反应堆堆芯中子能谱在线测量方法研究
反应堆堆芯中子能谱在线测量方法研究
先进核能系统研究的快速发展对核安全提出了更高的要求,同时堆内核测量技术面临更大的挑战。中子能谱是反应堆研究的核心参数之一,发展堆芯中子能谱的在线测量技术对提高核能系统安全有着重要意义。现有反应堆堆芯的中子能谱主要采用离线活化法测量。在线能谱测量技术尚不完善,如3He、6Li夹心谱仪等测量技术存在抗辐照能力差,探测能量范围有限或精度不满足要求等缺点。
发展高精度、宽量程的堆芯中子能谱在线测量技术已成为先进核能系统测控研究的重要发展方向。本论文通过借鉴多球谱仪的中子能谱测量原理,结合能够在堆芯内长期使用的电离室探测器,提出了一种新的堆芯中子能谱测量方法,即多阈值电离室的中子能谱在线测量方法。主要研究内容及创新点包括:(1)多阈值电离室能谱测量方法的蒙卡模拟研究。研究选用堆内使用成熟的具有不同阈值的电离室探测器(235U裂变电离室、238U裂变电离室、包镉NatB电离室),结合“少道解谱”原理,利用解谱软件对中子计数率信息进行反演得到待测中子能谱。
并分别利用参考中子能谱(IAEA318号报告中的纯裂变谱和铅冷快堆谱)和
中国铅冷快堆(CLEAR)能谱对所提出方法进行了可行性验证。验证时,首先利用蒙卡软件SuperMC进行建模并计算,获得了探测器的响应函数;并利用SuperMC计算探测器在参考谱中子场中的计数率,通过解谱软件,结合探测器计数率和响应函数信息反演中子能谱,反演谱和参考谱在大多数能区吻合;再通过SuperMC模拟探测器在CLEAR堆运行情况下的探测器计数率,且研究了3个不同位置的中子能谱情况,计算结果表明,反演谱和初始谱在大多数能区内吻合。参考谱和参考堆的模拟验证计算结果表明,提出的中子能谱在线测量方法具备理论上的可行性。(2)双功能锂铅氚增殖包层(DFLL-TBM)模型中子学实验数据分析。
DFLL-TBM中子学实验是中国科学院核能安全技术研究所为验证DFLL-TBM模块中子学性能开展的实验。本研究完成了该实验活化片反应率的数据分析工作。同时,利用该实验数据,研究实验中3个不同位置布置的3组活化片计数率,采用本研究开发的中子能谱在线测量方法对活化片的计数率信息进行中子能谱解谱分析并与蒙卡计算软件SuperMC的模拟计算结果进行比对。结果表明,通过活化片计数率信息解出的中子能谱与计算谱吻合度优于现有成熟解谱软件的反演结果。
最后,对该方法的敏感性、不确定度进行了分析。综上所述,本论文发展了一种多阈值电离室的中子能谱在线测量方法,该方法具备反应堆堆芯中子能谱在线测量的应用潜力。研究通过数值计算和实验数据分析相互验证了该中子能谱测量方法的可行性与准确性,具备进一步应用开发的潜力。
核反应堆物理分析习题答案
1、 H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面似为常数，分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 所需要的碰撞次数。 解：不难得出，2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系： 2 2 2H O H O H H O O σξσξσξ?=?+? 即 2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+?=?+? 2 (2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=?+?+ 查附录3，可知平均对数能降： 1.000H ξ=，0.120O ξ=，代入计算得： 2 (220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=??+??+= 可得平均碰撞次数： 221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H O N E E ξ ===≈ 2．设 ()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。 假定在C 系中散射是各向同性的，求()f d υυυ''→的表达式，并求一次碰撞后的平均速 度。 解： 由： 21 2 E m υ'= ' 得： 2dE m d υυ'='' ()(1)dE f E E dE E α' →''=- - E E E α≤'≤ ()f d υυυ''→=2 2,(1)d υυαυ '' -- αυυυ≤'≤ ()f d αυ υ υυυυ= '→'' 322(1)3(1)υ αα= -- 6.在讨论中子热化时，认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能c E 以上能区的中子，经过弹性散射慢化二来的。设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区，（1）散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;（2）散射到能量区间1g g g E E E -?=-的中子数g Q 。 解：（1）由题意可知： ()()()()c E s Q E E E f E E dE φ∞ = ∑'''→'? 对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为 常数： /()()()c E S E Q E E f E E dE α φ= ∑''→'?
