反应堆物理辽核讲课.

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1、反应堆物理基础 2016年11月 目录 1. 反应堆的核物理基础 2. 四因子公式和中子慢化 3.核反应堆的临界理论 4.反应性随时间的变化 5.温度效应和反应性控制 6. 燃料管理 反应堆物理基础 1.反应堆的核物理基础 1. 反应堆的核物理基础 u原子核的组成 原子由原子核和核外电子组成。原子核由质子和中子组成，质子 带正电荷，中子不带电 原子核的表述： A：质量数 Z：质子数 N: 中子数=A-Z u同位素 质子数相同，质量数不同的元素 例：235U、 234U、 238U 自然界中存在，质子数都为92。 1. 反应堆的核物理基础 u质量亏损 原子核的质量比组成它的所有核子质量总和略小，

2、这种质量上的 减少叫做质量亏损。 m=Amp+（A-Z）mn-m u质能方程 E=mc2 E=mc2 亏损的质量将以能量释放出来 u 结合能： 结合能就是单独核子在形成原子核过程中所释放出来的能量总和 E=mc2= 【Amp+（A-Z）mn-m 】c2 1. 反应堆的核物理基础 中子与原子核的相互作用机理分为: 势散射直接相互作用复合核的形成 按照中子与原子核的作用结果分为： 吸收包括：辐射俘获、裂变、共振吸收 散射包括：弹性散射和非弹性散射 散射吸收 1. 反应堆的核物理基础 u中子散射 弹性散射：势散射和复合弹性散射 特点：动量守恒，动能守恒 反应堆内中子从高能慢化到热能起主要作用的是弹性

3、散射 非弹性散射：形成复合核后，发射出中子能量变小，同时伴随 射线 特点：动量守恒，动能不守恒 阈能特点：入射中子能量高于某一数值时才能发生非弹性散射 1. 反应堆的核物理基础 u中子吸收 u裂变反应 易裂变核素：在各种能量中子下均能发生裂变反应，并且在低能中子下发 生裂变的可能性较大。 可裂变核素：只有在能量高于某一阈值的中子作用下才能发生裂变反应 1. 反应堆的核物理基础 u链式反应 一个中子如果击中一个铀原子 核，可能引起铀原子核裂变， 铀原子核裂变时会放出2或3个 中子。这些中子又会引起更多 铀原子核裂变这就是所谓链 式反应。 产生的平均次级中子数： 注意是平均，是一个统计结果，平均为

4、2.43个 瞬发裂变中子的能谱： 是裂变中子能量在E到E+dE范围内的份额 裂变中子分为瞬发中子和缓发中子 瞬发中子：靶核裂变的瞬间发射出来（占99%） 缓发中子：裂变产物的衰变，中子能量普遍较低 1. 反应堆的核物理基础 u裂变产物 裂变产额：总的核裂变中产生某种质量数产 物的核裂变所占的份额。 绝大多数裂变放出2个碎片和2-3个中子。 引起裂变的中子能量不同，曲线的形状也不 同。 裂变碎片质量范围大约分布在72到161 之间 驼峰曲线 1. 反应堆的核物理基础 定义：中子束一个中子与一个靶核发生相互作用（吸收或散射）的概率 注意：截面就是概率 实验发现 即 I I 探测器 tsa sein

5、 afp 的量纲为面积，故又称为发生某类核反应的微观截面。习惯上常用靶恩 (barn缩写为b)来作单位。即1b等于10-28m2，或10-24cm2。 1. 反应堆的核物理基础 n表征一个中子与单位体积内的原子核发生核 反应的平均几率大小的一种度量 令I(x)为靶内穿行x距离没有发生相互作用的 中子束强度。穿行一附加距离dx后，中子束 强度将减弱，其减少的中子数目等于 在厚度为dx的薄层内发生相互作用 定义： 的单位是长度的倒数 解释为一个中子在每单位飞行程长上与靶核发生某类反应的概率。 u 平均自由程 度量中子与靶核发生某类核反应之前可能的自由飞行平均距离。平均自 由程常用来表示 平均自由程

