核反应堆物理分析 考试重点复习资料及公式整理

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北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理基础

北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理基础

北京市考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆物理基础核工程与核技术应用涉及到核能的利用和应用,涵盖了核反应堆物理基础等多个方面的知识。

对于准备参加北京市考研核工程与核技术应用专业的同学们来说,复习资料的准备是非常重要的。

本文将提供一份详实的北京市考研核工程与核技术应用复习资料,其中包含了核反应堆物理基础等相关内容。

希望能帮助到大家的复习工作。

一、核反应堆物理基础核反应堆是利用核裂变或核聚变反应生成巨大能量的装置。

它由反应堆芯、冷却剂系统、冷却剂循环系统和安全系统等组成。

核反应堆物理基础是核工程与核技术应用中最基础的部分,对于我们理解核反应堆的工作原理和性能参数有着重要的意义。

核反应堆物理基础涵盖了以下几个方面的内容:1. 核反应堆的工作原理:介绍了核反应堆中的核裂变和核聚变反应过程,以及如何利用这些反应释放能量。

2. 反应堆材料与燃料元件:介绍了核反应堆中使用的燃料元件和结构材料,包括浓缩铀、钚等核燃料。

3. 反应堆控制与安全:介绍了核反应堆的控制方法和控制系统,以及如何确保核反应堆在工作过程中的安全性。

4. 反应堆参数与性能指标:介绍了核反应堆的常用性能参数,如功率密度、热输出等。

二、复习资料推荐为了帮助大家更好地学习和复习核工程与核技术应用专业的核反应堆物理基础知识,我为大家准备了以下几份优质的复习资料推荐:1. 《核反应堆物理基础》教材:这是一本权威的教材,涵盖了核反应堆物理基础的各个方面内容,是备考核工程与核技术应用考研的必备资料。

2. 《核反应堆原理与设计》:这本专业书籍详细介绍了核反应堆的原理和设计方法,对于进一步理解核反应堆物理基础非常有帮助。

3. 相关学术论文和期刊:阅读与核反应堆物理基础相关的学术论文和期刊,可以了解最新的研究进展和应用案例。

三、复习方法与技巧在复习核工程与核技术应用专业的核反应堆物理基础知识时,除了准备好复习资料,还需要掌握一些复习方法与技巧。

以下是一些建议供大家参考:1. 制定合理的复习计划:根据自己的实际情况,制定一份合理的复习计划,合理分配时间,保证每一个知识点都得到复习和巩固。

(完整版)反应堆工整理讲解

(完整版)反应堆工整理讲解

(完整版)反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。

2. 反应堆的用途生产堆:专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆:主要用于实验研究动力堆:用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为:轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中,动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素;原子核由质子和中子组成(H除外),质子和中子通称为核子,核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电,半径为121310~10cm--,其中质子带正电,质量为1u,中子不带电,质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素,其化学性质相同,在元素周期表中占同一个位置,丰度。

例P有7种同位素,但每一种P均为一种核素。

核素的表示AZX。

4. 原子核的能级状态,激发态原子核内部的能量是量子化的,即非连续,可分为基态和激发态,激发态能级不稳定,易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性,衰变与衰变规律一般而言,质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的,而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。

衰变:原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变,常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。

对单个原子核而言,衰变是不确定的;对大量同类原子核而言,衰变是按指数规律进行的,即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子(He 核,两个中子和两个质子组成)Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子(正/负),内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态,释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ,其反应的是原子核本身特性,与外界条件无关。

反应堆物理总复习

反应堆物理总复习

新生一代中子数 k= 直属上一代中子数
中子的产生率 k= 中子的总消失率
反应堆的临界
若堆芯的有效增殖系数恰好等于1 若堆芯的有效增殖系数恰好等于1,则堆内中 子的产生率等于消失率, 子的产生率等于消失率,系统内进行的链式 裂变反应将以恒定的速率进行下去。 裂变反应将以恒定的速率进行下去。这种系 统称为临界系统 临界系统。 统称为临界系统。 keff <1,次临界系统。 <1,次临界系统。 keff >1,超临界系统。 >1,超临界系统。 使keff =1时的条件称为临界条件。 =1时的条件称为临界条件。 时的条件称为临界条件
中能区:对于重核会出现共振吸收现象。 中能区:对于重核会出现共振吸收现象。 共振吸收现象 高能区:变化平滑, 高能区:变化平滑,且截面很小
截面随能量变化的规律
微观散射截面: 微观散射截面:
非弹性散射: 非弹性散射
有阈能的特点,质量数越大 阈能越低 有阈能的特点 质量数越大,阈能越低 大于阈能 质量数越大 阈能越低.大于阈能 随中子能量的增加而增大. 时,随中子能量的增加而增大 随中子能量的增加而增化过程中不泄漏概率 s P 热中子在扩散过程中不泄漏概率 d
' E' v12 A2 + 2Acosθc +1 = 2 = E v1 ( A +1)2
若令 可得:
A 1 α = A +1
2
(1+α ) + (1α ) cosθC Ef = Ei 2
k-无穷:四因子公式 无穷:
k∞ =η f ε p
ε -由一个初始裂变中子所得的慢化到 变阈 以下 能 的平 中 均 子数 238U裂
p 逃 脱共 俘 振 获的 概率 f 被 燃料 收的 吸 中子 占 芯物 数 堆 质吸 收中 总 的 额 子 数 份

