chapter.06.非均匀反应堆的效应哈工程李伟

格式：ppt
大小：2.00 MB
文档页数：62

下载文档原格式

chapter.13.反应堆堆芯物理设计解析

2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
15

对于实验测量的核数据，其存在以下问题：
对于同一截面数据，不同的实验和不同的实验方法
给出的数值可能不同，这样就必需对已有的核数据进行分析、选取和评价；核计算要涉及到大量的同位素以及广阔能量区间内的核反应截面和能量的复杂关系，其所需的核数据量非常庞大，现有实验数据不可能完全覆盖；对于一些能量区间和部分核素，核数据存在空白，需要利用理论计算或内插方法来填补空缺的数据。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
0
反应堆堆芯物理设计
2018/10/16
本科教学（48学时）
70.反应堆设计的内容与步骤
1
⑴设计内容

反应堆设计所涉及到的技术区域包括：
核设计；
反应堆堆芯物理设计；
辐射屏蔽的基本设计。
热工水力设计
反应堆堆芯和燃料元件的热工分析；一回路冷却剂系统的设计。

哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
7
③施工设计

施工设计在初步设计完成后进行。在这部分工作中，要对堆芯进行仔细的动态分析，完成初步安全分析报告和全部一、二回路系统的详细设计。这一阶段的设计要绘制所有系统的详细布置图（包括管道布置的模型）以及设备系统的结构、零件和安装图，编制必要的技术要求、调试大纲和运行操作大纲。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
10
②反应性控制设计计算

为补偿初装核燃料所具有的剩余反应性以及保证反应堆运行的灵活性和安全性，必须进行反应性控制设计和堆芯动态特性设计。此时需要对各种控制手段进行反应性分配，并进行控制棒布置方式与反应堆运行时的提棒程序进行详细的设计。在设计中还必须计算各种反应性反馈系数以及裂变产物中毒物积累所引起的反应性效应等。

反应性的控制方式

哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2021/2/23
57.
11
控制棒控制
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2021/2/23
57.
12
控制棒控制
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2021/2/23
57.控制棒控制
13
⑶控制棒材料的选取
①材料选取的基本准则 Ⅰ.材料选取准则对于控制棒材料的选择，显然应当选取吸收截面较大
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2021/2/23
57.控制棒控制
27
Ⅱ.控制棒的微分价值与积分价值【定义】控制棒的微分价值
控制棒移动一步或单位距离的所引起的反应性的变化称为控制棒的微分价值，用符号dρw/dz来表示。在反应堆中：
在反应堆中心处，中子通量密度大，中子价值也大，因此控制棒的微分价值较大；
控制棒的价值还与中子通量密度Φ有关，因为Φ越大， ΣaΦ也越大，从而对反应性造成的影响也越大。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2021/2/23
57.控制棒控制
26
对于单群理论，可以证明中子价值 * r 和中子通量密度分布 r 是相同的，即：
*rr
所以控制棒的价值与插入点的中子通量密度的平方 2 r 成正比。
参考位置可任意选择，一般可选为堆芯活性区的顶端或底端，即控制棒全部提出或插入时的状态。
积分价值曲线的斜率便是该点处控制棒的微分价值，从而积分价值曲线：在中间部位近似为直线，曲线的斜率较大，此时控制棒的微分价值近似为常数，且其值较大；在两端变化较缓和，此时控制棒的微分价值较小。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2021/2/23

chapter.03.中子的慢化

需要将裂变产生的中子的能量降低，即对裂变中子进行慢化。由于非弹性散射的阈值性，中子的慢化主要依靠弹性散射。弹性散射的物理机制包括：复合核弹性散射和势散射。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2014-6-16
15.弹性散射
2
⑵弹性散射后的能量分配 ①L系和C系 E：碰撞前的入射中子动能 E′：碰撞后的中子动能 m：中子的质量 M：原子核的质量 v1 , v ：碰撞前的速度（L系和C系中） 1,C v , v ：碰撞后的速度（L系和C系中） 1 1,C v , v ：碰撞后原子核的速度（L系和C系中） 2 2,C θL：实验室坐标系中的散射角 θC：质心坐标系中的散射角
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2014-6-16
15.弹性散射
6

这里用质量数代替原子核质量有：
m M 1 A

从而可得：
1 E E cos L A 1 A 1 2 E E
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2014-6-16
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2014-6-16
15.弹性散射
3
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2014-6-16
15.弹性散射
4

根据下图所示的实验室系与质心系中的物理量的关系，可以得到如下关系式： v1·cosθL＝v1,C·cosθC＋vC
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
u ln E ln E ln

