核反应堆物理课程报告
核反应堆物理分析(第一讲)

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• 我国核电发展的昨天、今天和明天是怎样 一幅图景?
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• 认真学习过本课程之后,同学们应当能对 这些问题给予原理上的回答。
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1 核能技术发展简史 2 世界核电历史、现状及前景 3 我国核电历史、现状及前景
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1. 核能技术发展简史
• • • • • • 铀的天然放射性(1896,贝克勒尔) 钋、镭的发现(1902,居里夫妇) 质能转换关系(1905,爱因斯坦) 发现中子(1932,查德威克) 人工诱导核反应(1934,费米) 铀核裂变反应(1938,哈恩&斯特拉斯曼)
八五:3台机组(秦山一期,310MWe;大亚湾 2×984MWe), 2.26GWe; 九五:8台机组(秦山二期2x650MWe;秦山三 期2x728MWe;岭澳2x990MWe;田湾 2x1060MWe), 6.6GW。 十五:浙江三门、岭澳二期,广东阳江、秦山 二期扩建,山东海阳 、辽宁红沿河、湖南桃 花江、福建福清、宁德核电站、方家山核电 站.
• 亚洲的核电发展迅速。亚洲地区正在运行的 核电机组有82套,总装机容量为62GW,其 2/3集中在日本。正在建造或计划建造的核电 容量达49GW。据国际能源机构预测,从目前 到2020年,亚洲地区的电力消耗将增加2倍。 • 最新建成的31个已联网发电的核电站中,有 22个建在亚洲。在正在建造的27个核电站当 中,有18个位于亚洲。_IAEA (2004.6)
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3.2 近景规划
• 已通过初步可行性研究的厂址:广东阳江 (600),江苏江阴,辽宁温坨子(400),浙江 三门(600)、壳塘山(600),福建惠安 (600)、长乐,山东烟台海阳(600)、威海乳 山(600),江西彭泽,浙江秦山(500),广东 大亚湾(600),江苏田湾(800),括号内数字 为“万千瓦”,总计5900万千瓦。 • 有意初步可行性研究的省份:吉林,黑龙江,湖 南,甘肃,海南,安徽,湖北,广西,四川。
反应堆物理学

反应堆物理学1反应堆物理学简介反应堆物理学是一门研究核反应堆的动力学、热力学和辐射学等方面的学科。
它研究的是反应堆内的核反应链和放射性衰变等过程以及关键参数的计算、控制和优化等问题。
随着核能的发展,反应堆物理学显得愈发重要。
2基本原理核反应堆的核能量转化分为两种方式:核裂变和核聚变。
核裂变是指让重核裂成更小的核。
裂变后产生的新核和中子都会释放出大量的能量。
核聚变则是让两个轻核合成一个较重的核,同样也会释放大量能量。
反应堆中的中子是核反应的“催化剂”。
它们在与核发生作用时,可以使它们发生裂变或聚变。
反应堆中的中子源可以是天然放射性元素,如钍和铀,也可以是外部中子源,如辐照钚和中子发生器。
反应堆的动力学、热力学和辐射学等问题中,有一系列的关键参数需要计算、控制和优化。
如反应堆的功率、中子通量、反应堆的寿命、燃料棒的寿命、反应堆的核毒等。
3反应堆类型根据核反应的原理,反应堆可以分为两种类型:核裂变反应堆和核聚变反应堆。
核裂变反应堆是当前利用核能的主流方式,主要分为热中子反应堆和快中子反应堆两种。
热中子反应堆主要运用热中子催化铀核裂变产生的能量,如天然铀燃料的U235。
快中子反应堆则利用高速中子的裂变能力以及污染问题不大的钚和其他次级燃料。
核聚变反应堆则是运用核聚变产生的巨大能量。
但由于目前聚变技术尚未成熟,目前并没有商用核聚变反应堆。
4反应堆安全反应堆安全一直是反应堆物理学研究的关键问题。
反应堆中的核反应是靠控制中子源和增减中子来维持的。
如如果中子源减少导致反应受到抑制,反应堆就会自动关闭。
同时,在燃料棒中,为了避免过热,燃料棒外面还要装有冷却剂。
反应堆的安全性主要也是了解如何处理各种非正常状态,如停电等紧急情况的预案和处理措施。
同时,对于对人体和环境可能造成的辐射和其他危害也要有完善的计划和措施。
反应堆物理学

反应堆物理学反应堆物理学是研究核能反应堆运行原理和性能的学科。
它涉及到核反应、能量释放、中子传输、材料辐照、热工水力、放射性物质扩散等诸多方面。