第8章 核反应堆动力学-2011.5.23(核反应堆物理分析)

第8章 核反应堆动力学-2011.5.23(核反应堆物理分析)
缓发中子虽然份额很少,但缓发时间较长,缓发效应大大
增加了两代中子之间的平均时间间隔,延迟了中子密度的变 化率。反应堆控制正是利用缓发中子的作用才得以实现的。
1. 核反应堆动力学方程
单群中子扩散方程中考虑缓发中子后的中子源项:
6
S(r ,t) (1 )ka(r ,t) iCi (r , t) i 1
只适于反应堆偏离临界状态不远 和扰动不太大的问题。
例:均匀平板反应堆,三个活性区, 在t=0时刻,I区引入一个正反应性 阶跃(增加9.5%),反应堆超临 界;随后在0.01s 内反应性线性下 降到-。
8.3 阶跃扰动时点堆模型动态方程的解
t=0时刻以前,ρ=0,并引入一阶跃反应性 ρ,如不考虑反 馈效应,点堆方程为一阶线性常系数微分方程组,其解为:
n(t) iCi (t)
i 1,2,,6
定义中子每代时间 l / keff
点堆方程改写为
dn(t )
dt
(t)
n(t)
6 i 1
iCi (t)
dCi (t) dt
i
n(t)
iCi
(t)
i 1,2,,6
3.点堆模型适用范围
点堆模型不适应与空间有关的动力 学效应,如反应性局部扰动和过渡 过程中中子通量密度空间分布随时 间的快速畸变。
迅速下降,而在短时间内瞬变项衰减之后,中子通量密度 将按指数规律下降,其周期约为80 s,即大约每184 s功 率下降一个量级 反应堆停堆时,中子通量密度需下降10个数量级以上,其 关闭时间要求至少30min,反应堆设计需要考虑
中子源
为了在启动时满足最低要求的中子计数率(避免启动 盲区),必须在堆芯装入中子源。
CB1=1100ppm,N1=450cps,N2=410cps CB2=980ppm,N1’=1050cps,N2’=1300cps

核反应堆安全分析考试重点

核反应堆安全分析考试重点

核反应堆安全分析DBA:设计基准事故LOFA:失流事故:反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转,使冷却剂流量下降,冷却剂流量与堆功率失配,导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。

缓解因素:主泵惰转特性(增大主泵惰转流量仍有可能);快速停堆功能(改进余地已很小)。

LOCA:失水事故或冷却剂丧失事故:反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂,一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。

PSA:概率安全评价法知识要点:第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型?有无熔盐堆?(1)压水堆(2)重水堆:秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆;(3)沸水堆(4)高温气冷堆:60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段?2. 核安全总目标?总目标:在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施,以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。

辅助目标:(1)辐射安全目标:确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平;(2)技术安全目标:有很大把握预防事故的发生,确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的,确保严重事故发生的概率非常低。

3. 设计基准事故(DBA)(事故工况)是什么?(4)核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况,并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

4. 纵深防御原则(1-P40)包括三道设计防御措施:①考虑对事故的预防,为核电站建立一套质量保证和安全标准;②防止运行中出现的偏差发展成为事故,由可靠保护装置和系统完成;③限制事故引起的放射性后果,以保障公众的安全。

④对每个核电站制定应急计划。

(1)纵深防御的出发点:保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力,使之不增加事故危害的风险。

(2)纵深防御的应用:纵深防御的五个层次:预防、检测、保护、缓解、应急;多道实体屏障:燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳;(3)纵深防御的执行要求:用于所有阶段、所有时间,同时具备所有防御层次;采用可靠的保护装置,安全系统的自动触发,运行人员的行动,提供设备和规程。

核反应堆物理基础-第二批复习、练习题解答

核反应堆物理基础-第二批复习、练习题解答

第二批复习-练习题详解1 中子(1)缓发中子的一个重要的特点是:在产生出来时,与大多数其它裂变中子相比,具有较低的动能。

选C项。

(2)由于缓发中子具有较低的动能,与瞬发中子进行比较,它们只需同慢化剂的核进行较少次数的碰撞就可以变为热中子,进而可能在反应堆燃料中引起热裂变。

也就是说,缓发中子更有可能在反应堆燃料中引起热裂变。

选C项。

(3)缓发中子是某些裂变碎片(即所谓先驱核)放射性衰变的产物。

选C项。

(4)在裂变中子中,瞬发中子占绝大部分(占裂变中子的99%以上)。

选C项。

(5)同第(2)题。

选D项。

(6)瞬发中子在裂变的10-17至10-14秒内(孕育时间)产生,而不到1%的缓发中子(以U-235为例)是在裂变后远大于上述时间(最大可达几分钟)内陆续发射出来的。

