核反应堆
核能发电内部结构
核能发电内部结构核能发电是一种高效、环保的能源利用方式，其内部结构包括核反应堆、蒸汽发生器、循环泵和冷凝器、涡轮机和发电机、控制系统以及辅助系统等部分。
下面将分别介绍这些组成部分。
一、核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，其主要作用是利用核裂变产生大量热能。
在反应堆内，核燃料通过链式反应产生能量，同时释放出中子和射线等放射性物质。
这些放射性物质可以进一步引发其他核材料的裂变反应，从而实现持续的能量输出。
反应堆中的控制棒可以调节反应速度，以控制整个核反应过程。
二、蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站的重要设备之一，其作用是将反应堆产生的热能转化为蒸汽。
在蒸汽发生器中，一回路的高温高压水通过热交换器将热量传递给二回路的普通水，使普通水沸腾变成蒸汽。
这些蒸汽可以驱动涡轮机发电。
三、循环泵和冷凝器循环泵和冷凝器是核电站中的重要辅助设备。
循环泵的作用是推动一回路的水循环，确保热量能够均匀传递到蒸汽发生器中的热交换器。
冷凝器的作用是将蒸汽转化为水，以便循环使用。
在冷凝器中，蒸汽通过散热片降温凝结成水，同时释放出潜热。
四、涡轮机和发电机涡轮机是核电站中的重要设备之一，其作用是将蒸汽的热能转化为机械能。
涡轮机的工作原理是通过高速旋转的叶片将蒸汽的热能转化为机械能，从而驱动发电机发电。
发电机的作用是将机械能转化为电能，供用户使用。
五、控制系统控制系统是核电站中的重要组成部分，其作用是监测和控制核反应堆的运行状态，确保其安全、稳定地运行。
控制系统包括各种传感器、控制阀和计算机等设备，可以监测反应堆的温度、压力、水位等参数，并自动调整控制棒的位置和冷却水的流量等参数，以保持反应堆的稳定运行。
六、辅助系统辅助系统是核电站中的重要组成部分，包括给水系统、润滑油系统、废液处理系统等。
这些系统的作用是保障核电站的正常运行，确保其安全性和可靠性。
例如，给水系统的作用是为蒸汽发生器和涡轮机提供必要的水量；润滑油系统的作用是为各种机械设备提供润滑和冷却；废液处理系统的作用是对核电站运行过程中产生的废液进行处理和净化，确保其符合环保标准。
核反应堆及发展
核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。
可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。
第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。
快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。
但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。
即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
CHAPTER 1-1-核反应堆和核电站概述
压水堆燃料组件
棒束长 : 约3~4m 燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构 控制棒组件
控 制 棒
冷却剂泵（主泵） 冷却剂泵
飞轮
电机
电机轴
泵轴
冷却剂出口
冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口
第一座核电站
Obninsk（奥布宁斯克）RBMK (27 July 1954, Soviet)
堆 型：石墨水冷反应堆 慢化剂：石墨 冷却剂：轻水 电功率： 5MW 投入运行：1954年 退 役：2002年 地 址：苏联
标志：人类开始了和平利用原子能的历史
美国Nautilus(鹦鹉螺号) SSN-571,1954
舰艇名：鹦鹉螺号 SSN-571 堆 型：压水堆 下 水：1954年 国 家：美国 退 役：1983年 可在水下连续航行30天 1960年USS海神号未出 水面围绕着地球航行了一周
第一艘核潜艇
第一个商用核电厂
First Commercial NPP
电站名：希平港（
Shippinport ）核电站 堆 型：压水反应堆 地 址：美国宾西法尼 亚州匹兹堡希平港 建 造：1954年建造 并 网：1957年并网 热功率：230MW 电功率：60MW 退役：1982年
