反应堆工概论整理
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二.简答题1.影响功率分布的因素有哪些,分别有什么影响?答:A.燃料布置:均匀装载:中心区域会出现较高的功率峰值,限制堆的总功率输出量,且平均燃耗也较低分区装载:中心功率水平降低,外区功率水平上升,整体功率分布得到展平,平均燃耗也提高了B.控制棒:用控制棒时堆芯功率峰值对平均功率之比可能高于未受扰动的堆芯的该比值。
径向:堆寿命初期,中央控制棒插入可使径向功率分布得到展平,即中央部分中子通量及功率水平下降了,外区中子通量及功率水平提高了轴向:插入控制棒给轴向功率分布带来不利影响(如压水堆中,寿期初堆顶部插入控制棒,中子通量向堆底部歪斜;寿期末抽出控制棒,中子通量向堆顶部歪斜)C.水隙及空泡:水隙:引起附加慢化作用,使该处中子通量上升,导致周围元件功率升高,从而增大功率分布不均匀度;空泡:使周围的堆芯反应性下降2.控制棒、慢化剂和结构材料中热量产生的来源?答:A.控制棒的热源:吸收堆芯的γ辐射以及控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应B.慢化剂的热源:裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量、吸收各种γ射线的能量C.结构材料的热源:几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ射线3.两种沸腾的定义及特点是什么?答:大容积沸腾:定义:指由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾特点:液体流速很低,自然对流换热起主导作用流动沸腾:定义:指流体流经加热通道是发生的沸腾,亦称为对流沸腾特点:常发生在强迫对流工况下4.沸腾临界包括哪两类,它们的物理特点及发生的区域分别是什么?答:5.答:A.(选取合适的燃料材料和包壳材料,并限制元件芯块中心温度低于燃料的熔点,包壳表面热流密度低于临界热流密度以)保证燃料元件包壳在寿命期内完整性B.棒径选择除满足物理设计中的水铀比要求外,还须满足热工传热的要求C.(限制包壳外表面的最大温度和限制芯块----包壳交界面处的最大温度来)保证在整个寿命期不产生不良的物理化学作用D.满足结构方面要求并易于加工,工艺性能好E.经济性好,价廉6.UO 2陶瓷燃料的优缺点?答:优点:熔点高、高温和高辐照下几何形状比较稳定;高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能;与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好缺点:导热性能差;热梯度下的脆性7.单相流体的流动压降包括哪些,定义分别是什么?答:提升压降:指流体自截面1至截面2时由流体位能改变而引起的压力变化加速压降:指因流体速度发生改变而引起的压力变化摩擦压降:指流体沿等截面直通道流动时由沿程摩擦阻力的作用而引起的压力损失 形阻压降:指流体流经有急剧变化的固体边界时所出现的集中压力损失8.垂直加热通道中流型有哪些,分别有什么特点?答:泡状流:液相是连续相,汽相以汽泡的形式弥散在液相中,两相同时沿通道流动。
第一章核能发电原理及反应堆概述第1节核电厂工作基本原理1.核反应堆2. 热交换器3. 蒸气涡轮机4. 发电机5. 冷凝器第2节反应堆的分类(1)按用途分:实验堆:用于实验研究;生产堆:专门用来生产易裂变物质或聚变物质;动力堆:用作动力源(2)按引起堆内大部分裂变的中子能量分。
热中子堆:En< 1eV;中能中子堆:1eV <En< 1keV;快中子堆:En> 1keV。
(3)按核燃料状态分。
固体燃料堆;液体燃料堆(压水堆、沸水堆);重水堆(D2O );(4)按慢化剂和冷却剂种类分. 轻水堆(H2O)石墨气冷堆;钠冷快中子堆。
动力核反应堆组成及功能(1)堆芯——实现链式裂变反应堆区域。
包括:核燃料元件、慢化剂、冷却剂、控制元件、中子源等。
(2)反应堆控制系统——保证反应堆能安全地实现启动、停堆、功率调节。
包括:控制棒及其驱动系统等。
(3)回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热,并传递热动力产生系统。
包括压力容器、主泵等。
(4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射,保护周围人员和部件。
(5)动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。
如汽轮机。
(6)辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。