所以在裂变后10-6秒产生的中子是一个缓发中子。

选B项。

(7)缓发中子更有可能成为热中子,其理由见1-(2)题。

选B项。

(8)缓发中子的孕育时间约为12.5秒,中子的寿命约为10-5秒,所以平均代时间约为12.5秒。

选B项。

(9)因为瞬发中子的动能较大,要变成热中子,需要比缓发中子更多的碰撞次数。

选A项。

(10)因为瞬发中子的动能较大,当其能量大于1.1兆电子伏时,能引起U-238核的快裂变。

而缓发中子的初始能量较低(例如:U-235核热中子裂变的缓发中子能量小于500千电子伏),引起U-238核的快裂变的可能性很小。

选A项。

(11)U-238核的裂变具有阈能的特点:当中子的能量小于阈能时,裂变截面为0。

U-238核的裂变阈能大于1MeV。

热中子的能量接近零;刚产生的缓发中子的平均能量约为0.5MeV;U-238核的共振能区约在1000eV以下;只有刚产生的瞬发中子,其平均能量为2MeV,才有可能引起U-238核的快裂变。

所以可以排除A、C、D三项,选B项。

2 中子生命循环(12)eff k =1.002 > 1,但远远小于βeff 。

核反应堆物理

核反应堆物理

1什么是菲克定律?描述分子扩散的方程,而中子扩散的菲克定律可以从精确的中子输运方程做一些近似处理得到。

J=Jxi+Jyi+Jzi,这个式子就称为称为菲克定律,它表示中子流密度正比于负中子通量密度梯度。

2什么是扩算方程及其边界条件?1在扩散方程适用的区域,扩散方程的解必须是非负的实数,且处处有界。

2在具有不同的扩散性质的两种介质交界面处,垂直于交界面方向上的净中子流密度相等,两种介质内的中子通量密度相等。

3外边界处,即在介质与真空交界面上,在物理边界以上的外推边界上,中子通量密度为零。

名词解释:1 微观截面:平均一个入射中子与一个靶核相互作用,概率大小的度量。

2 :单位体积内所有靶核的微观截面的总和也是一个入射中子与单位体积的靶核的相互作用的平均概率。

3平均自由程:中子在介质中运动时,与原子核连续发生两次某种相互作用之间的平均穿行距离。

4中子通量密度:单位体积内所有中子在1秒内穿行距离的总和=nv5核反应率:R=宏观截面x中子通量密度。

:单位体积内中子每秒与介质原子核发生某种核反应的总数。

6中子扩散长度的平方:热中子从产生到消亡(吸收和泄漏)点的直线距离的均匀方值得六分之一。

7中子年龄:是裂变中子从产生点被慢化剂幔化到热能处的直线距离的均匀方值的六分之一。

8中子有效增殖系数:Keff=堆内下一代裂变中子数/堆内现有中子数9中子寿命:中子从诞生到消亡(吸收和泄漏)的平均时间。

10中子代时间:中子从诞生开始到消亡引起裂变产生一个中子的平均时间。

反射层的作用反射层是堆芯周围围绕着一层具有良好的散射性能,吸收截面小的物质所构成的中子反射层。

1反射层把一部分本来要泄漏出堆芯而损失掉得中子反射回堆芯残余链式反应,减少了泄漏的中子数,使堆芯尺寸小于无反射层时的临界尺寸就能达到临界状态,可显著的节省所需易裂变物质的装量。

2减小中子通量分布不均匀系数,有反射层时会增加反应堆的平均功率输出。

.P逃脱共振吸收概率在非均匀系中,燃料快对共振中子有很强的自屏,亦即燃料表面吸收共振中子比内层吸收的多许多,故非均匀系燃料快内的平均中子通量密度比均匀系的低结果与均匀系相比非均匀系的p 提高了。

