出的中子的作里所说的中子暂时应过程核素353±册第一章第一章堆芯物理1.1基本物理概念1.1.1从核能到热能的转变在核电厂，核反应堆是将核能转变成热能的装置所谓核能实际上是原子核裂变而释放能量也就是说，由反应堆提供的热量实际上是由装在反应堆内核燃料的原子核，在用下，产生裂变而释放出大量能量，再由冷却剂将这些能量传到二回路作功这与原子核的作用，被人们称为核裂变反应I.裂变反应裂变反应是指一个可裂变原子核在俘获一个中子后形成一个复合核，复合核经过一个短间（约10-14s）的不稳定激化阶段后，分裂成二个碎片，同时放出中子和能量的反在以铀一235为裂变材料的反应堆中，其主要裂变反应如下：23592UOnFF1FF22.50nW11其中，FF1、FF2分别为不同的裂变产物，W表示能量1）可裂变元素在中子作用下能发生裂变反应的元素称为可裂变元素在热中子反应堆中常用的可裂变有233II、U和235239Pu,其中只有235U是天然核素在天然铀中，U只占0.712%,其余为238Uo广东大亚湾核电站所采用的核燃料是富集铀，即经过浓缩，使235U在燃料中的含量增加其首炉料的富集度在堆芯中的三个区域中分别为1.8%,2.4%,3.1%O以后在平衡周期，装料富集度为3.2%o反应堆中还存在着对热中子不发生裂变的238U,但它吸收一个中子后经过二次B衰变，变成易裂变核素239Pu,其反应如下：23892UOn123992U23993Np23994Pu同样,Th吸收一个中子后也可变成238233U。
通常我们把像U,232Th等这类能通过俘获中子后变成易裂变核素的称可传换核素235由此可知，在用铀做燃料的反应堆中，一方面了235U不断地被燃耗掉，另一方面，由于239238U吸收U裂变放岀的部分中子，又形成了新的易裂变物质Pu这对延长堆芯使用寿期是有益的我们把生成的易裂变元素的核数与消耗的易裂变核素核之比叫做反应堆的转换比大亚湾电站反应堆的转换比约为0.6左右在寿期末，裂变能量约有50%是由（2）中子源在压水堆中，参与初始裂变反应的中子有两个来源：239Pu产生的—自发裂变中子源即由238U自发裂变所产生的中子自发裂变是238U的固有特性，每克238U每小时约放岀30个中子数量虽小，但足以激活一个反应堆，问题是启动时间太长，且由于反应堆外中子探测器的灵敏度的限制，238U自发裂变放岀的中子不足以引起探测器的反应，这在核安全上是不允许的，故在压水堆中还需放入人工中子源一人工中子源252Cf）源，二次源是铺一人工中子源分为一次源和二次源大亚湾核电站中，一次源是饲（披（123Sb9Be）源252Cf的主要特性如下：9中照射-能级的如下：二次中子源是采用僦一银（123Sb9Be）其原理是将124Sb,Be的混合物放入反应堆124Sb吸收中子经0衰变为确-124，同时放岀能量大于1.60MeV的射线（实际上有三个射线）。
这种大于1.60MeV的射线又与9Be发生（，n）反应产生中子，其反应式12351SbOn112451Sb1/260d9412452TeE1.6MeV18B4BeeOn一次源放入堆内时的强度约为（2、4）10中子/S二次源随着反应堆运行时间的增加，其强度逐渐增加在第一循环结束（即第一次换料后）一次源从反应堆取出，只留下二次源3）裂变产物一般说来，每次裂变产生二个中等质量的核，它们都极其不稳定，通过不断的衰变而转变为裂变产物经分析发现，从反应堆中取出的乏燃料中，约有250种不同的同位素图1.1为235U的热中子裂变产物出现的概率曲线其裂变碎片的质量分布曲线呈现二个明显的233峰值，它们分别位于质量数95和140附近U或239Pu的裂变曲线与235U的十分接近图1.1铀-235裂变产物出现的概率曲线（4）裂变产生的中子裂变形成的碎片显示出一种释放中子的强烈倾向，大多数的中子似乎与裂变同时出现，其实这些中子是由碎片发射出来的刚释放岀来的中子能量很大（0.5A12MeV），是快中子它们几乎不能直接用来使235U产生核裂变，因为只有慢中子（或称热中子）才能使235U裂变（热中子使235U裂变的几率大）。
人们使用慢化剂将裂变产生的快中子转变为慢中子（热中子），这一过程叫慢化这就得到了如下所示的循环，使链式反应得以继续:几种易裂变核素一次裂变产生的中子平均数如表1.1所示23592UOnFF1FF22.50nW表1.1一次裂变产生的中子数热中子快中子慢化（5）裂变能我们可用下式粗略地计算一个235U核裂变时放出的能量：易裂变核素的质量数X（裂变碎片的比结合能一裂变前核子的比结合能）因为铀核子的结合能为7.5MeV,而裂变碎片的结合能为&35MeV,那么一个铀-235核裂变时放出的能量为：W235（&357.5）200MeVo我们也可以用质量亏损和质量一能量转换定律来计算，结果基本相符裂变能的大部分（80%）是以碎片动能的形式出现的，它们很快被周围的介质减速，动能就变成了热能剩下的基本上以瞬时射线和放出的中子动能形式释放出来残余的能量则是随着裂变产物的放射性衰变，通过B和辐射的形式逐渐放出表1.2给出了235U一次裂变能量释放的分布情况从表中可以看出，有一部分能量不是在燃料中放出的中子和射线能穿透很厚的物质，因此应当考虑到这部分能量的导出措施此外，裂变能的6%是延迟出现的，应当特别注意裂变反应停止后如何导出这部分能量，即人们常说的“剩余功率”。