6、也可以定义为中子在靶物质中连续两次相同作用之间穿行的平均距离 u核反应率 则定义 则上述 为中子通量 的单位：中子/cm2s, 中子/m2s u功率（堆内某一点单位体积的功率） 为每次裂变平均释放的能量 u吸收截面随中子能量的变化 核素的吸收截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质，对许多核素的原 子核其反应截面随入射中子能量的变化特征主要分三个区域： 低能区： ，吸收截面随中子能量减小而增大，即 区。 中能区： ， 许多重元素核的截面出现许多共振峰，即共振区 快中子区： ，该区域截面通常很小，截面随中子能量的变化比较 平滑。 1. 反应堆的核物理基础 当中子能量E=0.0253ev，铀-2

7、35的 =583.5b,钚-239的 =744b,因此热反应堆裂 变基本都发生在这一能区 1. 反应堆的核物理基础 2.四因子公式和中子慢化 2.四因子公式和中子慢化 uKeff的物理意义 中子在反应堆内的过程，无非就是产生和消失。 产生途径有：裂变（包括热中子裂变和快中子裂变） 消失的途径有：吸收（核燃料、慢化剂和结构材料）、泄露 定义：其名称为有效增殖系数 某一时刻，堆内Keff1，则接下来中子会越来越多，则称此时状态超临界 某一时刻，堆内Keff=1，则接下来中子不变，则称此时状态临界 某一时刻，堆内Keff0：超临界； 0：次临界 单位：1.无量纲值， 2.元（$）1元=1 （对于23

8、5U，为0.0065） 3.PCM，1PCM=10-5 如果系统偏离临界状态较大时，美国西屋公司推荐用对数形式表示： u中毒 反应堆中的毒物指的是能大量吸收中子的元素。由于大量吸收中子，致使引入负反 应性。最重要的是两种： 特点：热中子吸收截面大，产额大 u135Xe 热中子吸收截面非常大，当中子能量为0.025eV时，135Xe的微观吸收截面是 热能范围内它的平均吸收截面大约为 4.反应性随时间的变化 反应堆刚启动时，135Xe的生成率是大于消失 率的。 当反应堆在一定功率水平下稳定运行一段时间 后（约48小时），135Xe的量会达到动态平衡 ，此时135Xe的核密度不会随时间而变化，叫 做

9、平衡氙中毒。 若反应堆运行中，突然停堆，135Xe的量会增 大到最大值，然后减少。 135Xe所引起的负反应性，与它在反应堆中的 量有关，当突然停堆后，由于135Xe会增长到 一个最大值，那么此时引入的负反应性也最 大，那么，此时堆的反应性就会被引入的负 反应性所抵消，当反应堆的剩余反应性小于 0时，那么此时启动反应堆是启动不了的， 只有慢慢等135Xe衰变后，才能启动。 反应堆的剩余反应性会有一个坑，这个坑叫 做碘坑。 4.反应性随时间的变化 u149Sm中毒 特点：1.毒性没有135Xe那么大（热中子吸收 截面平均40000b） 2.149Sm本身是稳定核，不会衰变 来源与消失： 149N

10、d149Pm149Sm 150Sm 裂变 2h2h 4.反应性随时间的变化 u燃耗深度 反应堆在运行中，易裂变的核素总是不断减少的。装入堆芯的核燃料烧掉了 多少？单位重量的核燃料发出了多少能量？需要用一个物理量加以描述和度 量，这就是燃耗深度。 第一种定义：装入堆芯的单位质量的燃料所发出的能量，单位： 第二种定义：消耗掉的易裂变材料与装入的易裂变材料质量之比 等效满功率小时（EFPH）或等效满功率天（EFPD） 一个等效满功率天（EFPD）等于在100%满功率下运行一天。 目前压水堆的平均卸料燃耗深度可达45000 ； AP1000可达62000 4.反应性随时间的变化 u反应性随时间的变化和

11、堆芯寿期 一个新的堆芯（或换完料的堆芯）的燃料装 载总要比临界质量要大，主要是要保证反应 堆有一定的运行寿期以及要补偿运行中产生 的反应性效应，所以反应堆的初始有效增值 因数（剩余反应性）比较大，必须用控制毒 物来补偿这些剩余反应性。 当反应堆的有效增值因数降到1时，反应堆 满功率运行的时间就称为堆芯寿期。 4.反应性随时间的变化 5.温度效应与反应性控制 5.温度效应与反应性控制 u温度效应 反应堆运行期间,核燃料燃耗、核裂变产物的积累都会引起反应性变化。另 一方面，运行期间堆芯温度也不断变化，如从冷态至热态温度变化为 200300K。功率改变时堆芯温度也发生变化。堆芯温度及分布发生变化将