包括:余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。
(7)安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质,避免环境污染如安全壳。
)第3节压水堆系统压力:15~16 Mpa冷却剂入口温度:300℃,出口温度:330℃冷却剂流量:62000 t/h燃料装量:90 t (电功率1000MWe)最大燃料温度:1780 ℃UO2燃料富集度:2.0~4.0%转化比:0.5第4节沸水堆系统压力:7 Mpa冷却剂入口温度:260~270℃,出口温度:280℃冷却剂流量:47000 t/h燃料装量:140 t (电功率1000MWe)最大燃料温度:1830 ℃UO2燃料富集度:2.0~3.0%转化比:0.5沸水堆核电厂的特点(与压水堆相比):比功率密度较低,燃料装载量较大,总投资略大;压力容器厚度减少、尺寸变大,制造成本相当;采用直接循环,系统比较简单,回路设备少,易于加工制造;采用喷射泵循环系统,功率调节方便,且使压力容器开孔直径减小,降低了失水事故可能性及严重性;放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备,对发电机组要求高,污染范围较大,设计、运行和维修不便。
反应堆工程学复习总结反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类:按用途分:1)实验堆,2)生产堆,3)动力堆按慢化剂和冷却剂分:轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型:水冷堆(包括轻水堆和重水堆)、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆:作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆:作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的,流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较:(1)沸水堆压力容器内直接产生蒸汽,承受的压力只有压水堆的1/2,因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低,且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备,致使压力容器尺寸增大,这两个影响基本互相抵消。
(2)沸水堆采用直接循环,系统比较简单,回路设备少,且设备所承受的压力较低,易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器,减少了核电厂事故,使用效率提高,且沸水堆采用喷射泵循环系统,使压力容器开孔的直径减少,电厂失水事故的可能性及严重性降低。
(3)沸水堆堆芯内产生大量蒸汽,调节反应堆功率比较方便。
(4)沸水堆的比功率较小,因此虽然系统简单,但总投资较压水堆略大。
(5)由于沸水堆采用直接循环,给设计、运行、维修都带来不便。
总之,沸水堆和压水堆各有其优缺点,在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆:使用天然铀作燃料,利用率高,但卸料燃耗浅,卸料量大,消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小,且慢化性能也比较好,但重水价格昂贵,所以重水堆投资高。
7、气冷堆:目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆(HGTR)。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高,热效率较高,堆内没有金属结构材料,中子寄生俘获少,转换比高,每年所需补充的核燃料少。
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。
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。
第二章核反应堆工程基础引言(P21)1.1942年12月1日由美国科学家费米领导在芝加哥大学运动场看台下面建立了石墨反应堆,首次实现了原子核链式反应,开创人类利用核能新纪元。
2.核电、水电、火电一起构成世界电力能源的三大支柱。
核能是公认的经济、清洁、技术先进、具有广阔发展前景的能源。
3. 核反应堆是一种综合的技术装置,用来实现重元素的可控自持链式裂变反应。
4.核反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