第一节 反应堆和加速器
第一节反应堆和加速器 一、核反应堆技术 研究性重水反应堆1956年，苏联援建的以重水作为慢化剂和冷却剂的中国第一座试验性重水反应堆在房山坨里兴建。6月13日，反应堆达到临界，最大热功率为10000千瓦。6月30日，反应堆正式运转。该反应堆主要是进行中子物理试验、材料辐照试验和其他科学研究，并生产放射性同位素。 1959年2月，中科院原子能所在朱光亚领导下,自行设计、制造和安装了中国第一座轻水零功率装置，并进行了试验，为掌握研究性反应堆物理实验技术跨出了第一步。此后，开展了以改进堆的性能、扩大堆的用途、提高经济性为中心的技术改进。1960年，实现了在不停堆情况下远距离、半自动化操作和连续生产。1967年，用先进的离子交换法取代蒸馏法，使核燃料得到了充分利用。 1978年至1983年，中科院原子能所结合1958年建成的试验性重水堆的改建，开展了低浓铀重水栅格物理特性的理论和实验研究；配合北京核工程研究设计院重水堆核电站研究设计工作，开展了高浓铀重水物理特性研究。1980年6月27日，该所改建的反应堆达到临界。1981年11月6日，改建后的反应堆功率提升到15000千瓦，最大功率提高了50％，最大热中子通量密度提高了一倍多，活性区可利用的实验管道增加了2．6倍，而所投资金仅相当于新建一座同样反应堆的十分之一。1983年，该所在改建后的研究性重水堆内，建立了一条高温高压考验回路，从1984年底开始对秦山核电厂的燃料元件进行考验和检验。 潜艇核动力与陆上模式堆1958年，中科院原子能所开始了潜艇核动力的研究。翌年组建了中国第一个反应堆热工水力实验室，并陆续建立起十多个高温高压水回路等实验装置，为潜艇核动力堆做了临界热流密度、元件盒内流速分布及若干部件的阻力等试验，为解决设计中的一些关键技术提供了依据。1960年6月，提出了“潜艇核动力方案设计(草案)”。1961年后，该所开展了材料试验堆、元件考验堆、生产堆的物理理论计算工作，并建造了几个零功率装置，对计算结果进行了实验验证。同时，中科院计算技术研究所完成了压水堆有效增殖因子计算、动力堆燃耗计算；与有关单位合作，为中国自行设计建造潜艇核动力反应堆、高通量实验反应堆及秦山核电厂反应堆开发出计算程序，并在零功率装置上进行了实验验证。1965年，清华大学核能技术研究所建立了热工水力试验装置。 1959年，北京有色金属研究院为中国自行设计建造的潜艇核动力反应堆提供Zr-2合金包套材料，并在宝鸡有色金属加工厂建立了生产线；提供了核能级的金属铍及氧化铍材料，在宁夏有色金属冶炼厂投产；提供了银铟镉控制棒材及铪棒等控制材料等。 1970年4月至7月，中科院原子能所等完成核潜艇陆上模式堆的安装试车，并达到满功率。 工程试验堆1958年至1965年4月，中科院原子能所以苏联ИPT-1000物理试验堆为原型建成了游泳池式研究试验堆，并提升至额定功率。1967年8月，该堆的热功率由1000瓦提高到3500瓦，改进了堆的物理性能，扩大了堆的物理用途，且为以后设计高通量工程试
核反应堆物理分析 (谢仲生 吴宏春 张少泓 著) 西安交大、原子能出版社 课后答案1
《核反应堆物理分析》85页扩散理论习题解答二 21 解：（1）建立以无限介质内任一点为原点的球坐标系（对此问题表达式较简单），建立扩散方程： 即：2a D S φφ??+Σ=2a S D D φφΣ??=?边界条件：i.,ii.0φ<<+∞()0,0J r r =<<+∞ 设存在连续函数满足： ()r ?222,(1)1(2)a S D D L φ?φ???=???Σ?=??可见，函数满足方解形式：()r ?exp(/)exp(/)()r L r L r A C r r ??=+由条件i 可知：C =0， 由方程（2）可得：()()/a r r S φ?=+Σ再由条件ii 可知：A =0，所以： /a S φ=Σ 0） ，x >0S D ?,iii.()(0)/2a x t φ′=?Σlim ()0x J x →∞ =)exp(/)exp(/)/a x A x L C x L S =?++Σ//()x L x L J x D e e dx L L ?=?=?由条件ii 可得：0 lim ()()()22a a x a a AD CD t S tL S J x A C C A A C L L D →′′=?=?Σ++??=Σ++ΣΣ由条件iii 可得：C =0
所以：(22(1)a a a a tL S S A A A D D tL ′?=Σ+?=Σ??Σ′Σ//()[12(2/)(1)x L x L a a a a a a te S S S x e D t D L tL φ??′Σ=+=?′ΣΣΣ+??Σ′Σ对于整个坐标轴，只须将式中坐标加上绝对值号，证毕。 22 解：以源平面任一点为原点建立一维直角坐标系，建立扩散方程： 2112 22221()(),01()(),0x x x L x x x L φφφφ?= ≥?=≤边界条件：i.;ii.;1200lim ()lim ()x x x x φφ→→=000 lim[()|()|]x x J x J x S εεε=+=?→?=iii.;iv.; 1()0a φ=2()0b φ?=通解形式：，111sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+222sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+122cosh(sinh()cosh(sinh()]x x x x C A C S L L L L ?++=（3）1/)sinh(/)a L A a L =?（4）22cosh(/)sinh(/) C b L A b L =联系（1）可得：12tanh(/)/tanh(/) A A b L a L =?结合（2）可得：222tanh(/)/tanh(/)1tanh(/)/tanh(/)SL b L SL D A A A D a L b L a L ?=??=+1/1tanh(/)/tanh(/) SL D A a L b L ??=+