核反应堆工程复习参考题

核反应堆工程复习参考题

核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么沸水堆采用一个回路;压水堆有两个回路;沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备;故控制棒需从堆芯底部向上插入;控制棒为十字形控制棒;压水堆为棒束型控制棒;从堆芯顶部进入堆芯;沸水堆具有较低的运行压力约为70个大气压;冷却水在堆内以汽液形式存在;压水堆一回路压力通常达150个大气压;冷却水不产生沸腾..2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理沸水堆Boiling Water Reactor字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为:冷却水从反应堆底部流进堆芯;对燃料棒进行冷却;带走裂变产生的热能;冷却水温度升高并逐渐气化;最终形成蒸汽和水的混合物;经过汽水分离器和蒸汽干燥器;利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电..压水堆Pressurized Water Reactor字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为:主泵将120~160个大气压的一回路冷却水送入堆芯;把核燃料放出的热能带出堆芯;而后进入蒸汽发生器;通过传热管把热量传给二回路水;使其沸腾并产生蒸汽;一回路冷却水温度下降;进入堆芯;完成一回路水循环;二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电;再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器;完成二回路水循环..3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低;哪种堆型对燃料的燃尽性更好因为卸料燃耗较浅;用重水D2O;D为氘作慢化剂;其热中子吸收截面约为轻水H2O的1/700;慢化中子能力不如后者;需要更多的碰撞次数;可直接利用天然铀作核燃料..4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点优:快中子堆没有慢化剂;所以体积小;功率密度高..缺:快中子堆必须有较高的核燃料富集度;初装量也大..快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高;快中子辐照通量率大;对材料要求苛刻..平均寿命比热中子堆短;控制困难..5、压水堆堆芯中水主要起什么作用作冷却剂和慢化剂..6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点优:能在不高的压力下得到较高的出口温度;可提高电站二回路蒸汽温度;从而提高热效率..缺:镁合金包壳不能承受高温;限制了二氧化碳气体出口温度;限制了反应堆热工性能的进一步提高..7、什么是原子核的结合能及比结合能;如何计算结合能:是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量;ΔE=ΔmC2定义:是原子核的结合能与该原子核的核子数之比ΔE/A8、什么是核反应截面;分哪几类;其物理意义是什么如果某种物质受到中子的作用;则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度;以及该物质中核的数目和性质..“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度1微观截面假设在1cm3的物质中;有N个原子核;在该物质的一个面上射入一个中子;则每一个原子核与一个入射的中子发生核反应的概率定义为微观截面σ;单位为m2;有时也用靶恩10-28m2为单位又分为裂变、散射和吸收三种截面2宏观截面如果每立方米的物质中含有N个核;则乘积σN等于每立方米靶核的总截面;称宏观截面;用 表示;单位是m-1;物理意义:中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的概率..9、什么是中子通量;其物理意义如何单位时间内通过单位面积的中子数..等于中子密度与其平均速度的乘积;单位常用“中子/平方厘米·秒”表示..按中子能量不同;又可分为热中子通量和快中子通量两种..是衡量反应堆的一个重要指标10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些铀-235核每次裂变所释放的平均值约为207MeV;绝大部分能量是以裂变碎片的动能形式释放出来;除了中微子能量;其它能量都可以“回收”11、什么是瞬发中子和缓发中子;缓发中子在反应堆中有何影响瞬发中子:99%以上的中子是在裂变瞬间发射出来的;这些中子叫瞬发中子缓发中子:裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子..平均能量比瞬发中子能量低;对反应堆的控制起重要作用12、什么是四因子公式;其对核反应堆的设计具有什么参考作用无限增殖因数:对于无限大的反应堆;中子不泄露概率为1;此时的有效增殖因数;称为无限介质增殖因数快中子增殖因数逃脱共振俘获概率p:在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率..热中子利用系数f:被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质包括燃料在内吸收的热中子总数的份额..热中子裂变因数h:燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总数之比..反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成k 及几何形状13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的;该作用的好坏与哪两个主要因素有关弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程..非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理..弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制..中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关14、什么是对数能降对数能降定义式:E0----选定的参考能量;E0=2MeV;E ----一次碰撞后的中子能量15、反应性负温度系数是什么;其在核反应堆安全运行中的作用温度增加1K时k eff的相对增加量;负温度系数对反应堆安全运行具有重要意义;要求负温度系数实际是要求反应堆系统具有一定的自衡能力;主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的;温度升高;共振吸收增加;因此产生了负温度效应16、核反应堆反应性控制方法有哪些根据不同堆型;为保证反应堆安全运行;用来对反应性进行有效控制和调节的各种部件、机构、过程和方法..主要有控制棒控制、化学控制剂—载硼运行、可燃毒物控制三种..17、燃料组件的骨架结构组成有哪些;燃料元件棒的主要结构有哪些17x17型燃料组件骨架结构:由定位格架、控制棒导向管、中子注量率测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架..