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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 核电厂安全专业实务 注册核安全工程师培训 核反应堆工程 讲 稿? 王秀请 2005年5月1目录 前言 一 基
摘 要冷却剂丧失事故是指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露的事故对于压水堆来说便是失水事故简称LOCA(Loss of Coolant Accident)冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性即破口位置和破口尺寸根据破口大小及物理现象的不同失水事故通常可分为大破口
核反应堆工程概论
课程编号:828 课程名称:核反应堆物理分析 一考试的总体要求了解中子与原子核相互作用的机理中子截面和核反应率的定义非增殖介质内中子扩散方程的解中子的弹性散射过程扩散-年龄近似双群扩散理论多群扩散理论栅格的非均匀效应核燃料中重同位素成分随时间的变化核燃料的转换与循环可燃毒物控制化学补偿控制掌握核裂变过程单速中子扩散方程无限均匀介质内中子的慢化能谱均匀
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第 9 章 反应堆动力学 核反应堆安全运行的基础在于成功的控制中子通量密度或反应堆功率在各种情况下随时间的变化 第七章我们讲了燃料和裂变产物同位素成分随时间的变化以及它们对keff的影响由于这些量随时间的变化很缓慢所以很容易对其进行控制并使反应堆维持在一定功率下运行 但反应堆启动停堆或功率调
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§第二章《中子慢化和慢化能谱 》 反应堆内裂变中子的平均能量为2 MeV由于中子散射碰撞而降低速度的过程成为慢化过程热堆内弹性散射对慢化过程起主要作用在慢化过程热堆内中子密度按能量具有稳定的分布称之为中子慢化能谱 2.1中子的弹性散射过程 2.1.1 弹性散射时能量的变化我们可以求得在质心的速度VCM?设靶核静止则在碰撞前质心
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
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