核反应堆物理分析答案-课件.ppt
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核反应堆物理分析课件
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核反应堆物理分析课件（1）．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．4
内容综述．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．4
1.1核反应堆物理分析的重要性．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．4
1.2核反应堆物理分析的基本概念．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．5
核反应堆基本原理．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．7
2.1核裂变反应．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．
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核反应堆物理分析第3章.ppt
为了阐明扩散长度的物理意义，我们计算热中子从产生地点 到被吸收地点穿行距离的均方值 对于无限介质中的点源，在球 壳内每秒被吸收的中子数是 所以均方值 （空间二次距）可以 表示成 将点源的中子通量密度代入可得： 或 对于平面源的情况有 点源空间二次矩的计算 从计算可以看出，扩散长度L的大小直接影响堆内热中子 的泄露。 L愈大，则热中子自产生地点到被吸收地点所移 动的直线平均距离也愈大，因而热中子泄露到反应堆外的 概率也就愈大。 慢化长度 我们还希望能
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核反应堆物理分析第7章.ppt
停堆后149Sm浓度随时间变化 停堆后149Sm和149Pm的浓度随时 间变化方程为： 停堆后149Sm浓度随时间而增加， 反应堆再次启动后平衡149Sm浓 度又将恢复。若停堆前中子通量 密度比较低，则第二项比较小， 这时停堆后的149Sm浓度基本保持不变。 运行在不同中子通量密度情况下，停堆 后149Sm的积累及重新开堆后的烧损 7.3 反应性随时间变化与燃耗深度 7.3.1 反应性随时间变化与堆芯寿期 一个新堆芯,初始剩余反应性比较大, 随着运行时间的增加,堆内裂变材料的消耗和裂变产物的积累,剩余反应性将逐渐地减少。一个新装料堆芯从开始运行到有效增殖因
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核反应堆物理分析 第章.ppt
教材中的示意图 热中子反应堆内的中子数 微观裂变截面 σf 235U, 239Pu 等易裂变核素的裂变截面随中子能量的变化 与重核吸收截面的变化规律相似。 热能区：裂变截面随中子能量减小而增加，且截面很大。 热堆里裂变反应基本上都是发生在这一能区。 共振区： 235U的裂变截面出现共振峰，共振区延伸到几个 keV。在 keV 至 MeV能量范围内，裂变截面随中 子能量的增加下降到几个靶。 238U, 240Pu, 232Th等核素的裂变具有阈能特点。 235U的裂变截面 232Th,
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《核反应堆安全分析》课件 .ppt
核反应堆安全分析欢迎参加核反应堆安全分析课程。本课程将系统性地探讨核反应堆运行的安全原则、分析方法以及评估技术。我们将深入研究核电站设计、运行和事故管理的关键安全问题，帮助学生建立全面的核安全知识体系。
课程概述1课程目标通过系统学习，使学生掌握核反应堆安全分析的基本理论和方法，培养学生运用确定论和概率论方法进行安全评价的能力，提高学生对核电厂安全设计和运行的理解。本课程旨在培养具备核安全意识和专业技能的技术人才。2学习内容课程涵盖核安全基本原则、动力厂状态分类、始发事件分析、热工水力分析、放射性物质迁移、概率安全分析、严重事故分析等多个方面，并介绍安全分析报告编写和安全文化建设相关知识。考核
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核反应堆热工分析课件.ppt
/ 核反应堆热工分析 研究对象： 压水堆 不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取 铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热 包壳外表面温度tcs(z)的计算 3.6.1 棒状燃料元件 由计算所作曲线可得： 包壳外表面温度最大值出现在通道的中点和出口之间 冷却剂的温度：与释热量分布有关，越接近通道出口，升高越慢 膜温差：与线功率成正比，沿通道中间大，上下两端小 这是因为它要受两个变量的制约： 包壳内表面温度tcs(z)的计算 3.6.1 棒状燃料元件 包壳一般很薄，若忽略吸收γ、β以及极少量裂变碎片动能所产生的热量，则可以认为包壳内
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《核反应堆安全分析》课件 .ppt
核反应堆安全分析深入探讨核能安全的系统分析方法核能产业需平衡效率与安全
核反应堆的基本概述核反应堆定义利用核裂变产生能量的复杂装置裂变过程重原子核分裂释放大量能量链式反应中子触发裂变产生更多中子能量转换
核反应堆的种类压水堆(PWR)高压水作冷却剂全球应用最广泛沸水堆(BWR)反应堆直接产生蒸汽系统简化但有泄漏风险重水堆(HWR)使用重水作减速剂可用天然铀作燃料小型模块化反应堆体积小便于部署
核反应堆的核心部件堆芯核裂变发生区域由燃料棒组成需精确排列以控制反应控制棒含中子吸收材料控制链式反应速率紧急情况可快速插入冷却系统移除堆芯产生热量防止燃料过热通常采用水或气体屏蔽设计阻挡辐射外泄多层保护结
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清华大学核反应堆物理分析.pdf
清华大学核反应堆物理分析--第1页
1、热中子反应堆内，瞬发中子的平均寿期比自由中子的半衰期（）。
A、短的多；B、长的多；C、一样大。