4 Circulating pump 5 Control rod drive 9 Low pressure turbine 10 Generator Generator 14 Preheater 15 Feedwater pump
核反应堆安全分析
核反应堆安全法规体系
核反应堆安全评估
对核反应堆安全性进行综合评估
全面评估
核安全管理的重要组成部分
重要组成部分
确保核反应堆的安全运行
确保安全性
维护核反应堆的安全性
维护安全
核反应堆运营许可
核安全管理的法定要求
法定要求
确保核反应堆的安全运行
确保安全运行
符合核反应堆安全标准
符合标准
持证经营核反应堆
持证经营
04
第四章 核反应堆安全监测与维护
Chapter
核反应堆安全监测系统
用于监测核反应堆各项参数的变化
传感器
01
03
一旦监测到异常情况发出警报
报警装置
02
根据传感器数据实时控制核反应堆运行状态
控制系统
维修工作
修补设备故障
调整操作参数
保养措施
清洁设备表面
检查冷却系统
安全审查
定期安全检查
保障设备运行
核辐射安全法
结语
核反应堆安全分析是核能行业的重要领域，制定合理的法规标准、进行全面的安全评估、落实运营许可和进行应急演练是确保核反应堆安全的关键。只有不断加强安全意识，提升管理水平，才能在核能发展中确保人类的生命财产安全。
06
第六章 总结与展望
Chapter
不足
安全意识不够
监管不严格
设备设施老化
对事故后果进行系统评估
后果评估
01
03
制定事故防范策略
事故防范
02
分析事故带来的风险
风险分析
福岛核事故
事故原因
事故后果
Lessons Learned
其他事故案例
核反应堆原理
核反应堆原理
核反应堆原理是利用核裂变或核聚变反应产生的巨大能量进行发电或其他应用的一种技术。
核反应堆主要由燃料、冷却剂、控制系统和屏蔽等部分组成。
核反应堆利用核裂变反应，通过控制裂变产物的释放来产生热能。
核反应堆中的燃料可以是铀、钚等放射性核素，当这些核素被中子轰击时，会发生裂变反应并释放出大量的热能和中子。
冷却剂在核反应堆中起到将燃料产生的热能带走的作用，一般是用水或重水。
冷却剂在吸收燃料释放的热能后，通过循环系统将热能传输到蒸汽发生器中产生蒸汽，最终驱动涡轮发电机发电。
控制系统用于控制核反应堆的反应速率，以保持核反应堆的稳定运行。
控制系统通过控制吸收剂的位置，调整中子的数量，从而控制核反应堆的功率。
屏蔽是用于阻挡和吸收从核反应堆中产生的辐射能量的材料，以保护人员和设备的安全。
核反应堆原理的关键是保持裂变反应的连续性和稳定性，以产生持续的热能。
核反应堆的设计和运行需要考虑到安全性、效率和可持续性等方面的因素。
同时，核反应堆也会产生高放射性废物，对于废物的处理和储存也是核能技术的一个重要问题。
核反应堆控制知识点
核反应堆控制知识点核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放出的能量进行发电的装置。
它是一个高度复杂的系统，需要精确的控制来确保安全运行。
下面将介绍一些核反应堆控制的知识点。
1.反应堆的构成和工作原理核反应堆通常由燃料组件、冷却剂、反应堆堆芯和控制系统组成。
燃料组件是核反应堆的燃料来源，冷却剂用于吸收和传递产生的热量，反应堆堆芯是核反应的主要区域，控制系统用于控制核反应的速率。
2.反应堆功率的调节核反应堆的功率需要保持在安全范围内，可以通过调节控制棒的位置来实现。
控制棒通常由吸中子材料制成，能够吸收中子从而减慢核反应的速率。
将控制棒插入堆芯可以降低功率，而将其抽出则可以增加功率。
3.反应堆的稳态运行稳态运行是指反应堆的功率和其他物理参数保持恒定。
为了实现稳态运行，需要调整冷却剂的流量、控制棒的位置和核燃料的补给。
稳态运行的主要目的是保持反应堆的功率在一定范围内，以满足发电需求。
4.反应堆的临界状态临界状态是指核反应堆中的核链式反应保持稳定的状态。
当临界状态达到时，核反应的速率与吸收速率相等，反应堆的功率保持恒定。
控制系统需要确保反应堆始终处于临界状态，以保证稳定运行。
5.反应堆的安全措施核反应堆的安全措施是保证反应堆安全运行的重要保障。
其中包括紧急停堆系统、核事故应对措施和辐射防护等。
紧急停堆系统可以迅速切断核反应，核事故应对措施可以应对可能的异常情况，辐射防护措施用于保护操作人员和周围环境不受辐射的影响。
6.反应堆控制的挑战核反应堆的控制是一个具有挑战性的任务。
由于核反应的复杂性，需要精确的测量和控制技术来确保安全和稳定的运行。
此外，对于不同类型的反应堆，控制方法也会有所不同，需要根据具体情况进行调整。
