能以可控方式产生并维持自持核反应的装置。因最初这种装置由石墨块堆积成而得名，简称反应堆或堆。按照核反应方式，可分为核裂变反应堆和核聚变反应堆两大类。核裂变反应堆以重核链式裂变反应为特征。自1942年美籍意大利物理学家E.费米等人建成世界上第一座核裂变反应堆以来，世界上已建造了千余座各种类型、不同...

反应堆燃料元件 中子慢化 反应堆临界 核武器

为启动反应堆、维持反应堆运行、调节反应堆功率及停闭反应堆所进行的操作。在核反应堆的启动过程中，按规定程序提升控制棒，实现反应堆的启动。反应堆的正常停闭按规定程序下插控制棒，直到所有控制棒到达堆芯底部，使反应堆保持在次临界状态。对压水型动力堆，其正常运行过程的控制主要由反应堆功率调节、稳压器压力和...

核反应堆

在没有外中子源的情况下，核反应堆内链式裂变反应以恒定速率进行的状态。反应堆工程中重要的物理概念。　　核反应堆处于临界状态时，其有效中子增殖系数keff等于1，反应堆内裂变反应产生的中子数正好等于中子的消失数（包括吸收、泄漏等损失）。　　反应堆内链式裂变反应进行的状态与反应堆核燃料的易裂变同位素的...

核反应堆 链式裂变反应

反应堆内以核燃料为主要组分的、结构最小的独立部件。核反应堆内的释热元件。主要由燃料芯体和包壳组成。燃料芯体提供裂变能量，常用的有UO2或（U，Pu）O2陶瓷、UO2-Zr弥散体、U-Zr和UO2-Al-Si合金等。包壳是防止燃料及其放射性裂变产物释放的第一道屏障，常用的有铝合金、锆合金、不锈钢和...

核反应堆

表征链式裂变反应系统（核反应堆或增殖介质）偏离临界状态程度的参数。与核临界安全、反应堆控制和运行紧密相关的重要物理量。　　在链式裂变反应系统内，中子的产生率与消失率之比，即有效中子增殖系数用keff表示，系统的反应性ρ则定义为：　　　　在临界状态下，keff等于1，反应性ρ为零；在次临界状态下，...

反应堆堆芯寿期

反应性相对于反应堆内温度的变化率。是反应堆安全、反应堆控制的重要参数。　　反应性温度系数主要包括慢化剂温度系数和燃料温度系数。慢化剂温度系数是慢化剂温度变化所引起的反应性变化率。由于慢化剂温度的改变滞后于反应堆功率的变化，慢化剂温度系数属于缓发。燃料温度系数是核燃料温度变化所引起的反应性变化率，...

发热元件壁面发生传热恶化时，其单位面积产生的热量。传热恶化是发热元件壁面与冷却剂间换热能力下降而使其温度急剧上升的过程。临界热流密度是与反应堆安全密切相关的重要热工水力参数。偏离泡核沸腾机理示意图　　临界热流密度包括偏离泡核沸腾临界热流密度和干涸临界热流密度。偏离泡核沸腾指发生沸腾临界之前，流道...

中子在介质中运动时与原子核碰撞，逐步降低速度、减少能量的过程。中子与介质原子核的碰撞，包括弹性散射和非弹性散射。弹性散射时，中子与原子核之间的相互作用可视为两个刚性球之间的弹性碰撞，中子将其部分能量传递给原子核，中子的速度降低，飞行方向也发生偏移。介质原子核的质量数越小，通过弹性散射使中子能量降...

链式裂变反应