核反应堆基本概念10页文档资料.docx

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核反应堆基本概念10页文档资料

核科学技术术语---裂变反应堆——468寝室内部用（禁止拷贝）

1.1（核）反应堆（nuclear）reactor能维持可控自持链式核裂变反应的装置。

注释：

更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。

1.2动力（反应）堆powerreactor用于发电、推进和供热等用途的反应堆。

1.3供热（反应）堆heatingreactor用于向居民和（或）工业设施等供热的反应堆。

1.4研究（反应）堆researchreactor主要作基础研究或应用研究用的反应堆，例如：

a.高通量反应堆  b.脉冲反应堆  c.材料试验反应堆  d.零功率反应堆

1.5生产（反应）堆productionreactor主要用于生产易裂变材料的反应堆。

除另有说明外，通常指生产钚的反应堆。

1.6增殖（反应）堆breederreactor转换比大于1的反应堆。

1.7空间反应堆spacereactor将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。

1.8微型中子源反应堆miniatureneutronsourcereactor用高浓金属铀作燃料元件，金属铍作反射层，轻水慢化，自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆，可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。

1.9零功率（反应）堆临界装置zero－powerreactor；zero－energyreactorcriticalassembly设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。

1.10脉冲（反应）堆pulsedreactor用于产生短持续时间、强中子脉冲的反应堆。

1.11实验（反应）堆experimentalreactor主要为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆。

1.12示范（反应）堆demonstrationreactor为证明某种反应堆在技术上的可行性和研究其经济潜力而设计的反应堆。

1.13原型（反应）堆prototypereactor基本设计相同的系列中的第一个反应堆。

有时用于指主要特点与最终系列相同但规模较小的反应堆。

1.14商用（反应）堆commercialreactor用于商业目的（如供电、供热、海水淡化等）的反应堆。

一般说，商用堆是技术上比较成熟的反应堆。

1.15重水（反应）堆heavy－waterreactor（HWR）以重水（D2O）作慢化剂的反应堆。

1.16轻水（反应）堆light－waterreactor（LWR）以水或汽水混合物作反应堆冷却剂和慢化剂的反应堆。

1.17沸水（反应）堆boilingwaterreactor（BWR）主要通过反应堆冷却剂（水）的汽化导出堆内释热的反应堆。

1.18压水（反应）堆pressurizedwaterreactor（PWR）反应堆冷却剂水保持在不发生整体沸腾的压力之下运行的反应堆

1.19压力管式（反应）堆pressuretubereactor（PTR）反应堆冷却剂在承受冷却剂压力的多个管道内流过的反应堆。

1.20游泳池（反应）堆swimming　poolreactor燃料元件浸在水池中而水既作慢化剂也作冷却剂和生物屏蔽用的反应堆

1.21液态金属冷却（反应）堆liquidmetalcooledreactor以液态金属作反应堆冷却剂的反应堆。

1.22气冷（反应）堆gas-cooledreactor（GCR）以气体作反应堆冷却剂的反应堆。

1.23高通量（反应）堆high-fluxreactor通常指热中子通量密度大于1014cm-2·s-1的反应堆。

1.24一体化（反应）堆integralreactor一次冷却剂回路和二次冷却剂回路之间的热交换器装在反应堆容器内的反应堆

1.25高温气冷（反应）堆high-temperaturegas-cooledreactor（HTGR）采用包覆颗粒燃料，石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，惰性气体作为反应堆冷却剂，且出口温度高的反应堆。

反应堆物理及热工名词术语

2.1物项item材料、零件、部件、系统、构筑物以及计算机软件的通称。

2.2反应堆容器reactorvessel包容反应堆堆芯的主容器

2.3反应堆压力容器reactorpressurevessel（PRV）承受一定运行压力的反应堆容器。

2.4排管容器calandria一种具有若干内部管道或通道的密闭的反应堆容器。

这些管道或通道的设计应能使液态慢化剂与冷却剂隔开，为辐照装置提供空间或容纳压力管。

2.5（反应堆）堆芯（reactor）core反应堆内能进行链式核裂变反应的区域。

2.6转换区blanket为转换目的而在堆芯周围或内部放置可转换材料的区域。

2.7再生区；增殖区breedingregion增殖堆中放置可转换材料的区域。

2.8熔化堆芯收集器meltingcorecatcher用于某些反应堆的一种专设安全装置。

它安装于堆芯结构下部，专用于在堆芯放生熔化事故时收集流落的熔融燃料和材料。

2.9燃料元件fuelelement反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件，它的具体形状有棒状、板状和球状等。

2.10燃料组件fuelassembly组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件。

2.11增殖元件breederelement增殖堆中以可转换材料为主要成分的结构上独立的最小构件。

2.12增殖组件breederassembly组装在一起并且在反应堆装料和卸料过程中不拆开的一组增殖元件。

2.13燃料相关组件fuelassociatedassembly控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件的统称。