本文将从反应堆物理学的基本概念、物理过程以及应用领域等方面进行阐述。
一、反应堆物理学的基本概念反应堆物理学是研究核反应堆内核燃料的裂变链式反应及其相关性质的学科。
核反应堆是利用裂变链式反应释放巨大能量的装置。
核反应堆中的核燃料经过裂变反应产生的中子激发其他核燃料,形成连锁反应。
为了保持连锁反应的平衡,需要控制中子的数量和速度,以确保核反应堆的稳定运行。
核反应堆物理学的主要物理过程包括中子源、中子传输、中子裂变、中子乘积因子、反应堆动力学等。
中子源是指产生中子的方式,可以是自发裂变、质子轰击等方式。
中子传输是指中子在核燃料和反应堆结构中的传输过程,包括散射、吸收和漫反射等。
中子裂变是指核燃料中子吸收后分裂成两个或多个碎片的过程。
中子乘积因子是指每一次裂变反应中产生的中子数与前一次裂变反应中的中子数的比值,它决定了反应堆的稳定性。
反应堆动力学是指反应堆的响应速度和稳定性,包括反应堆的启动、停止和功率调节等过程。
三、反应堆物理学的应用领域反应堆物理学在核能领域具有广泛的应用。
首先,它在核电站的设计和运行中起着重要作用。
通过研究反应堆物理学,可以确定核燃料的组成和结构,优化反应堆的设计,提高核电站的经济性和安全性。
其次,反应堆物理学在核燃料循环中也发挥着重要作用。
通过研究反应堆物理学,可以确定核燃料的燃烧程度和寿命,优化核燃料的利用效率,减少核废料的产生。
此外,反应堆物理学还在核武器和核爆炸的研究中有所应用。
反应堆物理学是研究核反应堆运行原理和性能的学科。
它涉及到核反应、能量释放、中子传输、材料辐照、热工水力、放射性物质扩散等诸多方面。
反应堆物理学的基本概念、物理过程以及应用领域都为我们深入了解和应用核能提供了重要的理论基础。
通过不断深入研究和创新,反应堆物理学将为人类创造更加安全、高效和可持续的核能利用方式。
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。
核反应堆物理学

核反应堆物理学1. 前言核反应堆物理学是一门研究核反应堆的建设、设计、运行和安全等问题的学科。
核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放的能量发电的装置,是目前人类能源内部重要的组成部分。
因此,核反应堆物理学的发展和研究对于人类的能源开发和利用具有重要的意义。
2. 核反应堆的结构和工作原理核反应堆主要由堆芯、燃料元件、控制棒、冷却剂、冷却系统、反应堆容器和燃料后处理装置等组成。
其中,堆芯是核反应的主要地方,燃料元件则是堆芯内部的燃料单元。
核反应堆主要运用核裂变的过程来释放能量,并且利用反应堆中燃料核的特性,控制反应堆输出的能量。
反应堆中通过中子在核素中的耦合,释放出反应堆的能量。
3. 核反应堆物理参数核反应堆物理参数主要包括反应堆功率、腔子连续性、反应堆体积、燃料丰度、中子连续性、栅率和反应堆载荷等。
这些物理参数决定了反应堆能够产生的能量,并保证了反应堆的稳定性和安全性。
4. 核反应堆物理设计核反应堆物理设计是指通过对核反应堆物理参数进行分析和计算,得出反应堆具体的设计方案。
设计过程中需要引入各种物理参数,确保反应堆能够从安全、经济和稳定性等角度运行长期。
反应堆物理设计主要包括反应堆物理参数的斯坦语描绘和计算,以及结构设计等方面。
5. 核反应堆物理安全核反应堆物理安全是保障反应堆长期稳定安全运行的重要保证。
物理安全主要包括反应堆中核素的管理和安全监测等方面。
同时,也需要考虑外界因素的作用,如地震、洪水、恐怖袭击等因素的影响。
6. 核反应堆物理研究的前景随着经济和环保等因素的推动,核反应堆也在不断进行改良和升级,以使其能够更好地适应这些因素的变化,同时确保发电的稳定性和安全性。
因此,核反应堆物理研究的前景非常广阔,也有着重要的理论和实践意义。
7. 结论总的来说,核反应堆物理学是一门综合性的学科,涉及多学科知识,如核物理、材料工程、流体力学等等。
通过对核反应堆物理学的广泛研究和不断改良,我们可以不断提高核反应堆发电的效率和稳定性,推动人类能源的可持续发展。
核反应堆物理介绍

核反应堆物理是一门研究核反应堆运行规律的学科。
它涉及核反应堆中的核裂变反应、中子输运、反应堆临界性、反应堆控制及反应堆安全等方面的知识。
核反应堆是通过合理布置核燃料,使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变反应的装置。
在核反应堆中,核燃料通过吸收中子发生裂变反应,释放出大量的能量。