E E
在质心系内散射为各向同性的情况下，对质量数较大的靶核可采用下式近似计算：

chapter.08.反应堆的燃耗效应解读

①235U

fission fragment n U n 236 U

235U的半衰期为7.038×108a，其衰变导致的变化可以忽略
不计。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2019/2/25
50.反应堆内的重核素转变
7
②238U 238U涉及的主要反应如下：
⑤241Pu 241Pu的半衰期为14.35a，不考虑其衰变效应有：
G dN241 G 240 241 N240 , g g N241 a , g g dt g 1 g 1
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2019/2/25
50.反应堆内的重核素转变
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2019/2/25
51.燃耗
25

在这个阶段，反应堆在停堆之后：
在反应堆的剩余反应性降低到负值之前就立即再次
启动反应堆；
在反应堆经过强迫停堆时间后，等到剩余反应性再
次上升到0以上之后，再启动反应堆。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2019/2/25
50.反应堆内的重核素转变
8
③239Pu 239Pu涉及的主要反应如下：
239
fission fragment n Pu n 240 Pu

239Pu的半衰期为24110a，其衰变导致的变化可以
忽略不计。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2019/2/25
2019/2/25
51.燃耗
18

【定义】卸料燃耗深度新的燃料从进入堆芯开始，经过若干个循环，最后卸出堆芯时达到的燃耗深度。【定义】平均卸料燃耗深度一批燃料在卸出堆芯时所达到的燃耗深度的平均值称为这批燃料的平均卸料燃耗。对于目前的压水堆，其平均卸料燃耗深度一般可达45000MW· d/t以上。其中重核素的转换起到了很重要的作用。

反应堆物理知识点总结(2)

复习总结(2)主讲教师：李伟燃耗深度()0Tu P t dt BU W =ò()MW d t ×反应性的控制n 反应性变化的原因q反应堆从冷态过渡到热态、再提升功率过程中的温度变化带来的反应性反馈q135Xe 和149Sm 中毒q 核燃料的消耗与重核素成分的变化q 功率变化带来的反应性变化n 反应性控制的任务q 反应性补偿q 功率调节q 紧急控制常用的控制方式p 控制棒控制p 化学补偿控制p 可燃毒物控制反应性的控制n控制棒控制方式q控制棒控制方式的任务n与功率变化过程有关的Doppler效应n慢化剂温度效应n空泡效应n安全停堆q控制棒的价值n微分价值n积分价值反应性的控制n控制棒控制方式q控制棒对功率分布的影响n造成中子通量分布和功率分布的畸变。

n控制棒间的干涉效应q一根控制棒插入堆芯后引起堆芯中子通量分布的畸变，影响到其它控制棒的价值。

反应性的控制n化学补偿控制q任务n燃耗、裂变产物的反应性效应。

n从冷态到热态零功率过程中的慢化剂温度效应。

135Xe及149Sm的中毒效应。

nq慢化剂中硼酸含量过高会导致正的慢化剂温度系数。

反应性的控制n可燃毒物控制q要求n可燃毒物消耗释放的反应性与燃料燃耗减少的反应性相匹配。

q布置方式n非均匀布置n空间自屏蔽效应q在低泄漏换料方案中，每个堆芯寿期都需要采用一定数量的可燃毒物来抑制功率峰。

稳定周期（渐近周期）中子输运理论简介n 方向变量的处理qP n 方法n采用球谐函数展开含有角度变量的项n 能量相关扩散方程的推导q P 1近似q 源各向同性q 输运近似()()()()()()(),,,,,;,t s D Q r E r E r E r E r E dE r E E r E -Ñ×ÑF +S F =¢¢¢+S F ®òv v v v vv v中子输运理论简介n 方向变量的处理qS n 方法n 对空间变量离散化，得到离散点。

chapter.02.裂变后的现象与中子循环.

哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/12/8

12.反应堆的功率
28
②放射性产物

裂变产生的放射性产物，其具有一定的半衰期，在停堆后不会立刻衰变完。在相当一段时间内，放射性产物仍然会通过衰变放出能量。裂变产物的半衰期可能很长，因此停堆后，堆芯能量的主要来自放射性衰变产物的衰变。这部分能量是比较可观的。【定义】衰变热裂变产物中的放射性产物在衰变过程中放出的能量称为衰变热。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2018/12/8
12.反应堆的功率
26

对于一座热功率为300MW的反应堆（秦山一期）而言，其一年消耗的核燃料（富集度为3%的核燃料)的质量（t）为：
365 300 106 0.1232 105 m 4.4968 106 g 4.4968t 3%

