1.核反应堆物理分析(第九讲)核反应堆动力学
6
• 缓发中子份额虽少，但其较长的缓发时间 大大增加了两代中子间的平均时间间隔， 从而滞缓了中子密度的变化率。因而，反 应堆控制正是利用了缓发中子的作用才得 以实现的。 • 考虑缓发效应之后的非稳态方程：中子动 力学方程。
16
8.2 核反应堆点堆动力学
回顾单能中子扩散方程的建立思路： • 某一能量区间内： • 中子数密度变化率＝中子产生率－中子泄 漏率－中子吸收率
36
(p241)
37
8.3* 点堆方程的近似解法
• 方程(iii)、(iv)是个耦合的一阶微分方程组， 同时由于反应性的反馈作用(温度效应、中毒 等)，该方程一般也是非线性的： 6 dn (t ) − = n(t ) + i Ci (t ) (iii )
dt l / keff
i =1
0.832 0.169
0.716 0.258
7
0.17~0.27 430
中子平均寿命(mean neutron lifetime)：l： 快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直 至最后被俘获的平均时间。
l = t s + td
• 对于无限介质单群近似：
v——中子平均速度
1 l = = v va
a
8
• 对于裸堆单群近似：
l = l 1 1 = , l = 2 2 1+ L B v a 1 l = 2 2 v a (1 + L B )
9
10
反应堆周期
• 假设所有裂变中子都是瞬发的。
• 考虑到每代中子在其平均寿命l内数密度增 长为原来的keff倍：
dn(t ) keff − 1 = n(t ) dt l
i =1 6
21
6
i =1
• 移项、合并同类项：
6 dn(t ) 2 = [(1 − )ka − DB − a ]vn(t ) + i Ci (t )gi (r ) / (r ) dt i =1
2 L = D / a • 利用 6 dn 2 = [(1 − )k − (1 + DB )]a vn + i Ci (t )gi (r ) / (r ) dt i =1
i =1 6
(i )
• 需要联立先驱核的连续性方程：
Ci (r , t ) = i k a (r , t ) − iCi (r , t ) i = 1, 2, t
,6 (ii)
19
点堆动力学方程
• 上述动力学方程，如果只重点考察其时间 效应，则可将整个反应堆视为一个集总参 数的系统，用一点的参数来代表整个堆， 即点堆模型(point reactor model)。 • 由此可建立点堆动力学方程： • 分离变量：
瞬发中子(prompt neutrons): 伴随着裂变产 生而没有可测延迟的中子。(10-14sec)
5
• 缓发中子(delayed neutrons):裂变后经过 （β）衰变而处于激发态的某种裂变产物所 发射的中子。 • 其裂变能约0.5MeV<瞬发裂变能。 • 根据半衰期的不同，可以分为六组：
6
U-235核热中子裂变缓发中子数据
组 1 2 3 4 半衰期/s 54~56 21~23 5~6 1.9~2.3 能量/KeV 份额/‰ 250 560 430 620 0.247 1.385 1.222 2.645 平均寿命/s 78.64 31.51 8.66 3.22
5 6
0.5~0.6
420
14
• 考虑缓发中子，长达几十秒的缓发时间使 得中子平均寿命大大延长。由下式可求得 热堆周期为100s！即1秒时间内堆功率将增 加为e0.01=0.01倍。
l = (1 − )l + i (ti + l ) = l + i ti
i =1 i =1
6
6
其中:
= i
i =1
39
3.2 常数缓发中子源近似
• 由于先驱核半衰期较长，在某些反应性瞬变 中(e.g.停堆插棒)可以认为缓发中子源保持 为常数：
C (t ) = l / k
i =1 i i
6
n0
eff
• 可得解析解： n0 0 − n(t ) = [ 0 exp( t) − ] 0 − l / keff
t /T
实际使用的还有倍增周期Td,，Td=0.693T
13
• 只考虑瞬发中子，其平均寿命对于热堆为 10-3 ~10-4s，若取后者，则临界稳态情况下: 当有效增殖因数阶跃增加0.001时，反应 堆周期为10-4/0.001=0.1s，即1秒时间内堆 功率将增加为e10=22000倍！ • 对于快堆，瞬发中子寿命只有10-7s。
