Southwest University of Science and TechnologyWANG LieLin page Click to edit Master text stylesSecond levelThird levelFourth levelFifth levelClick to edit Master title styleClick to edit Master tex

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级核反应堆物理分析基础主讲教师：王 锋电 话：13618203569电子邮箱：wangfengcqu.edu41820221课程名称：核反应堆物理分析适用对象：限过必修课高年级本科生课内学时：64学时2学分要求先修课程：传热学工程热力学流体力学原子核物理辐射防护等相关课程使用教材及参考书： 吴宏春主编《

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级能源革命 可控核反应堆自然火钻木取火第一次能源革命第二次能源革命柴薪能源 1796年瓦特发明蒸汽机化石能源：煤石油天然气 1942年费米建造了第三次能源革命能源革命导致了人类文明的跃进遂人氏钻木取火遂人氏钻木取火使人类能够随时生火取暖和吃熟食从而改变了人类的生活条件 据《韩非子》等古书记载：

核电站的工作原理核电站就是在一座或若干座动力反应堆中将原子核裂变释放的核能转换成热能来发电或发电兼供热的动力设施它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统核电站利用核能产生蒸汽的系统称为核蒸汽供应系统这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽从原理上讲核电站实现了核能一热能一电能的能量转换从设备方面讲核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用目前世界上核电站采用的

反应堆物理习题1. 水的密度为103kg／m3对能量为0.0253eV的中子氢核和氧核的微观吸收截面分别为0.332b和2.7×10-4b计算水的宏观吸收截面2. UO2的密度为10.42×103kg／m3235U的富集度ε=3(重量百分比)已知在0.0253eV时 235U的微观吸收截面为680.9b238U为2.7b氧为2.7×10-4b确定UO2的宏观吸收截面3．强度为中子厘米2·秒的

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级核反应堆物理基础第一章 核反应堆的核物理基础核反应堆： 是一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置它由核燃料冷却剂慢化剂结构材料和吸收剂等材料组成 主要核过程： 中子与核反应堆内各种元素相互作用的过程 §1.4 中子与原子核

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第六章一回路中腐蚀产物的溶解与沉积 华北电力大学张胜寒腐蚀产物在堆芯沉积的危害放射场积累腐蚀产物活化?产生长寿放射性核素包壳腐蚀影响传热使包壳温度升高加速腐蚀沉积物中次冷沸腾?局部浓缩影响传热效率导致功率损失轴向功率偏移异常(AOA)腐蚀产物沉积在燃料棒的上部沉积物中次冷沸腾?溶液局部浓缩?B浓缩?反应性降低?燃料棒上部功率降

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第9章 核燃料管理反应堆核燃料管理的目的 为了经济和安全两次停堆换料之间的时间间隔称换料周期反应堆经历了一个换料周期也就是经历了一个运行循环一个运行循环经历的运行时间以等效满功率天(EFPD)表示称为循环长度循环长度的选取直接影响到核电厂的经济性若较短反应堆的初始剩余反应性可以较小核燃料的装载量可以较小这有利于核电厂的经

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第二章 中子慢化和慢化能谱 § 2.4 中子年龄§ 2.2 无限均匀介质内中子的慢化 能谱与共振吸收§ 2.3 热中子能谱和反应堆能谱§ 2.1 中子的弹性散射的过程§2.1 中子的弹性散射过程一弹性散射过程动力学 忽略靶核热运动及化学键的影响认为中子是与静止的自由的靶核发生弹性

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级PWR化学—Ⅰ哈工程大学核学院 矫彩山反应堆原理图压力容器稳压器主泵蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路一回路基本参数：一回路：压力154 bar 高压水二回路：压力55bar 出口饱和蒸汽 蒸汽反应堆原理图压水堆中的化学问题一主要材料 1.核燃料 2.包壳材料 3.堆内构件及压力壳 4.蒸汽发

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级典型核反应堆系统中广核员工岗前培训主要内容1沸水堆核电站2重水堆核电站3高温气冷堆4快中子增值堆5其他堆型1沸水堆沸水堆是轻水堆的一种它是通过研究水堆堆芯沸腾而设计出来的很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应堆沸腾汽泡不规则的形成和移动会不会产生危险的不

