第4章 核反应堆热工学 核工程概论课件
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第4章 核反应堆热工学 核工程原理课件
在热堆内，水是慢化剂，因此在有水 隙的地方相应的中子通量比其他地方高。 这些水隙会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生 气泡会使中子通量产生畸变。这是由于气 泡慢化中子的能力比水差得多，因此，有 气泡的地方热中子通量就要降低，气泡多 时，这一影响比较显著。
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
①如果引起裂变反应的中子是单能的，则燃 料的体积释热率可以写为：
各参变量的含义 ： Rf是裂变反应率，Rf＝ΣfFф,裂变数/(厘米3·秒); Ed是燃料中平均每次裂变所释放的能量，MeV； Ф是中子通量，中子/(厘米2·秒)； ΣfF是燃料的宏观裂变截面，1/厘米。
②实际上，引起堆内裂变反应的中子并不是 单能的，通常都有一定的能量分布，而且裂变 截面和中子通量都是中子能量的函数。堆内某 点r处燃料的体积释热率，可写成积分的形式：
(n,γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E
（3）慢化剂的释热
在热堆内，慢化剂的主要作用是慢化 中子，中子在慢化过程中将其动能传递给 慢化剂。因此，慢化剂会产生热量，慢化 剂释热的另一个热源是吸收γ射线的能量， 则：
堆设计都在努力提高反应堆的自然循环能 力，以便在失去主循环泵动力时排出堆内 热量。
总结
核反应堆的释热
燃料的释热、堆内释热率分布、结构部件 和慢化剂的释热、反应堆停堆后的释热
核反应堆部件的热传导
棒状元件的热传导、板状元件的传热、球 形元件的传热、热屏蔽的传热、积分热导 率
（1）反应堆停堆后的功率主要组成
①剩余裂变功率
在反应堆刚停堆时，堆内的缓发中子 在短时间内还会引起裂变。裂变时瞬间放 出的功率大小与堆芯内的中子密度成正比。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生 气泡会使中子通量产生畸变。这是由于气 泡慢化中子的能力比水差得多，因此，有 气泡的地方热中子通量就要降低，气泡多 时，这一影响比较显著。
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
①如果引起裂变反应的中子是单能的，则燃 料的体积释热率可以写为：
各参变量的含义 ： Rf是裂变反应率，Rf＝ΣfFф,裂变数/(厘米3·秒); Ed是燃料中平均每次裂变所释放的能量，MeV； Ф是中子通量，中子/(厘米2·秒)； ΣfF是燃料的宏观裂变截面，1/厘米。
②实际上，引起堆内裂变反应的中子并不是 单能的，通常都有一定的能量分布，而且裂变 截面和中子通量都是中子能量的函数。堆内某 点r处燃料的体积释热率，可写成积分的形式：
(n,γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E
（3）慢化剂的释热
在热堆内，慢化剂的主要作用是慢化 中子，中子在慢化过程中将其动能传递给 慢化剂。因此，慢化剂会产生热量，慢化 剂释热的另一个热源是吸收γ射线的能量， 则：
堆设计都在努力提高反应堆的自然循环能 力，以便在失去主循环泵动力时排出堆内 热量。
总结
核反应堆的释热
燃料的释热、堆内释热率分布、结构部件 和慢化剂的释热、反应堆停堆后的释热
核反应堆部件的热传导
棒状元件的热传导、板状元件的传热、球 形元件的传热、热屏蔽的传热、积分热导 率
（1）反应堆停堆后的功率主要组成
①剩余裂变功率
在反应堆刚停堆时，堆内的缓发中子 在短时间内还会引起裂变。裂变时瞬间放 出的功率大小与堆芯内的中子密度成正比。
核反应堆理论-20学时总课件
Contents 一、基本概念10¾原子核的能态（能级）二、中子与原子核的相互作用3032三、中子截面和核反应率-'I I为比例常数，即微观截面（Microscopic cross section宏观截面的计算Σ= σN46 47•中子在介质中穿行了x长的路程仍然未发生核反应、但在随后的dx路段内发生首次核反应的概率p(x)dx是:e－ΣX(dx/λ)＝e－ΣX(Σdx)（两个独立随机事件同时发生的概率）5267例子计算氢核对能量为1eV 的中子的吸收截面0.02531ev 0.0253ev σσ（）＝（）70z 中能区(1eV ≤E ≤1keV)9重核：强烈共振例如在 6.67 eV 处，U238有一个宽度仅有0.027eV 的共振峰, 吸收截面高达2万巴9轻核：第一激发态能量高，中能区不出现共振，在高能区出现z 高能区(E ≥1keV)9共振峰间距变小，开始重叠，以致不可分辨，变化缓慢平滑238U 的总截面微观吸收截面(续)中子能量增加而增加7374 757879808283α与入射中子能量的关系84四、共振吸收90共振Resonance•中子从高能逐步慢化到低能的过程中，要通过中能区。
•铀238的吸收截面曲线在中能区有许多窄而高的峰－共振峰（俘获截面很大）。
6.67eV处的第一共振峰,俘获截面高达20000巴•核电站反应堆一般都采用低富集度的铀燃料，其中含有大量的铀238, 故肯定有一部分中子在慢化过程中要被铀238吸收。
9397快堆与热堆中子能谱比较102单能级俘获共振对于静止的靶核及可分辨共振峰，在共振能E r 附近发生x 单能级布赖特-维格纳公式表示10620224()E E E E E γγσσΓΓΓ−+Γ（）＝象称为共振的多普勒效应。
如下图，温度升高使得共振吸收截面从20000靶恩降低到7000靶恩WHY？原子核热运动的影响如果铀238核是静止的，那么用能量恰好等于112114五、核裂变过程z可利用能，约200MeV（除中微子能量之外）。
核反应堆安全分析4精品PPT课件
除最严重的单一故障以外，分析中还有其它4个附加的补充保 守假设：
• 事故同时合并失去厂外电源；
• 反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒的为止不能下插；
• 分析中只考虑安全相关设备，补给及非安全设备的缓解功能；
• 必要时考虑合并不利的外部条件。
根据美国联Байду номын сангаас法规10CFR50附录K的要求，分析所用核电厂参 量应取对结果不利的保守值，例如：
将最终结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的 设计是充分的。
• 确定论事故分析的基本假定