这些能量被导出并用于发电或其他目的。
中子输运是指中子在核反应堆中的运动和分布情况。
中子在核反应堆中的运动受到各种因素的影响,如碰撞、吸收、发射等。
中子输运的研究有助于优化核反应堆的设计,提高核能的利用率。
反应堆临界性是指核反应堆达到稳定状态时所需要的最低中子密度。
当核反应堆中的中子密度达到一定值时,链式裂变反应会自持进行,产生更多的中子。
因此,反应堆临界性的研究对于核反应堆的设计和运行至关重要。
反应堆控制是指通过调节中子数量来控制核反应的速率。
在核反应堆运行过程中,需要根据负荷需求和安全要求来调节中子数量,以确保反应堆稳定运行并满足外部要求。
反应堆安全是指在核反应堆运行过程中确保不会发生核事故的措施。
为了确保反应堆安全,需要采取一系列的安全措施,如设置安全壳、使用安全系统和设备等。
总之,核反应堆物理是一门涉及多个领域的综合性学科,对于核能的发展和应用具有重要意义。
核反应堆物理分析课程设计资料

一 题目设计一个带有反射层的球形堆,芯部半径为 R ,带有厚度为 T (包括外推距离)的反射层,根据含有反射层的单群扩散理论,解出在 T 取特定值时 R 的值,并定性说明 T 与 R 的关系。
反应堆材料 及参数如下堆芯材料:二氧化铀和水,水铀比为 3.5 ,热中子年龄为 40 ×10-4m 2 反射层材料:水二 设计内容1,带有反设层均匀裸堆的临界方程 )]coth(1[)]cot(1[rr r c C c L T L R D R B R B D +=- 2.参数的选择堆芯材料为二氧化铀和水,水铀比为 3.5,其中UO 2的富集度为3.5%,二氧化铀密度为10.42×103 kg/m 3,反射层中成分为水。
热中子年龄为th τ= 40 ×10-4m 2。
3.计算步骤已知UO 2的富集度为3.5%,密度为10.42×103 kg/m 3中,设以C 5表示富集铀内235U 的核子数与铀(235U+238U )的核子数之比,则ε=-⨯+⨯⨯))1(238235/(235555C C C代入ε=3.5%,可得C 5=,求得UO 2的分子量为892.269999.152)1(238235552=⨯+-+=C C M UO因而单位体积内UO 2的分子数为32823330103242.2892.26910022.6101042.10222-⨯=⨯⨯⨯⨯==m M N N UO UO UO ρ单位体积内235U ,238U 和氧的原子核密度为32855103242.203543.02-⨯⨯==m N C N UO3282858102419.2103242.2)03543.01()1(2-⨯=⨯⨯-=-=m N C N UO328280106484.4102342.2222-⨯=⨯⨯==m N N UO又在0.0253ev 时相关微观截面为bb b bUs U s O s H s 9.84.147.338238235,,,,====σσσσbb b bbUU U O H 07.25.5839.6801027332.0238235235,a ,f ,a 5-,a ,a ===⨯==σσσσσ则可得到1,12842828282828,a 33711.38092.6210107.2106484.4107.2102419.2109.680100823.022------=∑=⨯⨯⨯⨯+⨯⨯⨯+⨯⨯⨯=∑m m UO s UO 同理1,s 1,a 34522.222--=∑=∑mm O H O H 1,02.48235-=∑m U f已知水铀比为3.5,即V H20/V UO2=3.5,416.2=ν 则662.12.2)]15.3/(5.3[092.62)]15.3/(1[02.48)]15.3/(1[416.2af=⨯++⨯+⨯+⨯=∑∑=∞νK(1)在芯部中2741.0)(0=∑⨯∑=i i i N M N μ散射平均自由程m O H s uo s s s 003612.0)5.45.35.41/(1/122,,=∑⨯+∑⨯=∑=λ吸收平均自由程m O H a uo a 06441.0)5.45.35.41/(1/122,,a a =∑⨯+∑⨯=∑=λ而输运平均自由程m s tr 04976.02741.01003612.010=-=-=μλλ 芯部的热扩散系数m D trC 01658.03==λ扩散长度2tra 20001068.001658.006441.03m L =⨯==λλ徙动长度244221007.4110400001068.0m L M th --⨯=⨯+=+=τ对于修正单群理论,当临界时即K=1,则 