铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析(精)

　　《铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析(精)》：
　　第1章 绪论 
　　1942年12月2日，费米在美国芝加哥大学建造了人类历史上第一座反应堆，成功实现了受控链式裂变反应，这一事件标志着人类进入了一个崭新的核纪元。反应堆昀初的用途是生产核武器所用的钚材料。随着人类对核能认识的不断深入和工业技术的进步，核反应堆在军事和民用领域得到了更加广泛的应用。目前，世界上投入使用的各类型反应堆达数千座，在能源、科学研究、工农业生产、核医学等领域发挥着重要作用。
　　反应堆按用途一般分为动力堆、生产堆和研究堆。动力堆主要用于舰船、航天器、飞行器等的推进或用于工农业生产的发电、供热等，昀常见的是核电站反应堆。生产堆主要用于生产放射性同位素或易裂变核材料。研究堆则主要用于和反应堆有关的实验研究或利用核反应堆产生的中子、.射线开展的科学研究。研究堆的用途非常广泛，涉及原子核物理、生命科学、材料科学、探测化学、生物学、食品制造技术、农业、刑事侦破、材料辐照改性、核天文学、核考古学、核医学和同位素生产等诸多方面的试验研究。由于研究堆的重要地位，其在各种类型的反应堆中占了大多数。值得指出的是，研究堆和生产堆并没有明显的界限，只是人为的分类方法，研究堆也可用于同位素和易裂变材料生产，生产堆配合必要的实验设备，同样可以开展多种科学研究。
　　1.1 研究堆及其应用 
　　1.1.1 研究堆发展概况
　　研究堆已经走过了 70多年的发展历程，昀初仅美国建有研究堆，随后几年，加拿大、苏联、英国、法国等国家相继加入，特别是 1956年到 1975年间研究堆得到了快速发展，一些发展中国家也开始建造研究堆。 1980年以后，随着发达国家早期建设的研究堆因经济效益、需求改变等原因而退役，研究堆的总数呈下降趋势。但同时一些新的反应堆也在不断得到发展，特别是发展中国家在研究堆建设方面呈现出逐步增长的趋势 [1-4]。目前全世界共建造了 774座研究堆，这些研究堆类型各异，稳态功率从 100W至 250MW不等。当前世界研究堆发展现状见表 1-1［根据 2016年国际原子能机构（ International Atomic Energy Agency，IAEA）研究堆统计结果得出］，地区分布状况见表 1-2。图 1-1给出了截至 2016年 IAEA统计的研究堆主要用途[5]。
　　表1-1 世界研究堆发展概况统计 
　　图1-1 世界研究堆的主要用途
　　我国是较早拥有研究堆的国家。1958年，我国建成第一座研究堆——重水反应堆（101反应堆）。经过几十年的发展，截至目前，已建有各种试验研究堆 20余座，这些研究堆对我国的核科学技术、军工科研生产和国民经济等许多领域的发展做出了重要贡献。表 1-3给出了我国在役民用研究堆的分布情况（不含截至 2016年已经退役的研究堆）。研究堆用途广泛，在堆型设计上存在多样性，我国的研究堆包括重水反应堆、高通量反应堆、高温气冷反应堆、快中子反应堆、铀氢锆脉冲反应堆、微型中子反应堆（微堆）等各种堆型。
　　表1-3 我国研究堆现状 [6]
　　1.1.2 研究堆的应用
　　早期研究堆的应用主要集中于工业用途。例如，采用中子照相法探查残余的堆芯材料，探明金属材料中是否含有裂缝、空穴或其他物质，确定含氢物质、环氧树脂、中子毒物（如硼、镉等）的分布情况，检查激光通道中是否有阻塞物，装配是否有误，航天飞机上的设备是否已被腐蚀，爆炸装料情况以及齿轮箱或轴承中润滑油膜是否存在等。现在研究堆在基础和应用研究、商业服务中的应用明显增加，如在核医学、材料辐射改性、无损检测、同位素生产等领域的应用前景十分广阔[1]。
　　目前建造的反应堆，都非常重视其未来的应用，尽可能做到“一堆多用”，即使以前建造的老堆型，大多数也都进行过技术改造，以提高其性能，扩展应用范围。 
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《铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析》主要介绍铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析。《铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析》共9章，内容包括绪论、结构与系统组成、栅元热化和共振处理、堆芯物理参数计算方法、热工水力分析、脉冲动态特性分析、堆芯燃料管理、实验孔道屏蔽计算方法以及事故安全分析等。

目录
序
前言
第1章 绪论 1 
1.1 研究堆及其应用 1 
1.1.1 研究堆发展概况 1 
1.1.2 研究堆的应用 3 
1.2 铀氢锆脉冲反应堆的发展 5 
1.3 铀氢锆脉冲反应堆的应用 8 
1.4 本书内容 9
参考文献 10
第2章 结构与系统组成 11 
2.1 堆本体 12 
2.1.1 堆芯及堆芯部件 12 
2.1.2 堆内构件 17 
2.1.3 反应堆水池 18 
2.2 冷却水及净化系统 19 
2.3 控制与仪表系统 19 
2.4 实验孔道 19 
2.5 辅助系统 21 
2.6 放射性废物处置系统 21 
2.7 小结 21
参考文献 21
第3章 栅元热化和共振处理 23 