燃料元件棒:由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成..18、在核反应堆的设计中;主要涉及哪几种材料的选择①核燃料材料——提供核裂变②结构材料——实现功能性③慢化剂材料——慢化快中子④冷却剂材料——带走产生热能⑤控制材料——控制核反应堆19、核反应堆燃料类型有哪几种与金属铀相比;陶瓷燃料的优缺点有哪些燃料分类a)金属型----金属铀和铀合金适宜用于生产堆堆芯温度较低;中子注量率不太高优点:银灰色金属;密度高>18.6;热导率高;工艺性能好;熔点1133 ℃;沸点3600 ℃缺点:化学活性强;与大多数非金属反应金属铀的工作条件限制:•由于相变限制;只能低于665℃•辐照长大;定向长大限制低温工作环境•辐照肿胀现象;较高温度条件下金属燃料变形b)陶瓷型----铀、钚、钍的氧化物;碳化物或氮化物陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制相变及肿胀效应优点:熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好缺点:热导率低•二氧化铀陶瓷燃料优点:无同素异形体;只有一种结晶形态面心立方;各向同性;燃耗深熔点高;未经辐照的测定值2805±15℃具有与高温水、钠等的良好相容性;耐腐蚀能力好与包壳相容性良好缺点:二氧化铀的导热性能较差;热导率低传热负荷一定时;燃料径向温度梯度大氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂..c)弥散体型---含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中20、什么是辐照效应主要包括哪几种形式由辐照引起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化..主要效应:电离效应、嬗变效应、离位效应电离效应:堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞;使其跳离轨道的电离现象;对金属性能影响不大;对高分子材料影响较大嬗变效应:受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应离位效应:中子与原子碰撞中;原子脱离点阵节点而留下一个空位..如果不能跳回原位;则形成间隙原子;快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子;其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因..离位峰中的相变:有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相21、选择慢化剂需要注意哪些要求重水做慢化剂有何优缺点慢化剂:将裂变中子慢化为热中子;分固体慢化剂和液体慢化剂固体慢化剂石墨、铍、氧化铍:对石墨慢化剂性能要求:纯度高;杂质少;尤其硼、镉含量限制严格强度高;各向异性小耐辐照、抗腐蚀和高温性能好热导率高、热膨胀率小液体慢化剂水、重水:对液体慢化剂的要求:熔点在室温以下;高温下蒸汽压要低良好的传热性能良好的热稳定性和辐照稳定性原子密度高不腐蚀结构材料在辐照条件下;重水与轻水均发生逐渐的分解;分离出爆炸性气体D2和O2;或H2和O2的混合气体;该过程称作辐射分解..重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度..缺点是价格昂贵..22、堆芯控制材料的要求有哪些控制材料的性能要求:a)材料本身中子吸收截面大;子代产物也具有较高中子吸收截面b)对中子的吸收能阈广热、超热中子c)熔点高、导热性好、热膨胀率小d)中子活化截面小e)强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义;以及三者之间的转换关系热流密度:也称热通量;一般用q表示;定义为:单位时间内;通过物体单位横截面积上的热量..按照国际单位制;时间为s;面积为㎡;热量取单位为焦耳J;相应地热流密度单位为J/㎡·s..线功率密度:单位长度堆芯产生热功率燃料芯块的线功率q L;燃料芯块的表面热流密度q;燃料芯块的体积释热率q v;三者关系:q L=q2πr u=q vπr u224、什么是核热管因子;其物理意义是什么为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值或名义值的程度;引入一个修正因子;这个修正因子就称为热管因子..热管因子是用各有关的热工或物理参数的最大值与平均值的比值来表示的..反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子25、影响堆芯功率分布的因素有哪些燃料装载的影响富集度最高的装在最外层;最低的燃料组件装在中央区;可显着增大堆芯总功率输出反射层的影响增加边沿中子通量控制棒的影响一定程度上改善中子通量在径向的分布结构材料、水隙和空泡的影响材料吸收中子;水隙提高热中子浓度;控制棒做成细长的形式;空泡使热中子通量下降燃料元件自屏蔽效应的影响慢化剂产生热中子;燃料棒内消耗中子26、什么是积分热导率;在实际中有何应用UO2燃料热导率随温度变化很大;采用算术平均温度来求解k u;误差很大温度的非线性函数;因此需研究k u随温度的变化规律;从而引出积分热导率的概念..为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量..是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分;其单位为W/cm..27、什么是偏离泡核沸腾;对应英文缩写是什么偏离泡核沸腾DNBDeparture from nucleate boiling;在加热过程中;由于产生的气泡数量很多;甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱;当气泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时;就发生了偏离泡核沸腾..28、加热通道内流动包含哪几个区域加热通道内流动区域的划分:1.单相流区;不存在气泡;液体单相流2.深度欠热区;贴近加热壁面液膜达到饱和温度;开始生成气泡;表现为“壁面效应”3.轻度欠热区;越过净蒸汽起始点;气泡脱离壁面;表现为“容积效应”4.饱和沸腾区;此区热量完全用来产生蒸汽29、临界热流密度和沸腾临界的概念临界热流密度:达到沸腾临界时的热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时;加热表面上的气泡很多;以致使很多气泡连成一片;覆盖了部分加热面..由于气膜的传热系数低;加热面的温度会很快升高;而使加热面烧毁..这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHFCritical Heat Flux..30、单相流压降通常由哪几部分组成;各部分对应具体作用是什么提升压降31、截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别;如何相互转化容积含气率β:单位时间内;流过通道某一截面的两相流总容积中;气相所占的容积份额..截面含气率 :也称空泡份额;指两相流中某一截面上;气相所占截面与总流道截面之比..32、V f之比;单相临界流速如何计算;这种流动就称为临界流或阻塞流..临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要..临界流量的大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力;而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间..K—定压比热容与定容比热容之比R—气体常数T—温度34、达到临界压力比就可以实现临界流速对吗;为什么不对35、什么是流动不稳定性;常见的有哪几种类型流动不稳定性:是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中;流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡..36、什么是自然循环;形成自然循环的条件是什么自然循环是指在闭合回路内依靠热段上行段和冷段下行段中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环条件:1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失2.