反应堆控制原理
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有效增殖系数K有效。 ▪ 当 反反应应 堆堆 超启 临动 界和 ，提 中高子功数率目时增．加使，核K有反效略应大增于多1，，功则率
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。
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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
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
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24根Ag-In-Cd吸收 棒组成
压水堆
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▪ 5．核反应堆临界条件
▪ 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。
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▪ 核反应堆内链式反应自续进行的条件用有效增殖系
▪ 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。
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▪ 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。
▪ 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。
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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。
数K来表示： K=系统内中子的产生率∕系统内中子的消失率
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。
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▪ 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。
反应堆控制原理
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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。
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散射反应
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 ZX+0 1n (A+Z 1X)
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▪ 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
▪ 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
。
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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
∑s慢化剂的宏观散射截面 ∑a为慢化剂的中子吸收实截用文面档 。
▪ 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。
▪ 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。
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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：
▪ 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
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：
INIX
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(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
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▪ (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
= 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= ∑
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▪ 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 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。
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。
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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
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
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24根Ag-In-Cd吸收 棒组成
压水堆
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▪ 5．核反应堆临界条件
▪ 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。
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▪ 核反应堆内链式反应自续进行的条件用有效增殖系
▪ 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。
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▪ 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。
▪ 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。
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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。
数K来表示： K=系统内中子的产生率∕系统内中子的消失率
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。
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▪ 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。
反应堆控制原理
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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。
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散射反应
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 ZX+0 1n (A+Z 1X)
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▪ 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
▪ 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
。
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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
∑s慢化剂的宏观散射截面 ∑a为慢化剂的中子吸收实截用文面档 。
▪ 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。
▪ 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。
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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：
▪ 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
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：
INIX
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(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
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▪ (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
= 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= ∑
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▪ 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 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。