(iii )
• 同理，方程(ii)化为：
dCi i n(t ) = − i Ci (t ) i = 1, 2, dt l / keff
, 6 (iv)
23
• 上述方程(iii)(iv)即点堆模型动态方程。其 使用范围限于反应堆偏离临界状态不远和 扰动不大的问题。但由于其简便，在局部 扰动不大或空间效应不重要的情况下，其 结果足以满足需要(e.g.一、二回路的部分 安全事故分析, 不含弹棒、卡棒事故)。
核反应堆物理分析 第八章
（2018—2019学年第一学期）
主讲：杨波
8.1 缓发中子的作用 8.2 核反应堆点堆动力学
8.3 次临界核反应堆动力学*
8.4 时空中子动力学简介*
2
引 子——反应性的瞬变
• 反应堆安全运行Байду номын сангаас基础在于成功地控制中子 通量密度(或功率)在各种情况下随时间的变 化。
• 燃料同位素、裂变产物同位素成分随时间的 变化及其对反应性的影响——by hour or day——易控；
• 启停堆、调功率等对反应性的影响——by second——不易控。
3
• 解决反应性的迅速变化引起的中子通量密度 随时间的瞬态变化：中子动力学(neutron kinetics)。 • 反应堆瞬态过程中，存在着一些反馈效应， 本章不考虑。
4
8.1 缓发中子的作用
1.1 基本概念：
裂变中子(fission neutron): 由裂变过程产生 并保持它们初始能量的中子。 分为瞬发和 缓发两种。
40
3.3 瞬跳近似
• 认为在短暂的瞬变过程中中子通量密度在 瞬间跃变，即：
i n0 dn = 0, Ci (0) = dt i l / keff
• 点堆方程组化为：
• 初始条件： n(0) = n0
• 可解得：
n(t ) = n0 exp(
keff − 1 l
t)
11
12
• 反应堆周期(reactor period)：T：反应堆内 中子密度变化e倍所需要的时间。
n(t ) l T= = dn(t ) / dt keff − 1
故有：
n(t ) = n0 e
• 引入的反应性很大，则反应堆的响应特性主 要取决于瞬发中子的每代时间。
33
瞬发临界条件
• 瞬发临界(prompt critical)：仅依靠瞬发中 子即可使反应堆保持临界。 不考虑缓发中子的临界状态下，由方程(iii) 可得：
0=
即瞬发临界条件：
(t ) −
l / keff
n(t )
=
(对于U-235, β=0.0065,λ= 0.078s-1, l=10-4~10-3s, 即 − l / keff )
• 再忽略反应性反馈，可得解析解： (p234,p243) n0 − n(t ) = [ exp( t ) − exp(− t )] − − l / keff
34
• 当0< ρ<β时称为缓发临界。
• 当ρ>β时称为瞬发超临界，此时只靠瞬发中 子即可使链式裂变反应不断发生，缓发中子 在决定周期方面已完全不起作用——堆功率 以瞬发中子决定的周期危险性地增长，反应 堆完全失控。
• 瞬发临界绝对不允许发生！
35
• 由于瞬发临界有特殊的重要性，有时以之 作为反应性的基本单位，称为 “元”(dollar): 反应性(＄) = ρ/β • 相应的0.01 β称为1“分”(cent)，当反应堆 正好具有1 ＄反应性时，反应堆达到瞬发临 界，这是不允许的。
• 缓发中子产生率= i Ci (r , t )
i =1
18
6
• 考虑缓发中子的单群扩散方程：
1 ( r , t ) 2 = D (r , t ) − a (r , t ) + (1 − )k a (r , t ) v t + i Ci (r , t )
• 即使用数值方法，也要先作一番简化近似。
38
dCi i n(t ) = − i Ci (t ) i = 1, 2, dt l / keff
, 6 (iv)
3.1 单组缓发中子近似
• 将六组缓发中子等效为一组：
= i ; C = Ci
i =1 i =1 6 i = i =1 i 6 6
(r , t ) = vn(t ) (r )
Ci (r , t ) = Ci (t ) g i (r )
20
• 回顾临界理论，引用中间结论：
(r ) = − B (r )