为确保分析结果的包络性，法规要求采用保守假定。 两条“不言而喻”的基本假设：
• 被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设）； • 操纵员在事故后短期内不作任何干预。
* 但进一步研究表明：此两条假设是不充分的，有时是不保守的。 Eg. 某些系统在某些事故下无故障比单一故障更不安全，而操纵员的 干预有时会使机组状况急剧恶化。
• 确定论事故分析的两种方法（模型）
一种分析方法严格按照10CFR50.42附录K的技术要求 设计，称为保守的“评价模型”（EM）；
后来发展了一种分析方法，采用真实的分析方法与真 实电厂参量，称为“最佳估算模型”（BE），或简称为“真 （现）实模型”；BE方法的逻辑是采用“最佳估算”程序与真 实参量，可以不考虑单一故障。当然，分析的结果必须作不确 定性分析。即“BE+Uncertainty”。
核电厂安全问题归根结底是热量平衡问题。定性的反应堆 热工设计准则是：
• 正常运行与运行瞬变工况下预计不发生燃料损伤；
• 事故后反应堆可以转入安全状态，只有一小部分燃料元件受损， 事故中释放出来的放射性应当对公众不构成威胁；
• 在最严重事故引起的瞬变之后，反应堆可以转入安全状态且堆 芯结构能维持次临界和可接受的冷却特性。
核反应堆热工基础-第四章
ql rw Tg - Tw ln( ) 2K w rg
r T(r) Tg ln( ) w r g ln(1 ) rg
Tg Tw
rg r rg w
式中： Tw——包壳外表面温度，℃； Tg——包壳内壁温度，℃； rg——包壳内径，mm ； δw——包壳厚度，mm ； Kw——包壳的热导率， W ·m-1 ·℃-1
4. 总结
圆柱体燃料元件中心温度T0与包壳表明温度Tco之差为
式中： ql——线功率密度， W ·m-1 ； ku——燃料芯块平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Ru——燃料芯块半径， mm； hg——间隙的总传热系数， W ·m-2 ·℃-1 kc——包壳平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Rco ——包壳外半径，mm ； Rci ——包壳内半径，mm 。
2. 两相流的传热系数
（1）基本概念 • 多相流：多种物相在同一个系统内一 起流动。 多组分多相流 单组分多相流
• • 沸腾：液体受热超过其饱和温度时，在液体内部和 表面同时发生剧烈汽化的现象。 欠热沸腾（过冷沸腾）：流体处于未饱和状态即流 体温度低于饱和温度的沸腾现象。 饱和沸腾：若液体的主体温度达到或超过饱ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ温度， 气泡脱离壁面后会在液体中继续长大，直至冲出液 体表面，这样的沸腾称为饱和沸腾。
核反应堆热工基础
教师：刘晓辉
成都理工大学 核技术与自动化工程学院
第四章 反应堆堆芯的传热过程
堆内的热源来自核燃料的裂变，要把堆芯裂变产 生的热量输出到堆外，需依次经过燃料元件内的导热、 元件壁面与冷却剂之间的对流放热和冷却剂将热量输 送到堆外的输热等三个过程。
第1节 燃料元件的径向 导热
燃料元件的径向导热 过程：燃料芯块内产生的 热传导至芯块表面→芯块 表面与包壳内壁间气体层 （间隙）导热→包壳壁中 的导热
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
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反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
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压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
热工水力学-第4章
qu hg tu tci
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布 ➢由下图可见，间隙传热计算的可靠程度，将极大 地影响燃料芯块温度计算的准确性
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢间隙热导计算相当复杂，主要因为： ➢随着燃耗的增加，裂变气体的释放，间隙中的气 体成分不断改变，会使混合气体热导率降低； ➢随着燃耗的增加，芯块的龟裂、肿胀变形，包壳 的蠕变，都会使间隙的几何条件不断改变； ➢运行中芯块与包壳接触。 ➢所以要精确估算间隙的温差是相当复杂的
d 2t
dr
2
1 r
dt dr
qv ku
0
r
0,
dt dr
0
r ru,t tu
令 dt ＝u得： dr
du 1 u qv 0 dr r ku
反应堆热工水力学
t0(z)
0
r
ru du
tu (z)
圆柱形燃料芯块示意图
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢燃料芯块表面温度可用下式计算：
tu
tci
ql
dci hg
对于燃耗很深的燃料元件, 应该采用接触导热模型。
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢4.2.5 包壳外表面对冷却剂的传热
2kc
ln dcs dci
ql
dcsh
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布 ➢由下图可见，间隙传热计算的可靠程度，将极大 地影响燃料芯块温度计算的准确性
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢间隙热导计算相当复杂，主要因为： ➢随着燃耗的增加，裂变气体的释放，间隙中的气 体成分不断改变，会使混合气体热导率降低； ➢随着燃耗的增加，芯块的龟裂、肿胀变形，包壳 的蠕变，都会使间隙的几何条件不断改变； ➢运行中芯块与包壳接触。 ➢所以要精确估算间隙的温差是相当复杂的
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反应堆热工水力学
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圆柱形燃料芯块示意图
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢燃料芯块表面温度可用下式计算：