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第10章 动力反应堆快中子堆(简称快堆)：主要依靠能量大于0.1MeV的中子维持自持链式裂变反应如法国的凤凰(Phenix)和超凤凰 (Super Phenix)快堆电站中能中子堆：主要能量在1eV到0.1MeV的中子维持自持链式裂变反应10.1 动力反应堆的分类按中子能谱分：热中子堆(慢中子堆)：主要靠能量小于1eV的中子

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第四章 均匀反应堆的临界理论§4.2 有反射层反应堆的单群扩散理论§4.3 反应堆功率分布§4.1 均匀裸堆的单群理论第四章 均匀反应堆的临界理论前面两章讨论的是中子在非增殖介质内的慢化和扩散问题本章将研究由燃料和慢化剂组成的有限均匀增殖介质(反应堆系统)内的中子扩散问题在增殖介质内中子在扩散过程中一方面

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级?核反应堆物理分析? ?Nuclear Reactor Physics Analysis? ?《核反应堆物理分析》 (Nuclear Reactor Physics Analysis)课程编号?0276总学时?64总学分?先修课程概率论?数理方法原子物理原子核物理适合专业?所属院系部?所属教研室?核工程与核技术 专业本科生

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级三. 核反应堆和核电站1. 热中子堆和快中子堆2. 热中子堆的基本组成3. 反应堆实现自持链式反应的临界条件4. 核电站5. 核电站作为一种新能源的特点6. 核裂变弹(原子弹)7. 加强弹氢弹和中子弹8. 受控热核反应1 热中子堆和快中子堆什么是热中子 20 °C下E?0.025eVv?2200米秒裂变中子能量大部分

10.1 反应堆冷却剂管道10.1.1 设计技术关键反应堆冷却剂管道是反应堆冷却剂系统的重要组成部分它连接反应堆蒸汽发生器反应堆冷却剂泵形成一个密闭回路将导出反应堆产生的热能传给蒸汽发生器然后传递给二回路系统构成的密闭环路也是反应堆冷却剂的压力边界和控制放射性产物外泄的边界因此反应堆冷却剂管道安全可靠性与反应堆冷却剂系统的热传递功能和安全功能密切相关反应堆冷却剂系统管道包容了核电厂所有预期运

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第六章 燃耗及中毒 前面各章属于稳态分析内容没有考虑物理量随时间变化的问题但实际的物理量例如反应性燃料的同位素成分等要随时间变化 本章属于动态分析的内容分析核燃料同位素和裂变产物同位素成分的变化以及这种变化对中子通量密度分布和反应性的影响本章分析的是慢变化过程而启动停堆和功率调节等快变化过程在第八章中讨论本章主要内容反应性随

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第七章：反应性随时间的变化核反应堆工程原理反应性随时间的变化反应性随时间的变化反应性随时间的变化本章主要问题包括：核燃料同位素成分的变化和燃耗裂变产物同位素的生成与消耗反应堆启动和停堆后135Xe和149Sm中毒随时间的变化反应性随时间的变化堆芯寿期燃耗深度以及核燃料的转换与循环等问题核燃料中重同位素成分随时间的变化7.1.1

2008年专业实务试题1．在快中子反应堆中无慢化剂但中子通过与( )非弹性散射能量也会有所降低 A. 钍—232 B. 铀—233 C. 铀—235 D. 铀—238 E. 钚—2392．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯其热中子注量率分布半径方向上为( ) A. 正弦分布 B. 余弦分布 C. 函数分布 D. 零阶贝塞尔函数

单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版文本样式第二级第三级第四级第五级第 8 章 温度效应与反应性控制 反应堆运行期间核燃料燃耗核裂变产物的积累都会引起反应性变化另一方面运行期间堆芯温度也不断变化如从冷态至热态温度变化为200300K功率改变时堆芯温度也发生变化堆芯温度及分布发生变化将引起以下变化： 燃料温度变化由于多普勒效应共振吸收增加 慢化剂密度变化慢化能力及慢化性能改变 中子