核反应堆物理分析教学大纲
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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VVER-1000
2×1060
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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。
核反应堆物理分析第1章
中子也具有波粒二重性.其波长为 4.551012 meter
E
对于能量为0.01电子伏的中子其波长为4.55×10-11 meter. 与氢原子的半径同量级.比中子的平均自由程小许多量级. 在反应堆中讨论中子时和与原子核相互作用时,中子被看 成是粒子.
❖玻尔半径 ❖经典电子半径 ❖原子核半径
AzX + 01n → [A+1ZX]* → A-3Z-2X + 42He 例如: 105B + 01n → 73Li + 42He
在低能区,这个反应截面很大,所以105B被用作热中子反应 堆的反应性控制材料。
核反应堆物理分析第1章
❖ 核裂变
核裂变是反应堆中最重要的核反应，235U,233U, 239Pu, 241Pu 在低能中子的作用下发生裂变反应可能性较大，称为 易裂变同位素，232Th, 238U, 240Pu只有能量高于某一阈值 的中子的作用下才发生裂变反应，称为可裂变同位素。 目前堆中最常用的核燃料是235U。
核反应堆物理分析第1章
1.1.3 中子的散射
散射是使中子慢化的主要核反应过程。有弹性散射和 非弹性散射。
非弹性散射：中子被靶核吸收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。
只有当入射中子的动能高于靶核第一激发态的能量时 才能使靶核激发。非弹性散射具有阈值的特点。看表1。
对于不同的核反应过程： Ra nva Rf nvf
多种元素组成的均匀混合物质：
m
Rn v 1n v2nvi n v
i1
核反应堆物理分析第1章
❖ 中子通量密度（Neutron Flux）
nv
单位是 中子∕m2s, 等于该点的中子密度与相应的中子速 度的乘积，它表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行 距离总和。是标量不是矢量。与磁通量，光通量概念不同。
核反应堆物理分析_前言.
其中最核心、最有特色的是反应堆的物理原 理，核反应堆物理是其下各门课程的基础。
核反应堆物理
• 核反应堆物理揭示核反应堆的特有的性质
与核物理的区别
核反应堆
核反应堆就是一个能实现可控自持链式反 应的装置。
其功能是提供能量（核能）和中子。
核能可用于如下领域：
核电厂 核供热 核能海水淡化 舰船核动力 空间核动力（卫星、宇宙飞船） 核能制氢 。。。
中子用途：
放射性同位素生产 材料改性 核孔膜生产 优质单晶硅生产 中子照相 中子治疗癌 科学研究 。。。
第8章讲中子和伽玛的辐射效应，
第9章讲屏蔽，
第10章讲反应堆堆芯传热，
第11章讲反应堆的安全审评和如何取得许可执照。
本课程主要介绍反应堆物理相关内容，注意强 调物理与工程问题的关系，力图使学生对核能 工程中的种种问题有深刻的认识。
这些知识不仅对从事核事业的人有用，对当代 任何一位高素质人士了解国际政治、国家安全 和发展战略都有莫大的好处。
放射性核素的衰变规律
单位时间内发生衰变的放射性核的数目与 该时刻存有的该种放射性核的数目成正 比。
dN
N
dt
称为衰变常数,它与时间无关，
与核素的化学状态、温度、压力等
因素都无关。
dN (t)
N (t)
dt
N (0) N 0 (初 始 条 件 )
N (t) N 0 e t
放射性核的平均寿命
平均寿命是衰变常数的倒数 t1 例如 ＝0.02/s 则 t ＝ 50ｓ
核反应堆物理分析 第2章
2.1.5 慢化剂的选择
反应堆中要求慢化剂具有较大宏观散射截面Σs和平均对 数能降ξ 。通常把乘积ξΣs叫做慢化剂的慢化能力。 我们还要求慢化剂有较小的吸收截面，定义ξΣs / Σa 叫做慢化比。
慢化剂
H2O D2O Be 石墨
慢化能力 ξΣs /m-1
1.53×10-2 1.77×10-3 1.6×10-3 6.3×10-4
umax
ln 1
在研究中子的慢化过程时，有一个常用的量，就是每次 碰撞中子能量的自然对数的平均变化值，叫做平均对数能降
ln E ln E ln E u