自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行;如果中间被隔断;就不能形成自然循环37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响主要考虑热工水力学因素和设备成本;所谓热工水力学;也就是研究反应堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析..对于轻水堆;由于压力决定水的饱和温度;即水保持液态或饱和蒸汽的温度;是热工水力设计的一个重要方面;但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动的影响较小;可以说是温度决定压力..对于气冷堆;冷却剂的热力学参数受压力影响大;热工水力学设计直接和压力有关..对于压水堆核电厂;一回路压力决定一回路水的饱和温度;继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率..压力升高可以提高热效率;但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计;并且压力升高将带来各主设备承压需求上升;成本和制造难度上升;通常压水堆取15Mpa左右的工作压力;对应冷却剂330度左右的温度限制..沸水堆由一回路直接产生蒸汽;蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力;而沸水堆堆芯冷却剂为两相流;冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力学和材料性能限制;通常温度为286度;压力7.3Mpa..沸水堆由于堆芯较压水堆大;并且压力容器内需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等;压力容器比压水堆要大;较低的压力也有利于压力容器制造..38、热管和热点的定义热管hot-channel:假设在相对孤立的冷却系统中;积分功率输出最大的冷却剂通道热点hot-point:堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点..39、压水堆主要热工设计准则有哪些燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度燃料元件外表面不允许发生沸腾临界必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中;不发生流动不稳定性40、热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密度的影响核:描述中子通量分布不均匀工程:描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀----可用加工误差和统计方法得到41、降低核热管因子有哪些具体途径降低热管因子的途径:a)核方面设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等b)工程方面合理控制加工、安装误差;改善冷却剂分配不均匀;加强横向交混等42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什么在单通道模型中;把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的;堆芯高度上与其他通道之间没有质量、动量和能量交换..这种分析模型不适合用于无盒组件那样的开式通道..为了使计算更符合实际;开发了子通道模型..这种模型认为到相邻通道的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换;因此各通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化;热通道内冷却剂的焓和温度也会有所降低;相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低..43、什么是最小烧毁比MDNBR在反应堆热工计算中;为了安全起见;要保证在反应堆运行时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量;就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数;以保证不出现烧毁事故..这个安全系数称烧毁比..把通道中临界热流密度q DNB与实际热流密度q act二曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁比;用MDNBR表示..44、如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度的现象由于工程上不可避免的误差;会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值.. 45、反应性控制分哪三类什么是反应堆的固有安全性紧急停堆控制:控制元件迅速引入负反应能力;使反应堆紧急关闭..压水堆:停堆控制棒靠重力快速插入堆芯..功率控制:要求某些控制棒动作迅速;即使补偿微小反应性瞬态变化..补偿控制:分补偿控制棒和化学控制棒两种..依靠核反应反应堆本身设计特点;不依靠外界能源和动力;所固有的安全性能..46、大破口事故共分几个阶段;各是什么1喷放阶段;此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出;2再充水阶段;此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部;3再淹没阶段;此时水位上升到足够高度以冷却堆芯;4长期堆芯冷却阶段;堆芯完全淹没;低压安注系统投入并足以去除衰变热..47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害安装点火器;降低氢气扩散范围和降低氢气浓度;从而降低事故风险..采用复合器;缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制..48、核电站的反应堆有几道安全屏障;各是什么燃料元件包壳:将裂变产物包容在元件内..二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管;叠成柱体;组成了燃料棒..由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封;在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出;一旦有破损;要能及时发现;采取措施..一回路压力边界:有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成;包括稳压器、蒸汽发生器、传热管、泵和连接管道等..这屏障足可挡住放射性物质外泄..即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏;放射性物质也不会从它里面泄漏出来..安全壳:将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内..事故发生时;能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去;是保护核电站周围居民安全的最后一道防线..。

