核反应堆物理分析6 栅格
核反应堆物理分析第五章-栅格的非均匀效应
返回第四章均匀反应堆临界理论第五章栅格的非均匀效应 (1)§5.1 热堆内K∞与非均匀效应的关系(定性分析) (2)§5.2 栅格均匀化 (3)第六章反应性随时间的变化第五章栅格的非均匀效应Heterogeneous Effects of Lattice几点说明：反应堆栅格(Lattice):在非均匀反应堆中，按照某种有规则的图形布置的燃料和其它材料的阵列(P.195,图5-1)。
栅元(Cell)：反应堆各栅格中具有相同材料组成和几何形状的单元。
实际反应堆均为非均匀布置。
燃料棒尺寸与堆芯内中子平均自由程相比：轻水堆：λ约大于1cm,与棒径相当，必须细致考虑非均匀效应；快堆：λ约为数十cm，可粗略处理非均匀效应。
§5.1热堆内K ∞与非均匀效应的关系(定性分析)1. 世界上第一个反应堆(CP-I)是非均匀反应堆：•Natural uranium: η=1.33, ε=1.05; •均匀NU 与C ：fxp ≤0.59 •K ∞≤0.85。
无法达临界。
2. 参照图5-01， 考虑分析：• 非均匀布置对p 的影响：空间自屏效应⇒p 变大。
I eff (Homo.)=280b, I eff (Hete.)=9b; K ∞上升至1.08.•非均匀布置对f 的影响：f 变小，但此效应小于上面p 的效应。
•非均匀布置对ε的影响：略有上升。
•非均匀布置对η的影响：稍有变化，不明显(能谱受到影响，计算可得知)。
•总结论：图5-02。
注意最佳栅格，慢化不足栅格，过分慢化栅格等概念。
a 321೯్ൻછଋ೯్ᅄ6.12āᐜৃดೱܤᒦᔇĂৢᑩᒦᔇਜ਼ེᒦᔇࡼహମॊݚā（点击图片可放大显示）§5.2栅格均匀化1. 栅元均匀化：• 栅元边界净流为零(假设堆芯为由相同栅元构成的无限阵列)；• 保持体积份额不变，方到圆，图5-4(a)，P.203；• 在保持核反应率密度不变的原则下，用通量密度分布(含空间和能量)作权重函数，求出等效的平均核截面。
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。
《核反应堆物理分析(谢仲生版)》名词解释及重要概念
《核反应堆物理分析（谢仲生版）》名词解释及重要概念第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：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。
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。
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[]AA A ZZ Z AA Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。
宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。
也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。
平均自由程：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叫作平均自由程。
核反应率：每秒每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)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。
第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
核反应堆物理分析第6章PPT共37页
31、只有永远躺在泥坑里的人，才不会再掉进坑里。——黑格尔 32、希望的灯一旦熄灭，生活刹那间变成了一片黑暗。——普列姆昌德 33、希望是人生的乳母。——科策布 34、形成天才的决定因素应该是勤奋。——郭沫若 35、学到很多东西的诀窍，就是一下子不要学很多。——洛克
核反应堆物理分析第6章
51、没有哪个社会可以制订一部永远 适用的 宪法， 甚至一 条永远 适用的 法律。 ——杰 斐逊 52、法律源于人的自卫本能。——英 格索尔
53、人们通常会发现，法律就是这样 一种的 网，触 犯法律 的人， 小的可 以穿网 而过， 大的可 以破网 而出， 只有中 等的才 会坠入 网中。 —护着我 们大家 ；它的 每一块 砖石都 垒在另 一块砖 石上。 ——高 尔斯华 绥 55、今天的法律未必明天仍是法律。 ——罗·伯顿
828核反应堆物理分析.