2 2
• 代入方程(i)得到： dn(t ) 2 (r ) = vn(t ) D (r ) − a vn(t ) (r ) dt
n(t ) ~ e n(t ) ~ e
1t
t /T
30
• 中子密度按指数规律变化e倍所需时间称为 反应堆周期，记作T，
核反应堆物理分析课程设计
核反应堆物理分析课程设计课程设计目标：1. 理解核反应堆的基本物理原理和工作原理；2. 学习核反应堆中的热传导、中子传输以及反应堆动力学等物理过程；3. 掌握核反应堆参数的计算和分析方法；4. 了解核反应堆的安全与控制措施。
课程设计内容：1. 核反应堆的基本物理原理介绍- 核反应堆的发展历史及应用领域- 核反应堆的组成和工作原理- 核反应堆中的物理过程- 核燃料材料和反应堆材料2. 核反应堆中的热传导分析- 热传导基本理论及方程- 核反应堆中的热传导问题- 热工能量平衡方程的建立和求解- 核反应堆热工过程的优化分析3. 核反应堆中的中子传输分析- 中子传输基本理论及方程- 核反应堆中的中子传输问题- 中子输运方程的建立和求解- 反应堆中子传输过程的优化分析4. 反应堆动力学及稳态分析- 反应堆动力学的基本概念和方程- 反应堆的稳态分析方法- 反应堆动态过程分析- 反应堆动力学稳定性评估5. 反应堆参数计算与分析- 反应堆重要参数的计算方法- 反应堆参数与性能的关系分析- 反应堆参数计算与调整方法- 反应堆性能分析与优化6. 反应堆安全与控制措施- 反应堆事故及事故防范- 反应堆安全控制措施和安全设备- 反应堆安全分析方法和评估指标- 反应堆安全与环境保护关系课程设计要求：1. 学生要通过课程设计，掌握核反应堆物理分析的基本方法和工具；2. 学生要能够使用计算机模拟工具进行核反应堆物理分析；3. 学生要能够分析和评估核反应堆参数对反应堆性能的影响；4. 学生要了解核反应堆的安全与控制措施，能够进行反应堆事故的分析和预防。
第9章：核反应堆动力学
l0 ≈ t d
例：以UO2为燃料的压水反应堆，一直处于临界状态。 当Δρ的扰动后，Keff=1.001，l0=1.1×10-4s，求1秒 后堆内中子密度增加倍数？
keff 1 n(t ) n0 exp( t) l0
n(t ) 1.001 1 3 exp( 1 ) 8 . 9 10 n(0) 1.1104
Ci (t ) Ci (0)(Ci1e1*t Ci 2e 2*t ..... Ci 7e 7*t )
n(t ) n(0)( Ae 1
1*t
A2e
2*t
..... A7e
7*t
)
7*t
Ci (t ) Ci (0)(Ci1e
Cij
1*t
Ci 2e
K=1
K＜1 t
二、缓发中子的作用
裂变中子99%是在裂变后10-17—10-14s时间发出的，叫做 瞬发中子；
不到1%的中子是裂变后零点几到几分钟后发出的，由裂 变碎片在放射性衰变过程中释放的中子叫做缓发中子。
只有瞬发中子的情况，堆内中子的平均寿命l0，
l0=ts+td
对PWR而言， ts≈10-6s; td≈10-4s;
keff 1 n(t ) n0 exp( t) l0
n(t ) 1.001 1 exp( 1) 1.0118 n(0) 0.0848
只增长了0.01，可控。
三、反应堆周期（reactor period OR reactor time constant）
1 定义（T） 反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间为反 应堆周期。
如何控制？
考虑缓发中子寿命ti： ti+td+ts≈ ti
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。
13:57:47 34/41
9.4.2 不同反应性引入时反应堆的响应特性
13:57:47
35/41
13:57:47
36/41
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。
13:57:47
2/41
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：
核反应堆物理分析
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的关键。
核反应堆的反应率、安全性