12、引起以下变化： 燃料温度变化将影响燃料对中子的共振吸收。 慢化剂密度变化将改变慢化剂的慢化能力和吸收能力。 温度的改变将导致中子截面的改变 温度变化引起冷却剂中硼溶解度发生变化，影响对中子的吸收。 以上变化将导致堆芯有效增殖因子的变化，从而引起反应性的变化，这种物理 现象称为反应堆的“温度效应”。 为了使反应堆有足够长的循环周期，必须要有足够的剩余反应性，同时还要 克服反应堆运行过程中，由于介质温度的变化、裂变产物的中毒和燃耗效应 引起的反应性变化 5.温度效应与反应性控制 u温度系数 单位温度变化所引起的反应性变化称为反应性温度系数。 其中起主要作用的是燃料温度系数和慢化剂温度系数。 压水堆

13、物理设计的基本准则之一，便是要保证温度系数必须为负值。 u燃料的温度系数 其效应为瞬发，低富集度为燃料的反应堆中，燃料温度系数总是负的。 5.温度效应与反应性控制 u慢化剂的温度系数 慢化剂温度系数为缓发温度系数 慢化剂温度增加，将引起两个相反的效应。（四因子公式分析） 1. 2. 3. 影响不大 4. 5. 5.温度效应与反应性控制 温度升高时慢化剂温度系数与5个因数变化有影响，可将其影响综合为慢化剂 中水分子与燃料铀原子之比（VH2o/VUo2水铀比） 慢化剂中硼的温度效应是正效应温度升高，慢 化剂膨胀，堆芯单位体积中含硼量下降，热中 子利用系数f增大，反应性上升。硼的正温度 效应，加剧了

14、f 的正温度效应。 硼浓度超过一定值，f的正温度效应将压倒负 温度效应。因此，压水堆核电站慢化剂中的硼 浓度一般不能超过1400ppm。 5.温度效应与反应性控制 使反应性发生变化的主要因素为： (1)反应堆临界后从冷态到热态的过渡，慢化剂和燃料的温度要升高，将引入 一个负反应性； (2)反应堆功率运行后裂变产物的中毒，主要是裂变产物135Xe和149Sm的中毒， 引入一个负反应性； (3)反应堆运行后，燃料的不断消耗，使反应性减小。尽管压水堆中有新的易 裂变同位素产生，但总的趋势是反应性不断减小； (4)反应堆在工况变更时，反应性也要发生变化。 5.温度效应与反应性控制 u 反应性控制中所用

15、的几个物理量 剩余反应性：堆芯中没有任何控制毒物时的反应性，用ex表示。反应堆剩余 反应性的大小与反应堆运行时间和状态有关。新堆芯在冷态无中毒情况下， 它的剩余反应性最大。 控制毒物价值：某一控制毒物投入堆芯所引起的反应性变化量， 以i表 示。 停堆深度：当全部控制毒物都投入到堆芯时，反应堆所达到的负反应性，以 s表示。 总的被控的反应性：总的被控的反应性等于剩余反应性与停堆深度之和，以 表示。即=ex+s 5.温度效应与反应性控制 为保证反应堆安全，要求在热态、平衡氙中毒工况下，应有足够大的停堆深度。 反应性控制的主要任务： n确保安全前提下控制剩余反应性，满足长期运行的需要。 n通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个寿期内保 持较平坦的功率分布，尽量降低功率峰因子。 n在外界负荷变化时，能调节反应堆功率，使它能适用外界负荷变化。 n反应堆事故时，能迅速安全停堆，并保持适当的停堆深度 5.温度效应与反应性控制 u主要控制方式有： 1. 控制棒控制 2. 固体可燃毒物控制 3. 化学补偿控制:硼 u对控制棒材料的要求： 1. 大的中子吸收截面，包括热中子及超热中子吸收截面。压水堆采用 Ag（ 80%）- In（15%）- Cd （5%）。 2. 较长的寿命，单位体