反应堆控制原理
钍基反应堆原理
钍基反应堆原理引言钍基反应堆是一种利用钍-232（Th-232）核裂变来产生能量的核反应堆。
钍基反应堆的原理是利用中子轰击钍-232原子核，使其发生裂变，释放出大量的能量。
本文将介绍钍基反应堆的原理及其核裂变过程。
一、钍基反应堆的原理钍基反应堆的原理是利用中子轰击钍-232原子核，使其发生裂变，释放出大量的能量。
钍-232是一种天然存在的放射性同位素，其具有较长的半衰期，可持续提供能量。
中子轰击钍-232原子核后，钍-233原子核会发生裂变，产生两个中子和释放出大量的能量。
这两个中子可以继续轰击其他钍-232原子核，形成连锁反应，释放更多的能量。
二、钍基反应堆的核裂变过程1. 中子轰击：在钍基反应堆中，中子是起到引发核裂变的作用的粒子。
中子通过控制系统被释放到钍基反应堆中，轰击钍-232原子核。
2. 钍-233的产生：中子轰击钍-232原子核后，钍-233原子核会发生裂变，并释放出两个中子。
钍-233的半衰期较短，因此在反应堆中需要维持一定的中子通量，以持续产生钍-233原子核。
3. 连锁反应：钍-233原子核继续受到中子轰击，发生裂变，并释放出更多的中子。
这些中子可以继续轰击其他的钍-232原子核，形成连锁反应。
连锁反应会不断释放出大量的能量。
4. 能量释放：钍基反应堆通过连锁反应不断释放能量。
这些能量可以用来产生热能或者驱动发电机，产生电能。
三、钍基反应堆的优势1. 资源丰富：钍-232是地壳中丰富的元素之一，其资源量远远超过铀和钚。
因此，钍基反应堆可以更好地满足能源需求，并减少对有限资源的依赖。
2. 安全性高：钍基反应堆的裂变产物较少，核废料的长期储存问题相对较小。
而且，钍基反应堆的连锁反应可以自动稳定，不易出现失控情况。
3. 环境友好：钍基反应堆的核裂变过程不会产生大量的温室气体和其他污染物，对环境污染相对较小。
4. 高效利用：钍基反应堆可以实现高效利用钍-232，并有效延长能源的使用寿命。
航母核动力反应堆原理
航母核动力反应堆原理航母核动力反应堆原理航母核动力反应堆是一种利用核能产生热能的装置，其原理是通过核裂变反应将核能转化为热能，再将热能转化为动能，从而驱动航母的发动机。
航母核动力反应堆的核心部分是反应堆压水堆，其主要由反应堆压力容器、燃料组件、冷却剂循环系统、控制系统等组成。
反应堆压力容器是反应堆的主体部分，其内部装有燃料组件和冷却剂，同时还有控制系统和安全系统。
燃料组件是反应堆的核心部分，其主要由铀燃料棒和控制棒组成。
铀燃料棒是反应堆的能源来源，其内部装有铀-235等核燃料，通过核裂变反应产生热能。
控制棒则是用于控制反应堆的反应速率，从而保证反应堆的稳定运行。
冷却剂循环系统是反应堆的重要组成部分，其主要作用是将反应堆产生的热能转化为动能，从而驱动航母的发动机。
冷却剂循环系统由主循环泵、蒸汽发生器、蒸汽涡轮机等组成。
主循环泵负责将冷却剂循环输送到反应堆压力容器中，蒸汽发生器则将冷却剂中的热能转化为蒸汽，蒸汽涡轮机则将蒸汽转化为动能，从而驱动航母的发动机。
控制系统是反应堆的重要组成部分，其主要作用是控制反应堆的反应速率，从而保证反应堆的稳定运行。
控制系统由反应堆控制棒、反应堆保护系统、反应堆安全系统等组成。
反应堆控制棒用于控制反应堆的反应速率，反应堆保护系统则用于保护反应堆在异常情况下的安全，反应堆安全系统则用于保证反应堆的安全运行。
总之，航母核动力反应堆是一种利用核能产生热能的装置，其原理是通过核裂变反应将核能转化为热能，再将热能转化为动能，从而驱动航母的发动机。
反应堆压力容器、燃料组件、冷却剂循环系统、控制系统等组成了航母核动力反应堆的核心部分，其稳定运行对于航母的安全和性能具有重要意义。
核反应堆的工作原理
核反应堆的工作原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应来产生能量的装置。
