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文檔簡介

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為負2.慢化劑溫度系數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：慢化劑溫度系數還與單位體積內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所產生的某些裂變產物，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，通常把單位質量燃料所發出的能量稱為燃耗深度。

轉化與繁殖：

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緩發中子的作用中子的平均壽命緩發中子的壽命應當等于中子的慢化時間、擴散時間以及延發時間之和其中，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)

不考慮緩發中子T≈0.1s，若考慮緩發中子T≈85s。課外知識壓水堆核電站壓水堆核電站：核島、常規島和電站配套設備。核島①蒸汽發生器②穩壓器③主泵④壓力容器常規島主要包括汽輪機發電機組，其形式與火電廠相似。核反應堆及系統基本組成裂變反應：核反應堆是指容器及內存裝的燃料、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在核反應堆內吸收一個快中子后有可能發生裂變232Th、238U在核反應堆內吸收一個快中子裂變為233Th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、輕物質作慢化材料控制系統在堆內放入一種或數種吸收中子能力大的物質用鎘、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、調節棒、補償棒屏蔽措施用體積質量（密度）大的材料屏蔽y射線如鐵、鉛等用體積質量（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如

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