核反应堆物理分析课后习题参考答案
核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以，26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
反应堆原理
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推
【精品】核反应堆物理分析习题答案第四章
第四章 1.试求边长为,,a b c （包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆， 0.043,L m =42610m τ-=?。 （1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件：(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== （以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离） 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法： (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为：22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+
代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论，临界条件变为：221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理 论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。 解:对于单群理论：
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料 反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。 反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。 图4.1 反应堆位置 - 35 -
- 36 - 图4.2 反应堆剖面图
- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置 核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。 在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。 通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。 图4.3 堆芯分区布置（第一循环）
快中子堆浅析
快中子堆浅析 0、 导言 快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。 快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。 1、 快中子堆基本原理 快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。 U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β? Np 93239 β? Pu 94239。 2、 快中子堆基本构成 当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有 三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆 （LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。其中基于当前的工 业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四 代快中子反应堆的第一选择。快堆使用的是能谱较 硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区 别于使用热中子的压水堆等。本文将主要围绕钠冷 快堆展开介绍。 2.1 燃料组件 快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生 的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自 燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区， 3%~8%的功率在径向转换区内产生。燃料元件的结 构必须保证其在工作寿命内，具有承受各种载荷能 力，如高中子辐照、温度、水力载荷以及地震载荷 下保持结构基本完整。 快中子堆燃料组件的结构如图1，其在设计中 广泛的采用三角形栅格或六角形栅格结构。在典型 的三角形栅格结构中螺旋形金属绕丝把燃料元件棒隔开，271根燃料元件细棒组组成棒束置 于组件导管内。 燃料棒由燃料芯块区、上下轴向转换区、裂变气体腔以及结构材料等部分组成。燃料棒 图1 快中子堆燃料组件
第1章_核反应堆的核物理基础(2)
把铀238转化为易裂变的钚239 23812399209223923923992 93 94 23min 2.3U n U U Np Pu d γ ββ??+→+→→ . 99%-238 , . 235
