核反应堆物理基础
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。
《核反应堆物理基础》课件——第四章 温度效应
率。 • 使反应堆总有足够大的后备反应性。
（即使掉到坑底，后备反应性仍然是正的）
反应堆中没有任何控制毒物情况下的超临界反应性称为反应 堆的后备反应性或剩余反应性。
碘坑中启动或提升功率的危险性
➢开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧损， 相当于引入正的反应性。
P d
dP
i
Ti
Ti P
x
x P
TF
TF P
TM
TM P
VM
Tx P
功率系数是所有反应性系数变化的综合，与反应堆核特性相 关，与热工水力特性也有关。
裂变产物中毒
裂变产物：
指裂变碎片及其衰变产物, 300多种。
裂变产物中毒：
意思是反应堆因裂变产物的生成而中 毒。中毒者是反应堆，放毒者是某些裂变产物。
一段时间内135Xe浓度有可能增加
135Xe浓度有可能到达一极值后，开始逐渐减小，因为？？
碘坑：NXe先↑后↓，ex先↓后↑现象
碘坑时间tI: 停堆时刻开始直到剩余反应性 又回升到停堆时刻时所经历的时间
允许停堆时间tp: 在tI内，若剩余反应性还大 于零，则反应堆可靠移动控制棒来启动，这 段时间为tp
停堆后135Xe中毒
135Xe产生途径： 直接裂变、135I衰变
135Xe消失途径： • 停堆后：
135Xe吸收中子、 135Xe衰变
• =0, 135Xe的裂变产额=0； 135I继续衰变为135Xe，但135Xe不再 有吸收中子而消失，只能通过衰变消失，而135Xe得半衰期大 于135I半衰期，因此停堆后:
dI dTF
哈工程《核反应堆物理基础》整理
燃耗深度：是燃料贫化程度的一种度量，通常把单位质量燃料所发出的能量称为燃耗深度。
后备反应性：控制棒积分价值微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
宏观截面：一个中子与单位体积靶物质内的原子核发生某类反应的几率或总的有效截面。
平均自由程：中子在相继两次相互作用间所穿行的距离称为自由程，其平均值称为平均自由程。
中子核反应率：单位时间单位体积介质内中子与核发生反应的次数。
裂变产物：裂变碎片和它们的衰变产物都叫裂变产物。
反应堆功率：反应堆单位时间释放出的热能，称反应堆的热功率。
热中子：当慢化下来的中子与弱吸收介质（如堆内的慢化剂）原子或分子达到热平衡时，中子的能量基本上满足麦克斯韦分布规律，这种中子称为热中子。
堆芯寿期：反应堆满功率运行的时间为反应堆的堆芯寿期。
停堆深度：多普勒效应：共振吸收截面随温度展宽的现象，称为多普勒展宽或多普勒效应。
斐克定律：中子流密度J的大小与能量密度梯度成正比。
控制棒的微分价值：控制棒的价值：反应堆定义：核反应堆是一种能以可控方式实现自续链式裂变反应的装置。
原子核结合能：核力与静电斥力之差就是使原子核结合在一起的能力，与之相应的能量称为核的结合能。
剩余功率：来源有二、一为停堆后某些裂变产物还继续发射缓发中子，引起部分铀核裂变；二是裂变产物继续发射的β、γ射线在堆内转化成了热能。
第二种称为衰变热。
碘坑时间：从停堆时刻起直到剩余反应性又回升到停堆时刻的值时所经历的时间称为碘坑时间。
燃耗效应：燃料的耗损将引起剩余反应性的下降，这种效应称为反应性的燃耗效应。
温度效应：因反应堆温度变化而引起反应性发生变化的效应，称反应性的温度效应。
允许停堆时间：若剩余反应性大于零，则反应堆还能靠移动控制棒来启动，这段时间称为允许停堆时间。
强迫停堆时间：若剩余反应性小于零，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
反应堆周期：反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间。