课程编号：828 课程名称：核反应堆物理分析一、考试的总体要求了解中子与原子核相互作用的机理、中子截面和核反应率的定义；非增殖介质内中子扩散方程的解；中子的弹性散射过程、扩散-年龄近似；双群扩散理论、多群扩散理论；栅格的非均匀效应；核燃料中重同位素成分随时间的变化；核燃料的转换与循环；可燃毒物控制、化学补偿控制。
掌握核裂变过程；单速中子扩散方程；无限均匀介质内中子的慢化能谱、均匀介质中的共振吸收；裂变产物中毒、反应性随时间的变化与燃耗深度；反应性温度系数；反应性控制的任务和方式。
熟练掌握多普勒效应；扩散长度；均匀裸堆的单群扩散方程及其解、热中子反应堆的临界条件、各种几何形状的裸堆的几何曲率和中子通量密度分布、反应堆曲率和临界计算、有反射层反应堆的单群扩散理论及计算；单根中心控制棒价值的计算；点堆动态方程、反应堆周期。
二、考试的内容及比例第一章核反应堆的核物理基础中子与原子核的相互作用，中子截面和核反应率，共振吸收（共振截面—单能级布勒特-魏格纳公式、多普勒效应），核裂变过程（裂变能量的释放、反应堆功率和中子通量密度的关系、裂变产物与裂变中子的发射），链式裂变反应。
第二章中子慢化和慢化能谱中子的弹性散射过程（弹性散射时能量的变化、弹性散射中子能量的分布、对数能降和平均对数能降增量、平均散射角余弦、慢化剂的选择、弹性慢化时间），无限均匀介质内中子的慢化能谱（无限均匀介质内中子的慢化方程、在含氢介质内的慢化、在A>1的无限介质内的慢化），均匀介质中的共振吸收（共振峰间距很大时的逃脱共振吸收几率、有效共振积分的近似计算、温度对共振吸收的影响），热中子能谱和热中子平均截面。
第三章中子扩散理论单能中子扩散方程（斐克定律、单能扩散方程的建立、扩散方程的边界条件、斐克定律和扩散理论的适用范围），非增殖介质内中子扩散方程的解，扩散长度、化慢长度、动长度。
第四章均匀反应堆的临界理论均匀裸堆的单群理论（均匀裸堆的单群扩散方程及其解、热中子反应堆的临界条件、各种几何形状的裸堆的几何曲率和中子通量密度分布、反应堆曲率和临界计算任务、单群理论的修正），有反射层反应堆的单群扩散理论（反射层的作用、一侧带有反射层的反应堆、反射层节省），中子通量密度分布不均匀系数和中子通量密度分布展平的概念。
《核反应堆物理分析》课后习题答案(部分)
第一章1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。
试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。
解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有：555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以，26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯2112()(5)(5)(8)(8)()()0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m--∑=∑=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=⨯=⨯=总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑=1-61171721111PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑⨯⨯⨯===⨯∑⨯⨯⨯⨯ 1-12每秒钟发出的热量： 69100010 3.125100.32PTE J η⨯===⨯每秒钟裂变的U235：109193.12510 3.125109.765610()N =⨯⨯⨯=⨯个运行一年的裂变的U235：1927'N T 9.765610365243600 3.079710()N =⨯=⨯⨯⨯⨯=⨯个 消耗的u235质量：27623A (1)'(10.18) 3.079710235m A 1.422810g 1422.8kg N 6.02210N α++⨯⨯⨯=⨯==⨯=⨯ 需消耗的煤： 9967E'110365243600m 3.398310Kg 3.398310Q 0.32 2.910⨯⨯⨯⨯===⨯=⨯⨯⨯吨 1-10.为使铀的η＝1.7，试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。
核反应堆物理分析 谢仲生主编 第六章 栅格的非均匀效应
最后进行均匀化堆芯的计 算——求出堆芯有效增殖 因数和中子通量密度及功 率分布。
这一部分内容主要在§6.3 栅元均匀化常数的计算 中讲解，为自学内容。
——积分输运理论（碰撞概率法）
这一部分内容主要在§6.4 燃料组件内均匀化通量密 度分布及少群常数的计算中讲解，为自学内容。
1——热中子 2——共振中子 3——快中子
二、非均匀栅格对增殖因数的影响
通过合理地选择燃料块的直径或厚度、燃料之间的间 距（通常叫做栅距），在燃料和慢化剂核子数比值相同 的情况下，非均匀栅格布置可使热中子利用系数与逃脱 共振几率的乘积大于均匀堆的乘积，亦即使无限介质增 殖系数增加。
• 均匀天然铀与石墨 f×p≤0.59
Байду номын сангаас
NH / NU，NH2 O / NU
VH2O / VUO2
VH2O / VUO2 栅元慢化能力增强→ 共振吸收减少→ p k VH2O / VUO2 慢化剂含量增大→ 慢化剂对热中子的吸收增加→ f k
VH2O / VUO2 小时，p增加影响大，VH2O / VUO2 增加使得无限增殖因数增加.