β(t)和γ(t)的单位为：MeV/s· 裂变。上面两式的适用范围为t＝1～106s。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/12/8
12.反应堆的功率
32
Ⅱ.博斯特-惠勒函数

反应堆停堆后的衰变热功率与反应堆停堆前的功率水平是相关的。反应堆在热功率P的水平下，运行T时间后突然停堆，在停堆后t时的衰变热功率Pd(t,T)为：
第i种碎片的总数 yi 总的裂变反应次数
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/12/8
8
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2018/12/8
11.
裂变后的现象
11.裂变后的现象
9

如果只考虑235U的二分裂现象，所有的裂变产物的产额之和应当为2。

chapter.09.反应性的控制方式分析

哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2018/10/23
57.控制棒控制
34
⑹控制棒间的干涉效应

在反应堆中一般有多根控制棒。当这些控制棒同时插入堆芯时，各自会对彼此的反应性价值造成影响。当控制棒Ⅰ插入堆芯时，会使得堆芯的中子通量分布产生畸变，使得一部分堆芯的通量分布在有的区域变小（区域A），有的区域变大（区域B）。
其对周围的功率分布和通量分布造成的扰动较小，使得功率分布较为平坦。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/10/23
57.控制棒控制
16
②几种常用的控制棒材料
Ⅰ.Hf的特点

Hf具有如下特点：
对热中子吸收截面较弱（113b），但对超热区的中
子具有较强烈的共振吸收，即在较宽的能量范围内的吸收截面都较大；
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/10/23
57.控制棒控制
25
②控制棒价值 Ⅰ.控制棒价值的影响因素控制棒的价值的影响因素有：
中子的价值
* r ；
空间不同处的中子对堆芯反应性的贡献是不同的，因
此控制棒插入堆芯不同位置，其所带来（控制）的反应性变化也不同。

制棒的微分价值近似为常数，且其值较大；
在两端变化较缓和，此时控制棒的微分价值较小。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2018/10/23
57.控制棒控制
30
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2018/10/23
57.控制棒控制
31
⑸控制棒对功率分布的影响
①对功率峰值的影响

控制棒插入堆芯时，会使堆芯的中子通量分布和功率分布产生畸变：功率峰下移；功率峰值增大。因而在设计时应当认真考虑控制棒插入对功率峰值的影响，使得功率峰因子不超过规定的限制。

chapter.05.反应堆的临界问题哈工程李伟

此时反应堆无法达到临界，始终处于次临界状态。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2013-7-25
31.平板裸堆中的临界问题
31
②K1>1（超临界）此时无论后面的Kn的大小如何，必有：
K1 1 0 l1

这意味着通解中至少有一项是随着时间按指数增加的。从而有：
t x, t
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2013-7-25
31.平板裸堆中的临界问题
5
⑴问题的描述
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2013-7-25
31.平板裸堆中的临界问题
6
①扩散方程

对于平板裸堆，考虑其几何性质与对称性，选取一维直角坐标系是比较方便的。问题的扩散方程为：
1 2 x, t D 2 x, t a K 1 x, t v t x
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2013-7-25
31.平板裸堆中的临界问题
7
②初始条件和边界条件 Ⅰ.初始条件假设在t＝0的时刻，体系的中子通量分布为Φ0(x)，那么初始条件为：
Φ(x,0)＝Φ0(x) Ⅱ.真空边界条件根据外推边界条件可得：
a a 0 ,t ,t 2线性方程，因此任意个特解的叠加也应当是方程的解。从而有：
x, t n x, t Cn
n 1 n 1
2n 1 x e cos
a
Kn 1 t ln
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2013-7-25
31.平板裸堆中的临界问题
载量；在临界状态下，反应堆内的中子通量密度分布。

哈工程李伟反应堆课件chapter

BU 0
）
Wu
兆瓦·日/吨
MW d/t
有效满功率天（EFPD）
卸料燃耗深度从堆芯中卸出的燃料所达到的燃耗深度
45000 MW d/t
核反应堆堆芯寿期
ex
(t )

k 无 (t) 1 k 无 (t)
设反应堆在 t 0 时启动，
当运行到 t t1 时，有 ex (t1) 0
4．3 燃耗
燃耗效应
反应堆运行后产生的另一个重要问题是燃料的耗损——燃耗。燃料的耗损将引起剩余反应性下降，这种效应称为反应性燃耗效应。
核燃料中重同位素成分随时间的变化
dNA 产生率 ຫໍສະໝຸດ 消失率 dt N c r,c B N B N A a,A A N A
dN5 dt
(n, )
239
U
23min
239
Np
2.3d
239
Pu
232 Th (n, ) 233Th 233 Pa 233 U
22 min
27d
转换比
易裂变核生成率 CR 易裂变核消耗率

