核反應堆物理基礎1-3章

核反應堆物理基礎1-3章梁瀟核電1311班動力工程系第1章引言核反應堆：是一種能以可控方式實現(xiàn)自續(xù)鏈式裂變反應的裝置，它由核燃料、冷卻劑、慢化劑、結構材料和吸收劑等材料組成。核裂變反應堆分類：按用途分：生產(chǎn)堆、實驗堆和動力堆按冷卻劑或慢化劑分：輕水堆、重水堆、氣冷堆和鈉冷快堆按引起裂變反應的中子能量分：熱中子堆、快中子堆核島：由壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及有關閥門構成的系統(tǒng)稱為一回路，是冷卻器回路的壓力邊界。它們都被安置在安全殼內(nèi)。第2章反應堆中的核反應1、中子核反應分類：中子核反應｛｛｛散射吸收彈性散射非彈性散射輻射俘獲反應放出帶電粒子反應裂變反應2、中子核反應截面與核反應率：穿過薄靶后中子強度的改變量；

：單位面積上的入射中子數(shù)neutrons/cm2；：單位面積的靶核數(shù)微觀截面宏觀截面單位體積內(nèi)的原子核數(shù)N和微觀截面σ的乘積。定義：宏觀截面表示一個中子與單位體積內(nèi)所有原子核發(fā)生某種核反應的幾率；平均自由程中子在介質中運動時，與原子核連續(xù)兩次相互作用之間穿行的平均距離叫做平均自由程，用λ表示相應的有散射平均自由程吸收平均自由程核反應率單位時間內(nèi)中子與單位體積內(nèi)的原子核發(fā)生反應的總次數(shù)（統(tǒng)計平均值）定義：（次/米3·秒）n為單位體積內(nèi)的中子數(shù)，也稱中子密度；v為中子速率，Σ為宏觀截面。核反應率是反應堆物理分析中常用到一個重要的物理量3、截面隨中子能量的變化率共振吸收靶核靜止

靶核作熱運動

多普勒展寬使共振峰的寬度展寬而共振峰的峰值降低，這種現(xiàn)象稱為多普勒效應。該效應的結果是使中子的吸收增加，且多普勒效應是瞬發(fā)效應，即只要燃料溫度一發(fā)生變化，該效應馬上就起作用，因此，燃料的多普勒效應對反應堆的安全有重要作用。4、核裂變堆芯任一點r處的功率密度或釋熱率一天消耗的核燃料千克/日第3章中子擴散、慢化與反應堆臨界理論單群擴散連續(xù)性方程:反應堆功率運行中，中子源最初來自于裂變，所以S與Φ有一定的比例關系(如S可以表示成S＝ν∑fΦ)，擴散方程最終可寫成如下的簡單形式：ΔΦ＋B2Φ=0

B2稱為材料曲率。求解通量隨空間的變化歸結為求解上述二階偏微分擴散方程。上述擴散方程(擴散近似)成立的條件：散射各向同性，介質均勻，吸收較弱，距離邊界較遠。慢化能力與慢化比:反應堆中中子能量變化的尺度很大，裂變中子到熱化中子能量相差約8個量級。因此可以把能量尺度進行數(shù)學變換，定義“勒”這一變量：u=ln(Eo/E)。則碰撞后的能量損失對應的是“勒”的增加。一次碰撞后的平均勒增量(即平均對數(shù)能量縮減)稱之為ξ：

ξ≈1+αlnα/(1－α)

ξ∑s稱為慢化劑的慢化能力，ξ∑s/∑a

稱為慢化比。

慢化能力與慢化比:

中子慢化能譜:熱中子反應堆中，大量的中子參與了慢化過程。我們關心的是，處在不同能量值上的中子數(shù)目有多少，或中子數(shù)目隨能量的變化，即“中子能譜”。反應堆臨界的概念：反應堆最重要的就是要能夠維持連續(xù)穩(wěn)定的運行，即維持連續(xù)穩(wěn)定的鏈式核裂變反應。這