反应堆物理辽核讲课幻灯片.pptx

反应堆物理基础;; ; ; ; ; ;;产生的平均次级中子数： 注意是平均，是一个统计结果，平均为2.43个;裂变产物 裂变产额：总的核裂变中产生某种质量数产物的核裂变所占的份额。 绝大多数裂变放出2个碎片和2-3个中子。 引起裂变的中子能量不同，曲线的形状也不同。 裂变碎片质量范围大约分布在72到161 之间; ;;; ?的单位是长度的倒数 ?解释为一个中子在每单位飞行程长上与靶核发生某类反应的概率。 平均自由程 度量中子与靶核发生某类核反应之前可能的自由飞行平均距离。平均自由程常用?来表示 ;平均自由程也可以定义为中子在靶物质中连续两次相同作用之间穿行的平均距离 核反应率 则定义 则上述 为中子通量 φ的单位：中子/cm2?s, 中子/m2?s 功率（堆内某一点单位体积的功率） ;吸收截面随中子能量的变化;当中子能量E=0.0253ev，铀-235的 =583.5b,钚-239的 =744b,因此热反应堆裂变基本都发生在这一能区; ;某一时刻，堆内Keff=1，则接下来中子不变，则称此时状态临界 某一时刻，堆内Keff1，则接下来中子变少，则称此时状态次临界 ;四因子公式 中子在堆内详细的循环过程： 238U 的快中子增殖 慢化过程中的共振吸收 堆芯材料对中子的辐射俘获 燃料吸收中子引起的裂变 中子的泄露。（1）慢化过程的中子泄露 （2）热中子扩散过程泄露。 ; 为定量计算我们定义五个参量：假设此时堆内有N个中子 （1）快中子增殖系数ε：有的中子能引起快中子裂变，裂变后中子数目为N ε （2）逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振吸收的中子的份额称为逃脱 共振俘获概率，用p表示。此时中子数为N ε p （3）热中子吸收系数f：被燃料吸收的热中子除以被吸收总的热中子数，中子数为N ε p f。 （4）有效裂变中子数η， 定义为：核燃料每吸收一个热中子产生的平均裂变中子数。 中子数为N ε p f η。 （5）不泄露概率Λ ， 它是中子在慢化过程和热中子在扩散过程中不泄露概率的乘积， Λ=ΛsΛd此时中子数为N ε p fη Λ;则经过一个循环后，此时反应???的Keff为： ;中子的慢化 慢化就是降低中子能量，因为易裂变材料与热中子的裂变截面大 反应堆中要求慢化剂具有较大宏观散射截面Σs和平均对数能降ξ。通常把乘积ξΣs叫做慢化剂的慢化能力。 我们还要求慢化剂有较小的吸收截面，定义ξΣs /Σa叫做慢化比。 ; ;;研究反应堆的临界问题。主要研究下面两个问题： （1）各种形状的反应堆达到临界状态的条件（临界条件），临界时系统的体积大小和燃料成分及其装载量； （2）临界状态下系统内中子通量密度（或功率密度）的分布。 具有最小临界体积的圆柱均匀堆，要求半径与高之比大约为即直径与高大致有1:1的关系。;投入运行年月;;反应堆内中子通量的展平 反应堆的功率分布应尽量平坦。 展平功率分布的目的是为了提高全堆的平均功率水平，在满足最高功率的限制条件下，全堆发出的功率最大。 1.堆芯燃料分区布置 2.可燃毒物合理布置 3.采用化学补偿溶液 4.控制棒控制 5.采用径向和轴向反射层; ; 中毒 反应堆中的毒物指的是能大量吸收中子的元素。由于大量吸收中子，致使引入负反应性。最重要的是两种： 特点：热中子吸收截面大，产额大 135Xe 热中子吸收截面非常大，当中子能量为0.025eV时，135Xe的微观??收截面是 热能范围内它的平均吸收截面大约为 ;反应堆刚启动时，135Xe的生成率是大于消失率的。 当反应堆在一定功率水平下稳定运行一段时间后（约48小时），135Xe的量会达到动态平衡，此时135Xe的核密度不会随时间而变化，叫做平衡氙中毒。 若反应堆运行中，突然停堆，135Xe的量会增大到最大值，然后减少。 ;135Xe所引起的负反应性，与它在反应堆中的量有关，当突然停堆后，由于135Xe会增长到一个最大值，那么此时引入的负反应性也最大，那么，此时堆的反应性就会被引入的负反应性所抵消，当反应堆的剩余反应性小于0时，那么此时启动反应堆是启动不了的，只有慢慢等135Xe衰变后，才能启动。 反应堆的剩余反应性会有一个坑，这个坑叫做碘坑。;149Sm中毒 ;燃耗深度 反应堆在运行中，易裂变的核素总是不断减少的。装入堆芯的核燃料烧掉了多少？单位重量的核燃料发出了多少能量？需要用一个物理量加以描述和度量，这就是燃耗深度。 第一种定义：装入堆芯的单位质量的燃料所发出的能量，单位： 第二种定义：消耗掉的易裂变材料与装入的易裂变材料质量之比 等效满功率小时（EFPH）或等效满功率天（EFPD） 一个等效满功率天（E