3. 快中子 在裂变中子中大约有60%的中子具有1.1兆电子伏以上的能量，具
有这样的能量的中子与铀-238核相碰时，就有可能引起铀-238核裂 变。燃料制成块状后，裂变中子在燃料块内产生。由于飞出燃料块 的裂变中子在慢化剂内被慢化，因此，一般地讲，燃料块内的平均 中子通量密度比慢化剂内的要高。
快中子在飞出燃料块以前就可能与铀-238核碰撞，亦即增加了铀 -238核快中子裂变的几率，而每次铀-238核裂变平均要释放出两个 以上的快中子，结果使快中子增殖效应增加。
核反应堆物理分析 (谢仲生 吴宏春 张少泓 著) 西安交大、原子能出版社 课后答案6
3-12试计算T =535K ，ρ=802kg/m 3时水的热中子扩散系数和扩散长度。
解：查79页表3-2可得，294K 时：m ，由定义可知：0.0016D =()/31/()(293)(293)()(293)(293)(293)/31/(293)()()()tr s s tr s s T T N K K D T K D K K K N T T T λσρλσρΣ===Σ 所以：0.00195(m)(293)(293)/D K D K ρρ==（另一种方法：如果近似认为水的微观散射截面在热能区为常数，且不受温度影响，查附表3s σ在TN =s ΣD =n T =0.4920(b)()(0.0253a M a kT eV σσ==T n =535×(1+0.46×36×0.4920/103)=577(K)（若认为其值与在0.0253eV 时的值相差不大，直接用0.0253eV 热中子数据计算：T n =535×(1+0.46×36×0.664/103)=592(K)这是一种近似结果）（另一种方法：查79页表3-2，利用293K 时的平均宏观吸收截面与平均散射截面：(m -1)(293) 1.97a K Σ=1/（3×0.0016×0.676）=308(m -1)01(293)3(293)(1)s K D K µΣ==−进而可得到T n =592K ）利用57页（2-88）式0.414×10-28(m 2)a σ==1.11(m -1)a a N σΣ==(293)(293)(293)(293)(293)s s N N K N K K N K K σρσρΣ==ΣQ 0.676)=L L L 3-16设有一强度为I （m -2•s -1）的平行中子束入射到厚度为a 的无限平板层上。
试求：（1）中子不遭受碰撞而穿过平板的概率；（2）平板内中子通量密度的分布；（3）中子最终扩散穿过平板的概率。
核反应堆物理分析第6章
临界计算的前提是精确地确定多群扩散方程的系数, 计算结果的精确度在很大程度上依赖于这些所采用群常数 的精确度。
常见动力堆基本上全是非均匀反应堆，世界上第一座 反应堆是非均匀反应堆。 对于非均匀栅格，由于空间的非均匀性，给群常数计 算带来更大困难。本章将讨论栅格的非均匀效应以及非均 匀栅格均匀化群常数计算。
这里 ϕg,I, Qg,j 分布表示第g群第i区的平均ϕ(r,E)和第g群第j区的平均中子源强。
Pij, g
'
t , g ,i Vj
0
exp g (r ' r ) 4 r r
' 2
Vi V j r ' r
dV dV
j
i
g (r r )
t , g dl
所谓的均匀化就是用一个等效的均匀介质来代替非均匀栅格， 使得计算结果（特征物理量，如中子反应率）与非均匀栅格 相等或近似。 关键问题是如何确定等效均匀化介质的各种中子截面参数或 有效群参数。 首先保证栅元内各能群的各种中子反应率保持相等。即：
x, g
E g V
(r, E)dVdE (r, E) (r, E)dVdE
E0 E1 E2 Eg 1 Eg EG 0
圆柱等效栅元的部分
在积分输运方程两端乘以t，然后在每一子 区体积内Vi及能量区间Eg= Eg-1 - Eg内对方程进行体积与能量积分，并 按照分群近似方法处理，得： 1 g ,i (r , E )dVdE Vi Eg Vi I 其中 t , g ,ig ,iVi Qg , j Pij, gV j 1 Q Q(r , E )dVdE g, j j 1 E V Vj g j
《核反应堆物理分析》基本概念总结
