核反应堆工程概论作业全集介绍

绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。

本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。

为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。

绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。

成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。

期末测验: ~80%。

2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。

内容多，知识面广。

4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。

面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。

参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。

内容丰富，面广，96万字。

核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。

内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。

这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。

核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。

核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。

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2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程:
S－∑aΦ － ∙J = 0 引入斐克定律：
D Φ－∑aΦ + S = 0
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2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程: 反应堆功率运行中，中子源最初来自于裂变， 所以S与Φ有一定的比例关系(如S可以表示成 S＝ ν∑fΦ)，扩散方程最终可写成如下的简单形式： ΔΦ ＋ B2Φ = 0 B2称为材料曲率。求解通量随空间的变化归 结为求解上述二阶偏微分扩散方程。 上述扩散方程(扩散近似)成立的条件：散射各 向同性，介质均匀，吸收较弱，距离边界较远。
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3.1、反应堆临界的概念
反应堆最重要的就是要能够维持连 续稳定的运行，即维持连续稳定的链式 核裂变反应。这种状态称为临界状态。 若裂变反应率自发地不断增加，称之为 超临界，反之为次临界。 倍增因子K：反应堆内中子产生率与消 失率的比值，或：代中子比值。

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倍增因子k
新生一代中子数 k 直属一代中子数 系统内中子的产生率 k 系统内中子的总消失（吸收＋泄漏）率 系统内中子的产生率 k 系统内中子的吸收率 系统内中子的吸收率 PL 系统内中子的吸收率＋系统内中子的泄漏率 k k PL
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2.4、扩散理论小结

反应堆物理分析的首要任务是得到中子 通量。一般情况下，中子通量是中子能 量、空间位置、时间等的函数(更细致 的考虑要包含空间角度，即中子输运理 论)。我们的处理办法是分离变量和离 散化，根据实际需要求得中子通量，从 而知道各种核反应的反应率。
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三、反应堆临界理论
3.1、反应堆临界的概念 3.2、四因子、六因子公式 3.3、扩散方程确定的临界条件
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2.1、中子流密度与斐克定律

2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂 设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确 保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
2.1、纵深设防（1）
内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督

汽化潜热：
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2.4 工质的物性
比热： dq=cdT 对于气体有定压比热Cp和定容比热Cv
在可逆过程中： 定压：dq= CpdT 定容：dq= CvdT
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2.4 工质的物性
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2.4 工质的物性
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2.5 热力学第一定律
数学描述：
一般表达式：
微分形式：dQdEsys e2dm2 e1dm1dW
4
2、热力学的基本知识
2.1 热力学 2.2 工质及其状态参数 2.3 平衡状态 2.4 工质的物性 2.5 热力学第一定律 2.6 工质的热力过程 2.7 热力循环 2.8 热力学第二定律
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2.1 热力学
热力学：研究伴有热效应的自然界中一切物 理及化学工程的能量关系和能量转换的科 学。
几个概念： 热力系或热力系统 环境或外界 界面或边界 热源和冷源
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5）焓
定义：复合状态参数。 数学描述： h=u+pv H=mh
单位：J，J/kg
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6）熵
定义：导出参数，不能直接测量，由基本状 态参数推导出来。 数学描述： dS=dQ/T ds=dq/T
单位：J/kg.K
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2.3 平衡状态
定义：均匀一致 状态参数：p、v、T、u、h、s
工质的状态：固、液、汽 状态方程：（工质物性的描述）
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3、反应堆热工分析的内容
1）堆芯材料和热物性 （第一节第五小节）
2）反应堆的热源 （第二节）
3）稳态热工分析 （第二节传热分析，第三节水力分析）
4）瞬态热工分析 （第五节）
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4、堆芯材料和热物性
堆芯结构材料包括：
1）燃料元件用材料：燃料芯块材料、燃料包壳材 料、燃料组件和部件材料、导向管材料；

4-1 一个圆林状燃料元件樁燃料芯块宜径为4,兀件外径为《燃料的体积发热率为常数％
（1）写出元件表面热流密度,线发热率的表达式。

（2）若燃料芯块H径为0.843cm：元件棒外径0.97cm:燃料元件外表血的热
流密度为244.5kW/ui2,求：
①燃料的体积发热率为q、…
②燃料元件的线发热率如
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4-2二氧化铀林状燃料芯块外表血温度691 r,若芯块的线发热率为
400W/cm,试丿IJ积分热导率法计算芯块中心温度（用课木表4-5的热导枳分
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绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。