2.14控制棒controlrod反应堆内用于控制反应性的可动部件，有时也叫控制棒组件。

2.15调节棒regulatingrod用于微调或精调反应性的可动部件。

2.16补偿棒shimrod补偿反应性和中子通量密度分布的长期变化的可动部件。

2.17安全棒safetyrod  为紧急停堆提供负反应性贮备的控制棒。

2.18阻力塞组件thimbleplugassembly在不插控制棒、可燃毒物和中子源的燃料组件内，为限制导向管旁流而设置的组件。

2.19可燃毒物组件burnablepoisonassembly含有可燃毒物、具有补偿部分剩余反应性作用的固定式组件。

2.20中子源neutronsource能发射中子的装置或物质

2.21启动中子源neutronsource反应堆由次临界向临界接近的过程中，为了增加中子通量密度使之易于测量而置于堆内的中子源。

2.22中子源组件neutronsourceassembly在反应堆堆芯中用于直接或经辐照后发射中子的组件。

2.23堆内构件reactorinternals在反应堆容器内，除燃料组件、燃料相关组件及增殖组件以外的所有其他构件的统称。

2.24堆芯栅板coregrid位于堆芯端部，使燃料组件和堆内中子探测器定位的栅板。

常分为堆芯上栅板和堆芯下栅板。

2.25反应堆栅格reactorlattice在非均匀堆中，按照某种有规则的图形布置的燃料和其他材料的阵列。

2.26栅元cell反应堆各栅格中具有相同材料组成和几何形状的单元。

2.27（堆芯）吊篮（core）barrel反应堆内盛放堆芯的带法兰的圆筒。

2.28中子屏蔽体neutronshieldpads为减少从堆芯到反应堆容器内壁局部区域的快中子和γ射线辐射而设置的屏蔽体。

2.29控制棒驱动机构controlroddrivemechanism（CRDM）升降或保持控制棒在一定位置用以实现反应堆启动、反应堆功率调节或停堆的装置。

2.30控制棒导向管controlrodguidetube组装在燃料组件中为控制棒运动提供导向和缓冲的管件。

2.31（控制棒驱动机构）耐压壳pressurehousing控制棒驱动机构中承受反应堆冷却剂压力的密封容器。

它由密封壳和驱动轴行程套管两部分组成。

2.32中子吸收体（剂）neutronabsorber显著地或主要地与中子反应，结果使中子不再呈现为自由粒子且不另外产生中子的材料或物体。

2.33可燃毒物burnablepoison放入反应堆内通过其逐渐燃耗来补偿反应性长期缓慢变化的中子吸收体。

2.34可溶毒物solublepoison可溶于反应堆冷却剂中的中子吸收剂。

2.35慢化剂moderator通过散射使中子能量降低而无明显俘获的材料。

2.36辐照孔道irradiationchannel利用反应堆进行辐照的孔道。

2.37辐照装置irradiationrig利用反应堆进行辐照试验或生产的装置。

在进行辐照时该装置装有被辐照材料及测量（或控制）辐照条件的仪器设备。

2.38反射层reflector将从堆芯逃脱的中子部分地散射回堆芯的物体。

2.39辐照监督管irradiationsurveillancecapsule设置在反应堆容器内，装有与被监督容器材质相同的材料，用以监测辐照对反应堆容器材质影响的承压密封管。

2.40跑兔rabbit;shuttle内装辐照样品的小容器。

该容器由气压或液压驱动通过管道由实验室快速送至核反应堆使样品接受辐照，辐照后又迅速返回实验室。

2.41一次屏蔽体primaryshield围绕堆芯所设置的屏蔽体,其主要作用是把来自堆本体的辐射在停堆时减弱到检修人员能在其附近进行必要的维修,运行时减弱到与反应堆冷却剂出口母管辐射水平相当,以防止有关设备过度活化。