m 2 ，巴恩—1b=1028 m2 。
（P8）
6)宏观截面: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大小的一种度量。设 为材料密 度， A 为该元素的原子量，N 0 =6.0221367×1023 mol 1 ， 则 N dI / I ，N N 0 单位： （P9） m 1
反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结
西安交大出版社（原子能出版社）
有稳定的分布，称之为中子慢化能谱。 3) E '
（P36）
1 1 1 cosc E ， ① c 00 时 E ' Emax E ，此时碰撞前后中子没有能量损失； 2
弹性散射。
（P5）
4)共振现象：当入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时， 中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著地增加，这种现象就叫做共振现象。
INx N x
（P4）
I I / I ，单位 5)微观截面：表征一个入射中子与单位面积内一个靶核发生作用的几率大小； σ
（P30）
即 ： k eff
第2章 中子慢化和慢化能谱
1)慢化过程：中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。 （P36）
2)中子慢化能谱：当反应堆处于稳定时，在慢化过程中，堆内中子密度（或中子通量密度）按能量具
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2020/4/13
22/40
2 栅格的均匀化
2020/4/13
(p142)
23/40
• 栅格的均匀化，即用一个等效的均匀介质 来代替非均匀栅格，使得各种物理特征量 (如R、Φ、Σ)计算结果和非均匀栅格的相 等或接近。
2020/4/13
16/40
1.2 非均匀布置对k 的影响
2020/4/13
17/40
• 非均匀堆主要优点：使中子逃脱共振俘获 概率增大。
• 非均匀堆主要缺点：使热中子利用系数减 小。
• 通过合理选择燃料块的厚度或直径、燃料 块间距(栅距)，在燃料与慢化剂核子数比 值相同的情况下，非均匀栅格布置可使fp 乘积大于均匀堆的乘积，即k 更大。
• 20世纪60年代，美国研制了熔盐增殖堆作 为快增殖堆，1座小原型堆已经运行。
2020/4/13
4/40
• 燃料是锂、铍氟化物盐、溶解的钍以及铀-233氟化 物熔融的混合物。活性区有无包壳的石墨使得盐在 700°C条件下流动。热量传递到2次盐回路然后传给
蒸汽。裂变产物溶解在盐中，不断地被在线后处理 回路移走，而代之以钍-232或铀-238，锕系元素留 在反应堆内，直到它们裂变或转变为更高的锕系元 素。
2020/4/13
18/40
世界上第一个反应堆(CP-I)是非均匀反应堆
天然铀(Natural uranium): η =1.33, ε =1.05;
• 均匀天然铀与石墨：p 0.59，k 0.85，无
法达临界。
• 非均匀效应(heterogeneous effect) ：因栅 格的块结构所引起效应，以及由其所产生的 各种参数的变化(不仅仅指空间自屏)。
2020/4/13
25/40
•
φ为均匀化之后的介质内中子通量密度分 布，通常近似认为：
• 因而均匀化截面参数：
2020/4/13
26/40
非均匀反应堆的计算分成两步：
• 把栅格均匀化，考虑非均匀效应计算出等 效均匀化系统的均匀化常数。
• 把非均匀系统等效成均匀系统，具有上述 考虑了非均匀效应的均匀化界面参数，然 后采用前面第4、5章的理论来计算临界大 小、中子通量密度和功率分布。
栅元(cell)：组成栅格结构的基本单元。
2020/4/13
6/40
常见栅格
2020/4/13
(p140)
7/40
2020/4/13
8/40
2020/4/13
9/40
2020/4/13
10/40
2020/4/13
11/40
2020/4/13
15 12/40
2020/4/13
16 13/40
1.1 空间自屏效应