本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。

为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。

绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。

成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。

期末测验: ~80%。

2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。

内容多，知识面广。

4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。

面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。

参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。

内容丰富，面广，96万字。

核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。

内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。

这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。

核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。

核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。

⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆 热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动 力堆几乎都是非均匀的。
4.1.3 结构部件和慢化剂的释热
反应堆的结构材料总体上可由两部分组成： 一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外 围的厚壁构件。
（1）结构部件的释热
①堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的
对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子 通量分布。
影响堆芯功率分布的主要因素
①燃料装载的影响
在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均 一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比 较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个 很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值， 使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功 率输出。
i(x)Siexp(ix)
γ射线在x处dx距离上的衰减部分全部转化为热量， 因此，在x处材料吸收γ射线产生的体积释热率为
q v,i(x)d d x i(x)iS iex p (ix)
③如果反应堆中的γ源发射几种不同能级的γ射线， 那么未经碰撞的γ射线所形成的总释热率是各个能 级的γ射线所形成的释热率之和，则
④结构材料、水隙和空泡的影响
反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起 中子通量局部降低。
在热中子堆内，水是慢化剂，因此在有水隙 的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙 会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会 使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的 能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通 量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。
(n，γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E

产生动力的热力循环分析及有关系统设备的设计4215动力反应堆设计法规标准和质量保证国家法律国务院条例国务院各部委部门规章我国核安全法律体系批准与发布我国法律体系结构核安全领域法律法规全国人大常委会批准主席令发布国务院批准国务院发布各部委批准和发布放射性污染防治法民用核安全设备监督管理条例核电厂核事故应急管理条例核材料管制条例核设施安全监督管理条例放射性同位素与射线装置安全和防护条例注册核安全工程师岗位培训丛书核安全相关法律法规中国环境科学出版社2009434415动力反应堆设计法规标准和质量保证中华人民共和国放射性污染防治法2003年6月28日第十届全国人民代表大会常务委员会第三次通过中华人民共和国主席令第6号公布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例1986年10月29日国务院发布中华人民共和国核材料管制条例1987年6月15日国务院发布核电厂核事故应急管理条例1993年8月4日国务院令第124号发布民用核安全设备监督管理条例2007年7月11日国务院发布放射性同位素与射线装置安全和防护条例2005年9月14日国务院令第449号发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一1993年12月31日国家核安全局发布1993修改中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二1995年6月14日国家核安全局发布1995修改中华人民共和国核材料管制条例实施细则1990年9月25日国家核安全局能源部国防科工业委发布核电厂核事故应急管理条例实施细则之一1998年5月12日国家核安全局发布城市放射性废物管理办法1987年7月16日国家环境保护局发布中华人民共和国国家标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准gb1887120022002年10月8日发布注册核安全工程师职业资格制度暂行规定2004年11月9日人事部国家环境保护总局颁布核安全法律法规体系4515动力反应堆设计法规标准和质量保证压水堆电厂运行及事故工况分类核安全法规和标准中核电厂工况分类的相互对照王继东核安全no4200846国内一些核设计院所中国核动力研究设计院成都一环路南三段

核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。

试计算该人体的活度。

2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+ 使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n = 1.008665。

质量单位为原子质量单位u ：1u = 1.6605655x10-27kg 。

假设前两个反应以相同的速率同时发生，而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。

试估算1kg 的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。

将结果与1kg 的235U 裂变所释放的能量相比较。

2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶，氧是2x10-4靶。

试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。

比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。

2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体)，试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。

