1、 反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 1 - 第1章 核反应堆的核物理基础 1)核反应堆是一种能以可控方式实现自续链式核反应的装置，由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和吸收材料组成的一个复杂系统。 （P1） 2)通常按中子能量的大小把它们分为三类:1)快中子(E0.1MeV)；2)中能(或超热)中子(1eV10时，取近似式)3/2(2A （P41） 6)若用cN 表示中子从初始能量E1慢化到E2所需要的平均碰撞次数。21lnln EENc （P42） 7)平均散射角余弦Adccc32sincos2100。因而，尽管在C系内散射是各向同性的，但
2、在L系内散射却是各向异性的，并且 00 ，0 数值的大小便表征散射各向异性的程度。0 随着靶核质量数的减小而增大，故靶核的质量越小，中子散射后各向异性的概率就越大。 （P43） 8)慢化剂的慢化能力：宏观散射截面和平均对数能降的乘积， s ，慢化比as / （P43） 9)慢化时间st ：在无限介质内，裂变中子由裂变能0E 慢化到热能thE 所需要的平均时间。于是由E0慢化到Eth所需的时间为： 01120EEEdEvEtthsEEssth扩散时间dt ：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间，也称为热中子寿命。对于1/v吸收介质的热中子的平均寿命与中子能量无关，表达式为： 00
3、11vvEvEEtaaadGenerated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 4 - 中子平均寿命l：快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至热中子被俘获的平均时间,dsttl 热中子反应堆，中子平均寿命主要由扩散时间即热中子寿命决定。 (P45) 10)慢化密度 Erq , ：在r处每秒每单位体积内慢化到能量E以下的中子数。 稳态无限介质内的中子慢化方程： ESdEEEfEEEEEst ，它的解就是中子慢化能谱。 (
4、P46) 11)无吸收单核素无限介质情况：反应堆内渐进情况下，慢化能谱为： EEqEs /)( 。对无吸收情况，单能源， 0SEq ，因而上式 ESEs /0。 （P47） 12)无限无吸收介质内中字慢化能谱分布： sq EEE，服从1/E分布或称之为费米谱分布。（P48） 13)共振峰i的有效共振积分表达式： dEEEIiEai ，其中 EE /1 。 （P50） 14)能量自屏效应：当中子截面呈共振峰形状时，在共振能量附近有很大的增大和剧变，这就导致中子通量密度急剧下降畸变，在 Ei附近中子通量密度出现很大的凹陷，这种现象称之为共振的“能量自屏效应”，它使共振吸收减小。 （P53） 15)
5、分界能（缝合能）:反应堆物理分析中,通常把某个分界能量Ec以下的中子成为热中子,Ec称为分界能或者缝合能。例如：压水堆通常取Ec=0.625eV。 （P54） 16)热中子：指它们所在介质的原子（或）分子处于热平衡状态中的中子。 (P54) 17)麦克斯韦波尔兹曼分布式： 2/1/2/32EekTENkTE式中： EN 为单位体积单位能量间隔内的热中子数；k为波尔兹曼常数；T为介质温度，单位为K。 （P54） 18)热中子能谱的硬化：热中子的平均能量和最概然能量都要比介质原子核的平均能量和最概然能量高，通常把这一现象称之为热中子能谱的“硬化” （P55） 19)中子温度nT 与介质温度MT 的
6、关系式为：sMMMnkTCTTT)(a，或sMMnkTCTT)(1a，若各元素吸收截面服从1/v律，则MaMTkT293)0253.0()(a ，对于一些弱吸收的纯慢化剂，中子温度近似公式计算为：时当时当25A),3.01(10,25A),46.01(MnMnTTTT，其中 sMakTA2(P56) 20)热中子的平均吸收截面a： Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 5 - 服从1/v律的计算式： n