表1.2反应堆中235U一次裂变能量的分布1. 1.2反应性1.中子在堆内的遭遇反应堆由下述材料构成：一含有易裂变核素的核燃料；—慢化剂（当反应堆利用热中子运行时）；一冷却剂，即导出所产生热量的流体；—结构材料（包括：构架、支撑件、燃料包壳和内部导管等）在这样一个装置内实现链式裂变反应的可能性取决于裂变中子的四种遭遇：一中子向堆外的泄漏；—中子被慢化剂、冷却剂、结构材料、裂变产物、核燃料杂质等材料的俘获；—燃料的非裂变俘获它主要发生在中子能量到达铀-238的共振能区时，因而又称为共振俘获；—裂变元素对各种能量中子的裂变俘获，包括铀-238对快中子的裂变俘获经过上述遭遇，一代自由中子从堆内消失其中只有第四种情况才会产生替代它们的新子自由中子也通过衰变自行消失，但由于其半衰期较长，这部分中子可以忽略不计2. 堆内中子平衡反应堆设计的主要任务之一就是计算发生上述各种遭遇的中子数量并使裂变俘获比足够大我们以一个假设的以天然铀热中子反应堆为例，来说明堆内中子平衡的实际情况假设第一代N1为100个快中子作为循环的开始Nl=100个快中子，其中：2 个快中子引起238U裂变并放出：5个快中子加上其余98个快中子共：103个快中子，其中：①2 个快中子漏失，余：101个快中子，其中：②5个共振中子被238U俘获，余：96个被慢化，变成热中子，其中：③3 个热中子漏失，余：93个热中子，其中：④17个被慢化剂、载热剂及结构材料俘获，余：76个热中子被铀俘获，其中：⑤10个热中子被235U俘获不裂变；26个热中子被238U俘获;40个热中子引起235U裂变并放出第二代中子：N2=100个快中子。
⑥这样就描绘出自持链式反应的一个完全循环这个循环随着中子一代一代相继产生周而复始地重复下去100个快中子，链式反应就在一个循环开始时有100个快中子，而在下一个循环开始也得到是自持的如果在一个循环终了时，所产生的快中子不足100个，则在下一个循环结束时产生的中子还要少，经过若干代之后反应趋向停止，链式反应是收敛的如果相反，在循环末了产生的中子多于100个，每代所产生的中子数就不断增加这种情况链式反应是发散的3. 增殖因数增殖因数是指在反应堆中，新生一代的中子数与产生它的直属上一代中子数之比，或中子的产生率与中子的消失率之比通常用符号k表示在核反应堆系统内，中子主要是由于易裂变物质的裂变反应产生的中子的消失有两种途径，即在反应堆内被吸收和从核反应堆表面泄漏出去k8表示对于无限大系(1)无限增殖因数：假想的无限大增殖介质的增殖因数，通常用统，没有中子泄漏损失，中子仅由于系统内各种材料的吸收而损失热中子反应堆的无限增殖因数可用k-=fp表示，其中f为热中子利用因数，它是增殖介质内所有材料吸收的热中子中为燃料所吸收的份额；是燃料每吸收一个热中子后由于裂变而释放的快中子平均数；是快裂变因子，它是每一初级裂变中子所得到的最后慢化到238U裂变阈能以下的中子数；p为逃脱共振吸收几率，它表示中子的慢化过程中逃脱共振吸收的份额。
k-=fp称为四因子公式，它是反映系统材料增殖特性的重要参数四因子模型在早期热中子反应堆的计算与分析中，曾被广泛地应用2)有效增殖因数：有限大反应堆系统的增殖因数，通常用Keff表示对有限大系统必须考虑中子的泄漏损失，根据定义，Keff=k8?PL其中k8为无限增殖系数；PL为系统的中子不泄漏几率，它由两部分组成：慢化过程中的不泄漏几率Ps和热中子扩散过程中的不泄几率Pd,即PL=PsPd,不泄漏几率不仅与系统的材料特性，也与系统的大小和几何形状有关4 .反应性实际上人们常用反应性的概念来确定反应堆状态反应性是一代与另一代产生裂变中子数的相对变化，即：(N2Nl)/N2可用增殖因数K来计算，即：(N2/N2)(N1/N2)11/K(K1)/K事实上，在一个链式反应正在进行的反应堆中，总是K~l,所以K1用反应性表示反应堆状态，即：0反应堆为临界状态0反应堆为次临界状态0反应堆为超临界状态由于反应性的值很小，所以通常反应性以pcm为单位计算，lpcm=io—5例如：K=l.002,贝U=+0.002=+200pcm以上反应这就是说，如果在一代中产生100000个中子，则在下一代中产生100200个中子性K1K的表示式是应用在K接近于1（偏离临界小）的情况；但对于假设有几个反应性或k偏离1较大的情况，则应用如下的表示式：lnK2Kl例如，K=0.95,则反应性按K1K表示可得0.9510.950.05263KIK二-5263pcm但如果应用对数表示式计算，则InK2K1（其中K1二1.0）1.00In0.05129K/K0.95二-5129pcm很明显，应用两种不同表示方式计算所得结果是不相同的-5263pcmA-5129pcm数学上可以推证，当K接近于1时，确定反应性的两种方法很接近。
尽管对两种方法中任何一种所得的结果都是认可的，但当K偏离1较大时，应用1n(K2/KI)所得结果要准确些例：若反应堆开始是停堆状态,K=0.95,以后，操纵员使反应堆超临界，K=1.002,试问操纵员添加了多少反应性?解:In1.0020.95=5329pcm如果以K1K计算,K1K21K11K2K1K2K1=5460pcm5中子代时间我们现在来讨论中子一代的时间在发生裂变时，绝大部份中子几乎立即出现，称为瞬发中子另外有少量中。