它是由核燃料、冷却剂、反应控制系统和辅助设备组成的。
核反应堆的工作原理可以分为以下几个方面进行说明：一、核燃料的选择与裂变过程核燃料是核反应堆中的重要组成部分，一般采用铀、钚等放射性物质。
核燃料的裂变是指通过中子轰击后，核燃料原子核发生裂变，释放出巨大的能量。
裂变反应产生的中子还会继续引发其他核燃料中的裂变反应，从而形成连锁反应，产生更多的能量。
二、冷却剂的运输与热传导核反应堆中的核燃料在反应过程中会产生大量的热量，为了保证核反应的正常进行，需要通过冷却剂来控制核燃料的温度。
冷却剂可以是气体、液体或者是固体，其主要作用是将核反应堆产生的热量带走，并将其转化为电力或其他可利用的能量。
冷却剂在核反应堆中的运输过程中需要满足一定的流速和温度控制要求，以保证核燃料的稳定工作和安全运行。
同时，冷却剂还可以通过热传导作用将核燃料的热量传递给热交换设备，使其产生蒸汽并驱动涡轮机转动，最终产生电力。
三、反应控制系统的作用为了控制和调节核反应堆中的反应过程，核反应堆设有反应控制系统。
反应控制系统一般由控制棒和反应控制系统组成。
控制棒是一种可以插入或抽出核燃料组件的装置，通过调整控制棒在核燃料中的位置来改变核反应堆的反应率。
反应控制系统的主要作用是控制反应堆核燃料中的中子流，以维持核燃料的临界状态。
临界状态是指核燃料中的裂变反应和中子释放保持平衡，即核燃料中每个反应产生的中子数等于引发下次裂变反应所需要的中子数，确保核燃料的稳定工作。
四、辅助设备的作用核反应堆还需要一些辅助设备来保证其正常运行。
辅助设备主要包括核反应堆的防护层、安全控制系统、辐射监测系统等。
防护层是为了防止辐射能量泄漏，保护人员和环境安全。
安全控制系统则负责监测核反应堆的运行状况，一旦检测到异常情况，及时采取相应的措施保障安全。
辐射监测系统用于监测核反应堆产生的辐射能量，及时发现和处理辐射泄漏等突发情况。
核反应堆原理
核反应堆原理
核反应堆原理指的是一种通过控制原子核反应产生大量的能量
的原理。
它是放射能转换为可利用能源的基础，在核反应堆内，一定数量的放射性物质被用来激活原子核反应，从而产生大量的能量。
二、原理
核反应堆原理是建立在原子核反应及放射性衰变的原理之上的。
具体来说，原子核反应就是由源原子经过碰撞后，转化成一种更不稳定的核，从而释放大量的能量的过程。
比如，在锂核反应堆中，放射性锂同时与氚原子碰撞，产生氚和锁，从而释放出大量的能量。
而放射性衰变则指的是放射性元素经过一定时间之后，释放出放射性微粒，从而衰变到一种更稳定的元素，释放能量的过程。
比如在钚核反应堆中，放射性钚会在一定时间之后衰变为铀，释放出了许多的能量。
三、运行原理
核反应堆的运行原理是，借助放射性微粒的发射，激活原子核反应，从而产生大量的能量。
具体来说，首先放射性微粒会通过被放射性元素释放出来，从而“激活”放射性元素，使它们能够与其他原子核碰撞，从而完成核反应，产生大量的能量。
此外，核反应堆还需要一套精细的安全设施来控制核反应的安全性。
为此，核反应堆会有一套精密的安全系统，以监控核反应的安全性，并对发生的问题及时采取行动，以防止发生核反应事故的发生。
四、应用
核反应堆的应用非常广泛，可以用来研究原子核反应机理，也可以用来发电，作为航天器发动机，用于聚变研究，甚至可以用来生产放射性物质作为医学诊断技术的材料等。
总之，核反应堆原理对世界的科学研究及社会发展都有着重要的意义，应用的前景也非常广阔。
钢铁侠电弧反应堆原理
钢铁侠电弧反应堆原理引言钢铁侠是一个备受喜爱的超级英雄角色，他的电弧反应堆是他身上的核心能源装置。
本文将深入探讨钢铁侠电弧反应堆的原理，包括其工作原理、结构和应用等方面。
工作原理钢铁侠的电弧反应堆是一种采用弧光发电原理的高能量装置。
它由多个电弧炉组成，每个电弧炉都含有一对电极。
当电极之间施加足够的电压时，电流会通过电弧炉的气体导电介质形成电弧放电。