总结起来，核反应堆控制是确保核反应堆安全运行的关键。
了解核反应堆的构成和工作原理，掌握功率调节、稳态运行和临界状态的相关知识，以及了解安全措施和挑战，对于从事核能领域的工作人员和对核能感兴趣的人们来说，都是非常重要的。
核反应堆的控制手段与安全措施
核反应堆的控制手段与安全措施核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
为了确保核反应堆的安全运行，需要采取一系列的控制手段和安全措施。
本文将介绍核反应堆的控制手段和安全措施，以确保核反应堆的稳定运行和防止事故发生。
一、核反应堆的控制手段1. 控制棒：核反应堆中的控制棒是一种可以调节反应堆中裂变链式反应速率的装置。
控制棒一般由吸中子材料制成，如硼、银等。
通过控制棒的插入和抽出，可以调节反应堆中的中子流量，从而控制反应堆的功率。
2. 冷却剂：核反应堆中的冷却剂起到冷却燃料和带走热量的作用。
常用的冷却剂有水、氦气等。
通过调节冷却剂的流量和温度，可以控制反应堆的温度和热功率。
3. 反应堆堆芯设计：核反应堆的堆芯设计也是一种重要的控制手段。
通过合理设计反应堆的堆芯结构和燃料组织方式，可以实现对反应堆的控制和调节。
二、核反应堆的安全措施1. 燃料选择：核反应堆的燃料选择是确保核反应堆安全运行的重要措施之一。
选择稳定性好、热导率高、熔点高的燃料，可以减少燃料的热量积累和燃料的熔化风险。
2. 安全壳：核反应堆需要建造一个坚固的安全壳，以防止辐射泄漏和核材料外泄。
安全壳一般由混凝土和钢材构成，具有较高的抗压和防辐射能力。
3. 安全系统：核反应堆需要配备一系列的安全系统，以应对可能发生的事故。
常见的安全系统包括冷却系统、紧急停堆系统、放射性废物处理系统等。
4. 事故应急预案：核反应堆需要制定详细的事故应急预案，以应对可能发生的事故。
预案应包括事故诊断、事故处理和人员疏散等方面的内容，以确保事故发生时能够及时、有效地采取措施。
5. 安全培训和监管：核反应堆的操作人员需要接受专业的安全培训，熟悉核反应堆的操作规程和安全措施。
同时，核反应堆的运行需要受到严格的监管，以确保操作符合安全标准。
总结起来，核反应堆的控制手段和安全措施是确保核反应堆安全运行的重要保障。
通过合理使用控制棒、冷却剂和堆芯设计，可以实现对核反应堆的控制和调节。
核反应堆
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核反应堆物理分析第一章核反应堆的核物理基础1、反应堆：能够实现可控、自续链式核反应的装置。
2、反应堆物理：研究反应堆内中子行为的科学。
有时称neutronics。
或：研究、设计反应堆使得裂变反应所产生的中子与俘获反应及泄露所损失的中子相平衡。
3、在反应堆物理中，除非对于能量非常低的中子，都将中子视为粒子，不考虑其波动性及中子的不稳定性。
4、反应堆内，按中子与原子核的相互作用方式可分为三大类：势散射、直接相互作用和复合核的形成；按中子与原子核的相互作用可分为两大类：散射和吸收。
5、σ ：微观截面表示平均一个入射中子与一个靶核发生相互作用的几率大小的一种量度，6、宏观截面：表征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；表征一个中子在介质中穿行单位距离与核发生反应的概率。
单位：1/m7、平均自由程λ: 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。
或：平均每飞行λ距离发生一次碰撞。
λ= 1/8、核反应率：单位时间、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）。
9、中子通量密度：表示1立方米内所有的中子在1秒钟内穿行距离的总和。
10、中子能谱分布：在核反应堆内，中子并不具有同一速度v或能量E，中子数关于能量E的分布称为中子能谱分布。
11、平均截面（等效截面）：12、截面随中子能量的变化：一、微观吸收截面：①低能区（E<1eV）：：中、重核在低能区有共振吸收现象②高能区（1eV<E<keV）：重核：随着中子能量的增加，共振峰间距变小，共振峰开始重叠，以致不再能够分辨。
因此随E的变化，虽有一定起伏，但变得缓慢平滑了，而且数值甚小，一般只有几个靶。
轻核：一般要兆电子伏范围内才出现共振现象，且其共振峰宽而低。
二、微观散射截面：弹性散射截面σe ：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的。