剩余反应性：堆芯没有任何控制毒物时的反应性。
《核反应堆物理基础》课件——第六章 核燃料管理
单循环燃料管理：X(i,j)，BP(i,j)和控制运行方案；在对这组变 量进行决策时，需要详细考虑燃料组件和控制毒物在堆芯内的 空间分布。
当得到的解不能满足需求时，则需要调整外部决策变量， 重新进行多循环分析，求出新的值。
• 核电厂堆芯燃料管理的主要任务就是要在满足电力系统的能量需 求的条件下，在电厂设计规范和技术要求的限制下，为核电厂一 系列的运行循环作出其经济安全运行的全部决策。
• 其核心问题就是如何在保证电厂安全运行的条件下，是核电厂的 单位能量成本最低。
8
⑵燃料管理的内容
①堆芯燃料管理策略以及初步换料方案的确定 • 这部分内容主要包括下列决策变量的确定：
5 循反应堆的换料方程：
• 设批反料应 数堆定内义燃为料：组件总数为NT，每次换料更换的燃料组件数为N。则
n NT N
• N则称为一批换料量。 • 在循环长度不变的情况下，提高批料数n，就增加了燃料在堆芯的停
留时间，从而：
• 增加了卸料燃耗深度； • 需要提高新料的富集度。
6
⑶循环燃耗和卸料燃耗
41
堆芯计算模块
截面处理接口程序
• 由组件计算程序产生的各种工况下组件的等效均匀化少群截面数据 库，只能提供离散的有限数量状态下的截面数据。
• 实际运行过程中，反应堆的状态时连续变化的，因此必须通过最小 二乘法拟合处理，将燃料组件的宏观截面与各独立变量的关系用数 值形式表示，使用时通过插值来求得各非参考工况下的截面值。
21
三、外-内换料方案 （一）燃料布置与换料方案 布置方案 • 堆芯由内向外仍然分为若干个区域：
核反应堆的常识
核反应堆的常识一、原子能1、物质的构成物质是由分子组成的，分子是由原子组成的，原子是由原子核和电子组成的，原子核带正电荷，电子带负电荷，原子核是由质子和中子组成的，质子带正电荷，中子不带电。
2、核裂变反应核裂变反应是指一个重原子核在中子作用下分裂成两个较小质量原子核的反应，如铀-235的裂变。
U235+n F1+F2+xn+200Mev可作为核燃料使用的可裂变元素有U233、U235和Pu239三种元素。
U235是以自然形式存在，它在天然铀中只占0.712％，天然铀中U238占99 282％。
U233和Pu239是由Th232和U238通过核反应得到的。
3、裂变能每次裂变能产生一定的能量，即裂变能。
裂变能的大部分(约80％)是以碎片动能的形式出现的，它在运动中将能量交给介质，其余的能量是通过γ射线、中子等辐射形式放出。
4、链式反应重原子核俘获一个中子后发生裂变，同时会放出2~3个中子，这些中子与重原子核相遇再引起裂变，这个过程继续下去，就称之为链式反应。
核电厂就是靠链式反应产生的能量来发电的。
二、核电厂的安全问题和措施1、放射性危害核能的利用给人类带来极大的利益，同时电给人类带来潜在的危害，这就是核电厂产生的放射性，这些放射性是在裂变过程中大量产生的，如果核电厂发生事故而未采取有效的控制措施时，放射性物质就可能释放到环境中去，从而危及人类的健康。
为了保护人类免受核电厂的放射性危害，人们通常要花核电厂造价的三分之一的经费来解决核安全问题。
2、核安全措施——多道屏障和纵深防御2.1 多道屏障在压水堆核电厂中，为防止放射性释放到环境中去，采取了三道屏障：第一道屏障是燃料包壳；第二道屏障是一回路系统承压边界；第三道屏障为安全壳。
2.2纵深防御原则为保证每道屏障在正常和事故工况下的有效性，即不超过它们的设计能力，在压水堆核电厂的设计中采用了纵深防御的原则，即预防、监控和限制事故后果。
第一级防御——预防：包括保守设计、固有安全性、控制系统安全准则及设计、制造、建造和运行的质量保证，以保证第一道屏障完整和核电厂正常运行。
{教育管理}哈工程核反应堆的核物理核反应堆的核物理基础 精品 精品
理基础1.1 中子与原子核的相互作用中子性质⏹中子质量：原子核的核子之一，静止质量在工程计算中近似取1u。