244221001612.01007.4111/662.11/--∞⨯=⨯-=-=m M K K B c 即11270.0-=m B c(2)在反射层中,即水中散射平均自由程m OH s 3,a a 10899.2345/1/1/12-⨯==∑=∑=λ输运平均自由程m str 3102879.41-⨯=-=μλλ 吸收平均自由程m O H a 4505.0)/(1/12,a a =∑=∑=λ热扩散系数m D trr 310429.13-⨯==λ扩散长度23-tra 210×0.64963m L r ==λλ则=r L cm 549.2将以上需要用到的系数进行单位换算,并统一后得cmL cm D cm B cmD r r C C 549.21429.01270.01658.01====-将其代入带有反设层均匀裸堆的临界方程得)]549.2coth(549.21[1429.0)]1270.0cot(1270.01[1658.0TR R R +=-⨯4. 编程求解编写C 语言程序来求解上述超越方程在特定T 值下,R 的值。
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。
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核反应堆物理课程报告
罗晓
2014151214
有关反应堆反应性的研究报告
作者:罗晓
摘要:本学期我们进行了《反应堆物理》课程的学习,在学习之尾,为了检验学习成果,特在此做有关反应堆反应性的研究报告。
在反应堆研究的各个方面,反应性的研究不可忽视,在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。
而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。
为了对立面的有关机理进行更加详细的了解,下面对各种反应性进行了综合分析,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。
这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。
关键词:反应堆、反应性、控制
首先,我们在此解释反应性的概念。
宏观上来说,反应性即为反映核反应堆状态的一种物理量。
数学定义如下:
其中:k 为反应堆的有效增值系数
从上式来看,反应性表征了反应堆偏离临界状态的程度。
在反应堆内引入反应性有很多种办法,而经常用到的有如下几种:(1)向堆内插入可移动的且具有较强中子吸收能力的控制棒,常采用由银 - 铟 - 镉合金组成的控制棒组件,他们通过控制棒驱动机构有效控制,我们将这部分反应性记为1ρ ;(2)向堆芯内装入对中子吸收截面较大的固体物质———可燃毒物,在堆芯运行期间,随着核燃料一起逐渐被消耗掉,我们将其记为2ρ ;(3)在轻水堆中,将对中子吸收截面较大的物质溶解在冷却剂中,将其称为可溶毒物,用 3ρ 表示。
以上引入的这些反应性,无论是因操作需要而人为引入的,还是由于意外事故的发生而造成的(如控制棒被抛出或冷却剂泵损坏),他们都是通过改变外加中子吸收物质来实现的。
同时,反应堆内反应性的变化应该考虑一下三种情况:
(1)温度效应
因反应堆温度效应变化而引起的ρ发生变化的效应,称为反应性的温度效应。
温度效应可以用反应性温度系数来衡量。
负的温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。
1=K K ρ-
()0T u
P t dt BU W =⎰反应堆运行期间,核燃料燃耗、核裂变产物的积累都会引起反应性变化。
另一方面,运行期间堆芯温度也不断变化,如从冷态至热态温度变化为200~300K 。
功率改变时堆芯温度也发生变化。
堆芯温度及分布发生变化将引起以下变化:
A 、燃料温度变化。
由于多普勒效应,共振吸收增加。
B 、慢化剂密度变化。
慢化能力及慢化性能改变。
C 、中子截面的变化。
中子截面是温度的函数。
D 、可溶硼溶解度的变化。
温度变化引起冷却剂中硼溶解度发生变化。
以上变化将导致堆芯有效增殖因子的变化,从而引起反应性的变化,这种物理现象称为反应堆的“温度效应”。
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。
这对反应堆安全是非常重要的。
(2)中毒效应
热中子反应堆运行后堆内参数的某些裂变产物,其中子吸收截面较大,故对ρ有明显影响,这种效应称为裂变产物中毒。
其中氙(135Xe )和钐(149Sm )是裂变产物中影响最大的两种同位素。
