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温度变化对反应堆的影响反应性系数反应性系数是反应堆的反应性相对于某一个参数的变化率。
温度系数的表示式按照反应性的定义ρ＝1－k －1，反应性温度系数可6温度系数对反应堆稳定性的影响正的反应性温度效应会造成反应堆具有内在的不稳定性。
在反应堆设计时不希望出现正的温度系数。
具有负温度系数的反应堆，温度变化引起的反应性变化是负反馈效应，因而具有内在的稳定性。
T上升，K eff 下降，功率P下降，T回到初始值。
T下降，K eff 上升，功率P上升，T也会回到初始值。
燃料温度系数燃料温度变化一度时所引起的反燃料温度系数的影响因素燃料温度系数的影响因素：燃料温度，燃料燃耗慢化剂温度系数慢化剂温度变化—度时所引起的反应性变化称为慢化剂温慢化剂温度系数与水铀比的关系慢化剂温度系数与单位体慢化剂的反应性温度系数12慢化剂温度系数与温度和燃耗的关系慢化剂温度系数与慢化剂温度、硼浓随着慢化剂温度的增加，慢化剂温度系数向负的方向变加，慢化剂温度系数向正的方向变化。
空泡系数几种堆型的反应性系数功率系数单位功率变化所引起的反应性称为功率反应性系数。
典型压水堆的功率系数功率系数一般为负值。
17功率亏损从运行上更有意义的是功率系数的积分量，即功率功率亏损定义为从零功率变化到满功率时反应性的从一功率升到另一功率一定要向堆芯引入正反应性。
剩余反应性：堆芯没有任何控制毒物时的反应性称反应性控制中常用物理量反应性的三种控制方式反应性控制的任务主要任务是使得反应堆保持受控运行状态：反应性控制的类型控制分成三类：紧急控制，当需要时，快速引入大的负反应控制反应性的方法在压水堆中主要有两种反应性控制手段的比较主要反应堆类型的反应性值大亚湾压水堆的反应性控制要求反应性ρ％反应性控制因素控制棒的作用用来控制反应性的快速变化：29控制棒类型的选择不同类型反应堆，控制棒吸收材料分布均匀，使提高单位吸收材料吸收中子的效率，减轻控制不会在控制棒提升时因留下过大水隙而造成功控制棒材料的选择控制棒材料的选择要考虑：控制棒当量的计算分别进行临界计算，求出有控制棒和无控制棒时压水堆束棒式控制棒的当量计算 在压水堆束棒式控制棒中，将每个控制棒细棒与周围的中子价值的概念同样一个中子处于反应堆的不同位置，它对反应堆控制棒的微分价值 不仅要知道控制棒完全插入控制棒的积分价值控制棒价值的影响因素堆芯的慢化剂温度、硼浓度和燃耗会影响控制棒控制棒插入对堆轴向功率分布的影响38控制棒间的干涉效应在多根控制棒同时插入堆芯时，总价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值之和。
![[精选]第七章核反应堆热工--资料](https://img.taocdn.com/s1/m/73aee223844769eae009eda8.png)
第1章—核反应堆物理分析中子按能量分为三类: 快中子(E﹥0、1MｅＶ),中能中子(1ｅV﹤E﹤０.1 MeV),热中子(Ｅ﹤1eV)。
共振弹性散射ＡＺＸ+ ０1n →［Ａ+1Z X]＊→A ZＸ+ ０１ｎ势散射ＡZＸ＋01n→A Z X ＋０１n辐射俘获就是最常见得吸收反应。
反应式为A ZＸ＋01n →[A+1ＺX］*→A+１Z X＋γ23５U裂变反应得反应式23５92U + 01ｎ→[23692U］＊→A1Z１X+ A２Z２X ＋ν01n微观截面ΔI=-σIＮΔx宏观截面Σ= σN单位体积内得原子核数中子穿过x长得路程未发生核反应,而在ｘ与x+ｄx之间发生首次核反应得概率P(ｘ)dx= e—ΣxΣdx核反应率定义为单位就是中子∕m3 s中子通量密度总得中子通量密度Φ平均宏观截面或平均截面为辐射俘获截面与裂变截面之比称为俘获－—裂变之比用α表示有效裂变中子数有效增殖因数四因子公式中子得不泄露概率热中子利用系数第2章－中子慢化与慢化能谱在L系中,散射中子能量分布函数能量分布函数与散射角分布函数一一对应在C 系内碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 内得概率:能量均布定律 平均对数能降当A 〉10时可采用以下近似 L 系内得平均散射角余弦慢化剂得慢化能力 ξ∑s慢化比 ξ∑s /∑a 由E 0慢化到E t ｈ所需得慢化时间ｔＳ热中子平均寿命为 (吸收截面满足1/v 律得介质)中子得平均寿命 慢化密度(,)(,)(,)(,)(,)(1)(1)EE Eas s EE E r E r E dE E E q r E dE r E r E dE E E ααϕαϕαα''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 稳态无限介质内得中子慢化方程为无吸收单核素无限介质情况 无限介质弱吸收情况ｄE 内被吸收得中子数 逃脱共振俘获概率第j 个共振峰得有效共振积分 逃脱共振俘获概率等于整个共振区得有效共振积分 热中子能谱具有麦克斯韦谱得分布形式中子温度 核反应率守恒原则,热中子平均截面为若吸收截面a 服从“1/ｖ"律若吸收截面不服从“1/v ”变化,须引入一个修正因子第3章—中子扩散理论菲克定律中子数守恒(中子数平衡)中子连续方程 如果斐克定律成立,得单能中子扩散方程设中子通量密度不随时间变化,得稳态单能中子扩散方程直线外推距离 扩散长度慢化长度Ｌ１ 2221111112110100ln 3th a tr E D D L L E ϕϕϕϕξ∇-∑=∇-=→==∑∑∑L 21 称为中子年龄,用τth 表示, 即为慢化长度。