和经济性等特性都取决于其物理分析的结果。
核反应堆物理分析是一个复杂的系统，它包
括核反应堆热工特性分析、核反应堆稳定性分析、核反应堆安全适当性分析、核反应堆堆
芯及附件物理分析等多个方面的物理分析。
核反应堆热工特性分析是核反应堆的基础物理分析，它是核反应堆经济性、安全性及
其对外界的影响等物理数据的基础。
核反应堆热工特性分析主要包括核反应堆内部热载荷
分析、核反应堆内部温度场分析、核反应堆内部流场分析、核反应堆内部气体场分析、核
反应堆外部热载荷分析等。
核反应堆稳定性分析是核反应堆安全性的重要保障，根据核反应堆稳定性分析的结果，可以判断核反应堆的安全性。
核反应堆稳定性分析的主要内容包括核反应堆内部稳定性分析、核反应堆外部稳定性分析、核反应堆程控反应堆稳定性分析等。
核反应堆安全适当性分析，主要是对核反应堆安全性进行全面分析，对核反应堆的设计、建造和运行都有重要的指导作用。
核反应堆安全适当性分析的主要内容包括核反应堆设计安全性分析、核反应堆安全性实验分析、核反应堆安全性实验扩展分析等。
核反应堆堆芯及附件物理分析，是对核反应堆堆芯及附件的物理结构和性能进行全面
分析，它是核反应堆安全性和可靠性分析的重要基础。
核反应堆堆芯及附件物理分析的主
要内容包括核反应堆堆芯及附件材料物理分析、核反应堆堆芯及附件结构及性能分析等。
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的重要组成部分，它是核反应堆安全
性及其经济性的重要保障。
核反应堆物理分析的结果可以为核反应堆的设计和运行提供重
要的参考和指导。
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反应的几率。
平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。
第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
慢化密度：在r处每秒每单位体积内慢化到能量E以下的中子数。
分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c以下的中子称为热中子，E c称为分界能或缝合能。
第三章—中子扩散理论中子角密度：在r处单位体积内和能量为E的单位能量间隔内，运动方向为 的单位立体角内的中子数目。
慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。
反 应 堆 物 理(第九讲)核反应堆动力学
1 v
∂φ (r , t )
∂t
=
S(r,t)
+
D∇ 2φ (r , t )
−
Σaφ (r , t )
17
其中(不考虑外中子源) • 产生率=瞬发中子产生率+缓发中子产生率
• 瞬发中子产生率= (1− β )k∞Σaφ(r,t)
• 设第i组缓发中子先驱核浓度为Ci，则
6
∑ • 缓发中子产生率= λiCi (r,t) i =1 18
3 点堆方程的近似解法
2.1单组缓发中子近似;2.2常数缓发中子源近 似;2.3瞬跳近似;2.4数值方法;
2
引 子——反应性的瞬变
• 反应堆安全运行的基础在于成功地控制中子 通量密度(或功率)在各种情况下随时间的变 化。
• 燃料同位素、裂变产物同位素成分随时间的 变化及其对反应性的影响——by hour or day——易控；
∑ ∑ T ≈ 1
ρ0
6 i
βi
/ λi
=
1
ρ0
i
βiti
• 反应堆周期与瞬发中子寿命L无关，与引入的
反应性成反比，且取决于缓发中子寿
∑ 命 t = βiti ，比L的值大得多，控制相对简
单。 i
32
2.2 引入大反应性时的响应特性
• 当引入很小的正反应性时（满足ρ0>>β）
T= 1 ≈ ∧ ≈ ∧
6 i =1
λiCi (t)gi (r) /ϕ(r)
• 利用 L2 = D / Σa
∑ dn
dt
= [(1−
β )k∞
− (1+
L2B2 )]Σavn
+
《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
￡- 2 -￡
Generated by Foxit PDF Creator © Foxit Software For evaluation only.