基本上为常数，截面值一般为几靶。
轻核、中等核：近似为常数；重核：在共振能区将出现共振弹性散射。
非弹性散射截面σin ：有阈能的特点，质量数愈大，阈能愈低三、微观裂变截面：（与重核的吸收截面的变化规律类似）①热能区（E<1eV）：裂变截面随中子能量减小而增加，且其截面值很大。
②共振区（1eV<E<keV）：出现共振峰③快中子区（E>keV）：裂变截面中子能量的增加而下降到几靶。
13、描述共振截面变化特性的三个共振参数：共振能：E0 ；峰值截面：σ0；能级宽度Γ：等于在共振截面曲线上，当σ= σ0/2时所对应的能量宽度。
14、单能级布赖特-维格纳公式：ΓrE0Γ2辐射俘获共振：r(E)=022ΓE4(E-E)+Γ 0σσ以吸收为主的共振：⎡Γn4(E-E0)R⎤σs(E)=σ+⨯⎥+σp⎢散射共振：⎣ΓΓ⎦15、多普勒效应：由于靶核的热运动，对于本来具有单一能量E0的中子，从它和核的相互作用来看，中子与靶核的相对能量有一个范围展宽，使共振截面曲线的共振峰宽度展宽而共振峰峰值降低。
16、多普勒展宽：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以中子—核相对能量的展开范围也随温度而增大。
因此，共振峰的展宽随温度的上升而加大，同时伴随着峰值高度的进一步降低。
这一现象叫做多普勒展宽17、反应堆的功率：∑fφ(r)q(r)=Ef∑fφ(r)=Wm310 3.12⨯1018、裂变产物：非对称性：对称裂变产额小，非对称裂变产额大。
19、裂变中子能谱：裂变中子的最概然能量稍低于1Mev。
20、瞬发中子(prompt neutrons)：伴随着裂变产生而没有可测延迟的中子，占99%。
缓发中子(delayed neutrons)：裂变碎片衰变过程中发射出来的中子，<1%。
缓发中子先驱核: 在衰变过程中产生的，最终能够产生缓发中子的核（碎片）。
Keff：21、有效增值因数新生一代中子数系统内中子的产生率K=K=effeff直属上一代中子数系统内中子的总消失（吸收+泄露）率Keff取值与反应堆状态的关系：次临界系统（<1）;临界系统（=1）；超临界系统（>1）。
第二章中子的慢化和慢化能谱1、慢化过程中起主要作用的是弹性散射：因为非弹性散射具有阈能的特点（轻核（常作为慢化剂）：几个MeV；中重核：0.1MeV重核：5 ×104eV）2、一次碰撞中中子可能损失的最大能量：（1-à）E 2ξ≈3、平均对数能降：当A>10时A+4、平均散射角余弦：π31π质心系中：c=cosθcf(θc)dθc=cosθcsinθcdθc=0020 1π2实验室坐标系中：0=θcdθc=203A物理意义：平均散射角余弦的大小表示了散射各向异性的程度。
在实验室系平均散射角余弦随着靶核质量数的减小而增大，靶核的质量越小，中子散射后各向异性（向前运动）的概率就越大。
5、慢化剂的选择：慢化剂应为轻元素（具有大的平均对数能降ξ）、较大的散射截面、小的吸收截面。
慢化剂的慢化能力：ξΣs 慢化比：ξΣs / Σa6、中子的平均寿命：快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直到最后被俘获的平均时间。
-2-4 1 其中：扩散时间（10到秒10量级），t(E)=⎰⎰⎰l=ts+tdd∑a0v0 s慢化时间（在10到10秒量级）ts=-E0ξvE热中子反应堆中，中子的平均寿命主要由热中子的平均寿期即扩散时间决定。
7、无吸收介质内在慢化区能谱近似服从1/E分布或称之为费米谱分布。
8、有效共振积分：I =Ii=σa(E)ϕ(E)dEi∆E有效共振积分反映了共振峰对中子的吸收能力；有效共振积分的值只与该共振峰的性质有关，与吸收剂的密度无关有效共振积分的用途：计算逃脱共振几率；计算包含共振峰的能区的平均截面。
9、热中子的能谱是硬化后的麦克斯韦分布。
热中子的平均能量和最概然能量都要比介质原子核的平均能量和最概然能量高，这种现象称为热中子能谱的“硬化”10、热中子反应堆内中子的近似能谱分布高能区（E>0.1 MeV）：裂变中子能谱。
慢化区(1eV<E<0.1 MeV)：弱吸收介质，1/E规律变化(费米谱)。
热能区（1eV<E）：(硬化的)麦克斯韦谱。
第三章中子扩散理论1、斐克定律的物理解释：左边的中子通量密度高，所以左边的中子散射碰撞几率大，因此中子散射到右边的比散射到左边的多，结果产生了一个沿x正方向流动的净中子流。