电弧放电电弧放电是指两个电极之间的气体导电介质被电流电离形成的等离子体通道。
在钢铁侠的电弧反应堆中，电弧放电产生的高温等离子体能够提供强大的能量。
等离子体控制为了控制电弧放电的能量输出，钢铁侠的电弧反应堆采用了先进的等离子体控制技术。
通过调整电弧炉的电压和电流，可以控制电弧放电的强度和稳定性，从而实现能量的精确控制。
结构钢铁侠的电弧反应堆由多个模块组成，每个模块都有特定的功能。
以下是电弧反应堆的主要结构：电极电极是电弧反应堆的核心部件，它们负责产生和控制电弧放电。
电极通常由高温合金材料制成，以确保其能够承受高温和高压环境。
气体导电介质气体导电介质是电弧反应堆的重要组成部分，它使电弧放电得以发生。
常用的导电介质包括氢气和氦气等。
冷却系统由于电弧放电会产生大量热能，因此电弧反应堆需要一个有效的冷却系统来保持温度稳定。
冷却系统通常采用循环水冷却或气体冷却的方式，以确保电弧反应堆的正常工作。
控制系统钢铁侠的电弧反应堆需要一个精确的控制系统来调节电弧放电的能量输出。
控制系统通常由微处理器和传感器组成，能够实时监测和调整电弧反应堆的工作状态。
应用钢铁侠的电弧反应堆具有广泛的应用价值，以下是一些主要的应用领域：能源供应电弧反应堆可以提供大量的能量，可以用于供应城市的电力需求。
其高效能源转换和低污染排放的特点使其成为一种环保的能源选择。
工业加热由于电弧反应堆能够产生高温等离子体，因此它可以用于工业加热领域。
例如，可以将电弧反应堆应用于冶金、玻璃制造和化学工业等领域，以提供高温能源。
核反应堆的工作原理
核反应堆的工作原理核反应堆是一种能够产生大量热能的装置，它的工作原理基于核裂变或核聚变反应。
在反应堆中，控制反应堆中的核反应过程，可以有效地产生能源。
本文将介绍核反应堆的工作原理。
1. 反应堆的组成核反应堆主要由下列四个部分组成：反应堆本体、热交换器、液体冷却剂系统、控制装置。
其中，反应堆本体是核反应的主体部分，通常由反应堆压力容器和燃料元件构成。
热交换器作为反应堆和热载体之间的媒介，把反应堆中产生的热能转移到热载体。
液体冷却剂系统负责循环输送冷却剂，引入反应堆本体吸收热能并把热能带走。
控制装置则规定反应堆运行的状态和控制反应堆中的核反应过程。
2. 核裂变反应堆的工作原理核裂变是指原子核经过撞击或吸收中子后，分裂成两个小核的过程。
核反应堆中的核裂变过程，是通过控制中子数目来实现的。
放置在反应堆堆芯中的燃料元件内，装有裂变性质材料，如铀、钚。
燃料元件中的中子和核反应发生接触，这将引起能量的释放，同时释放的中子也将其传递给燃料元件周围的其他裂变性质材料，从而维持产生反应的连锁反应。
核反应堆内的燃料元件一般被设计为长而细的柱状结构。
这种燃料元件又被称为燃料棒，它由轻水产生恒温的管道包裹封装而成。
燃料棒被设计为充满这种裂变材料，通常是铀235或钚239。
这些材料的裂变会释放出大量的中子和热能，从而使周围的裂变性质材料开始分裂。
这创建了一个新的问题，也就是控制连锁反应，确保核反应堆的稳定，同时产生大量的热能。
3. 冷却系统的作用核反应堆产生的大量热能需要被持续地带走，以确保核反应堆内部各部件不过热而损坏。
为此，设计者开发了各种不同类型的冷却系统，其中以液态氢氦（LHe）和液态金属最为常见。
液体冷却系统的工作原理是，将液体冷却剂引入反应堆本体，吸收产生的热能并把其带走。
随后，冷却剂通过热交换器，将其余的载热量转移给工作介质，从而产生出用于驱动发电机或提供热能的大量热能。
4. 避免事故的措施核能源是很危险的，核反应堆事故有可能导致严重的放射性污染。
核潜艇核反应堆工作原理
核潜艇核反应堆工作原理
核潜艇的的核反应堆是核动力系统的关键部分，它使用核裂变反应产生大量的热能，并将其转化为电能，以供潜艇的一切需要使用的设备。
核潜艇的核反应堆通常采用铀或钚等可裂变的重核素作为燃料。
