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核反应堆物理基础总结核电1311陈思宇陈江第四章：反应性变化与控制4.1温度效应1.反应性温度系数温度变化一个单位(K,ºC)带来的反应性变化定义为反应性温度系数αT。公式：αT=dρ/dT=dK/dT/K2≈dK/dT/K温度效应：因反应堆温度变化而引起ρ发生变化的效应，称为反应性的温度效应，简称温度效应。反应性温度系数为负值对反应堆安全有利，反之不利。反应堆设计要尽可能做到各种工况下温度系数为负2.慢化剂温度系数慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，主要途径如下：慢化剂密度变化。以水为例，温度升高慢化能力降低，能谱变硬。慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能谱变硬。水轴比：慢化剂温度系数还与单位体积内慢化剂与燃料的核密度比值有关，在轻水堆中以“水铀比”表示。4.2中毒效应

概念：热中子反应堆运行后堆内所产生的某些裂变产物，其中子吸收截面较大，故对ρ有明显的影响，这种效应称为裂变产物中毒，有两种同位素特别重要钐(149Sm)和氙(135Xe)。

停堆后的135Xe中毒——碘抗

所谓剩余反应性是指堆芯中没有任何控制毒物时的反应性以ρex来表示，控制毒物是指反应堆中用于反应性控制的各种吸收体（如控制棒），不包括裂变产物中的毒物。

4.3燃耗

概念：燃料的耗损将引起剩余反应性下降，这种效应称为反应性燃耗效应。

燃耗深度：燃耗深度是燃料贫化程度的一种度量，通常把单位质量燃料所发出的能量称为燃耗深度。

转化与繁殖：

CR=复活率/吸收率

轻水堆CR≈0.6

第五章：反应堆中子动力学5.1缓发中子的作用中子的平均寿命缓发中子的寿命应当等于中子的慢化时间、扩散时间以及延发时间之和其中，tm为平均慢化时间，td为平均扩散时间。反应堆周期

T=l/(k–1)

不考虑缓发中子T≈0.1s，若考虑缓发中子T≈85s。课外知识压水堆核电站压水堆核电站：核岛、常规岛和电站配套设备。核岛①蒸汽发生器②稳压器③主泵④压力容器常规岛主要包括汽轮机发电机组，其形式与火电厂相似。核反应堆及系统基本组成裂变反应：核反应堆是指容器及内存装的燃料、慢化剂、冷却剂、控制、测量部件及管道。核燃料分为易裂变的和可裂变的两种易裂变核燃料：铀-233、铀-235及钚-239可裂变：钍-232、铀-238在核反应堆内吸收一个快中子后有可能发生裂变232Th、238U在核反应堆内吸收一个快中子裂变为233Th慢化剂轻水（H2O）重水（D2O）石墨（C）铍及氧化铍（Be、BeO）和有机化合物吸收能力较低、慢化能力较高、轻物质作慢化材料控制系统在堆内放入一种或数种吸收中子能力大的物质用镉、硼、银铟镉合金、铪等材料做成的控制棒或在冷却剂中加入硼酸、硝酸等溶液控制反应堆控制棒：安全棒、调节棒、补偿棒屏蔽措施用体积质量（密度）大的材料屏蔽y射线如铁、铅等用体积质量（密度）小的材料屏蔽中子如水、石墨、含硼材料及石蜡、塑料、也可使用重元素和含氢物质如

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