5.核反应堆堆芯是核燃料存放的区域,核裂变链式反应就在其中进行。
6.链式裂变反应释放出来的能量,绝大部分首先在燃料元件内转化为热能,然后通过热传导、对流换热和热辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂,再由冷却剂带载到堆芯外,通过热力系统转化为所需的动力。
第一节 核裂变及核能的利用(P21-25)1. 核裂变的发现:(1)哈恩和斯特拉斯曼于1939年1月正式确认,中子束辐照铀靶的产物中,观察到了56Ba 和57La 的放射性同位素。
(2)迈特纳(Meitner L )和福里施(Frisch O )对上述实验事实进行了解释,指出铀核的稳定性很差,在俘获中子之后本身分裂为质量差别不很大的两个核,裂变(Fission )一词就是由他们提出来的。
(3)裂变现象的发现,立刻引起人们极大的注意。
这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量,而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。
这些中子将使裂变自动地继续下去,形成链式反应,从而使原子能的大规模利用成为可能。
(4)发现裂变到链式反应堆的建立,仅仅花了4年的时间,1942年12月第一个铀堆在美国投入运行。
2. 三分裂的概率很小,约为千分之三。
一、自发裂变与诱发裂变(P22-23)1.在没有外来粒子轰击下,原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变;在外来粒子轰击下,原子核才发生裂变的现象称为诱发裂变。
2.1自发裂变(P22)1.自发裂变的一般表达式:2.在自发裂变的母核与裂变产物间满足如下的关系:A=A 1+A 2;Z=Z 1+Z 2,即粒子数守恒和电荷数守恒。
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。
反应堆工程概论△名词概念类★简答类△裂变中子中还有不到1%的中子是在裂变碎片过程中发射出来的这些叫缓发中子△缓发中子的能谱不同于瞬发中子的能谱缓发中子的平均能量要比瞬发中子低△虽然缓发中子在裂变中子中所占份额很小(小于1%)但他对反应堆的动力学过程和反应堆控制却又非常重要的影响△在热中子反应堆内中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射△微观截面:假设在1cm的物质中有N个原子核在这个物质的一个面上射入一个中子我们把每一个原子核与一个入射中子发生核反应的概率定义为微观面枪单位为米方△宏观截面:如果每立方米的物质中含有N个核则乘积枪N 等于每立方米靶核的总截面用符号它的量纲是长度的倒数△反应堆堆芯满足的要求:1堆芯功率分布应尽量均匀以使堆芯有最大的功率输出2尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命以适当减少换料操作次数5堆芯结构紧凑换料操作简便△压水堆采用17某17排列燃料组件每个组件中有289个栅元设有24根控制棒导向管和一根堆内中子通量测量管其余264个栅元装有燃料棒△组件:1燃料元件棒2燃料组件的骨架结构3控制棒组件4可燃毒物组件5中子源组件6阻力塞组件△陶瓷燃料优点(相对金属铀):1熔点高2热稳定性和辐照稳定性好3化学稳定性好与包壳和冷却剂材料的相容性好△体积释热率定义:Qv=Ef·Rf分别代表燃料的体积释热率每次核裂变产生的能量燃料内的核反应率△燃料温度系数:燃料温度变化-开尔文(k)时所引起的反应性变化称为燃料温度系数△慢化剂温度系数:慢化剂温度变化-开尔文(k)时所引起的反应性称为慢化剂温度系数△中毒效应:热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物其中子吸收截面较大故对p有明显的影响裂变产物分:稳定或长寿命的称为结渣短寿命的称为毒物毒与渣对反应性的影响称为反应性的毒渣效应简称中毒效应△影响堆芯内功率分布的主要因素:1燃料装载的影响2反射层的影响3控制棒的影响4结构材料、水隙和空泡的影响5燃料元件自屏蔽效应的影响△核反应堆安全对策1保证反应堆得到安全可靠的控制2确保堆芯冷却3包容放射性产物△反应性控制类型:1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制△核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性引发放射性物质泄漏的事故引起原因1堆芯失去冷却或冷却不充分2堆芯的反应性快速不可控制升高△核反应堆严重事故分为:1堆芯溶化事故2堆芯解体事故△把核反应堆运行工况分为四类:1正常工况和运行瞬变2中等频率事件3稀有事故4极限事故以上四类事故也称为设计基准事故DBA★为何热中子反应堆中选用轻水作慢化剂:因为是含氢物质慢化能力大价格低廉★反射层对反应堆的作用:1减少芯部中子的泄漏从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小这样可以节省一部分燃料2提高反应堆的平均输出功率★简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用:若反应堆具有负的温度系数则随着温度升高k值将变小从而使中子通量也跟着下降这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。