tu
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对于燃耗很深的燃料元件, 应该采用接触导热模型。
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢4.2.5 包壳外表面对冷却剂的传热
2kc
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反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
核反应堆热工分析ppt(热工部分)
热量
裂变产物和
停堆后的功率
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出， 其后的冷却要求完全取决于衰变热
压水堆的衰变热：
核科学与技术学院
四
停堆后的功率
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四
停堆后的功率
剩余裂变功率的衰减
停堆后时间非常短（0.1s内）：
(keff 1) ( ) (0) exp l
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 ( K0r )
若燃料棒表面处的热中子通量为 ，则在
s ，则：
I0 ( K0 r ) s I 0 ( K 0 R0 )
N s2 239U， 101 =825 2.28 103 0.88 1 0.2 exp 4.91 104 101 =1.98MW
N s2 239U ,3.6 103 0.34 MW
N s2 239U , 4.74 107 0 MW
二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
堆芯功率的分布
简化一：
简化二：
均匀裸堆
富集度相同 的燃料均匀 分布在整个 活性区内 活性区外面 没有反射层
进行理论分析时极其有用
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
目前绝大部分的堆都采用圆柱形堆芯，圆柱形堆芯的均匀裸堆，热中子 通量分布在高度方向上为余弦分布，半径方向上为零阶贝塞尔函数分布：
衰变功率的衰减
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⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆 热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动 力堆几乎都是非均匀的。
4.1.3 结构部件和慢化剂的释热
反应堆的结构材料总体上可由两部分组成： 一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外 围的厚壁构件。
（1）结构部件的释热
①堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的
对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子 通量分布。
影响堆芯功率分布的主要因素
①燃料装载的影响
在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均 一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比 较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个 很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值， 使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功 率输出。
i(x)Siexp(ix)
γ射线在x处dx距离上的衰减部分全部转化为热量， 因此，在x处材料吸收γ射线产生的体积释热率为
q v,i(x)d d x i(x)iS iex p (ix)
③如果反应堆中的γ源发射几种不同能级的γ射线， 那么未经碰撞的γ射线所形成的总释热率是各个能 级的γ射线所形成的释热率之和，则
④结构材料、水隙和空泡的影响
反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起 中子通量局部降低。
在热中子堆内，水是慢化剂，因此在有水隙 的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙 会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会 使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的 能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通 量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。
(n，γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E
（3）慢化剂的释热
在热中子反应堆内，慢化剂的主要功能是慢 化中子，中子在慢化过程中将其动能传递给慢化 剂，因此，慢化剂会产生热量，慢化剂释热的另 一个热源是吸收γ射线的能量，则
qv,(x)qv,(0)B ex
（2）控制棒内的释热
在反应堆运行过程中控制棒会释热，其热源 是控制棒吸收γ射线和吸收中子后的(n，α)和(n， γ)反应。
因此，控制棒的释热计算一般分成吸收γ射线 产生的释热和吸收中子产生的释热。
(n，α)反应引起的释热：
q V ,( n , ) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3N n , ( E ) ( r ,E ) E d E
反应堆的重大事故都与堆内传热和冷 却问题有关。
反的空间分布
在反应堆内，裂变能的分布与时间和空间有 关。裂变能在空间上的分布与裂变产生的位置和 裂变后产物的射程有关。
裂变产生的碎片、β射线的能量基本都在燃料 中转成热能；
裂变中子的能量大部分被慢化剂吸收； 而γ射线的穿透能力强，只有一部分被燃料吸 收。
t(x)S 1ex p (1x )S 2ex p (2x )... q v,t(x)1S 1ex p (1x)2S 2ex p (2x)...
