核反应堆工程概论
核反应堆工程概论
《核反应堆工程》 1. 该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分 2. 主要参考: 核反应堆物理: § 谢仲生主编《核反应堆物理分析(上册)》原子能出版社1994 § 谢仲生张少泓《核反应堆物理理论与计算方法》西安交通大学出版社2000 核反应堆热工: § 于平安等编著《核反应堆热工分析》原子能出版社1986 § 于平安等编著《核反应堆热工分析》上海交通大学出版社2001 核反
第三章:中子的慢化、扩散与反应堆临界理论核反应堆工程概论一、中子慢化(1)11 中子慢化的意义: 235U是自然界存在的唯一易裂变物质,低能中子-即热中子(能量远低于1eV)-更容易引发235U的裂变。快中子堆以Pu为主要核燃料,Pu主要也先从热中子堆中获得。因此热中子堆是反应堆最初发展的主要方向。 裂变释放出的中子为快中子(平均能量约2MeV),所以在热中子堆中,要把快中子变成热中子,让热中子
黄彦平男博士1968年12月生研究员博士生导师中国核动力研究设计院反应堆工程研究所副所长兼总工程师中核核反应堆热工水力技术重点实验室主任中核核反应堆热工及流体力学分领域科技带头人国防科技工业核动力技术创新中心技术首席某核动力技术专项技术总监中国核学会反应堆热工流体专业委员会秘书长享受特殊津贴国家杰出青年科学基金获得者国家安全重大基础研究项目(国防973)技术首席入选国家百千万人才工程
:势散射直接相互作用和复合核的形成:①辐射俘获②(np)(nα)等反应③核裂变:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数R=nv∑:单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和φ=nv:裂变中子引起周围其它裂变同位素的裂变并不断继续下去裂变产生的中子数大于引起核裂变所消耗的中子数一旦原子核数不够时就有可能不再依靠外界的作用而使裂变反应不断地进行下去这样的裂变反应称为新生一代的中子数目
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与稳态相比瞬态计算在各现象方程中加上时间变化项:出口作用在控制体上的外力之和控制体内流体能量的增加率 冷却剂失流事故 瞬态分析任务是: 确定安全保护系统允许的动作滞后时间主泵惰转飞轮的转动惯量 求泵断电后冷却剂流量随时间的变化 根据流量变化规律来计算燃料元件温度的变化和DNBR 通用的泵模型 大破口失水事故的严重后果在一回路系统内形成一个很强的冲击波可能会使堆芯结构遭到严重破坏使控制棒插不
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《
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