通过核反应堆的控制棒调节反应堆的裂变速率，以维持反应堆处于临界状态。
当核反应堆处于临界状态时，裂变链式反应会持续进行，产生大量的中子和热能。
这些中子会与燃料中的核裂变物质相互作用，导致原子核的裂变，释放出更多的中子和大量的热能。
这些热能会被反应堆中的冷却剂（如水、钠液）吸收，并使其温度升高。
通过核反应堆的换热系统，冷却剂将热能传递给锅炉或蒸汽发生器中的水。
水在高温和高压下被加热并转化为蒸汽，蒸汽进一步驱动涡轮机转动，驱动发电机产生电能。
除了发电，核反应堆还提供热量给潜艇的其他系统，如推进系统和生活支持系统。
推进系统利用这些热能产生蒸汽或者推进剂，驱动潜艇前行。
生活支持系统也借助这些热能提供船员所需的热水和空调等。
值得注意的是，核潜艇的反应堆是闭环系统，核燃料在核反应过程中产生的废热和放射性废料都需在反应堆中得到控制和处理，以确保潜艇运作的安全性和环境友好性。
核反应堆的工作原理和安全性
核反应堆的工作原理和安全性核反应堆是一种能够将核能转化为电能的装置。
它的工作原理主要是利用核裂变或核聚变反应，从而产生高温高压的热能，再通过热交换器将其转化为电能。
但是，核反应堆也带来了一定的安全风险，必须加强安全管理，以避免发生核事故。
1.核反应堆的工作原理核反应堆的核心部件是反应堆炉。
反应堆炉中的燃料一般是一些特定的核素，如铀235、铀238、钚239等。
这些核素在受到中子轰击后，会发生核裂变或核聚变反应，从而释放出大量的能量。
在核裂变反应中，一个大核裂变成两个小核，并放出两三个中子，这些中子会撞击其他核素，从而使其裂变，并释放更多的中子，这样一次次不断地反应下去，最终产生如爆炸一般的热能。
在核聚变反应中，相反的两个小核融合成一个更大的核，并释放出巨大的能量。
实现核聚变反应需要高温高压的条件，同时还需要很高的能量激发。
不同类型的核反应堆需要不同的燃料和反应方式。
例如，目前最常见的核反应堆是基于铀235燃料的热中子反应堆，而核聚变反应堆还处于试验阶段。
2.核反应堆的安全性核反应堆的安全性主要包括设计安全、运行安全、辐射安全等方面。
其中，设计安全是保证核反应堆长期稳定运行的基础，而运行安全则是保证核反应堆在正常运行过程中不发生事故。
在设计方面，核反应堆的结构和材料必须能够承受高温高压的条件，同时还需要考虑到燃料的选择和后处理等因素。
此外，核反应堆的物理参数和控制系统也必须与其预期功率匹配，以确保其长期稳定运行。
在运行方面，核反应堆必须严格遵守操作规程，保证燃料的正确投入和正常运行。
核反应堆还需要安装辐射监测设备，对潜在的辐射泄漏进行监测和报警处理。
除了设计安全和运行安全，核反应堆的辐射安全也是保障人员和环境安全的重要方面。
对于核反应堆工作人员，必须严格遵守辐射防护措施，如低剂量长时间暴露、使用防护服、建立辐射监测体系等。
对于周围环境，核反应堆必须加强环境监测和安全管理，确保核反应堆不会对周围环境造成污染和影响。
核裂变反应堆的工作原理
核裂变反应堆的工作原理
核裂变反应堆是一种将重核（如铀）的核裂变产生的能量转化为热能，进而驱动发电机发电的装置。
其工作原理如下：
1. 燃料：核裂变反应堆中使用的燃料一般是铀-235或钚-239等重核。
这些燃料的核结构相对较不稳定，容易通过核裂变反应产生大量的能量。
2. 中子：为了启动核裂变过程，需要向燃料中注入中子。
中子是一种没有电荷的粒子，能够穿透原子核，与重核发生相互作用。
中子通过剧烈撞击重核，使得核发生裂变并释放出大量的能量。
3. 控制棒：为了控制核反应的速度和稳定性，可降低或增加反应堆中中子的数量。
核反应堆中装有可移动的控制棒，一般由具有吸中子能力的物质制成（如硼化钠）。
控制棒的位置调节可以增加或减少中子与燃料核的相互作用，从而控制反应堆的功率。
4. 冷却剂：核反应过程中会产生大量热能，需要通过冷却剂将其带走。
常用的冷却剂有水、氦气等。