2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。

3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。

试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。

时间T、T0、t均以天为单位。

235煤？假设：核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。

核反应堆内的裂变能皆由235U产生，每次裂变的可回收能量为200MeV。

煤的热值取每吨7x106Kcal。

第三章中子的扩散、慢化与临界理论3.1试确定在H、C介质中2.0MeV的快中子慢化到1.0eV所经历的平均碰撞次数。

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三、裂变产物中毒
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三、裂变产物中毒
反应堆中135Xe主要来源于裂变产物 135I的衰变，一小部分直接通过裂变产生。 135Xe 一方面强烈吸收中子变成136Xe， 一方面通过β衰变转变成135Cs。设任意 时刻I和Xe的核密度分别为NI和NX，则 可以列出关于它们的微分方程：
dNI/dt = wI∑fΦ－λINI dNX/dt = λINI＋wX∑fΦ－λXNX－NXσXΦ
αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 反应堆内温度的变化是不均匀的，各种材料温度 变化对反应性的影响也不尽相同，所以温度的变化 要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。对应的温 度系数称为燃料反应性温度系数，慢化剂反应性温 度系数等。
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2.1、反应性温度系数
反应性温度系数：
4
二、反应性温度效应
2.1、反应性温度系数 2.2、燃料的反应性温度系数 2.3、慢化剂的反应性温度系数
5
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数： 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。运行时温
度升高到运行温度。材料温度的改变一般情况下对 反应性有很大的影响。温度变化一个单位(K, ºC)带 来的反应性变化定义为反应性温度系数αT：9慢化剂的反应性温度系数
K fp PL
T
1
T
1 f
f T
1 p
p T
1
T
1 PL
PL T
TM TM () TM ( f ) TM ( p) TM (PL )
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水铀比
慢化剂温度系数还与单位体积内慢化剂与燃料 的核密度比值有关，在轻水堆中以“水铀比”表示。
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三、裂变产物中毒
由于裂变和衰变，核反应堆中发生 着大量的物质转换。特别是裂变产生的 裂变产物。一些新产生的物质对中子平 衡有重要的影响。特别是各别裂变产物 具有很大的中子吸收截面，典型的裂变 产物是钐(149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸 收裂变产物分为两类：寿命长的称为 “结渣”，寿命短的称为“中毒”。下 面讨论135Xe的中毒效应。

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压水堆核电厂
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压水堆核电厂
站


位于江苏连云港市连云区高公岛乡 田湾。 1999年10月20日正式开工 。 规划4台百万千瓦核电机组。 一期建设2台单机容量106万千瓦的 俄罗斯AES-91型压水堆核电机组。 设计寿命40年。 反应堆厂房采用双层安全壳。 双堆电站建成价为32.04亿美元，比 投资1511美元/千瓦。
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五、核能的特点
世界第一座反应堆的诞生
1942年12月2日，当地时间下午3时25分，美国芝加 哥大学斯塔格运动场西看台下边的一个网球厅。 40吨天然铀和385吨石墨砖交替堆砌7.5×7.5×6。 世界上第一座核反应堆。 恩里科.费米 43位科学家。
第一次自持链式反应，从而实现了受控的核能释 放，也是原子时代的出生证。
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新一代核电厂 AP1000
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压水堆核电厂

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秦山三期



秦山三期（重水堆）核电站 工程是我国首座商用重水堆 核电站。 采用加拿大成熟的坎杜6重水 堆核电技术，建造两台70万 千瓦级核电机组，设计寿命 为40年。项目总投资28.80亿 美元。 1号机组于2002年11月19日首 次并网发电，并于2002年12 月31日投入商业运行 。2号 机组于2003年6月12日首次并 网发电，并于2003年7月24日 投入商业运行 。

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核反应堆工程概论
2.1、纵深设防
通常是通过三级安全防线的考虑来贯彻 第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行 中采用多种有效措施，把发生事故的几率降到最小程度。 要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特 性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗 余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的 结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
与核安全相比，核安全文化是一种意识形态。
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核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（1）
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核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（2）
l 核安全文化作用于或表现在下面两个领域 核电厂领导阶层和国家政策方面：
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核反应堆工程概论
1、核安全的目标
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
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核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。