2.42二次屏蔽体secondaryshield把一回路有关设备的辐射水平和把贯穿一次屏蔽体后的辐射水平降低到允许水平的屏蔽体。

2.43热屏蔽体thermalshield为减少致电离辐射在反应堆外区的发热和减少向外区的传热而设置的屏蔽体。

2.44干井dry-well安全壳内供事故时从一回路逸出的蒸汽膨胀用的空间。

2.45湿井wet-well安全壳内贮存冷水和冰，用以冷凝从排放系统逸出的蒸汽的空间。

2.46黑体〔反应堆技术〕black能够全部吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。

2.47灰体〔反应堆技术〕grey能够部分吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。

2.48转换conversion可转换材料向易裂变材料的核变换。

2.49转换比conversionratio通过转换所产生的易裂变核数与消失的易裂变核数之比。

2.50最初转换比initialconversionratio反应堆燃料元件还没有明显燃耗时的瞬时转换比。

2.51增殖breeding转换比大于１时的转换。

2.52增殖比breedingratio大于１的转换比。

2.53链式核裂变反应chainfissionreaction裂变产生中子，中子又引起裂变，如此反复，使核裂变持续进行的核反应

2.54增殖系数〔K〕multiplicationfactor；multiplicationconstant在某一时间间隔内所产生的中子总数（不包括由某些其活度与裂变率无关的中子源所产生的中子）与在同一时间间隔内由吸收和泄漏所损失的中子总数的比值，通常用Ｋ表示。

2.55有效增殖系数

〔Keff〕effectivemultiplicationfactor；effectivemultiplicationconstant有限大介质的增殖系数。

2.56无限介质增殖系数

〔K∞〕infinitemultiplicationfactor；infinitemultiplicationconstant无限大介质的增殖系数。

2.57快中子增殖系数〔e〕fastfissionfactor在热裂变占优势的无限介质中，由各种能量的中子引起裂变所产生的平均中子数与仅由热裂变产生的平均中子数的比值。

2.58热中子利用系数〔f〕thermalutilizationfactor在无限介质中，可裂变核素或给定的核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数的比值。

2.59不泄漏几率〔L〕nonleakageprobability反应堆内的中子不逸出堆外的几率。

上述定义中的中子可以指全部中子或任一给定能群的中子。

2.60逃脱共振俘获几率

〔p〕resonanceescapeprobability在无限介质内，中子在慢化过程中能通过整个共振能区或其中某给定能区而不被俘获的几率。

2.61四因子公式four-factorformula用四个因子η、ε、ρ和的乘积计算热中子反应堆无限介质增殖系数K∞的公式，即K∞＝，式中：

η、ε、ρ与分别为每次吸收的中子产额、快中子增殖系数、逃脱共振俘获几率和热中子利用系数。

2.62临界criticality能产生链式核反应的介质或系统在其有效增殖系数等于１时所处的状态。

2.63缓发临界delayedcritical需要缓发中子参与作用才能达到的临界。

2.64瞬发临界promptcritical仅瞬发中子就能使产生链式核反应的介质或系统达到的临界。

2.65临界尺寸criticalsize具有给定几何布置与材料组成的堆芯或装置能够达到临界所需的最小尺寸。

2.66临界体积criticalvolume与临界尺寸相应的体积。

2.67临界质量criticalmass具有给定几何布置与材料组成的介质或系统能够达到临界所需的易裂变材料的最小质量。

2.68最小临界体积minimumcriticalvolume一个倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小体积。

2.69最小临界质量minimumcriticalmass一个倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的最小质量。

2.70最小无限平板临界厚度minimumcriticalinfiniteslabdimension一个无限板状倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小厚度。

2.71最小无限圆柱临界直径minimumcriticalinfinite　cylinderdiameter一个无限圆柱状倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小直径。

2.72次临界subcriticality能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖系数Keff<1时所处的状态。

2.73超临界supercriticality能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖系数Keff>1时所处的状态。

2.74中子通量密度；中子注量率neutronfluxdensity单位时间内进入以空间某点为中心的适当小球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商。

2.75中子数密度neutron（number）density单位体积内的自由中子数

2.76中子流密度neutroncurrentdensity是一个矢量，它在任何给定表面上的垂直分量等于单位时间内沿该规定方向通过该表面的单位面积的净中子数。

2.77中子寿命neutronlifetime  在给定介质内中子从产生到由于吸收或泄漏而消失所经历时间的平均值。

2.78中子能群neutronenergygroup任意选定的能量间隔内的中子组成的群。

对每个能群的物理参量可赋予各种有效值来表示该群中子的特征。

2.79单群理论one-grouptheory假定所有中子都属于同一能群的中子输运理论。

2.80多群模型multigroupmodel将中子按能量分成有限数目群的一种模型。

2.81多群理论multigrouptheory应用多群模型的中子输运理论

2.82群分出截面groupremovalcrosssection某一中子能群由于各种相互作用过程使中子由该能群中移出的加权平均截面。

2.83群截面groupcrosssection某个能群的中子加权平均截面。

2.84外推距离extrapolationdistance在单群中子输运理论中，当假定介质边界外的渐近中子通量密度可用与边界内相同的函数表示时，此通量密度在介质边界外达到零的一点到介质边界的距离。

2.85线性外推距离linearextrapolationdistance在单群中子输运理论中，渐近中子通量密度在边界上的切线延伸到介质外达到零的一点到介质边界的距离。