N5 a5
dN8 dt

N8 a8
dN9 dt
N8 8
N9 a9
dN0 dt
(N9 9
N0 a0 )
dN1 dt

(N0 0

N1 a1)
燃耗深度
燃耗深度是燃料贫化程度的一种度量，通常把单位质量燃料所发出的能量称为燃耗深度
T
P(t)dt
此后即使把全部控制棒都从堆芯提出，
t 也不可能使反应堆达到临界，于是就需重新换料。我们称 1

chapter.07.反应堆中子动力学

哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2013-7-25

42.缓发中子
22
Ⅱ.不泄露几率

由于缓发中子的能量较小，因而其在在反应堆介质中的穿行距离较短。从而其泄露几率相对瞬发中子要小，不泄露几率PL较大。
Ⅲ.逃脱共振俘获几率

由于缓发中子的能量较小，其在和慢化剂经过较少次数的碰撞之后，便可迅速慢化到共振能量以下。因此其逃脱共振俘获几率p要比瞬发中子大。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2013-7-25
43.反应性与反应堆周期
23
⑴反应性 ①反应性的定义Ⅰ

【定义】反应性如果系统偏离临界程度较小，此时可采用以下的定义：

Keff 1 Keff
ρ > 0时，有： Keff > 1 ，此时反应堆处于超临界状态；
ρ＝0时，有： Keff＝1 ，此时反应堆处于临界状态； ρ < 0时，有： Keff < 1 ，此时反应堆处于次临界状态。
慢化
扩散
瞬发中子
中子孕育时间
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
tm
2013-7-25
td
42.缓发中子
16

从上图可以看出：
缓发中子的寿命包含了缓发中子先驱核的衰变时间；由于缓发中子先驱核的半衰期时间较长（可在s的量
级），因此缓发中子的平均寿命要比瞬发中子大很多。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
14
⑴缓发中子在前面的讨论中，并未考虑缓发中子的影响：
缓发中子是由缓发中子先驱核衰变放出的；缓发中子先驱核具有一定的半衰期；相邻两代缓发中子的时间间隔要比瞬发中子长。