随着反应堆的运行,反应堆中的裂变产物也随之积累。
在这些裂变产物中,有些产物对中子的吸收截面较大,并且其份额也较大。
这些裂变产物对中子的吸收会导致中子的有效利用系数降低,从而对反应堆反应性造成影响。
(3)燃耗
定义:燃耗深度
对燃料贫化程度的一种度量。
通常将其定义为单位质量燃料所发出的能量,即:
其常用单位为:MW ·d/t 。
一般在工程运用中,还可以采用“有效满功率小时(EFPH)”或“有效满功率天(EFPD)”来作为单位,其含义如下:
EFPH :1个EFPH 表示反应堆在100%功率下运行1个小时;
EFPD :1个EFPD 表示反应堆在100%功率下运行1天。
堆内燃料管理:为使堆内燃耗深度尽可能均匀而采取一些技术措施,如分区装料、用硼酸或可燃毒物代替控制棒、优化的控制棒运行程序、优化的换料方案等等。
进行优化的堆内燃料管理可以增加反应堆换料周期、提高燃耗深度,从而明显提高电站的经济效益
燃耗将引起剩余反应性的下降,这种效应成为反应性燃耗效应。
反应堆在运行期间要有足够的剩余反应性,以克服上述反应性变化并对反应堆进行控制。
影响反应堆反应性变化的主要因素有:温度效应、燃耗、中毒、功率调节、反应堆启
动、停堆等因素。
下表列出了压水堆几个主要过程引起的反应性变化和所要求的反应性控制变化率。
表1--压水堆的反应性控制要求
反应性效应数值/%要求变化率
温度亏损2~50.5/h
功率亏损1~20.05/min
氙和钐中毒5~250.004/min
燃耗5~80.017/d
功率调节0.1~0.20.1/min
紧急停堆2~4<1.5~2s
由此我们可以看出反应性控制的必要性。
*在反应堆从启动到最后反应堆换料期间,反应堆的反应性是不断变化的:反应堆启动后,从冷态过渡到热态,然后再提升至满功率运行,由于温度效应会向堆芯引入负的反应性;
反应堆运行期间,裂变毒物的产生和积累,向堆芯不断地引入负反应性;
反应堆运行过程中,反应堆的反应性不断减小;
反应堆的工况发生变化时,将会向堆芯内引入正的或负的反应性。
在意外情况下,需要紧急停堆。
*根据反应堆运行过程中堆芯反应性的变化,反应堆控制的任务是:
补偿控制:控制反应堆的剩余反应性的释放,以满足反应堆长期运行的要求;
功率调节:满足二回路负荷变化的要求;
紧急控制:出现事故时能够迅速停闭反应堆。
对于不同的任务,其对反应性调节的要求也不同。
比如:对于剩余反应性的控制,要求反应性改变缓慢、持续时间长;对于事故时的紧急停堆,要求引入的负反应性足够大,速度足够快,并且要可靠;在一般调节功率时,希望造成的反应堆功率分布的畸变比较小。
谈及反应性控制的基本原理,对于热中子反应堆,其有效增殖系数为:
Keff=εηfp·PL
通过改变上式中的因子可以改变堆芯的反应性。
实际当中,主要是通过改变热中子利用系数f和中子不泄漏几率PL来实现对反应性的控制。
然而在实际应用中,常用的控制方式有以下三种:
①控制棒控制
②可燃毒物控制
③化学补偿控制
以上三种控制方式中,控制棒控制几乎是所有的反应堆都必采用的方式之一。
控制棒控制的优、缺点
*(1)控制棒控制方式的优缺点:
控制棒控制方式具有以下优点:
控制速度快;
可靠性高;
控制方式灵活。
其具有相应的缺点:
对堆芯功率分布和中子通量分布扰动大;
需要额外的控制驱动机构。
*(2)化学补偿控制的优、缺点
化学补偿控制的优点有:
变化均匀,对堆芯中子通量分布的扰动小;
不占用堆芯的栅格,节省了堆芯内的空间。
化学补偿控制的缺点包括:
控制速度慢;
需要额外的化学补偿系统;
浓度有上限值。
*(3)可燃毒物控制的需求与原理
对于大型的动力堆:
反应堆首循环,堆芯燃料全部为新燃料,剩余反应性很大;
后续循环堆芯的剩余反应性相对首循环较小,不需要那么多的控制毒物;
增加控制棒的同时也需要增加压力容器上的开孔数,影响到压力容器的强度;
硼浓度有上限限制,不能无限提高。
影响反应性的因素是很多的,最重要的是堆内材料成份的改变及材料温度的改变。
反应堆运行时要对这些因素对反应性的影响进行有效的控制,使得反应堆保持受控运行状态。
实际上,反应堆总要设计成Keff>1,反应堆运行时调节Keff使其为1,停堆时调节Keff使其小于1。
反应堆冷态停堆情况下(假使全部停堆系统全部移出堆芯)反应性大于0的部分称作剩余反应性。
反应堆运行以后温度升高、产生毒物、燃料消耗等等因素都使得反应性下降,因此反应堆一定要设计相应的后备反应性。
反应堆控制手段要能够控制这些后备反应性,使得反应堆运行时反应性为零,同时还要有调节功率和把反应堆带到一定次临界深度的能力。