⏹中子的电荷：中子不带电，在靠近原子核时不受核内正电的排斥。
⏹中子的波粒二象性：除非对于能量非常低的中子，一般在反应堆中讨论中子的运动和原子核的相互作用时，都把中子作为一个粒子来描述。
⏹中子按能量分类：在反应堆物理中，通常按能量大小把中子分成3类：快中子；中能中子；热中子。
三种相互作用方式•势散射•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。
•复合核的形成：1[][]A A Z Z n X X +*+→靶核复合核中子与原子核相互作用机理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。
1110010[][]A A A ZZ Z A Z X n X X n X n γ+**+→→+→++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。
111001100[]A A A ZZ Z AA ZZ X n X X nX n X n+*+→→++→+在热中子反应堆中，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
辐射俘获（n ，γ）一般形式：反应堆内典型反应：特点：辐射俘获会产生放射性核，因此会给反应堆设备维护、三废处理及人员防护等带来不少问题。
中子的吸收1110[]A A A ZZZX n X X γ+*++→→+238123992092U n U γ+→+（n,p ）（n,α）等反应（n,p ）反应一般形式：反应堆内典型反应：（n,α）反应一般形式：111011[]A A A ZZZ X n X Y H+*-+→→+1134022[]A A A ZZZ X n X Y He+*--+→→+161161871O n N H+→+核裂变235U 裂变的一般形式：概念描述：⏹易裂变同位素：在各种能量的中子作用下均能发生裂变，但在低能中于作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素；⏹可裂变同位素：只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
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n ( x) An cos Bn x An cos
(2n 1) x a
n 1,2,3,
现在讨论时间相关 项方程的
1 dT (t ) k 1 2 B 2 DvT (t ) dt L
的解 4-10
对应一确定Bn，有一确定的Tn(t)，用 L2/(1+Bn2L2) 乘以上式，有 其中
1 d 2 ( x) B 2 2 ( x) dx
4-5ห้องสมุดไป่ตู้
1 dT (t ) k 1 2 B 2 DvT (t ) dt L
4-6
方程4-5可改写为
1 d 2 ( x) B2 0 2 ( x) dx
为典型的波动方程，容易得出其通解为 由于初始通量密度 关于x=0平面对称
§4.1
均匀裸堆的单群理论
一、均匀裸堆的单群扩散方程及其解
根据上一章所得单群中子扩散方程
1 (r , t ) S (r , t ) J (r , t ) a (r , t ) v t
在由燃料-慢化剂构成的有限大小的均匀裸堆系统的芯部，单位时间、单位体 积内产生的中子数为
定中子通量密度分布
（2）当k1>1,这时所有kn-1中至少有一项大于1，通量密度按指数规律增加，
反应堆也无法维持一个恒定中子通量密度分布 （3）k1等于1，这时只有对应n=1的一项不随时间变化，其余随时间衰减
S f (r, t ) f (r ) (r, t )
根据无限介质增殖系数的定义
k
f (r ) (r , t ) f a (r ) (r , t ) a
得到
考虑启动过程的独 立的外中子源和用 斐克定律