散射前后，中子－靶核系统动能(弹性与非弹性散、动量皆守恒（靶核的内能未发生变化）任何能量的中子与任何原子核都可以发生弹性散在反应堆里，通过弹性散射，可以把能量较高的裂变中子慢化为能量很低的热中子。 1 0A Z n X →+非弹性散射：英文介绍和示意图
非弹性散射：对中子慢化的作用 发生非弹性散射时（由于伴随有伽玛射线的 发射中子）中子的能量损失较大。（一般将 中子能量降到多少？） 在反应堆中，重核的非弹性散射对能量较高 的中子有显著的慢化作用。 但是依靠非弹性散射不可能将中子能量降到 很低的水平。 Why？ 快中子反应堆中无慢化剂，但是裂变中子 也得到一定程度的慢化。Why？ 非弹性散射：小结 24 非弹性散射的机理比较复杂：有形成复合核 的非弹性散射，也有不形成复合核的低能非 极好的英文，好好读一遍
为哑铃形、最终断裂所需的能量，也称临界能），此种铀核就是易裂中子进入铀核时放出的结合能如果小于分离能，光依靠结合能尚不能使得铀核裂变。必须要求入射中子有足够的动能（动能加结合能大于分离能）才能使得铀核裂变。此时此种铀核就是可裂变的。裂变反应：fissile or fissionable ？ ü?易裂变（fissile )核: 是指那些任何能量的中子都可使其发生裂变的核素，主要有： U-235，U -233，Pu-239, Pu-241 ü?可裂变（fissionable ）核：指那些只有较高能量中子才能使其发生裂变的核。例如： U -238，Th-232，…… 看复合核！ 欲知临界能如何计算，拉马什书上有。 29 对四种核反应的机理和特点已经介绍完毕，下面介绍这四种核反应的反应截面大小的一般特点。 核反应截面的变化规律
五种反应堆
吴锴：请您先介绍一下世界上已出现的几种潜艇反应堆的工作原理？ 张金麟：美国从1948年开始对三种热交换型式的反应堆，即压水堆、气冷堆和液态金属冷却反应堆进行研究。最初美国考虑将反应堆装在Φ5.5×92米的潜艇壳内，其排水量在2 000吨左右，对反应堆的技术要求是：高浓缩铀的堆芯，用热中子或接近热能的中子；在铀燃料一定时，反应堆结构材料吸收中子要少，堆芯功率密度高、结构要紧凑。 根据此技术要求，美国首先发展了压水堆和液态金属冷却堆。接着苏联也发展了这两种反应堆。这两种堆都经过陆上模式堆的考核试验后才将同型堆安装在它们的早期核潜艇上。 作为舰船核动力，曾经产生过五种反应堆的方案设想，构成五种不同的舰船推进装置型式，它们分别是： 压水反应堆由压水堆、一回路系统和设备、二回路系统和设备及推进轴系组成。反应堆和一回路均在高压下运行。所以作为反应堆的载热剂和慢化剂的水在约300℃时亦不会沸腾，故此类型反应堆称为压水堆。 载热剂在反应堆中被加热送到蒸汽发生器，将其热经传热管传给蒸汽发生器二次侧水（二回路一侧的水）并使其变成饱和蒸汽，从蒸汽发生器流出的载热剂经由主泵又被回送到反应堆再加热，形成一回路循环。饱和蒸汽送至主推进蒸汽轮机作功，从汽轮机排出的乏汽在冷凝器中冷凝后经给水泵再送至蒸汽发生器，形成二回路。主推进蒸汽轮机经减速齿轮带动螺旋桨推进艇航行。 反应堆和一回路因具有放射性，所以需要布置在屏蔽内。蒸汽发生器产生的蒸汽由于被传热管壁与一回路隔开，因此二回路系统和设备同常规蒸汽动力装置一样没有放射性，所以不需屏蔽。 液态金属反应堆由反应堆、一回路、中间回路、二回路和推进轴系所组成。 液态金属堆用石墨和铍作慢化剂，用中能中子维持链式反应，其优点是燃料的消耗比热中子反应堆低。早期的载热剂采用熔融的金属如钠、钾、铋、铅及其合金。 在一回路中用熔融金属钠循环载热，运行压力只有5～7大气压，就可获得较高的温度，装置效率较高。一回路主泵采用电磁泵，由于没有转动部件，故可靠性高。 中间回路采用钠、钾作载热剂。一回路向中间回路传热是通过中间热交换器，中间回路将反应堆的热量再通过蒸汽发生器传给二回路，在蒸汽发生器中产生过热蒸汽（由饱和蒸汽进一步加热而得）。 液态金属堆的缺点是核燃料的初装量相对较多。金属钠吸收中子蜕变为钠-21，半衰期约为15小时，并生成发射高能γ的钠同位素，所以一回路的设备和管道都要屏蔽。为防止液态的金属钠在管道和设备内凝结，反应堆停堆后还需保温和加热。此外，金属钠具有强烈的腐蚀性，与水会发生剧烈反应，可能会引起爆炸和火灾。 气冷反应堆气冷堆是用气体作为载热剂的反应堆，一般使用的载热剂有He、N2、CO2。因为这几种气体制取很容易，且化学性质稳定。其中He的载热效率较高，它不吸收中子，无感生放射性，不与结构材料发生化学反应，传热性能良好。此外，它还有较高的转换比和较深的燃耗。 气冷堆推进装置的循环系统有两种形式：单回路循环系统和双回路循环系统。在单回路循环系统中，封闭的He回路作为一回路，蒸汽回路作为二回路。 比如，一个功率为24.3MW的船用单回路He冷却反应堆燃气轮机推进装置，它是由一个He冷却高温反应堆和一台双轴燃气轮机组成。高压燃气轮机作为压气机的
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆 北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一 座钠冷池式快中子增殖反应堆。 2009-08-02 18:18工程期限：1995年——2010年 北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠 冷池式快中子增殖反应堆。 长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许多国家经历了20世 纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一 轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。 但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，