E
在质心系内各向同性的情况下：
E
(ln E ln E) f (E E)dE
EE ln
dE
E
E E (1 )E
积分后可得：
1
1
ln
1
( A 1)2 2A
ln
A 1 A1
当 A > 10
2
A 2 3
如用Nc 表示中子从能量E1 慢化到能量E2平均碰撞次数，则
E
ln
Nc
ln E1
ln E2
E2
使中子能量由2 MeV慢化到0.0253 eV时分别所需要的与H核、 石墨核以及235U核的平均碰撞次数为:
H 1
因此
C 0.158
U 0.0084
Nc,H 18 Nc,C 115 Nc,U 2164
2.1.4 平均散射角余弦
在质心系中中子每次碰撞平均散射角余弦为：
这是预期c 结 果0 c，os因c f为(在c )d质c心 系12 0中 co中s子c s散in射cd是c 各 0向同性。
在实验室系中中子每次碰撞平均散射角余弦为：
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。
华北电力大学 核反应堆物理分析 第1章-核反应堆的核物理基础教材
扩散考虑的新一代核系统，6种潜在堆型：超高温堆、 超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷 快堆
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➢核素，同位素
• 一般把具有相同质子数Ｚ、中子数Ｎ的一 类原子（或原子核）称为一种核素。
• 具有相同质子数，不同中子数的核素称为 同位素。
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t 总截面， s 散射截面， a 吸收截面
或ｃ 俘获截面， f 裂变截面
n, p （n, p）反应截面， n, （n,）反应截面
n,2n （n, 2n)反应截面。
t＝ s＋ a
a＝
＋
f＋
n,＋
n,
p＋
n
＋...
,2 n
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宏观截面
将(1-12)式改写成微分形式 dI=-NIdx, 对x坐标积分， 得靶厚度为x处未经碰撞的平行中子束强度为： I(x) = I0exp(-Nx)
• 铀235的丰度是： 0.72% • 铀235的富集度是： 0.712%
为什么富集度的值小于丰度的值？
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二、中子与原子核的相互作用
• 1.1.1 中子特性
– 原子核由质子和中子两种核子组成(氢核？) – 静止质量：1.675E-27kg，工程计算取为1u – 中子属性：不带电荷，不产生初级电离 – 自由中子(free neutron)：不稳定（T1/2=10.6 min）
• 某种材料的宏观吸收截面Σa＝0.25/cm，那么中 子在此材料中飞行1cm，被该材料吸收的概率为 0.25
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复合核的形成:
第一阶段：复 合核的形成
第二阶段：复合 核的衰变分解
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复合核的各种衰变方式
核反应堆物理分析修订本教学大纲
核反应堆物理分析修订本教学大纲1. 课程概述本课程是关于核反应堆物理学的基础课程，旨在介绍核反应堆的基本结构、原理和运行方式，并深入探讨核反应堆中的物理过程及其影响因素。
本课程主要包括核反应堆物理分析的基础知识、反应堆动力学、热工水力学、安全与控制等方面的内容。
2. 课程目标本课程的主要目标是让学生掌握以下核反应堆物理分析的基础知识：1.掌握核反应堆的基本结构和原理，并了解核反应堆的不同类型及其特点；2.熟悉核反应堆中的核反应过程及其影响因素；3.掌握核反应堆反应动力学的基本理论；4.熟悉核反应堆热工水力学的基本理论；5.掌握核反应堆的安全与控制原理。
3. 授课方式本课程采用讲授与实践相结合的方式进行教学。
其中，讲授部分主要以讲解核反应堆物理分析的基础理论为主，实践部分则以实验等形式进行，通过实践来深化学生的理解与应用。