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。
原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期,1/20.693T λ=。
平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间,1/τλ=8. 放射性活度及其单位放射性活度:一定量放射性物质(核素)单位时间内发生的核衰变数国际单位是贝克勒尔Bq ,专用单位为居里Ci ;11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==⨯9. 原子核内核子间的作用力原子核内核子间的作用力(核力)是短程力,与电荷无关,具有饱和性,且与核子的自旋态有关10. 结合能与比结合能自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能,原子核平均每个核子的结合能称为比结合能11. 质量亏损原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ∆,2E Mc ∆=∆即为结合能12. 裂变能与聚变能重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能;轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能13. 弹性散射弹性散射:中子与靶核碰撞过程中,动能、动量守恒,靶核的能级状态没有改变的反应。
碰撞后,中子的运动方向和能量都有所改变,中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现14. 非弹性散射非弹性散射:类似于弹性散射,但是靶核的能级状态有所升高。
常伴随靶核的γ衰变,高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射15. 辐射俘获中子辐射俘获:中子撞击靶核并被靶核吸收/俘获。
其用途主要有:实现反应堆的控制;实现不裂变材料的转化与增殖16. 裂变反应,裂变临界能裂变反应:中子撞击靶核,被靶核所吸收/俘获之后,靶核变成了两个碎片(其他物质的原子核),同时释放出2—3个中子和能量(结合能)自然界中存在的物质只有235U 与中子作用可发生裂变反应;易裂变核素,可裂变核素17. 复合核模型热中子反应堆内发生的核反应基本上都可以用复核模型来解释:入射粒子与靶核形成一个复核,且该复核处于激发态,之后复核衰变形成新核并放出其他粒子,其过程可以表示为:*a A B C c +→→+18. 裂变产物裂变产物有多种,由裂变产物的产额曲线可以看出,质量数在95和139附近的两种碎片的产额最大,而碎片质量相等时的概率很低,约0.01%19. 剩余发热裂变产物在稳定之前都伴随β、γ衰变,释放裂变热,这也就使得衰变热成为反应堆安全需要解决的问题。
20. 裂变能每次裂变释放的能量约为200~210MeV ,其中裂变碎片动能占约85%,其他15%则是通过各种射线载带的21. 微观截面与宏观截面微观截面σ表示靶层中一个靶核与束内一个中子发生某类反应的几率,单位靶(b )2421110b cm -=⨯,;dI INdx σ-=宏观截面∑表示靶层内所有靶核与束内中子发生某类反应的几率,也可表示为在介质内的单位程长上中子与靶核发生某类反应的几率。
N σ∑=22. 瞬发中子与缓发中子绝大部分中子是伴随着裂变而瞬时释放的,称为瞬发中子;很少一部分中子是裂变后延时释放出来的,称为缓发中子,缓发中子虽份额不到1%,却是反应堆实现可控的关键23. 裂变中子的数量与能量每次裂变平均释放2~3个中子,平均能量为2MeV ;24. 转化比与增殖比堆内消耗一个易裂变原子所产生的平均易裂变原子数称为转化比C ;若C>1,则堆内产生的易裂变物质原子要比消耗的多,此时的C 称为增殖比。
第三章 中子的扩散、慢化与临界理论1. 快中子、热中子、中能中子快中子能量约为5751010eV ⨯-;热中子能量约为0.025eV ,是因其运动与分子热运动平衡,故得名中能中子能量约为3510510eV -⨯2. 中子的慢化与热化中子的慢化:通过与其他原子核相互作用而使裂变释放的快中子损失能量,变为热中子。