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核反应堆物理复习分析资料整理 中子核反应类型:势散射、直接相互作用、复合核的形成 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。 中子通量:表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 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)。 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。 截面随中子能量的变化规律:1) 低能区(E<1eV),吸收截面随中子能量减小而增大,大致与中子的速度成反比,亦称吸收截面的1/v区。 2) 中能区(1eV为共振峰。 3) 快中子区(E>10keV),截面一般都很小,通常小于10靶,而且截面随能量变化也趋于平滑。 中子循环:快中子倍增系数ε:由一个初始裂变中子所得到的,慢化到U-238裂变阈能以下的平均中子数。 逃脱共振几率P:慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。热中子利用系数f:(燃料吸收的热中子数)/(被吸收的全部热中子数,包括被燃料,慢化剂,冷却剂,结构材料等所有物质吸收的热衷子数)。 有效裂变中子数η:燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。快中子不泄漏几率Vs:快中子没有泄漏出堆芯的几率。 热中子不泄漏几率Vd:热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。 四因子公式:=εPfη 六因子公式:K=εPfηVsVd 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。 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。 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。 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。 常用慢化剂:水、重水、Be、石墨 慢化密度:在r处每秒每单位体积内慢化到能量E以下的中子数。 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。 中子能谱:1热中子区:麦克斯韦谱;2 慢化区:费米谱; 3快中子区:裂变谱。 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。 分界能或缝合能:通常把某个分界能量Ec以下的中子称为热中子, Ec称为分界能或缝合能。 对数能降:中子在慢化过程中能量的减少 斐克定律:中子流密度J正比于负的中子通量密度梯度。 斐克定律的物理解释:平面x=0的左边的碰撞密度比右边的大,因而大概可以预料,有正的中子流存在,这与菲克定律给出的相矛盾。但是,由于下述理由,这样的中子流不会出现。虽然左边的碰撞率较大是完全对的,但是由于较大的Es值使中子在该区的衰减也较大,因此,左边被散射的中子实际达到x=0的平面的几率小于中子从右边同样距离处被散射而到达该平面的几率。可以证明,所增加的碰撞密度的效应和增加的衰减的效应恰好抵消,所以没有净中子流。所以推导菲克定律是所用的均匀介质的假设并不是菲克定律能够成立的一个严格要求, 扩散长度:热中子扩散长度的平方等于热中子从产点到被吸收点的均方飞行距离的六分之一。 中子流密度:单位时间内穿过与流动方向垂直的单位表面面积的净中子数。 中子角密度:在r处单位体积内和能量为E的单位能量间隔内,运动方向为的单位立体角内的中子数目。 慢化长度:中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度:快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为rM。 反射层节省:反应堆由于加上反射层所引起的临界尺寸的减小。 反射层的作用:减少芯部中子泄漏,从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小,节省一部分燃料;提高反应堆的平均输出功率。 反射层材料选取:散射截面大;吸收截面小;良好的慢化能力 功率分布展平:芯部分区布置;可燃毒物的合理布置;采用化学补偿剂及部分长度控制棒以展平轴向通量分布。 氙中毒 :氙振荡引起局部功率上升,使燃料元件局部过热,导致燃料元件的损害;堆内温度场交替上升,加速堆内材料的应力破坏。 反应堆尺寸较大;通量密度较高;对热中子通量密度有显著的扰动。大的负温度系数;移动控制棒加以补偿。 碘坑现象及形成原因。 1) 反应堆在某一功率下运行较长时间后,氙135的衰变和俘获反应的消失速度与生成速度相等,即与碘135的衰变速度相等,碘135和氙135都达到了平衡状态。 2) 此时停堆(降功率),氙的俘获反应不再发生(或减小),氙的消失途径只能(或主要)通过衰变消失,而碘也不再生成(或生成速度减小),因为碘的半衰期小于氙的半衰期,即单位时间内的由碘生成氙的速度大于氙的衰变消失的速度,因此,氙的浓度比停堆时的浓度呈上升趋势。 3) 因为反应堆已停堆(或降功率),碘不再生成(或生成速度变小),因此氙的浓度在达最大值开始下降,直至衰变到很少(或到达新的浓度,比原功率下小)。 4) 氙起到吸收中子的作用,因此,反应性变化上体现出碘坑。 最优栅格:在给定燃料富集度和慢化剂材料下,使栅格的无限增殖因数达到极大值或临界体积时的极小栅格。主要指标是NH/NU比,在比最优栅格小的NH/NU比时的栅格称为慢化不足;另一个方向,为过慢化。 冷却剂中加入硼酸使得keff下降,由于f和p的影响,最优栅格位置会向NH/NU比变小的方向移动。 空间自屏效应:热中子进入燃料块后,首先为块外层的燃料核所吸收,造成燃料块内部的热中子通量密度比外层的要低,结果使燃科块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子,就是说,块外层燃料核对里层燃料核起了屏蔽作用,通常把这种现象叫做空间自屏效应。