3.1 栅元热化和共振计算方法 23 
3.2 氢化锆的中子热化效应 25 
3.2.1 氢化锆中氢散射律模型 26 
3.2.2 氢化锆中氢散射矩阵模型 32 
3.3 栅元共振处理 33 
3.3.1 一般非均匀栅格的共振吸收 33 
3.3.2 燃料区混有慢化材料的非均匀栅格的共振吸收 39 
3.4 铀氢锆脉冲反应堆栅元计算 41 
3.4.1 脉冲堆栅元简介 41 
3.4.2 栅元计算方法 43 
3.4.3 栅元计算程序 49 
3.4.4 栅元计算 51 
3.5 小结 53
参考文献 54
第4章 堆芯物理参数计算 55 
4.1 堆芯稳态参数的确定论计算方法 55 
4.1.1 中子输运方程和中子扩散方程 56 
4.1.2 控制棒栅元扩散系数的修正 58 
4.1.3 确定论方法计算模型 60 
4.2 堆芯稳态参数的蒙特卡罗计算方法 60 
4.2.1 蒙特卡罗方法原理 61 
4.2.2 铀氢锆脉冲反应堆的MCNP程序计算模型 64 
4.3 堆芯稳态参数计算 65 
4.3.1 有效增殖因子keff计算 65 
4.3.2 功率分布 65 
4.3.3 剩余反应性 66 
4.3.4 停堆深度 66 
4.3.5 控制棒价值 67 
4.3.6 堆芯燃料温度系数 68 
4.3.7 燃耗和毒物计算 70 
4.4 小结 74
参考文献 74
第5章 热工水力分析 76 
5.1 堆芯热源及其分布 77 
5.1.1 堆芯功率分布 77 
5.1.2 影响堆芯功率分布的因素 79 
5.1.3 燃料元件内的功率分布 80 
5.2 堆芯材料和热物性 80 
5.2.1 核燃料 80 
5.2.2 包壳材料 83 
5.2.3 冷却剂 84 
5.2.4 慢化剂 84 
5.2.5 锆芯棒的导热系数和比热容 84 
5.3 堆内的热量传递 85 
5.3.1 燃料元件内部的导热 85 
5.3.2 包壳与冷却剂之间的传热 92 
5.4 单通道分析方法 99 
5.4.1 平均通道计算 101 
5.4.2 热通道计算 103 
5.5 子通道分析方法 103 
5.5.1 子通道模型的数学方程 104 
5.5.2 子通道数学方程的推导 104 
5.5.3 子通道方程的数值解法 106 
5.5.4 子通道方法的计算实例 108 
5.6 堆芯热工水力设计 108 
5.6.1 热工水力设计的主要任务 108 
5.6.2 堆芯热工水力分析 109 
5.7 小结 112
参考文献 112
第6章 脉冲动态特性分析 113 
6.1 脉冲参数计算模型 113 
6.1.1 大反应性引入的点堆动态方程解 114 
6.1.2 小反应性引入的点堆动态方程解 118 
6.2 缓发中子有效份额βeff和中子代时间Λ 122 
6.3 安全参数模型 124 
6.4 脉冲后燃料元件温度场的计算 125 
6.5 六角形堆芯三维时空动力学 127 
6.6 小结 130
参考文献 131 
第7章 堆芯燃料管理 132 
7.1 核燃料管理中的基本物理量 132 
7.1.1 换料周期与循环长度 132 
7.1.2 批料数和一批换料量 132 
7.1.3 循环燃耗和卸料燃耗 133 
7.2 堆芯燃料管理计算 133 
7.2.1 群常数的功率及平衡氙反馈校正 134 
7.2.2 控制棒临界位置的搜索 136 
7.2.3 燃耗计算 137 
7.2.4 计算结果 137 
7.3 换料优化模型及方法 138 
7.3.1 优化问题的描述 139 
7.3.2 优化模型 140 
7.3.3 优化方法 140 
7.3.4 优化计算软件和计算流程图 144 
7.4 小结 145
参考文献 146
第8章 实验孔道屏蔽计算方法 147 
8.1 实验孔道屏蔽计算方法简介 147 
8.1.1 离散纵标法通用屏蔽计算方法 148 
8.1.2 蒙特卡罗屏蔽计算抽样方法 156 
8.1.3 离散纵标法耦合屏蔽计算方法 161 
8.1.4 蒙特卡罗法耦合屏蔽计算方法 165 
8.1.5 离散纵标加速蒙特卡罗方法 168 
8.1.6 蒙特卡罗-离散纵标耦合方法 168 
8.1.7 离散纵标-蒙特卡罗耦合方法 168 
8.1.8 离散纵标-蒙特卡罗综合耦合方法 169 
8.2 西安脉冲反应堆实验孔道屏蔽计算 169 
8.2.1 垂直孔道屏蔽计算 170 
8.2.2 水平径向孔道参数计算 170 
8.2.3 辐照腔屏蔽计算 171 
8.2.4 热柱孔道屏蔽计算 171 
8.2.5 中子照相孔道屏蔽计算 174 
8.3 小结 176
参考文献 176
第9章 事故安全分析 178 
9.1 失水事故 179 
9.1.1 停堆后的发热 180 
9.1.2 破口流量 183 
9.1.3 燃料元件导热模型 183 
9.1.4 包壳表面的传热 183 
9.1.5 自然循环流量 183 
9.1.6 失水事故分析 184 
9.2 弹棒事故 186 
9.3 外电源失电事故 187 
9.4 放射性物质释放事故 189 
9.4.1 事故剂量计算 190 
9.4.2 事故剂量评价 191 
9.5 小结 191
参考文献 191
附录 193
附录1 TRIGA堆在世界范围内的分布概况 193
附录2 铀氢锆脉冲反应堆参数对比 195
附录3 铀氢锆脉冲反应堆稳态堆芯装载图 197
附录4 铀氢锆脉冲反应堆脉冲堆芯装载图 198