂反应性温度系数等。 反应性温度系数为负值对反应堆安全有利，反之不利。 反应堆设计要尽可能做到各种工况下温度系数为负。
第五章：反应堆中子动力学
5.1缓发中子的作用
中子平均寿命：即中子从裂变核放出到在堆内被吸收为止的平 均时间 在热中子反应堆中，l∞可表示为 l∞=tm+td Tm为中子慢化为热中子所需的平均时间，称平均慢化时间；td 为热中子从形成到被完全吸收为止所需的平均时间，称为热中子 的平均扩散时间。
核 电 站 工 作 原 理 图 示
第四章：反应性的变化与控制
4.1 温度效应
有效倍增因子Keff是反应堆最重要的一个宏观物理量。 一座反应堆的Keff应该在1附近。 Keff与1的相对偏离 定义为反应性ρ： ρ＝(K－1)/K ρ=0：临界；ρ>0：超临界； ρ<0：次临界 元是反应性的单位，当反应性的数值等于缓 发中子有效份额时，称为一元。
反应堆周期：
反应堆周期(reaetorperiod)反应堆内中子密度变化e倍所需要的 时间，亦称反应堆时间常数。 Not)=Note/T,其中,No为t=0时的中子密度,T为反应堆周期,是反应 堆运行要监测的重要的动态参数。反应堆周期与反应性的关系可 用倒时公式表示(见反应堆动态学)。当反应堆内中子密度不随时 间改变,保持常数