而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。 而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。中国实验快堆工程 中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。是国家863计划中投资最大的专案之一。工程总建筑面积43500平方米，包括核岛厂房，核岛专用厂房，汽轮发电机厂房（包括连廊），其中核岛厂房建筑面积36000平方米,地下一层，地上十层，东西长64米，南北宽79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石层上，筏板底标高为 -7.7米，反应堆大厅顶盖采用圆形砼拱顶，顶标高为57米。
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：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(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：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。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子，E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
中子源
中子源 中子源是能释放出中子的装置。能够产生中子的装置，进行中子核反应、中子衍射等中子物理实验的必要设备，包括同位素中子源、加速器中子源和反应堆中子源。放射性测井中用的镅铍中子源是同位素中子源,而井下中子发生器属于加速器中子源。自由中子是不稳定的，它可以衰变为质子放出电子和反电中微子，平均寿命只有15分钟，无法长期储存，需要由适当的产生方法源源供应。主要方法有以下3种： 1.同位素中子源：最早的中子源，现在已经很少使用。在中子强度即注量率方面无法与其它两种中子源相比； 体积小，制备简单，使用方便。（a，n）中子源利用核反应9Be+a→12C+n+5.701兆电子伏特（MeV）将放射a射线的238Pu、226Ra 或241Am 同金属铍粉末按一定比例均匀混合压制成小圆柱体密封在金属壳中。（γ，n ）中子源利用核反应中发出的γ射线来产生中子，有24Na-Be 源，124Sb-Be源等。 2.反应堆中子源：通常用于提供一个稳定的中子束流；然而，在强度方面反应堆中子源已达到了一定的上限，未来的中子源将依赖于加速器； 利用原子核裂变反应堆产生大量中子。反应堆是最强的热中子源。在反应堆的壁上开孔，即可把中子引出。所得的中子能量是连续分布的。很接近麦克斯韦分布。采取一定的措施，可获得各种能量的中子束。 2.加速器中子源：最具前景的能产生高强脉冲中子束流的方法；下一代中子源将是此种类型。 利用加速器加速的带电粒子轰击适当的靶核，通过核反应产生中子，最常用的核反应有（d，n）、（p，n）和（γ，n）等，其中子强度比放射性同位素中子源大得多。可以在很宽的能区上获得单能中子。加速器采用脉冲调制后，可成为脉冲中子源。 石油钻井作业中,电测需要常常要用到中子源,中子源是一种放射性物质，进行放射源操作时应充分考虑放射源活度、操作距离、操作时间和防护屏蔽等因素，采取最优化的防护措施，以保证操作人员所受剂量控制在可以合理做到的尽可能低的水平。 xxx
裂变反应堆的工作原理
裂变反应堆的工作原理 为了深入讨论与核能有关的技术和发展趋势,我们必须对核电站所基于的原理--核反应堆中子物理、反应堆热工水力学、反应堆控制和反应堆安全等方面的基本知识,有一个初步的了解。 一、反应堆中子物理 （－）中子与原子核的相互作用 在反应堆的心脏____堆芯中，大量的中子在飞行，不断与各种原子核发生碰撞。碰撞的结果，或是中子被散射、改变了自己的速度和飞行方向；或中子被原子核吸收。如果中子是被铀－235这类核燃料吸收，就可能使其裂变。下面我们较详细地进行介绍。 1．散射反应 中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行速度。能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化。散射反应有两种不同的机制。一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生弹性散射。另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实际上包括两个过程。首先是中子被原子核吸收，形成一个复合核。但这个复合核不是处于稳定的基态，而是处于激发态。很快它就会又放出一个中子，并且放出γ射线，回到稳定的基态。非弹性散射的反应式如下： n X X n X A Z A Z A Z 10 **110)()(+→→++ γ+↓→X A Z 并非所有能量的中子都能与原子核发生非弹性散射。中子能量必须超过一个阈值，非弹性散射才能发生。对于铀－238原子核，中子能量要高于45千电子伏，才能与之发生非弹性散射。非弹性散射的结果也是使中子的能量降低。在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散射。在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀－238的非弹性散射，能量也会有所降低。 2．俘获反应 亦称为（n ，γ）反应。它是最常见的核反应。中子被原子核吸收后，形成一种新核素（是原核素的同位素），并放出γ射线。它的一般反应式如下： γ+→→+++)()(1*110X X n X A Z A Z A Z 反应堆内重要的俘获反应有: 这就是在反应堆中将铀－238转化为核燃料钚－239的过程。类似的反应还有： 这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀－233的过程。 3．裂变反应 核裂变是堆内最重要的核反应。铀－233、铀-235、钚－239和钚－241等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的概率更大，通常被称为易裂变核素。而钍－232、铀－238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为可裂变同位素。目前热中子反应堆内主要采用铀－235作核燃料。铀裂变时一般产生1 0 1