中子的慢化主要依靠中子与轻核物质之间的弹性散射实现热化:当中子7运动速度与靶核相当时,中子与靶核的碰撞可能获得能量,即为“热化”3. 快中子堆、热中子堆利用快中子实现核裂变的堆型称为快中子堆利用热中子实现核裂变的堆型称为热中子堆(未找到确切定义)4. 反应堆临界,临界质量,临界尺寸反应堆临界:当有效倍增因子eff K =1时,裂变中子数保持动态平衡,这时能够实现连续稳定的核裂变链式反应,此时的反应堆称为处于临界状态;临界质量:在一定的材料组成和几何布置下,系统达到临界所需裂变物质的最小质量; 临界尺寸:在一定的材料组成和几何布置下,系统达到临界所需裂变物质的最小堆型尺寸。
5. 反应堆四因子、六因子公式四因子公式:inf K pf εη=,此公式假定反应堆无限大六因子公式:eff f t K pf P P εη=,其中ε:快中子裂变因子 p:逃脱共振吸收几率f:热中子利用系数 ε:热中子裂变因子f P :快中子不泄漏几率 t P :热中子不泄漏几率e f fK :有效倍增因子 i n f K :无限倍增因子 6. 中子密度与中子通量中子通量:单位时间内穿过单位面积的中子数,或中子在单位时间、单位体积内所穿行的距离 nv φ=7. 中子发生弹性散射后的能量损失与能量分布经过一次碰撞后,中子的能量在αE 和E 之间,其能量分布概率密度函数为'1()[(1)]p E E α-=-8. 勒勒0(/)u In E E =,其目的是为解决中子慢化能量变化尺度很大(约8个量级)的问题。
则碰撞后的能量损失对应的是勒的增加9. 平均勒增量,慢化能力与慢化比平均勒增量δ:一次碰撞后的平均勒增量;慢化能力:s ς∑,其中s ∑为宏观散射截面慢化比:/s a ς∑∑,其中a ∑为宏观吸收截面补充:1、反应堆的大小与慢化能力的关系?慢化剂的慢化能力强时,反应堆的尺寸就小,故压水堆尺寸比高温气冷堆小2、反应堆核燃料的加浓度(浓缩度)与慢化比的关系?慢化比大的反应堆,加浓度可以较小,故重水堆一般用贫铀,不用浓缩铀。
10. 中子流密度与斐克定律中子密度在空间的密度差使中子产生定向流动,该流动的大小与中子密度函数的成正比:'J D n D =-∇=-∇Φr 斐克定律: 20a D S ∇Φ-∑Φ+=,其中,2D ∇Φ表示中子扩散量,a ∑Φ表示中子吸收量,S 表示源强中子产生量11. 扩散系数,扩散长度扩散系数:'/D D v =,成为扩散系数,具有长度的量纲扩散长度:/a L D =∑(单群)12. 中子年龄 中子年龄:F T F TD τ→=∑,又称中子费米年龄,量纲是长度平方而不是时间,其与快中子慢化到热中子所需平均时间成正比,为减小反应堆的总尺寸,需要选择慢化长度或中子年龄较小的慢化物质13. 热中子能谱,1/E 谱,裂变谱,能谱的软化与硬化热中子堆中的中子能谱(中子数或中子通量随能量的变化关系)由三部分组成,即裂变中子谱、慢化谱(1/E 谱)、麦克斯韦谱(热中子能谱)热中子能谱近似服从麦克斯韦-玻尔兹曼分布,有硬化;裂变中子能谱略,积分平均值为2MeV ;1/E 谱:在中子慢化占绝对主导地位的能量范围内,中子通量随能量的变化近似满足1/E 的规律能谱的硬化:慢化实际能谱要朝能量较高的方向偏移,即比介质原子核的能谱高 原因:1、所有的中子都是从较高的能量慢化而来的,故能量较高区的中子数目相对较多2、由于介质要吸收中子,则一部分中子尚未来得及同介质的原子(或分子)达到热平衡就已被吸收,故使能量较高的中子相对较多能谱的软化:低能粒子的数目相对于高能粒子的数目增加的过程,即低能粒子在粒子总数中的相对含量增加的过程。
(网上释义)14. 单群扩散理论与临界条件22inf K =K / (1 + L B )eff g15. 反应堆材料曲率与几何曲率材料曲率B 由反应堆材料的核特性决定;几何曲率Bg 则由其几何形状决定;反应堆材料曲率和几何曲率必须相等16. 双群扩散理论与临界条件,与六因子公式的关系2222inf 122211112222222212K =K / [(1 + L B )(1 + L B )]L = D /(+ );L D /P = 1/(1 + L B );P = 1/(1 +L B )eff g g a a f g t g →∑∑=∑17. 反射层利用某种散射中子的物质将堆芯包围起来,从而将可能泄漏的中子部分地反射回堆芯中去,从而可以减少反应堆的临界体积或减少燃料的装载量。
18. 反应堆非均匀化的效应能够实现反应性的控制,反应堆热功率的均匀分布,提高系统的无限倍增系数 (未找到确切答案)第四章 反应堆动态物理-反应性变化与控制1. 反应性K eff 与1的相对偏离定义为反应性ρ:(1)/K K ρ=-,其单位是元,当反应性的数值等于缓发中子的有效份额时,称为一元。