7、aanaTkT293128.10253.00253.00253.02 不服从1/v律，引入修正因子ag ，表达式为： anaa gT293128.10253.0 (P57) 第3章 中子扩散理论 1) 输运过程：由于中子与原子核间的无规则碰撞，中子在介质内的运动是一种杂乱无章的具有统计性质的运动，即初始在堆内某一位置具有某种能量及某一运动方向的中子，在稍晚些时候，将运动到堆内的另一位置以另一能量和另一方向出现，这一现象成为中子在介质内的输运过程。 (P60) 2) 斐克定律：中子流密度J正比于负的中子通量密度梯度，其比例常数叫作扩散系数D，表达式可写为： DgradgradkJjJiJJszy
8、x3其中 为靶核质量数AADstrtr,32,1,300 (P66) 3) 扩散方程边界条件:在扩散方程适用的范围内,中子通量密度的数值必须是正的、有限的实数;在两种不同扩散性质的介质交界面上,垂直于分界面的中子流密度相等，中子通量密度相等.(P69) 4) 单能中子扩散方程： trtrDtrSttrva,12。 若中子通量不随时间变化，则 02 rSrrDa 称为稳态单能中子扩散方程。 (P68) 5) 无限介质内点源情况： /4r LSerDr 6) 扩散长度L：表征中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运所穿行的直线距离，表达式为： 00213113 sasaaDL 。 慢化长度th
9、：快中子从产生地点在介质中运动被慢化为热中子时所穿行的直线距离，数学表达式为：0121ln31EEDLthtrath 。热中子年龄th ：慢化长度的平方，单位：m。 (P81) 徙动面积M2：thLM 22，L为扩散长度，th 是热中子年龄，M为徙动长度。 徙动长度M是影响芯部中子泄漏程度的重要参数，M愈大，则中子不泄漏概率便愈小。 (P82) Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 6 - 第4章 均匀
10、反应堆的临界理论 1） 单群理论的临界方程 1122BLkkeff，此时基波特征函数分布为： 022 rBrg (P92) 2） 几种几何形状的裸堆几何曲率和中子通量密度分布 (P97) 球形（半径为R） 几何曲率：22RBg，中子通量密度分布： rRrr sin1直角长方体(变长:a,b,c) 2222cbaBg cbar coscoscos 圆柱体（半径R，高H） 222405.2HRBg zHrRJr cos405.203） 材料曲率： /12LkBm(P98) 4） 已知反应堆功率为P，芯部的体积为V，每次裂变产生的能量为Ef，则整个堆芯的总功率为： dVrEPffV ，对于圆柱形裸堆
11、： HRV2 ， rdrdzzHRrJCEPRHff2cos405.220200 ffVEPC64.3同理，球形裸堆334RV ，ffVEPC29.3。 (P98) 5） 反应性： kk /1 ，对于临界反应堆，=0；若0，超临界；若0，次临界。 大小表示反应堆偏离临界状态的程度。 (P99) 6） 热中子反应堆的修正单群理论： 1122geffBMkk 或221MkBm(P100) 7） 带有反射层的球形反应堆的单群临界方程： rrrcccLTLRDRBRBD coth1cot1 ，它给出了反应堆的几何尺寸（R,T）与材料特性（Lr,Dr,Dc等）之间在临界时所应满足的关系。 (P104)
12、8） 反射层节省 表达式。球形时： RRr0 ，其中R0（包括外推距离）为裸堆时临界半径。 对于圆柱形反应堆，反射层节省表示为，径向： RRr0 ，轴向：220HHz (P107) 9） 对带有反射层堆的几何曲率计算 Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 7 - 球形堆：22RBg，圆柱形堆：222222405.2zrzrgHRBBB(P108) 10）一般情况下，反应堆尺寸是比较大的，本身是一个很小的