缺点:热中子利用系数f减小,燃料得不到充分利。 非均匀核反应堆的优点: 1) 有效提高中子的逃脱共振吸收几率,从而提高系统的无限增殖系数。 2) 在非均匀栅格内,裂变中子是在燃料块内产生的,这增加了它与U-238核碰撞的几率。因此,与均匀系统相比,快中子倍增效应有所增加。3) 可以提供独立的冷却剂通道,把反应堆热量按照要求排出堆外。 慢饱和裂变产物(SSFP):吸收截面相对较大,浓度随运行时间的增加而缓慢的趋于饱和的; 非饱和裂变产物(NSFP):截面很小,达不到饱和。 裂变产物中毒:由于裂变产物的存在,吸收中子而引起的反应性变化。 堆芯寿期:一个新装料堆芯从开始运行到有效增值系数降到1时,反应堆满功率运行的时间。 转换比:反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数。 堆芯装料方案及特点: 1)均匀装料: 寿期初功率峰因子过大,限制功率输出;寿期末功率分布理想,但已得换料。2)内外装料: 新燃料在最中心,燃耗高的在外层,中子泄漏少,燃料价值高;反应堆的压力容器的快中子辐照损伤小; 堆芯中央的中子通量密度和功率最高,功率分布不均匀因子大;3)外内装料: 堆内功率分布均匀;中子泄漏损失大,影响剩余反应性;对压力壳辐照损伤大;4)外内交替装料:与外内换料相比降低了全堆和局部功率峰因子;换料量减小;平均燃耗较深 。 反应性系数:反应堆的反应性相对于反应堆的某个参数的变化率成为该参数的反应性系数。 反应性温度系数:单位温度变化引起的反应性变化。 燃料温度系数:由单位燃料温度变化所引起的反应性变化。 慢化剂温度系数:由单位慢化剂温度变化所引起的反应性变化。 空泡系数:在反应堆中,冷却剂的空泡份额变化百分之一所引起的反应性变化。 功率反应性系数:单位功率变化所引起的反应性变化。 剩余反应性:堆芯中没有任何控制毒物时的反应性。 控制毒物:控制毒物是指反应推中用于反应性控制的各种中子吸收体。 控制毒物价值:一控制毒投入避芯所引起的反应性变化量称为该控制毒物的反肢性或价值。 停堆深度:当全部控制毒物都投入堆芯时,反应维所达到的负反应性。 反应性控制的任务:采取各种切实有效的控制方式,在确保安全的前提下,控制反应堆的剩余反应性,以满足反应堆长期运行的需要;通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序,使反应堆在整个堆芯寿期内保持较乎坦的功率分布,使功率蜂因子尽可能地小;在外界负荷变化时,能调节反应堆功率,使它能适应外界负荷变化;在反应维出现事故时能迅速安全地停堆,并保持适当的停堆深度。 紧急控制:当反应堆需要紧急停堆时,反应堆的控制系统能迅速引入一个大的负反应性,快速停堆,并达到一定的停堆深度。要求有极高的可靠性。 功率调节:当外界负荷或堆芯温度发生变化时,引入一个适当的反应性,以满足反应堆功率调节的需要。要求既简单又灵活。 补偿控制:反应堆的初始剩余反应性比较大,因而在堆芯寿期初,在堆芯中必须引入较多的控制毒物。但随着反应堆运行,剩余反应性不断减小。为了保持反应堆临界,必须逐渐地从堆芯中移出控制毒物。 反应性控制方式:改变堆内种子吸收;改变中子慢化性能;改变燃料的含量;改变中子泄漏 目前反应堆采用的反应性控制方式:控制棒控制;固体可燃毒物控制;化学补偿控制。 控制棒控制反应性的快速变化:燃料的多普勒效应;慢化剂的温度效应和空泡效应;变工况时,瞬态氙效应;硼冲稀效应;热态停堆深度。 控制棒材料要求:具有很大的中子吸收截面;要求控制棒材料有较长的寿命;要求控制棒材料具有抗辐照、抗腐蚀和良好的机械性能,价格便宜。 控制棒积分价值:当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时,所引入的反应性。控制棒在堆芯不同高度处移动单位距离所引起的反应性变化。 控制棒之间的干涉效应:当一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中中子通量密度分布的畸变,势必会影响其它控制棒的价值。这种现象称之为控制棒间的相互干涉效应。 可燃毒物材料的要求:具有比较大的吸收截面;要求由于消耗了可燃毒物而释放出开的反应性基本上要与堆芯中由于燃料燃耗所减少的剩余反应性相等;在吸收中子后,它的产物的吸收截面要尽可能地小;在维芯寿期末,可燃毒物的残余量应尽可能少;要求可燃毒物及其结构材料应具有良好的机械性能。 非均匀布置:非均匀布置的主要特点是在可燃毒物中形成了强的自屏效应,使可燃毒物的有效吸收截面减小。 化学补偿控制:在一回路冷却剂中加入可溶性化学毒物,以代替补偿滓的作用,因此称为化学补偿控制。 对化学毒物的要求:能溶解于冷却刑中,化学性质和物理性质稳定;具有较大的吸收截面;对堆芯结构部件无腐蚀性且不吸附在部件上。 化控主要用来补偿的反应性:反应堆从冷态到热态(零功串)时,慢化剂温度效应所引起的反应性变化;裂变同位素燃耗和长寿命裂变产物积累所引起的反应性变化;平衡员和平衡锣所引起的反应性变化。 化控的优点:化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀;化控不但不引起堆芯功率分布的畸变,而且与燃料分区相配合,能降低功率峰因子,提高平均功率密度;化控中的硼浓度可以根据运行需要来调节,而固体可燃毒物是不可调节的;化控不占栅格位置不需要驱动机构,可以简化反应堆的结构,提高反应堆的经济性。 化控的缺点:主要缺点是水中硼浓度的大小对慢化剂温度系数有显著的影响,当水中的硼浓度超过某一值时,有可能使侵化剂温度系数出现正值。 硼微分价值:堆芯冷却剂中单位硼浓度变化所引起的堆芯反应性的变化量。 临界硼浓度:随着反应堆的运行,堆芯中反应性逐渐地减小,所以必须不断的降低硼浓度,使堆芯保持在临界状态。这时的硼浓度称为临界硼浓度。 反应性控制方式:控制棒控制、固体可燃毒物棒控制和化学补偿控制。 反应堆周期:反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间,也称为反应堆时间常数。 倍周期(倍增周期,Td):堆内中子通量密度增长一倍所需的时间。 温度效应的原因:堆芯材料密度的变化;引起中子温度的变化;铀核共振吸收的变化。 双群理论:就是把堆内的中子按能量大小划分为分群:热中子归为一群,称为热

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