冷却剂在核反应堆中循环流动，通过与燃料接触，吸取热能然后带走。
5. 热交换器：核反应堆产生的热能通过热交换器传递给工质。
在热交换器中，冷却剂的热能转移给工质（如水），产生高压高温的蒸汽。
6. 蒸汽发电机：通过高温高压的蒸汽驱动发电机，将热能转化为电能。
蒸汽驱动叶轮旋转，激活发电机里的磁场，从而产生电能。
以上就是核裂变反应堆的工作原理。
核裂变反应堆通过核裂变反应释放的热能产生蒸汽，进而通过蒸汽发电机将热能转化为电能，实现发电的过程。
核反应堆的运行原理
核反应堆的运行原理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。
它是核能利用的重要设施，广泛应用于核电站、核动力舰艇等领域。
核反应堆的运行原理涉及到核裂变链式反应、热量传递和控制系统等多个方面。
一、核裂变链式反应核反应堆的运行原理基于核裂变链式反应。
核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程。
在核反应堆中，中子被引入裂变材料中，使其发生裂变反应。
裂变反应产生的中子又会引发更多的裂变反应，形成一个连锁反应的过程，释放出大量的能量。
二、热量传递核反应堆中的核裂变反应会释放出大量的热能。
为了有效利用这些热能，核反应堆内部设置了热交换系统。
燃料元件中的热能通过导热传递到冷却剂（如水、氦气等）中，使其升温并转化为蒸汽。
蒸汽经过高压管道输送到汽轮机中，驱动汽轮机旋转，产生机械能。
机械能再通过发电机转化为电能，供应给电网或其他设备使用。
三、控制系统核反应堆的运行需要保持裂变反应处于可控状态，以防止核链式反应失控。
为此，核反应堆配备了控制系统。
控制系统主要包括控制棒和冷却剂循环系统。
控制棒是由吸中子材料制成的，可以插入或抽出核反应堆的燃料元件中，用于调节中子的数量和速度，从而控制裂变反应的强度。
冷却剂循环系统则负责调节核反应堆内部的温度和压力，保持反应堆的稳定运行。
四、安全措施核反应堆的运行需要严格的安全措施。
核反应堆中的燃料元件需要进行严格的设计和制造，以确保其在高温、高压和辐射环境下的稳定性和安全性。
此外，核反应堆还需要配备安全系统，如紧急停堆装置、冷却剂泄漏探测器等，以应对可能发生的事故和故障，保障人员和环境的安全。
总结起来，核反应堆的运行原理主要包括核裂变链式反应、热量传递和控制系统。
核裂变链式反应产生的热能通过热交换系统转化为机械能和电能。
控制系统和安全措施保证核反应堆的稳定运行和安全性。
核反应堆的运行原理是核能利用的基础，对于推动核能技术的发展和应用具有重要意义。
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▪ 在负荷跟踪运行时，功率调节棒组G1，G2， N1，N2依次插入堆芯并有一定的重叠(图)， 它们的位置取决于根据汽轮发电机组功率转
换而来的整定值，而可溶硼用于补偿因氙、
I NIX
(2)宏观截面
▪ 工程实践上要处理的是中子与大量原子核发 生反应的问题，所以又引入一个新的物理量： 宏观截面，符号为∑，定义是：
∑ =N
▪ (3)中子通量与核反应率密度
▪ 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核 反应的次数。核反应率密度一般用R表示。为了导出
R的表达式，定义另一个重要的物理量：中子通量
PID（比例积分微分）英文全称为Proportion Integration Differentiation
反应堆控制系统
▪ 反应堆控制系统(RRC)的功能是：
▪ (1)在稳态运行期间，维持主要运行参数尽可能接近 核电站设计所要求达到的最优值，使电厂的输出功 率维持在所要求的范围内；
▪ (2)使核蒸汽供应系统(NSSS)能适应正常运行的各 种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变 系统的运行状态，保持操作上的灵活性；
