核反應堆陳思宇陳江

核反應堆物理基礎總結核電1311陳思宇陳江第四章：反應性變化與控制4.1溫度效應1.反應性溫度系數(shù)溫度變化一個單位(K,oC)帶來的反應性變化定義為反應性溫度系數(shù)αT。公式：αT=dρ/dT=dK/dT/K2≈dK/dT/K溫度效應：因反應堆溫度變化而引起ρ發(fā)生變化的效應，稱為反應性的溫度效應，簡稱溫度效應。反應性溫度系數(shù)為負值對反應堆安全有利，反之不利。反應堆設計要盡可能做到各種工況下溫度系數(shù)為負2.慢化劑溫度系數(shù)慢化劑溫度變化時影響慢化劑的慢化能力，主要途徑如下：慢化劑密度變化。以水為例，溫度升高慢化能力降低，能譜變硬。慢化劑溫度變化引起中子溫度變化。溫度升高時能譜變硬。水軸比：慢化劑溫度系數(shù)還與單位體積內(nèi)慢化劑與燃料的核密度比值有關，在輕水堆中以“水鈾比”表示。4.2中毒效應

概念：熱中子反應堆運行后堆內(nèi)所產(chǎn)生的某些裂變產(chǎn)物，其中子吸收截面較大，故對ρ有明顯的影響，這種效應稱為裂變產(chǎn)物中毒，有兩種同位素特別重要釤(149Sm)和氙(135Xe)。

停堆后的135Xe中毒——碘抗

所謂剩余反應性是指堆芯中沒有任何控制毒物時的反應性以ρex來表示，控制毒物是指反應堆中用于反應性控制的各種吸收體（如控制棒），不包括裂變產(chǎn)物中的毒物。

4.3燃耗

概念：燃料的耗損將引起剩余反應性下降，這種效應稱為反應性燃耗效應。

燃耗深度：燃耗深度是燃料貧化程度的一種度量，通常把單位質(zhì)量燃料所發(fā)出的能量稱為燃耗深度。

轉(zhuǎn)化與繁殖：

CR=復活率/吸收率

輕水堆CR≈0.6

第五章：反應堆中子動力學5.1緩發(fā)中子的作用中子的平均壽命緩發(fā)中子的壽命應當?shù)扔谥凶拥穆瘯r間、擴散時間以及延發(fā)時間之和其中，tm為平均慢化時間，td為平均擴散時間。反應堆周期

T=l/(k–1)

不考慮緩發(fā)中子T≈0.1s，若考慮緩發(fā)中子T≈85s。課外知識壓水堆核電站壓水堆核電站：核島、常規(guī)島和電站配套設備。核島①蒸汽發(fā)生器②穩(wěn)壓器③主泵④壓力容器常規(guī)島主要包括汽輪機發(fā)電機組，其形式與火電廠相似。核反應堆及系統(tǒng)基本組成裂變反應：核反應堆是指容器及內(nèi)存裝的燃料、慢化劑、冷卻劑、控制、測量部件及管道。核燃料分為易裂變的和可裂變的兩種易裂變核燃料：鈾-233、鈾-235及钚-239可裂變：釷-232、鈾-238在核反應堆內(nèi)吸收一個快中子后有可能發(fā)生裂變232Th、238U在核反應堆內(nèi)吸收一個快中子裂變?yōu)?33Th慢化劑輕水（H2O）重水（D2O）石墨（C）鈹及氧化鈹（Be、BeO）和有機化合物吸收能力較低、慢化能力較高、輕物質(zhì)作慢化材料控制系統(tǒng)在堆內(nèi)放入一種或數(shù)種吸收中子能力大的物質(zhì)用鎘、硼、銀銦鎘合金、鉿等材料做成的控制棒或在冷卻劑中加入硼酸、硝酸等溶液控制反應堆控制棒：安全棒、調(diào)節(jié)棒、補償棒屏蔽措施用體積質(zhì)量（密度）大的材料屏蔽y射線如鐵、鉛等用體積質(zhì)量（密度）小的材料屏蔽中子如水、石墨、含硼材料及石蠟、塑料、也可使用重元素和含氫物質(zhì)如