停堆后热量的来源之一是由于剩余中子裂变而释放的热量，称为剩余裂变功率。当反应堆稳态运行时，有效倍增因子keff必须是1，否则堆功率就会有变化。堆启动时keff必须大于1，而停堆时keff必须小于1。通常用反应性ρ表示keff的大小，其定义是：

显然，反应堆处于稳态时，ρ=0。停堆时，由于大量控制棒插入堆芯，等于引入一个负的反应性ρ。对于热中子裸堆，在停堆后非常短的时间内，如在停堆后0.1 s内，这时剩余裂变功率主要是瞬发中子裂变的贡献。这时若没改变反应性前的中子注量率为φ0，停堆后t秒的中子注量率为φ（t），则有：

式中 l——瞬发中子的平均寿命，量级为10-3s。

若停堆时间较长，就必须考虑缓发中子对剩余裂变功率的影响。若ρ的变化小，可近似用单群来表示所有的缓发中子，即取单群的衰变常数λ等于六群缓发中子先驱核（表2-7）衰变常数的权重平均值：

表2-7　铀-235裂变时缓发中子份额和衰变常数

这时可用式（2-33）求停堆后t时刻的中子注量率：

式中 β——缓发中子的总份额；(www.daowen.com)

γ1——最长寿命缓发中子先驱核的衰变常数。

应当指出，式（2-33）仅当（β-ρ）>0时才能成立。在停堆时，瞬发中子引起注量率变化的部分，即式（2-33）中右端的第二项，其随时间下降比式中右端第一项快得多。

对于典型的采用U-235作为燃料的水冷反应堆，γ1=0.012 4 s-1，β=0.006，l=10-2s，如果引入负反应性ρ=-0.09时，剩余功率则可以计算为

停堆0.01 s后，式（2-33）的第二项便可以忽略不计。若停堆的时间t较长且反应性的变化较大，则要分别考虑六群缓发中子的影响。这时中子注量率的近似解为

若负反应性大于某个β，堆功率下降的速度将由衰变最慢的一群缓发中子先驱核的寿命来决定。此时，堆功率稳定下降的周期约为80 s。由式（2-35）可见剩余裂变功率的变化规律先是瞬发跃变，而后就缓慢地按指数规律衰减。

对于恒定功率下运行了很长时间的轻水慢化的反应堆，在停堆时如果引入的负反应性的绝对值大于4%，则在裂变功率起重要作用的时间内，可用式（2-36）来估算其相对功率的变化：

式中的t以秒计。

由于缓发中子寿命基本上是由反应堆的慢化剂决定的，故式（2-26）只适用于轻水堆，对于用重水慢化的反应堆，衰变常数应该以0.06代替0.1。还应指出的是，式（2-36）只适用于用U-235作燃料的反应堆，不适用于以钚为燃料的反应堆。由于Pu-239的缓发中子份额只有0.21%左右，因此剩余裂变功率将只是U-235燃料的1/3左右。