▪ (3)在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数 在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的 动作。
▪ 为了满足上述要求，核蒸汽供应系统配置了 以下主要控制系统
▪ ——反应堆功率调节系统； ▪ ——反应堆平均温度调节系统； ▪ ——稳压器压力控制系统； ▪ ——稳压器水位调节系统； ▪ ——蒸汽发生器水位调节系统； ▪ ——蒸汽排放控制系统。
▪ 在E＞ 10 keV以后的区域，那里的截面一般
小于10靶，而且截面随能量的变化也趋于平 滑。
▪ 4．中子的慢化
▪ 从上面介绍的核燃料微观裂变截面随中子能 量变化的规律可知，低能中子引发燃料核裂 变的“能力”大大高于高能中子，然而，核 燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其 平均能量达2MeV，最大能量可达10 MeV。 要建造低能中子引发裂变的反应堆，就一定 要设法让中子的能量降下来。这可以通过向 堆中放置慢化剂，让中子与慢化剂核发生散 射反应来实现。
燃耗引起的慢反应性变化。由平均温度调节 系统控制的R棒组的作用则是补偿由于弱的
氙变化或因灰棒组整定不准确而产生的剩余
反应性变化，以及限制轴向功率偏差。然而， R棒组的移动被限制在一个调节带内，以免 引起过度的轴向功率畸变。一旦R棒组的移
动超出调节带，运行人员必须改变硼浓度， 以使R棒回到调节带内。
▪ G模式的优点是，任何一种负荷跟踪形式均 不需要运行人员的干预，且对功率分布不会
产生轴向振荡。
▪ 其缺点是，由于硼和棒束的作用清楚地分开， 所以不允许负荷降低后用控制棒补偿由氙变 化引起的功率效应，这一缺点导致运行灵活 性大为降低，尤其在反应堆循环末期紧急停 堆后需要重新启动的时候。
反应堆功率调节系统
▪ 反应堆功率调节系统是反应堆功率的开环调节系统， 它使反应堆的功率迅速跟踪二回路的功率。它根据 二回路的工况、控制模式和方式在几个二回路功率 需求值中选出一个作为跟踪的功率，加上校正因子， 作为功率整定值，然后将其转换为棒位整定值。棒 位实际值与整定值比较，其偏差的极性和大小决定 了功调棒组G1，G2，N1．N2的移动方向和速度。
反应堆控制原理
核反应堆控制的物理基础
▪ 1．中子与原子核的相互作用 ▪ 在核反应堆中，核燃料存放的区域是反应堆
的心脏，称为堆芯；在这里，有大量的中子 在飞行，不断地与各种原子核发生碰撞。碰 撞的结果，或是中子被散射，或中子被原子 核所吸收。这就意味着在反应堆内可能发生 多种不同类型的核反应。散射来自应中子与原子核 的相互作用
俘获反应
裂变反应
其他一些中 子核反应
弹性散射
非弹性散射
A Z
X+
1 0
n
(
A+1 Z
X)
▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：
移动含有中子吸收 体的控制棒束 在堆芯中的位置
“灰棒”的棒束
黑棒束
8根Ag-In-Gd吸收棒 和16根不锈钢棒组成
24根Ag-In-Cd吸收 棒组成
压水堆
▪ 压水堆核电站采用以稍加浓缩的铀作为核燃 料、加压轻水作为慢化剂和冷却剂的热中子 核反应堆堆型。
反应堆控制原理
▪ 为保证反应堆能安全可系地运行，必须具备一整套 相适应的控制保护系统，去执行下列任务：
= nv
式中 n——中子密度，即单位体积中的中子数目； v——中子飞行的速度。
▪ 由此可见，中子通量是单位体积中所有中子在单位 时间内飞行的总路程。利用中子通量和宏观截面， 就可以来计算核反应率密度：
R= ∑