可用的固体慢化剂有石墨、铍、氧化铍和氧化锆
1.4、慢化剂（2）
对液体慢化剂的要求：
熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低 良好的传热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 原子密度高 不腐蚀结构材料
常用液体慢化剂：
常用的液体慢化剂有水和重水
2、反应堆的热源
2.1、裂变能及其在堆芯内的分布 2.2、影响堆芯功率分布的因素 2.3、燃料元件内的功率分布 2.4、核热管因子 2.5、控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及分布
第七章：核反应堆热工
核反应堆工程概论
一、反应堆热工分析的任务
反应堆热工分析是研究在反应堆及其回路 系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性、燃料 元件的传热特性的一门工程性很强的学科。其研 究内容涉及反应堆的各种工况，以满足动力堆安 全、经济和实用。
反应堆的堆型不同，它们的结构形式、冷 却剂特性、运行参数和安全要求等方面也有很大 差异。我们选择压水堆作为主要讨论对象。
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。
缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大、价格昂贵、泄漏问题。
1.4、慢化剂（1）
对固体慢化剂的要求：
具有一定的结构强度 良好的导热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 与冷却剂相容 原子密度高 便于加工，成本低廉
可用的固体慢化剂：
有内热源的情况
有内热源的导热微分方 程：
2t qv 0 k
2是拉普拉斯符， t是温度， qv是体积释热率， k是导热率 圆柱形燃料芯块：
d 2t 1 dt qv 0 dr 2 r dr ku 平板形燃料芯块：
d 2t qv
dx 2
ku
3.1.1.1、堆内的导热过程（2）

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二、中子核反应
2.2 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。碰撞后，中子的能量和运 动方向均有所改变。伴随着靶核的γ衰 变。高能中子与重核的散射反应主要是 非弹性散射。
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二、中子核反应
2.3 中子俘获反应 中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获。靶核 的能级状态升高，因此通常伴随着β、γ衰 变。这类反应在反应堆中通常相当于损失中 子。反应堆中一般情况下不希望看到中子损 失。但是，通常是利用某些吸收中子能力很 强的材料来实现反应堆的控制。另外，某些 不裂变材料的靶核吸收中子后最终可以部分 地转化为可裂变材料(转化比与增殖比)，为人 工制造可裂变材料提供了途径：
238U
＋n → 232Th ＋ n →
→ 239Np → 239Pu 233Th → 233Pa → 233U
239U
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二、中子核反应
2.4 裂变反应 (1) 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）。并 非所有的物质与中子作用都可以发生裂变。自 然界中存在的物质只有235U与中子作用可以发生 裂变反应。人工制造的裂变材料包括233U、 239Pu等。通过比较裂变临界能(Ecr)与靶核吸收 一个中子所释放的结合能(Eb)来认定易裂变核 素(如235U)与可裂变核素(如238U)。
ci371010bq12原子核内核子间的作用力13结合能与比结合能原子核的质量比组成它的核子的总质量小表明由自由核子结合而成原子核的时候有能量释放出来这种由自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合比结合能曲线
核能技术设计研究院
第二章：核物理基础
核反应堆工程概论
第二章：核物理基础