且x=0两侧中子通量密度的梯度越大，中子流也越大。
2、中子的产生率S：产生率=S(r,t)dVV3、中子的泄漏率L：泄露率=J(r,t)⋅ndS=∇⋅J(r,t)dV=divJ(r,t)dVSVV4、中子的吸收率：吸收率=∑aφ(r,t)dVV 122122L=x5、扩散长度与泄漏率的关系：点中子源平面中子源：L=r26扩散长度L的大小直接影响堆内热中子的泄露。
L愈大，则热中子自产生地点到被吸收地点所移动的直线平均距离也愈大，因而热中子泄露到反应堆外的概率也就愈大。
-4 -6⎰EthλdE∑⎰⎰⎰⎰⎰⎰122(rs+rd) ：M为徙动长度6L2，便可初步考虑慢化过程对中子泄露的影响，是计热中子反应堆的修正单群理论：用徙动面积代替6、徙动面积：M2=L2+τth=算精度得到改善。
7、会求解非增值介质内中子的扩散方程（P72）。
第四章均匀反应堆的临界理论1、会求解无反射层均匀裸堆的单群扩散方程（中子通量密度、临界方程P87—P98）2、反应堆的曲率：几何曲率、材料曲率及其相对大小与反应堆状态的关系几何曲率Bg2：满足波动方程的最小特征值，对于裸堆，其与反应堆的几何形状及尺寸大小有关，而与反应堆的材料成分和性质没有关系材料曲率Bm2：反映的增殖材料的特性,它只与反应堆的材料特性有关,与反应堆的几何形状和尺寸无关。
22Bg<Bm这时k>1，反应堆处于超临界；k∞-1若2若B = B2g2m 这时K=1，反应堆处于临界状态；Bm=L222这时k<1 ，反应堆处于次临界状态。
若Bg>Bm3、反应堆的三类临界计算任务：第一类问题：给定反应堆材料成分，确定它的临界尺寸。
第二类问题：给定反应堆的形状及尺寸，确定临界时应堆的材料成分。
k∞k-1k=eff第三类问题：给定反应堆的材料成分和几何尺寸，确定堆芯的有效增值因子或反应性。
22或ρ=1+LBgkρ通常称为反应性。
对于临界反应堆，ρ=0；若ρ>0，超临界；ρ<0，反应堆处于次临界。
| ρ |表示反应堆偏离临界状态的程度。
4、反射层的作用:<1>减少芯部中子的泄漏，从而减小芯部的临界体积和质量，节省一部分核燃料。
<2>提高反应堆的平均输出功率，这是由于反射层的存在，芯部中子通量密度分布比裸堆的中子通量密度分布更加平坦。
5、反射层材料的选择：<1>反射层材料散射截面要大，有利于逃出芯部的中子反射回来；<2>反射层材料吸收截面要小，减少对中子的吸收；<3>良好的慢化能力，以便有返回堆芯的中子具有较低能量。
良好的慢化材料通常也是良好的反射层材料。
热中子堆常用的反射层材料有：H2O, D2O, 石墨等。
6、会求解一侧带有反射层的中子扩散方程（P101--106）7、反射层节省：芯部加上反射层所引起的临界尺寸的减少量通常可以用反射层节省δ表示。
H0Hδ=R0-R球形反应堆：圆柱形反应堆：δ=R-R,δ=(-)r0z228、热中子通量密度分布不均匀系数/功率峰因子：芯部内热中子通量密度的最大值与热中子通量密度的平均ϕmaxK=值之比，用KH表示：Hϕ(r)dV VVπR2HKH==KrKz=3.62圆柱形裸堆：H/2R⎛π⎫⎛2.405⎫ cos π⎪dzJ0 r⎪2πrdr-H/20HR⎝⎭⎝⎭ 2πK=≈3.27球形裸堆H3 2π长方体裸堆KH=≈3.8889、反应堆的最佳形状：最佳形状，是指用同样材料做成的反应堆临界体积最小。
正方体、正圆柱体（掌握）10、反应堆内中子的分群扩散理论：将中子能量从源能量到热能之间分成若干个能量区间，叫“能群”。
把每一能群内的中子作为一个整体来处理，并将它们的扩散、散射、吸收等反应特性用适当平均的扩散系数和相应的截面截面（群常数）来描述（第四章）；第五章分群扩散方程1、两步近似法求群常数：<1>制作与具体反应堆能谱无关的多群微观常数<2>根据具体反应堆栅格的几何材料组成，在多群常数库的基础上，来计算其具体的中子能谱和少群常数。
2、内外迭代法求多群扩散方程：内迭代：又称为源迭代通过源迭代求特征值的迭代过程外迭代：对源迭代过程中出现的扩散方程进行具体数值求解的过程第六章栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算1、空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料所吸收，造成燃料快内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃料里层的燃料核未能充分有效地吸收中子，即外层燃料核对内层燃料核起了屏蔽作用，称为空间自屏效应。