核反应堆物理基础第6章

考虑了缓发中子的扩散方程
S ( r , t ) (1 ) ka ( r , t )
iCi ( r ,t )
i 1
6
它的解是七族曲线的和，每族曲线满足：
6 l i T i 1 1 iT
设ω ＝1/T，得解：
n n0 Ai eit
i 0
n(t ) n0e
l0
t
n0e

t
n0e
T
K=1 K<1

l0 称为热中子寿命，是一个常数。
l k
t
称为中子每代时间，与反应堆的增殖有关。
T 称为反应堆周期，是反应堆内中子密度变化e倍所
需要的时间。 注：k用（1-β ）k替换，n=n0，可得ρ =β （瞬发临界）
3.4 倒时方程
2.2 中子与原子核的相互作用（定量分析）

微观截面σ 平均一个入射中子与一个靶核发生相互作 用的概率。不同的作用有不同的微观截面 值，例如吸收截面σa 、裂变截面σ f、散射 截面σs等。 σ的大小与靶核的组成有关。
2.2 中子与原子核的相互作用（定量分析）

宏观截面Σ 平均一个中子与单位体积内原子核发生核 反应的概率。 Σ＝Nσ N表示单位体积的原子核个数。
1 链式反应循环
无限增值因数：K∞ ＝ εрƒ η 它表示在一个无限大的反应堆模型中，新 生代中子数与上一代中子数的比值，也称 为四因子模型。本讲义的主要内容就是定 性和定量分析上述四因子，以及从空间角 度上分析对反应堆的影响。
2 中子与原子核的相互作用
一个中子碰到原子核的遭遇？ A 玻璃球碰到玻璃球 B 玻璃球碰到泥球，结合在了一起 C 玻璃球碰到泥球，穿过泥球

核反应堆的物理原理及安全性核反应堆是一种利用核反应（核裂变或核聚变）来产生热能的装置。

这个装置产生的热能可以用来发电或供暖。

核反应堆的原理比较复杂，但是它的安全性是非常重要的。

本文将探讨核反应堆的物理原理以及它的安全性。

一、核反应堆的物理原理核反应堆的物理原理可以分为两种类型：裂变反应和聚变反应。

以下是对这两种反应的详细描述。

1. 裂变反应核裂变反应是指原子核被撞击后裂分成两个小核的过程。

这个过程会释放出大量的能量。

核裂变反应最常用的元素是铀(U-235)。

在裂变过程中，铀核子受到撞击被分裂成两个小核并放出中子。

这些中子将继续与其他核子发生反应。

这个过程会产生更多的中子和热能，所以它是一个自我滋生的反应过程。

2. 聚变反应核聚变反应与核裂变反应相反。

它是指将两个小的原子核结合成一个大的原子核的过程。

聚变产生的热能可以用来产生电力或作为火车的能源。

聚变最常使用的元素是氢。

氢在核聚变反应中被结合成氦，同时释放出大量的能量。

聚变反应只在极高的温度和压力下才能进行。

二、核反应堆的安全性核反应堆的安全性是一直备受关注的。

无论是新建反应堆还是正在运行的反应堆，都需要考虑安全问题。

以下是核反应堆的安全性问题的一些方面。

1. 核反应堆的爆炸核反应堆的爆炸非常危险。

因为它们产生的热和能量非常大，如果能量释放不当，它会引起爆炸。

这种爆炸会产生大量的辐射，并将周围的地区变成废土。

所以，核反应堆必须严格控制能量和热量，以保持它们的安全。

2. 核反应堆的辐射核反应堆会产生辐射。

这种辐射是非常危险的，并可能对人类和环境造成威胁。

因此，核反应堆必须配备防护设施，如有机防护层和混凝土等，以保险人类免遭辐射的威胁。

3. 核反应堆的热量核反应堆产生的热量非常高。

这个过程必须得到控制，以免产生爆炸。

核反应堆必须设计成可以在短时间内承受巨大的热量和能量，并由此产生安全的输出。

4. 核反应堆的临界状态核反应堆在某些情况下会处于临界状态。

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▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
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▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
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▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：

核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。

缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。

LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。

PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设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：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站释放出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；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。

3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。

④对每个核电站制定应急计划。

（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。

（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。