13、量，rrLTL tanh 。当反射层厚度T很小时，即 TLTr 有时, ；当rrLLT 有时, 。 (P109) 11）热中子通量密度分布不均匀系数（功率峰因子）：芯部内热中子通量密度的最大值与热中子通量密度的平均值之比，并以 KH表示 dVrVKVH1max。其中球形裸堆 27.33HK ；圆柱形堆62.357.131.2 zrHKKK ；长方体裸堆 88.38HK 。 (P110) 12）功率分布展平措施：芯部分区布置；可燃毒物的合理布置；采用化学补偿及部分长度控制棒控制以展平轴向通量分布；此外，反射层的应用，合理安排提棒程序，控制棒的合理布置等措施均对展平功率分布有益。 (P111) 第
14、5章 分群扩散理论 1) 多群：就是将所讨论的能量区间分成很多细窄的能群，一般群数可达25100群甚至更多。(P119) 2) 少群：习惯上是指能群的数目在24群以内。 (P120) 3) 双群：就是把堆内的中子按照能量大小划分为两群：热中子群归为一群，称为热群；能量高于分界能Ec的中子归为一群，称为快群。 (P121) 4) 双群临界方程形式： 111222BBLkkcceff(P124) 第6章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算 1) 空间自屏蔽效应：燃料块外层燃料核对里层和燃料核起到了屏蔽作用，称这种现象叫做空间自屏蔽效应。使得热中子利用系数f下降。 （P140） 2) 非均匀堆的主
15、要缺点：热中子利用系数f下降；优点：逃脱共振俘获概率p增加。 （P141） 3) 均匀化：就是用一个等效的均匀介质代替非均匀栅格，使计算结果与非均匀栅格相等或接近。（P142） 4) 每个燃料栅元由燃料棒、包壳和慢化剂等组成。 （P143） Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 8 - 5) 等效栅元的半径R，正方形栅元： aaR 56419.0/ ；六角形栅元： aR 52504.0 。(P143)
16、6) 窄共振近似(NR）：指共振峰密度比较陡窄的一类，其中子与燃料核弹性散射的平均能量损失 01 /2F FE E 比共振峰的宽度大得多。 宽共振近似(NRIM）：共振峰的实际宽度p 大于FE 的那些共振峰，这时中子在共振峰内将经受不止一次弹性碰撞。 (P155) 7) 当燃料温度T升高时，由于多普勒展宽，能量自屏效应和空间自屏效应减弱，都将使共振吸收增大，从而使有效增殖因数keff和反应性变小，其反应性效应总是负的。 （P159） 8) 栅格几何参数主要是指燃料块厚度、半径和栅距。 （P161） 9) 最佳栅格：在给定燃料富集度和慢化材料的情况下，存在着使栅格的无限增殖因数达到极大值或临界体
17、积为极小的几何栅格参数，有时我们把这样的栅格叫作最佳栅格。 （P162） 第7章 反应性随时间的变化 1) 燃耗步长：把运行时间t分成许多时间间隔，每一时间间隔（tn-1，tn）称为燃耗时间步长。 (P169) 2) 的单群近似下的有效增殖因数表达式： pkMaFfa，F,M分别表示燃料和慢化剂。 (P173) 3) 裂变产物中毒：由于裂变产物的存在，吸收中子而引起的反应性变化成裂变产物中毒。 (P173) 4) 平衡氙中毒 Xe ， XeaXeafaXeXe，可知 Xe 与热中子通量密度水平有关，当很小时， Xe 也很小。当 10141015 12 scm 时，XeaXe / 与相比可忽略不
18、计，即有 afXe / 。 (P176) 5) 碘坑：反应堆停堆后135Xe 的浓度先是增加到最大值，然后逐渐地减小；剩余反应性随时间变化则与135Xe 浓度的变化刚好相反，先是减小到最小值，然后又逐渐地增大。因为这一现象主要是由于停堆后135 I继续衰变成135Xe，使135Xe浓度增大所引起的，我们称这一现象为“碘坑”。 允许停堆时间tp、强迫停堆时间tf； 碘坑深度：停堆后反应堆剩余反应性下降到最小值的程度称为碘坑深度。与反应堆停堆前运行的热中子通量密度（或运行功率）值密切相关，愈大，碘坑深度愈深。 Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwar
19、ehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 9 - 碘坑时间tI：从停堆时间开始直到剩余反应性又回升到停堆时刻的值时所经历的时间。 (P180) 6) 149Sm的平衡浓度与热中子通量密度无关，即与功率无关。 (P186) 7) 堆芯周期：一个新装料堆芯从开始运行到有效增殖因数降到1时，反应堆满功率运行的时间。(P187) 8) 燃耗深度：装入堆芯的单位重量核燃料所产生的总能量的一种度量，也是燃料贫化程度的一种度量。表示方法之一为单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的单位。 TUWdttPBU0
20、/ ，单位： tdMW / （核燃料质量指燃料中重元素（铀、钚和钍）的质量，如在计算Wu时，必须把燃料中氧O的份额扣除）。 (P190) 9) 转换比CR：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数，即 吸收率堆内所有易裂变物质的俘获率堆内可转换物质的辐射易裂变核的消耗率易裂变核的生成率CR当CR1时，称为增殖比BR。 (P192) 10) 倍增时间：由于增殖，反应堆内易裂变同位素的数量比初始装载量增加一倍所需的时间。 (P195) 11) 增殖增益G：系统中每消耗一个易裂变同位素的原子核所得到的净增加的易裂变同位素核数。表示为： 111 FLABRG (P194) 12)
21、指数倍增时间： 001 FGBPMTDl， 其中：F 为可转化材料的裂变数占总裂变数的份额；P0为反应堆运行功率；B是每单位功率每天消耗的易裂变同位素数量；M0为反应堆内易裂变材料的初始装载量。 (P196) 第8章 温度效应与反应性控制 1) 目前压水堆常采用的三种控制方式控制棒控制、可燃毒物控制和化学补偿控制。 (P200) 2) 反应性系数：反应堆的反应性相对于反应堆的某一参数的变化率成为该参数的反应性系数。如：反应性温度系数TkkTkkkTkkTeffeffeffeffeffeffT1112，功率系数等等。反应性系数的大小决定了反馈的强弱，为保证安全，要求反应性系数为负值，以形成负反馈
22、效应。 (P200) 燃料温度系数FT ：由单位燃料温度变化所引起的反应性变化称为燃料温度系数。 (P202) 慢化剂温度系数MT ：由单位慢化剂温度变化所引起的反应性变化称为燃料温度系数。 (P203) 空泡系数MV ：在反应堆中，冷却剂的空泡份额变化百分之一（1%）所引起的反应性变化 (P205) 功率反应性系数P ：单位功率变化所引起的反应性变化称为功率反应性系数。 (P205) Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社
23、（原子能出版社） - 10 - 3) 剩余反应性：堆芯中没有任何控制毒物时的反应性称为剩余反应性，以ex 表示； 控制毒物价值：某一控制毒物投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性，以i 表示； 停堆深度：当全部控制毒物都投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性，以s 表示； 总的被控反应性：sex 。 热中子的大于快中子的 (P207) 4) 反应性控制的任务：1、紧急调节；2、功率调节；3、补偿控制。 (P208) 5)反应性控制的三种方式：控制棒控制、固体可燃毒物控制、化学补偿控制。 (P209) 6)控制棒材料要求：具有很大的中子吸收截面，银-铟-镉（Ag-In-Cd）；有较长的寿命；具有抗辐照、
24、抗腐蚀和良好的机械性能，同时价格便宜。 (P210) 7)控制棒的积分价值：当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时，所引入的反应性称为这个高度上的控制棒积分价值。 控制棒的微分价值：控制棒在堆芯不同处移动单位距离所引起的反应性变化。 (P215) 8)考虑控制棒的相互干涉效应，设计堆芯时，应使控制棒的间距大于热中子扩散长度。 (P216) 可燃毒物材料要求：具有较大的吸收截面；在堆芯寿期末，可燃毒物的残余量应尽可能少；可燃毒物及其结构材料应具有良好的机械性能。 主要元素有：硼B和钆（ga）Gd。 (P218) 对化学毒物的要求：能溶解于冷却剂中，化学性质和物理性质稳定；具有较大的吸收截面；对