材料的康普顿散射会发出二次γ射线，因此实际的释 热率比上面的方程大，大的部分释热率用积累因子B来 考虑。在反应堆内，为了减少γ射线对压力容器的辐照损 伤，在压力容器和堆芯之间设有热屏蔽。则存在热屏蔽 的情况下，释热率为
4.1.2 堆内释热率分布 （1）体积释热率
在单位时间内，堆芯某点邻域的单位体积所释放的能量， 称为该点的体积释热率，单位（瓦/厘米3或兆瓦/米3）。
在非均匀堆中，通常需要分别计算不同材料的体积释热 率。堆芯燃料内任意点的体积释热率，与该点邻域的易裂变 核的密度及中子通量成正比。
①如果引起裂变反应的中子是单能的，则燃料的体积释 热率可以写为：
各参变量的含义 ：
②实际上，引起堆内裂变反应的中子并不是单能的，通 常都有一定的能量分布，而且裂变截面和中子通量都是中子 能量的函数。在这种情况下，堆内某点r处燃料的体积释热率， 可写成下列积分的形式：
各参变量的含义 ：
③在热中子反应堆内，为简化计算，可以认为裂变 都是由热中子引起的，这时堆内微观裂变截面可用平均 微观裂变截面计算。这样，堆芯内某一点燃料的体积释 热率与可裂变核的密度N和中子通量Φ成正比。
γ射线引起的。根据裂变能的分布比率，每次裂变时
的总γ射线能约占可回收能量的10.5%，如忽略γ射
线在堆芯内的衰减，并认为结构材料对γ射线的吸收
正比于材料的密度，则堆芯内结构材料某处γ射线的
体积释热率为
qv, 0.105qv,t a
②在堆芯外的热屏蔽和压力容器的一侧，如果存 在一个源强为Sγi的γ射线源，具有给定能级的γ射 线未经碰撞而贯穿时，第i群的γ能量密度变化规 律为
为克服这一缺点，目前大型反应堆中通常采 用堆芯燃料分区装载的方法。
②反射层的影响
在反应堆堆芯 周围一般都设有反 射层。使用反射层 可以改善堆芯径向 的中子通量分布不 均匀性，从而改善 堆芯径向的功率分 布，同时减轻了中 子对反应堆压力容 器的辐照损伤。
③控制棒的影响
在反应堆中，为了控制反应性的变化，实现 停堆，必须布置控制棒。而从轴向功率分布的角 度来看，控制棒的插入对功率分布会带来不利影 响。
第4章 核反应堆热工学
第4章 核反应堆热工学
4.1 核反应堆的释热
4.1.1 燃料的释热 4.1.2 堆内释热率分布 4.1.3 结构部件和慢化剂的释热 4.1.4 反应堆停堆后的释热
4.2 核反应堆部件的热传导
4.1 核反应堆的释热
在反应堆活性区内，如果有足够的燃 料料和足够高的燃料富集度，反应堆所能 达到的中子通量是非常高的，堆内能够产 生的核裂变数也是非常大的，即堆芯内产 生 的 裂 变 功 率 可 以 非 常 大 —— 反 应 堆 内 裂 变产生的热量必须及时排出。
④对于均匀堆，可裂变核的密度在堆芯内是常数， 不随堆芯的位置变化，这时堆芯内的功率分布只取决于 中子通量分布。
（2）堆芯功率分布不均匀性
由于堆芯内的中子通量不是均匀分布的，因 此，堆芯内的体积释热率也不是均匀分布。
堆内某点的功率与该点的中子通量和燃料核 密度的乘积（ФN）成正比，因而，堆内宏观功率 分布取决于中子通量及核燃料的分布。