4. 课程内容4.1 核反应堆的基本结构和原理1.核反应堆的基本组成2.核反应堆的原理与分类3.核燃料的选用和制备4.2 核反应过程与影响因素1.核反应过程2.反应堆中的中子3.反应堆中的反应性4.反应堆中的吸收和散射5.反应堆中的截面4.3 核反应堆反应动力学1.反应堆动力学的基本概念2.反应堆动力学的数学模型3.反应堆反应率与反应性系数4.4 核反应堆热工水力学1.核反应堆中的热传递2.核反应堆的冷却剂3.核反应堆的热工水力学参数4.5 核反应堆的安全与控制1.核反应堆的安全控制原理2.核反应堆的事故防范3.核反应堆的紧急停堆措施5. 考核方式本课程的考核方式采用闭卷考试和实验报告两种方式。
其中，闭卷考试主要对学生对核反应堆物理分析的理论掌握程度进行考核，实验报告则主要考核学生在实践中的能力。
6. 参考资料1.K. O. Ott, W. A. Bezella, and J. J. Duderstadt,。
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“核反应堆物理分析”课程教学大纲
英文名称：Analysis of Nuclear Reactor Physics
课程编码：NUCL0006
学时：64学分：4
适用对象：核能专业本科
先修课程：核辐射物理基础
使用教材及参考书：
谢仲生主编，《核反应堆物理分析》，西安交大出版社，2004年
一、课程性质、目的和任务
“核反应堆物理分析”是核能专业区别于常规能源动力类专业的核心课程，是核工程与核技术专业的专业基础理论课程。
讲述的是中子核反应的基础理论和分析计算方法，讲述的内容主要包括中子与原子核的作用、中子慢化与扩散、核反应堆临界理论、反应性控制、核燃料循环与管理等。
“核反应堆物理分析”课程主要讲授核反应堆的基础理论知识，目的是培养学生具备从事核反应堆工程领域或相关工作的基础知识。
任务是让学生掌握核反应堆基础理论知识和基本原理。
二、教学基本要求
1.注重讲解物理概念，帮助学生正确理解抽象的知识。
2.培养学生的分析问题理解问题的能力，切实掌握所学知识。
3．达到全部理解并接受基本知识的目的。
三、教学内容及要求
第一章核反应堆的核物理基础
本章主要介绍学习本课程所必须具备的基础知识和基本概念，主要包括：中子与原子核的相互作用，中子截面和核反应率，共振吸收，核裂变过程，热中子能谱和链式裂变反应等。
第二章中子慢化和慢化能谱
本章主要讲述中子在慢化过程中的规律和相关知识，主要有：中子的弹性散射过程，无限均匀介质中子的慢化能谱，均匀介质中的共振吸收，热中子反应堆内能谱的近似分布与热中子的平均截面等。
第三章中子扩散理论
本章主要讲述中子在扩散过程中的规律和相关知识，具体包括：单能中子扩散方程，非增殖介质内中子扩散方程的解，扩散长度，与能量相关的中子扩散方程和分群扩散理论，扩散－年龄近似等。
第四章均匀反应堆的临近理论
本章主要介绍均匀反应堆的临界理论，具体包括：均匀裸堆的单群理论，有反射层的反应堆的单群扩散理论，双群扩散理论，多群扩散方程的数值解法等。
第五章栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算
本章主要介绍非均匀反应堆的非均匀效应和均匀化方法，具体包括：栅格的非均匀效应，栅格的均匀化处理，栅元均匀化群常数的计算，燃料组件内中子通量密度分布及少群常数的计算，非均匀栅格的共振吸收，栅格几何参数的选择等。
第六章反应性随时间的变化
本章主要讲述反应堆的反应性随时间的变化规律，主要内容为：燃料中重同位素成分随时间的变化，裂变产物中毒，反应性随时间的变化与燃耗深度，核燃料的转换与增殖等。
第七章温度效应与反应性控制
本章主要讲反应堆的温度效应和反应性，主要包括：反应性温度系数，反应性控制的任务和方式，控制棒控制，可燃毒物控制，化学补偿控制。
第八章核反应堆动力学
本章主要介绍核反应堆的点堆动力学知识，主要包括：不考虑缓发中子的核反应堆动力学，考虑缓发中子的核反应堆动力学，阶跃扰动时点堆模型动态方程的解，反应堆周期等。
第九章核燃料管理简介
本章简介核电厂反应堆燃料管理基本知识，具体有：多循环燃料管理，单循环燃料管理，堆芯换料设计的优化等。
四、实践环节
无
五、课内学时分配（按此表填写）
章内容参考学时1核反应堆的核物理基础6 2中子慢化和慢化能谱6 3中子扩散理论8 4均匀反应堆的临界理论10 5栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算6 6反应性随时间的变化6 7温度效应与反应性控制10 8核反应堆动力学4 9核燃料管理简介4
习题课5－9章习题讲解２
总复习２
大纲制定者：吴宏春执笔
大纲审定者：张斌
大纲批准者：
大纲校对者：。