Generated by Foxit PDF Creator © Foxit Software For evaluation only.
第一章：核反应堆物理分析
一.中子的产生 分为三大类：同位素中子源，反应堆中子源，加速 器中子源。 1、同位素中子源：利用核素衰变放出的射线，经 ( ,n ) 或 ( ,n ) 核反应产生中子。优点是体积小，方便。 缺点是强度低，能谱复杂。而且，必须注意其活度 随时间指数减小：
I I0e t
241
10 5 10 5 10 5 10 4 108
源尺度：几cm
Am-Be
239
Am
Pu-Be
244
Pu Cm
106
Cm-Be
1.06×
常用的 -Be 源结构
双层钢壳防泄漏
不锈钢
放射性反应芯
发射体＋靶物质
典型 Be(,n) 源的双层壳结构
2）
－中子源
基于两个反应：
中子的散射
中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行 速度。 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会 逐步减少，这种过程称为中子的慢化。 散射反应有两种不同的机制。 一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系 的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生 弹性散射。 另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实 际上包括两个过程。 ①中子被原子核吸收，形成一个复合核。 ②但这个复合核处于不稳定激发态,很快它就会又放出一个中 子，并且放出射线，回到稳定的基态。
计算单位体积内原子核数N
2.2.2
平均自由程 λ(mean free path)：
如把中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作 用之间穿行的平均距离叫做平均自由程λ。
显然：平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平
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。
核反应堆物理分析概况课件
秦山核电站
大亚湾核电站
核反应堆物理分析概况
田湾核电站
核反应堆系统
核反应堆物理分析概况
核反应堆系统: 一回路系统
核反应堆物理分析概况
核反应堆堆本体
核反应堆物理分析概况
核电站会不会像原子弹那样爆炸？
• 核燃料的有效成分为235U或239Pu，而235U或 239Pu同样是原子弹的核炸药
？？那核电站会不会像原子弹那样爆炸？？
核反应堆物理分析概况
课程主要内容
第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数 计算 (扩散方程空间变量处理) 第七章 反应性随时间的变化 (扩散方程时 间变量处理：缓慢变化) 第八章 温度效应和反应性控制(基本概念)
第九章 核反应堆动力学(扩散方程时间变 量处理：快速变化)
核反应堆物理分析概况
• 核心内容：
世界核电站一览表
核反应堆物理分析概况
中国核电站一览表
核电站名称
广东大亚湾核电站 广东岭澳核电站 广东岭澳核电站 广东阳江核电站 辽宁红沿河核电站 福建宁德核电站 浙江秦山一期核电站
• 核反应堆物理的基础：扩散理论/扩散方程(输运理论/输 运方程) + 临界理论
• 能量变量：分群理论 • 空间变量：栅格的非均匀效应与均匀化群常数计算 • 时间变量
• 反应堆动态学(反应性/功率随时间缓慢变化) ：燃耗、裂变产物 中毒
• 反应堆中子动力学(反应性/功率随时间快速变化)：反应堆动力 学模型(考虑缓发中子效应)
核反应堆物理分析概况
Nuclear reactors under construction and about to start construction
Plant
Lingao-2 (units 3 & 4) Qinshan 4 (units 6 & 7) Hongyanhe 1