1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。

哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
2
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
3
⑵非均匀效应 ①快中子的分布对于快中子：
核燃料中的235U在热中子的诱发下发生裂变，放出裂变中子，其中绝大部分都是快中子；裂变中子中约有60％的中子具有1.1MeV以上的能量，其在扩散过程中可引发238U裂变，实现快中子倍增；慢化剂中不含裂变核素，无法通过裂变产生中子；快中子穿出核燃料后，进入慢化剂，经过慢化变为热中子。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-2837.非均匀反应堆及其非匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
20
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
21
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素
28
一般来说：
温度反馈效应将使得中子通量分布Φ沿着轴向逐渐减小；其差值与冷却剂在上、下端的温度差∆T相关，亦即与功率水平相关。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
8
③共振中子的分布对于慢化过程中的共振中子：
由于核燃料对其共振吸收截面非常大，其在核燃料中被吸收的非常厉害；当共振中子进入核燃料后，由于空间自屏蔽效应，共振中子的通量密度随着进入深度而减小；由于核燃料的共振吸收截面很大，因此共振中子在核燃料中的通量密度衰减的速度比热中子还要快。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
38. 堆芯实际通量分布及影响因素
24
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
38. 堆芯实际通量分布及影响因素
25
②影响因素 Ⅰ.控制棒控制棒控制棒是由对中子吸收截面很大的材料制成的。当其插入堆芯后，其会对中子产生强烈的吸收，引起堆芯内中子通量分布的剧烈变化。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
16
Ⅰ.均匀化处理均匀化处理首先对非均匀化系统进行均匀化处理。在这个过程中，最关键的工作便是各种截面参数或群常数的选择。在截面参数或群常数选择过程中的首要原则是：均匀化前与均匀化后，栅元内的各能群的各种核反应率应当相等。
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素
29
Ⅳ.燃耗燃耗燃耗对中子通量分布（功率）的影响是一个长期的效应：
如果某一区域的中子通量密度越高，那么其燃料也消耗的越快；在经过较长的时间后，该区域比其它区域的燃料消耗量要大；由于该区域的Σf较小，其核反应率R要比其它区域小，从而功率密度也比其它区域小。
2011-12-28
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素
27
Ⅲ.功率水平功率水平功率水平对中子通量分布的影响为：
当堆芯处于不同的功率水平时，堆芯的平均温度是不同的；冷却剂（慢化剂）的温度T沿着轴向逐渐增加；由于冷却剂的负温度系数，使得在轴向上反应性ρ 逐渐降低，即Keff是逐渐降低的；这将反过来影响到中子通量的分布，使得其沿轴向逐渐减小。
2011-12-28
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素
34
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素
35
⑵径向中子通量分布及其影响因素 ①径向中子通量分布对于有限高圆柱形均匀裸堆，其径向分布为一个关于堆中心对称的0阶Bessel函数分布；加上反射层后，在堆芯边缘处的中子通量比没有反射层时的要高；
10
对于共振中子：
当中子进入到慢化剂中，其能量很快就被慢化至共振能以下；由于核燃料共振吸收的空间自屏蔽效应，使得内部的核燃料吸收共振中子的能力下降。
以上两个因素（其中自屏蔽效应占主要地位）使得共振中子被核燃料吸收的几率降低，即中子的逃脱共振俘获几率p有所增加。这是非均匀反应堆的优点之一。
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
14
⑶理论计算的处理实际当中的反应堆几乎全为非均匀反应堆，其内部结构非常复杂，因此其扩散方程的求解是极为困难的。通常都是通过数值方法来求解。由于堆芯结构的复杂性，其计算量很大，通常需要对堆芯进行一定的简化近似。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
23
在堆芯边缘处，中子通量密度要比没有反射层时高；
反射层将一部分泄露中子反射回堆芯。
热群中子在反射层内的通量分布会出现一个突起的峰值。
反射层内不含核燃料，其对于热群中子的吸收要比堆芯小；反射层具有较好的慢化能力，能够将一部分快群中子慢化为热中子。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
13
通过合适的选择核燃料的尺寸、栅距，可使热中子利用系数与逃脱共振俘获几率的乘积增加，即使得Keff增加（取一个最大值）。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
31
38. 堆芯实际通量分布
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素
32
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素
33
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
38. 堆芯实际通量分布及影响因素
26
负荷变化引起Xe的再分布 Ⅱ.负荷变化引起的再分布负荷变化引起在反应堆运行期间，随着裂变反应的持续，裂变毒物也随之积累。 P 这些毒物对热中子的吸收截面σ a 一般较大，从而影响到中子通量Φ的分布。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
37. 堆芯实际通量分布及影响因素
22
⑴轴向通量分布及其影响因素 ①轴向中子通量分布对于有限高圆柱形均匀反应堆，其轴向功率分布和径向功率分布无关；对于均匀裸堆，其轴向功率分布是一个关于堆中心对称的余弦分布；
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
38. 堆芯实际通量分布及影响因素
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
18
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
19
②与测量结果的比较计算和测量都可以证明：
非均匀堆芯的径向中子通量密度分布的一般特点（宏观分布）与均匀堆芯中的基本一样；在每个燃料组件内部，中子通量分布存在着局部扰动；非均匀堆芯的轴向中子通量分布与均匀堆芯没有差别。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
6
对于热中子，其在核燃料中的通量密度要比在慢化剂中的小得多；随着进入核燃料深度的增加，中子通量密度减小。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
0
非均匀反应堆的效应
2011-12-28
操作员岗前培训（学时学时）操作员岗前培训（70学时）
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
1
前面所讨论的都是均匀化的反应堆，堆芯内各点处的物理参数都是相同的。实际当中，几乎所有的反应堆都是非均匀的，这将带来一些列的非均匀效应。在非均匀反应堆中，把核燃料制成一定的形状，按照一定的几何形式放置在慢化剂中，构成具有栅元结构的堆芯。组成栅格结构的基本单元称为栅元。常见的栅元几何形状有：正方形、六角形等。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
17
Ⅱ.均匀化计算均匀化计算在实际计算中，堆芯的均匀化可通过以下几步来完成：
对单根燃料棒进行输运计算，求得相应的均匀化截面参数或群常数；在上一步工作的基础上，对一个燃料组件进行输运计算，求得相应的均匀化截面参数或群常数；在第二步的工作基础上，对整个堆芯进行扩散计算，求得堆芯各栅元内的平均中子通量分布和临界尺寸。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
4
快中子、尤其是能量在1.1MeV以上的快中子，其在核燃料中的通量密度要比在慢化剂中的高。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟
2011-12-28
37.非均匀反应堆及其非均匀效应非均匀反应堆及其非均匀效应
哈尔滨工程大学核科学与技术学院李伟 2011-12-28
38.堆芯实际通量分布及影响因素堆芯实际通量分布及影响因素