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1、某压水堆采用二氧化铀作燃料，其复集度为2.43%（重量），密度为10公斤/米，计
算：当中子能量为0.025ev时，二氧化铀的宏观吸收截面和宏观裂变截面（复集度表示铀－235
在铀中所占的重量百分比）。
2、某反应堆堆芯由铀－235、水和铝组成，各元素所占的体积比分别为0.002，0.600和
0.398，计算堆芯的总吸收截面（0.025ev）。
3、求热中子（0.025ev）在轻水、重水和镉中运动时，被吸收前平均遭受的散射碰撞数。
4、试比较：将
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核反应堆物理分析复习资料.pdf
核反应堆物理复习分析资料整理
一．名词解释
中子核反应类型：势散射、直接相互作用、复合核的形成
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。
中子通量：表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
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) 。
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
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第2章 核反应堆物理 核工程原理课件.ppt
第2章 核反应堆物理 基本概念 反应堆（reactor , nuclear reactor）： 能维持可控自持链式核反应的装置。 链式核反应（nuclear chain reaction）: 核反应产物之一能引起同类的反应，从而使该反应能持续进行的核反应。根据一次反应所直接引起的反应次数平均小于、等于或大于1，链式反应可分为次临界的、临界的或超临界的三种。 基本概念 反应堆物理（reactor physics） 研究反应堆内中子行为的科学。 核反应(nuclear reaction) 粒子(包括原子核)与原子核碰撞导致原子核的质量、电荷或能量状态改变的现象的统称。
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核反应堆物理-复习重点--答案..doc
第一章 核反应堆的核物理基础（6学时）
什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？
核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少；3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性，需要妥善保存；2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。
核反应堆的定义。核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？
核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
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第章核反应堆物理基础.ppt
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。 §1.4 中子与原子核的相互作用 一、中子的散射 一、中子的散射 非弹性散射的条件： 人射中子的动能高于靶核第一激发态的能量。因此非弹性散射有阈能的特点。 弹性散射的特点： 1、共振弹性散射只对特定能量的中子才能发生。 2、势散射无阈能，对所有能量都能发生。 3、散射过程中势散射起主要作用 一、中子的吸收
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Project 2012核反应堆物理.doc
任选一个题目（13题可多人选），考核方式为书面报告加口头答辩/成果展示：
结合2006年1月20日美国发射的人类首个冥王星探测器所使用的动力源，调研说明核动力在航天、航空中的应用。
请论证在中国发展核能的必要性以及影响核能可持续发展的因素。
对当前世界上先进反应堆的研究、开发现状，以及所谓第四代先进核反应堆的调研。（既可以是全面的调研，也可以就某一方面进行深入调研。）
核物理、反应堆物理中一些现象（例如：核稳定性与核内中子－质子数之比的关系；共振现象、多普勒效应，反应性负温度系数、氙振荡……）的形象化比喻，漫画、动画表达方式的尝试。
关于切尔诺贝利核事故的调研。要求用学过的反应堆物理原理对事故
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核反应堆物理基础Chapter1.ppt
第一章：引言 核反应堆工程概论 一、能源的生产与消费水平是工业化和 人民生活水平的重要指标之一 1995年人均电力消费水平： 中国: 828度 世界平均: 2383度 经济合作与发展组织(OECD)国家: 8134度 二、世界范围内 能源供给以化石燃料为主 1995年世界发电量13204TWh：其中煤炭、石油和天然气占62％，核能占18％，水电占19％ 1995年中国的发电量1002TWh：其中煤炭占77.8％，水电19％，石油天然气占2.1%，核能占1％ 三、化石燃料伴随的负面问题 环境污染 气候变化 政治冲突 外部成本高 四、半个多世纪以来的发展历史
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例子分析课件1核反应堆工程.ppt
* 案例分析 两天后，为了两周以后停堆期间反应厂房压力实验进行准备时，要求进行另外管道修改。当值工作是在一个空气通路阀门下游（辅助厂房一侧）安装一个 T型管连到设备的气动闸门上。因为工作文件没有清楚说明T型管是什么样的或应该把它安装在什么地方，与期望的安装比较存在相当混淆。计划员预期安装的T型管，事实上是一只带有两个出口连到通风系统去的长管。工人们根据现有配置评价去理解，安装T型管的位置是安装在与气动闸门连接阀门上游（安全壳侧）的一个连接短管。他们向系统工程师说T型管找不到了并且他们需要一张图纸。没有找到图纸，并且没有特殊要求（承受125 kPag的空气压力），系统工程师建议他们加工一个新T型