25、堆芯结构部件无腐蚀性且不吸附在部件上。 压水堆一般采用硼酸。 (P222) 化学毒物主要补偿以下慢变化的反应性：反应堆从冷态到热态（零功率）时，慢化剂温度效应所引起的反应性变化；裂变同位素燃耗和长寿命裂变产物积累所引起的反应性变化；平衡氙和平衡钐所引起的反应性变化。 (P223) 化控优点：化学补偿毒物在堆芯中分布比较均匀；化控不但不引起堆芯功率分布的畸变，而且与燃料分区相配合，能降低功率峰因子，提高平均功率密度；化控中的硼浓度可以根据运行需要来调节，而固体可燃毒物是不可调节的；化控不占栅格位置，不需要驱动机构等，从而简化反应堆结构，提高反应堆的经济性。 (P223) 化控缺点：只能控制慢变化
26、反应性；需要加硼和释硼的一套附加设备系统；最主要缺点是水中硼浓度的大小对慢化剂温度系数有显著的影响。 (P223) Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 11 - 第9章 核反应堆动力学 1) 反应堆周期T：反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间为反应堆周期（也称反应堆时间常数）。表达式为： )1/( effklT ，dsttl 为瞬发中子的寿命。有 Ttentn/0 (P229) 2) 考虑缓发中子后裂
27、变中子的平均寿命l为 611iiitll (P230) 3) 考虑缓发中子效应后的反应堆动态方程，通常称为点堆模型动态方程： 表示为 6,5,4,3,2,1;)(1)1(61itCtnlkdtdCtCtnlkdtdniieffiiiiieff或者 6,5,4,3,2,1;)(61itCtndttdCtCtntdttdniiiiiii其中为中子每代时间，effkl/ (P232) 4) 点堆模型：假定不同时刻中子通量密度 tr, 在空间中的分布形状不变，也就是说，堆内各点密度随时间的变化涨落是同步的，堆内中子就好像堆芯没有线度尺寸一样，可以把它看作一个集总参数的系统来处，所以这个模型称为点堆模型
28、。 点堆模型的主要限制在于它不能描述与空间有关的动力学效应，通常表现为反应性的局部扰动和过渡过程中中子通量密度空间分布随时间的快速畸变。 由于实际中子通量密度的显著畸变和倾斜，用点堆模型求得的中子通量密度峰值将大大低于实际中子通量密度的峰值。 点堆动力学只适用于反应堆偏离临界状态不远和扰动不太大的问题。 (P233) 5) 反应性方程61iii 或 61111iiilll (P234) 6) 不同反应性0 引入时反应堆的响应特性： 0: 61110/iiil 0610111llTi ii简化为 iiiiiitT 06011，此时反应堆周期与瞬发中子寿命l无关，而与引入的反应性成正比； 0: 1
29、0或 0011T ，此时反应堆的响应特性主要决定于瞬发中子的每代时间； Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结 西安交大出版社（原子能出版社） - 12 - 0:这时仅依靠瞬发中子即可使反应堆保持临界，成为瞬发临界。当 0时，反应堆要达到临界尚需缓发中子作出贡献，因而反应堆的时间特性在很大程度上由先驱核 衰 变的时间决定。当 00 时，成为缓发临界。而当 时，成为瞬发超临界，此时即使完全不考虑缓发中子，有效增殖因数也会大于1。 瞬发临界条件
30、： ，有时将它用作反应性的基本单位，单位名称为“元”($)，其定义为：反应性($)=/，即把等于缓发中子份额的反应性定义为1$反应性。 0 为很大负反应性时，稳定周期T将接近于1/1，即约等于80s。 注：依据普通高等教育“十五”国家级规划教材 核反应堆物理分析（修订本） （2004年7月第1版） 谢仲生主编 西安交通大学出版社 原子能出版社 其中不包括 “第十章压水堆堆芯燃料管理” 章节部分 希望对下载的朋友有所帮助，如有不详尽或错误之处，敬请谅解。 QQ：1753085618 Generated by Foxit PDF Creator Foxit Softwarehttp:/ For evaluation only.