第一章核反应堆的核物理基础（6学时）1.什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少;3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性,需要妥善保存;2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。
2.核反应堆的定义。
核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
核反应堆分类：3.原子核基本性质。
核素：具有确定质子数Z和核子数A的原子核。
同位素：质子数Z相同而中子数N不同的核素。
同量素：质量数A相同，而质子数Z和中子数N各不相同的核素.同中子数：只有中子数N相同的核素。
原子核能级:最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态.激发态是不稳定的，会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量.核力的基本特点：1）核力的短程性2）核力的饱和性3）核力与电荷无关4.原子核的衰变。
包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义;理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变,称为放射性同位素。
核衰变:有些元素的原子核是不稳定的,它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数:它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，标志着衰变的快慢。
半衰期:原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
衰变类型细分前后变化射线性质ααZ减少2，A减少4 电离本领强，穿透本领小ββ—Z增加1，A不变电离本领较弱,穿透本领较强β+ Z减少1,A不变电子俘获Z减少1，A不变γγ激发态向基态跃迁电离本领几乎没有，穿透能力很强5.结合能与原子核的稳定性。
核反应堆的物理基础和原理随着科学技术的不断进步，人类对于核能的使用越来越广泛，核反应堆作为核能利用的重要方式之一，得以广泛应用。
那么什么是核反应堆？它的物理基础和原理是什么？本文将为您一一解答。
一、核反应堆的定义和种类核反应堆是利用核反应发生核能释放的装置，是核能利用的主要方式之一，广泛应用于电力、军事、医疗等领域。
根据核反应堆的设计和用途，可分为热中子反应堆、中子星反应堆、混合反应堆、钚核反应堆等。
热中子反应堆主要利用热中子引发核反应，一般采用铀-235作为燃料，主要用于发电和研究用途。
中子星反应堆利用快中子引发核反应，主要用于核武器等军事用途。
混合反应堆是将热中子反应堆和中子星反应堆相结合，利用多种燃料，是一种高效的核反应堆。
钚核反应堆主要利用钚-239作为燃料，可快速产生大量核能，主要用于核潜艇等军事用途。
二、核反应堆的物理基础核反应堆的反应过程涉及到原子核的结构以及物理学中的一些基本定理，下面将一一介绍。
1.核物理学核物理学是研究原子核结构、核反应以及核能释放等问题的学科。
它与相对论、量子力学等学科有着千丝万缕的联系，是核反应堆设计中不可或缺的一部分。
2.裂变与聚变核反应堆的反应过程中，经常涉及到裂变和聚变。
裂变是指重核裂变成两个质量相对较小的核，并释放出大量的能量和中子。
聚变则是指两个轻核结合成一个重核，并释放出大量的能量和中子。
在核反应堆中，裂变是最常见的反应方式。
3.放射性衰变放射性衰变是放射性核发生自发衰变，释放出粒子和能量的过程。
放射性衰变是许多核反应堆反应链中的一环，不仅产生能量，还会产生一些高能粒子，对反应堆造成一定的影响。
三、核反应堆的原理核反应堆是利用核反应产生的热能来发电或作为其他用途，其原理主要包括核燃料、反应堆的物理结构和气冷或冷却剂的使用。
1.核燃料核燃料是核反应堆反应的基本物质，一般采用铀、钚等元素，也可以采用锆、铌等金属。
当放射性核素发生裂变时，会产生大量的热能，从而引发周围反应核素的裂变，形成一种连锁反应。