2.86外推边界extrapolatedboundary在装置以外与装置的距离等于外推距离的各点所形成的假想表面。

2.87中子扩散neutrondiffusion在某介质内，中子通过相继散射趋向由高密度区迁移至低密度区的现象。

2.88扩散理论diffusiontheory根据在均匀介质中中子流密度与中子通量密度的梯度成正比的假定描述中子扩散过程的近似理论。

2.89扩散方程diffusionequation根据扩散理论描述单能中子扩散过程的偏微分方程。

2.90扩散面积diffusionarea在无限均匀介质中热中子从出现点到消失点之间位移均方值的六分之一。

2.91扩散长度diffusionlength扩散面积的平方根值。

2.92徙动面积migrationarea中子由裂变能到热能的慢化面积与热中子扩散面积之和。

2.93徙动长度migration　length徙动面积的平方根值。

2.94斐克定律〔反应堆物理〕Fick'slaw描述中子流密度与中子通量密度负梯度成正比的定律。

其比例常数是中子通量密度扩散系数。

这一定律是扩散理论的基础。

2.95慢化moderation在无明显俘获的情况下，由散射引起中子能量降低的过程。

2.96慢化比moderatingratio慢化剂的慢化能力与其热中子宏观吸收截面之比。

2.97欠慢化undermoderated当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值小于使系统的某个给定参数（例如材料曲率、临界质量等）达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。

2.98过慢化overmoderated当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值大于使系统的某个给定参数（例如材料曲率、临界质量等）达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。

2.99对数能降lethargy基准能量与中子能量之比的自然对数。

2.100平均对数能降averagelogarithmicenergydecrement当中子和某个动能与中子动能相比可以忽略不计的原子核发生弹性碰撞时，每次碰撞使中子能量的自然对数减少的平均值。

2.101费密年龄理论  Fermiagetheory其基本假定是中子慢化过程连续和中子空间输运过程可用扩散理论处理的中子慢化理论。

2.102费密年龄Fermiage  在费密年龄理论适用的范围内，对于能量为E0的单能中子源，费密年龄τ（E）的定义为　　

式中：

E、、ξ与Σs分别是中子能量、中子通量密度扩散系数、平均对数能降与宏观弹性散射截面。

它的物理意义是，对于各向同性的单能（E0）点中子源，中子由能量为的点至慢化到能量为E0的点之间位移均方值的六分之一。

2.103费密年龄方程Fermiageequation费密年龄理论中联系中子慢化密度与中子位置的方程。

在没有吸收的情况下，该方程通常写为　式中：

为中子慢化密度；τ为年龄。

2.104几何曲率geometricbuckling一种取决于装置（例如堆芯）的形状与尺寸的参数，通常用表示。

对于裸堆，如果在装置的外推边界上假定中子通量密度φ为零，则为方程  的第一本征值。

2.105材料曲率materialbuckling一种度量介质中子倍增性质（此性质取决于介质的材料及其配置）的参数，通常用表示。

在年龄－扩散理论中，是满足超越方程的的值。

即式中：

、τ与L分别为无限介质增殖系数、年龄与扩散长度。

2.106不利因子disadvantagefactor反应堆栅元内某种材料中的平均中子通量密度与燃料中的平均中子通量密度的比值

2.107通量峰因子fluxpeakingfactor局部中子通量密度的最大值与堆芯内中子通量密度平均值的比值。

2.108通量阱fluxtrap在欠慢化的堆芯中由慢化剂材料所构成的区域。

它能使局部的热中子通量密度升高。

2.109通量展平fluxflattening通过引进中子吸收剂或改变核燃料浓度等方法，使堆芯内中子通量密度达到近似平坦的分布。

2.110展平区半径flattenedradius圆柱形堆芯内中子通量密度展平区域的半径。

2.111源区段计数管区段sourcerangecounterrange为了便于测量中子通量密度，需要在堆芯内附加中子源的反应堆的功率范围。

2.112中间区段,时间常数区段intermediaterange

timeconstantrange  介于源区段与功率区段之间切与它们部分重叠的反应堆功率范围。

在此范围内，控制反应堆主要按反应堆周期而不是功率。

2.113功率区段powerrange反应堆的控制主要依据温度或中子通量密度测量而不是根据周期测量时的反应堆功率范围。

2.114运行区段operatingrange  反应堆在稳态条件下运行的反应堆功率范围。

2.115反应堆时间常数

反应堆周期reactortimeconstant

reactorperiod反应堆内中子通量密度按指数规律改变e倍所需要的时间。

2.116倒时方程inhourequation表示反应堆的反应性与反应堆时间常数关系的方程。

2.117控制棒价值controlrodworth在给定条件下，将一个完全提出的控制棒全部插入临界的反应堆中所引起的反应性变化。

2.118落棒时间dr