反应堆热工
第一章核能发电原理及反应堆概述 第1节核电厂工作基本原理 1.核反应堆 2. 热交换器 3. 蒸气涡轮机 4. 发电机 5. 冷凝器 第2节反应堆的分类 （1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源 （2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。包括压力容器、主泵等。 （4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。 （5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。如汽轮机。 （6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。 （7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。） 第3节压水堆 系统压力：15～16 Mpa 冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃ 冷却剂流量：62000 t/h 燃料装量：90 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1780 ℃ UO2燃料富集度：2.0～4.0% 转化比：0.5 第4节沸水堆 系统压力：7 Mpa 冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃ 冷却剂流量：47000 t/h 燃料装量：140 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1830 ℃ UO2燃料富集度：2.0～3.0% 转化比：0.5 沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）： 比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大； 压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当； 采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造； 采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严
反应堆物理
1.认定的第四代核反应堆包括哪些？ 钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、高温气冷堆、超临界水堆 2.核素:具有相同原子序数、质量数和核能态，而且其平均寿命长到足以被观察的一类原子。 3.同位素：具有相同质子数，不同质量数（中子数）原子核的元素。 4.丰度：某一同位素在其所属天然元素中所占的原子数百分比。 5.富集度：一般指经铀浓缩以后核燃料中铀235的质量分数 6.放射性活度：放射性同位素样品在单位时间内衰变的次数。 7.衰变常数λ的意义：一个核单位时间衰变的几率 8.什么叫质量亏损？什么叫结合能？ 所有原子的质量都比组成它的单个质子与中子质量的总和略小，即核子结合构成原子后质量减少了，我们称此差值为
质量亏损。根据质能方程E=ΔmC2,减少的质量必然以能量的形式释放出来，这种能量称为结合能。这就是核能的来源。 9.中子与原子核的反应主要包括哪些？ 散射、辐射俘获、裂变反应、（n,α）、(n,p)、(n,2n)、(n,3n)等直接轰击多个中子的反应 10.辐射俘获：原子核俘获中子放出γ射线的反应。 11.热中子反应堆内中子的慢化主要靠弹性散射。发生非弹性散射有阈能要求。 12. 中子与原子核的散射反应包括：弹性散射和非弹性散射，前者动量和动能均守恒，后者动量守恒动能不守恒。 13.微观截面：中子与单个靶核发生反应的容易程度的一种度量，量纲是面积；它相当于原子核对于入射中子具有多大的阻挡面积，常用单位是靶 14.宏观截面的定义：中子在某种材料中穿行单位距离与原子核发生反应的次数。
15.热中子：与它们所在介质的原子处于热平衡状态。 16.核反应率密度：单位时间内在单位体积中发生核反应的次数。 17.常见的易裂变核有哪些，可裂变核有哪些？ 易裂变核素：U 235 Pu 239 U 233 Pu 241 可裂变核素：U 238 Th 232 18.铀235每次裂变释放出的能量大约为 200MeV 。 19.中子在以铀为燃料的压水堆内主要经历哪些数量变化过程？ 1.铀238的快中子增殖； 2.慢化过程中的共振吸收； 3.中子的泄露（快中子慢化过程中的泄露；热中子扩散过程中的泄露）； 4.燃料吸收热中子引起的裂变 20.关于有效增殖系数的物理意义，有两个公式： 21.反应堆内产生的中子都是 快中子 ，平均能量约为 2MeV 最大通量能达到 10MeV 。 22.什么叫反应堆功率分布的不均匀系数？ 全堆空间内功率最大值与功率平均值之比。