S f (r, t ) ka (r, t )
1 (r , t ) D 2 (r , t ) a (r , t ) k a (r , t ) S 0 (r , t ) v t
在反应堆临界理论中，主要研究下面两个问题： （1）各种形状的反应堆达到临界状态的条件（临界条件） （2）研究临界状态下系统内中子通量密度的分布。
§4.1
均匀裸堆的单群理论
实际反应堆都是非均匀的，燃料以燃料棒的形式出现，而 且各燃料棒的富集度存在差异，但要严格按非均匀堆进行 中子扩散或输运方程求解，非常复杂，或则不可能。实际 都作“均匀化”处理，即把燃料、慢化剂、冷却剂及结构 材料看成均匀混合。 对中子能量的处理采用划分“能群”的方法，即把从源能量 到热能的范围划分成若干区间（能群）。最简单的扩散模型 就是单群，即把热中子反应堆内的所有中子都看成是热中子。 更精确一些的模型是双群，即把热中子划为一群，快中子为 一群。
( x) A cos Bx C sin Bx
( x) A cos Bx
a ( ) 0 2
要求
由边界条件
n a
Ba A cos 0 2
Bn (2n 1) a n 1,2,3,
A不能为零
Bn
n 1,3,5,
或
Bn2称为特征值，对 应一系列满足方程 的特征函数。n=1的 称为基波本征函数， n>1的统称为谐波本 征函数。
l L2 ln 2 2 Dv(1 L2 Bn ) 1 L2 Bn
k n 1 t ln
1 dTn (t ) kn 1 Tn (t ) dt ln
kn
k 2 1 L2 Bn
l
a
v
方程4-10的解
Tn (t ) Ce
(4 13)
对应每个n,
n ( x)Tn (t )
是满足方程4-1的解，其线性组合 也是原问题的解
cos ( x, t ) C n n ( x)Tn (t ) An
n 1 n 1
(2n 1) a
xe ( kn 1)t / ln
其中Cn和An为待定系数，利用余 旋函数系的正交关系可求得
An
4-4
是一二阶偏微分方程，通常用分离变量法求解
( x, t ) ( x)T (t )
代入4-4式
1 d 2 ( x) 1 dT (t ) k 1 2 2 ( x) dx DvT (t ) dt L
左端是x的函数，右端是t的函数，两端必须均等于某一常数，令为-B2,得方程组
第四章 均匀反应堆的临界理论
前面两章讨论的是中子在非增殖介质内的慢化和扩散问题。本章 将研究由燃料和慢化剂组成的有限均匀增殖介质（反应堆系统） 内的中子扩散问题。在增殖介质内，中子在扩散过程中，一方面 被不断地吸收，同时又由于核裂变反应不断地有新的中子产生。
在讨论增殖介质内的中子扩散问题时，最感兴趣的是：这种链式裂变反应是 不断地衰减，还是自续地进行下去？在什么条件下这种链式反应过程能够保 持稳态地自续地进行下去？这是第一章中所提到的反应堆临界理论问题。
无限平板反应堆的单群扩散方程的解
1 ( x, t ) 2 ( x, t ) D a ( x, t ) k a ( x, t ) v t x 2
4-1
用D除上式各项，并注意到L2=D/∑a，得到
1 ( x, t ) 2 ( x, t ) k 1 ( x, t ) 2 2 Dv t x L
xe ( kn 1)t / ln
4-15
随时间变化项为
e
k n 1 t ln
由
L2 ln 2 Dv(1 L2 Bn )
k kn 2 1 L2 Bn
Bn
(2n 1) , n 1,2,3 a
知n=1时，B1最小，k1最大
（1）当k1<1,所有kn-1都小于1，通量密度按指数规律衰减，无法维持一个恒
2 a/2 (2n 1) 0 ( x) cos xdx a / 2 a a
代入上式，得4-15
二、热中子反应堆的临界条件 根据
2 a/2 (2n 1) (2n 1) ( x, t ) C n n ( x)Tn (t ) 0 ( x) cos xdx cos a / 2 a a n 1 n 1 a