《反应堆工程设计》课程设计作业题目题目试对下面描述的问题进行5000个中子，250次循环的临界计算。

1．如下图所示，中间黑色部分为Pu 239(100%)圆筒，外围包着的是天然U反射层，初始燃料源处于(3.5, 0, 0)点。

其数据如下：Pu: ρ＝15.8g/ccU: ρ＝18.8g/cc含量：238 99。

2745％235 0.72％2．如下图所示，中间黑色部分为Pu 239(100%)圆筒，外围包着的是天然U反射层, 初始燃料源处于(3.5, 0, 0)点。

其数据如下：Pu: ρ＝15.8g/ccU: ρ＝18.8g/cc原子百分比：238 99.2745％235 0.72％3. Exercise 3 is a bare (unreflected) UO2F2 solution cylinder.The weight percent of 235U in the uranium is4.89 %. The solution has a radius of 20.12 cm and a height of 100.0 cm. An aluminum tank with a thickness of 0.1587 cm on the sides and bottom, and a height of 110.0 cm contains the solution. There is no lid on the tank. The region from the top of the solution to the top of the aluminum tank is void. The data for this problem follows:溶液密度：0.096586 atoms/b-cm 铝密度：2.7g/cc溶液原子百分比：H1: 5.7058e-2，O8:3.2929e-2，F9: 4.3996e-3，U238 2.0909e-3 U235 1.0889e-4初始燃料源位置（0 0 50）4．Exercise 4 consists of two identical U(93.4)O2F2 solution cylinders inside a water tank. Assume the water reflector density is 1 g/cc and has a minimum thickness of 20 cm except on one side of the first cylinder where the thickness is only 10 cm. The height of the water is at the top of the open aluminum containers. The data for this problem is:初始燃料源位置：（0 0 35），（ 17 0 35）5．Exercise 5 is a 3x2 array of plutonium nitrate solution cylinders. Plutonium nitrate solution is contained in six stainless steel cylinders with a 10 cm surface separation between tanks. The data for this problem are:铁，铬，镍的同位素在材料中的原子百分比为：24050 7.195e-4 24052 1.38589e-224053 1.5713e-3 24054 3.903e-426056 3.704e-3 26056 5.80869e-226057 1.342e-3 26058 1.773e-428058 4.432e-3 28060 1.7069-328061 7.42-e5 28062 2.363e-428064 6.05e-5初始燃料源位置为：（0 0 19.62）（35.58 0 19.62）（71.16 0 19.62）（0 35.58 19.62）（35.58 35.58 19.62）（71.16 35.58 19.62）6．Exercise 6 is a hexagonal array of seven open U(93.2% enrichment)O2F2 solution cylinders. The uranium-fluoride solution is contained in seven aluminum cylinders with a 7.60 cm surface separation between cylinders. There is 20 cm of water reflection below and radially about the cylinders. There is no water above the aluminum containers. The data for this problem are:初始燃料源位置：（0 0 11.7），（-23.1 0 11.7），（23.1 0 11.7），（-11.55 20.0 11.7）（-11.5 -20.0 11.7），（11.55 20.0 11.7），（11.5 -20.0 11.7）附加题：1）请试图描述出下列图形：相互垂直的燃料棒与控制棒几何参数及核材料参数由自己进行适当地选取（任意）2）请试图描述出下列图形：长方体燃料棒与控制棒在反应堆内的布置几何参数及核材料参数由自己进行适当地选取（任意）3）请试图描述出下列图形：六棱柱燃料棒与控制棒在反应堆内的布置几何参数及核材料参数由自己进行适当地选取（任意）附加题三请根据IAEA 网站及相关核科学文献资料完成一种反应堆堆芯的燃料组件与控制棒的布置。

第7章 核反应堆安全
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法

3.3 反应堆堆内构件
下栅板组件
下栅板组件由吊篮底板、流量分配板、堆芯下栅 板和可调整的支撑柱组成。
堆芯的燃料组件直立在堆芯下栅板上，每个燃料 组件下端的定位销孔与堆芯下栅板上的定位销相 配，使燃料组件在堆芯内精确定位。
下栅板上开有许多流水孔道，以保证水流过燃料 元件。根据热工水力要求，在堆芯下栅板与吊篮 底板之间设有流量分配板，以使冷却剂按一定流 量分配要求去冷却燃料元件。
堆芯具有很高的功率密度，为防止元件过热，必 须保证元件棒能获得充分冷却，同时还必须限制 堆内燃料元件的最大表面热流密度，实践中通常 限定燃料元件棒单位长度发热率。
3.4 燃料组件
燃料芯块
燃料芯块设计要综合考虑 物理、热工、结构等方面 的因素，燃料芯块由低富 集度的UO2粉末经冷压后 烧结而成，经滚磨成一定 尺寸的圆柱体。由于芯块 在高温和辐照作用下会发 生不均匀肿胀，使燃料芯 块形成沙漏形，从而使燃 料元件变成竹节状。
目前电站压水堆普遍采用 17×17排列的燃料组件， 每 个 组 件 由 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。整个棒束沿高度方向 设有8~10层弹簧定位格架， 将元件棒按一定间距定位 并构成一束。
3.4 燃料组件
3.2 反应堆压力容器
当前压水堆的压力容器材料普遍选用低合金钢。 低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018cm2 的辐照后，脆性转变温度明显升高，这是危及反 应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能量的措施有：严格限制铜和磷的含 量，添加少量铝、钒、铬、铂、镍等元素。
反应堆压力容器是由容器本体以及双头螺栓连接 的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金 锻钢环形锻件焊接而成。反应堆压力容器包容堆 内构件、堆芯，以及作为冷却剂和慢化剂的水。 为防止锈蚀，凡与水接触的容器内表面都堆焊不 锈钢覆面层。