• 在非均匀堆内，燃料和慢化剂的吸收截面 以及其他核性质显著不同，燃料和慢化剂 内的中子通量密度分布显著不同。
2020/4/13
14/40
2020/4/13
(p140)
15/40
• 热中子通量密度： • 共振中子通量密度： • 裂变中子通量密度：
• 空间自屏效应(space self-shielding effect)：燃料块外层核子对某种能量的中 子所产生的屏蔽作用。
2020/4/13
27/40
2020/4/13
(p144)
28/40
3 均匀化计算流程(轻水堆)
多群常数库 20～100群
2020/4/13
栅元均匀 化计算
燃料组件 计算
堆芯扩散 临界计算
栅元均匀 化截面 4～12群
组件均匀 化常数 2～4群
维数：1～2 方法：碰撞概率法，
SN，MC
维数：2 方法：穿透概率法，
2020/4/13
30/40
• 互屏效应(rod shadowing，或称丹可夫效应 Dancoff effect)：稠密栅格中燃料棒之间的 相互作用使得每个燃料棒均为邻近的燃料棒 所屏蔽，从而导致共振吸收增大。
核反应堆物理分析
栅格的非均匀效应与 均匀化群参数的计算
2020/4/13
1/40
1 栅格的非均匀效应
1.1空间自屏效应;1.2非均匀布置对k 的影响; 1.3温度对自屏的影响;
2 栅格的均匀化 3 均匀化计算流程 4 栅格几何参数的选择
(丹可夫效应;最佳栅格)
2020/4/13
2/40
1 栅格的非均匀效应
• 可能性：(见前图) • 必要性：严格按非均匀栅元实际几何情况
进行输运或扩散方程求解工作量巨大，以 至于不现实。
2020/4/13
24/40
• 核心问题：确定等效均匀化介质的中子截面 参数或有效群常数。优先保证最重要的物理 量在均匀化区域内的积分量保持守恒。
• 首先保持栅元内各能群中子的各种反应率相 等：
按照反应堆堆芯内燃料和慢化剂的分布形 式，反应堆可以分为均匀和非均匀两大类。
前面关于临界反应堆的计算都以均匀堆 为模型，但当前世界上已建成和运行的反应 堆基本上都是非均匀堆。
为了将均匀堆理论应用到非均匀情况，
需要进
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均匀堆：燃料与慢化剂均匀混合
e.g.熔盐堆(铀与慢化剂混合为溶液)
SN
有效增殖因子; 堆芯功率分布
维数：2～3 方法：扩散理论(有限
差分，节块展开)
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4 栅格几何参数的选择
栅格几何参数主要指燃料块(棒)的厚度、半 径、栅距。
燃料棒尺寸与堆芯内中子平均自由程相比：
• 轻水堆：中子平均自由程大于1cm,与棒径相 当，必须细致考虑非均匀效应；
• 快堆：中子平均自由程约为几十厘米，可粗 略处理非均匀效应。 准均匀堆。
• 优点: 1)其废物中仅含有裂变产物, 放射性寿命 短；2)武器级裂变材料的含量较少；3) 燃料消耗 较少；4)因自冷却而有较好的安全性。
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非均匀堆：燃料集中制成块状，按一定几何 形式置于慢化剂中，构成栅格(lattice)结 构的堆芯。
栅格(lattice):在非均匀反应堆中，按照某 种有规则的图形布置的燃料和其它材料的 阵列。
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1.3 温度对自屏的影响
随温度升高，多普勒效应将使吸收核共 振峰展宽，而共振峰峰值截面降低。
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(p158)
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(p160)
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• 空间自屏、能量自屏都可使共振吸收减少 (p↑)，而随温度升高，多普勒效应对这两 种效应都起削减作用(T↑→p↓)。