▪ 上式是非常有用的，例如，已经知道了堆芯 中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的 宏观裂变截面∑f；如果还知道了堆芯的中子通 量 ，就可利用上式计算出每秒钟在每立方 厘米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而
▪ 必须采用轻元素作为慢化剂，核反应堆中常 用的慢化剂有水(氢)、重水(氘)和石墨(碳)等。
衡量慢化剂的 优劣的两个指标
慢化能力
慢化比
反映了慢化剂 慢化中子的能力
慢化剂慢化中子的能力 与吸收中子能力的综合考虑
▪ 慢化能力：﹡ ∑s
▪ 慢化比：﹡ ∑s∕ ∑a
▪ 每次散射碰撞后中子损失的能量
反应性。以后随着运行过程逐步地将控制棒提出，
来释放过剩反应性，到运行周期末需换料，并向堆 内补进新燃料。
▪ 3.维持功率水平
由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因
素。
▪ 4.保证堆的安全
反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 自续链式裂变反应是核 反应堆的物理基础，当 一个燃料核俘获一个中 子产生裂变后，平均可 放出2.5个中子，即第 二代中于数目要比第一 代多，粗粗看来链式反 应自续下去似乎是不成 问题的，但实际情况并 非如此。
▪ 核反应堆内链式反应自续进行的条件用有效增殖系 数K来表示：
K=系统内中子的产生率∕系统内中子的消失率
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
▪ 为了提高电厂的灵活性，大亚湾核电站采用 了一种称为“G模式”的运行模式，其特点：
▪ (1)在控制棒组件中有一些称为“灰棒”的棒 束，这种棒束由8根Ag-In-Gd吸收棒和16根不 锈钢棒组成，而黑棒束由24根Ag-In-Cd吸收 棒组成。灰棒共有两组，其中G1组由4个灰 棒束组成，G2组由8个灰棒束组成。
▪ 1．启动、停维以及改变反应堆的功率 通过直接控制反应堆内的中子数目来改变反应堆的 有效增殖系数K有效。
▪ 当反应堆启动和提高功率时．使K有效略大于1，则 反应堆超临界，中子数目增加，核反应增多，功率 就上升，直至达到所要求的功率水平时，再维持 K有效＝1。
▪ 当 于反次应 临堆 界降 。功 中率 子或 数停目堆减时少，，使功率K有下效降＜，1．直反至应达堆到处所 需功率或完全停堆。
▪ 2.抵消过剩反应性
▪ 如果要反应堆在稳定状态下工作，必须保持K有效等 于1。也就是说必须维持反应堆处于临界状态。但 是，如果一个堆建成时正好是临界，那么它就不能
维持多久，因为燃料的消耗、裂变产物的积累会使 K有效降低。因此建造一个反应堆应根据所要求的运 行期限，第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界 质量多得多，这样，反应堆在开始时， K有效＞1， 需要用控制棒、固体可燃毒物等来抵消这部分过剩
核电站的控制模式
▪ 控制模式指反应堆操作时采用的方案，按照这种方 案，运行人员在确保整个装置安全运行在允许范围 内的同时，能够使机组所发功率很好地适应电网需 求。
▪ 压水堆核电站在发展初期是带基本负荷运行的，即 连续以可行的最大功率运行，因而所考虑的控制模 式是采用强吸收中子的调节棒组——黑棒束，它能 以较大的功率变化速度进行调节，但引起的中子注 量率密度畸变将是很大的。当核电发展到在电力生 产中占相当份额时，核电机组必须参与实时的发电 功率与用电负荷相平衡的精细调节，即要求核电站 参与电网的负荷跟踪，实现调峰运行。
▪ 由于反应堆内原子核反应速率非常快，一般 的加料、卸料等机械办法是来不及控制核反 应的，主要是通过控制堆内中子数目以改变 反应堆的原子核裂变数的方法来进行控制。 通常采用下述几种控制方法：