专业实务第一章核反应堆工程论述.pdf

专业实务 第一章 核反应堆工程 中子与原子核的相互作用 散射反应、俘获反应、裂变反应 核反应截面和核反应率密度 ? 微观截面：微观截面 σ 是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量，量纲是面积。 ? 宏观截面：中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量，宏观截面的量纲是长度 的倒数，常用 1/cm。Σ=Nσ，核密度 N 单位：1/cm3。N=N0?ρ/A ? 中子注量率与核反应率密度 核反应率密度 R 是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数。R=ΣΦ 中子注量率 Φ=n?v，n 是中子密度，即单位体积中的中子数目，v 是中子飞行速度，中子注量率是 单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程。 ? 截面随中子能量变化的规律 反应截面随入射中子能量 E 变化分成三个区域。1、低能区（一般 E1eV），在该能区吸收截面 σa 随中 子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成反比，故这个区域亦成为吸收截面的 1/V 区。2、中能 区（1eV E104eV），在此区许多重元素核的截面出现了许多峰值---共振峰 3、E104eV 以后的区成为 快中子区，截面一般很小，通常低于 10 靶，而且截面随能量的变化也趋于平滑。 中子的慢化 核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到 2MeV，最大能量可达 10MeV 反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍 慢化能力是宏观散射截面 Σs 与每次散射碰撞后中子损失能量 ζ 的乘积。 慢化比：ζ?Σs/Σa 轻水慢化能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小 重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应堆，反应堆体积比轻水堆大得多 238U 共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率 与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子 20oC， v=2200m/s， E=0.0253eV 2MeV 的裂变中子，慢化到 1eV，平均与水碰撞 18 ?? 慢化所需要的时间称为慢化时间，对水～6x10-6s 热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，～10-4 – 10-2s，扩散 过程比慢化过程慢得多。中子慢化和扩散时间越长，越容易泄漏。 反应堆临界条件 一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出 2.5 个中子，可能实现链式反应自持 核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数 K 有效来表示， K 有效=(系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率) 系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+泄漏率 链式裂变反应堆的临界条件是 K 有效=1 核反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体积；所装载的和燃料量叫做临界质量。 K 有效与堆芯材料、尺寸和形状有关 中子循环：裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中核燃料引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的 过程，包括快中子倍增过程、部分裂变中子由于能量高，可引起一些 U8 裂变；部分共振吸收，部分逃 脱共振吸收被慢化成热中子，热中子被各种堆芯材料吸收，被核燃料吸收的大部分要引起裂变； 核燃料的消耗、转化与增殖 达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断释放出裂变能。这一过程也是核燃料消耗的过程 核反应堆内存在大量 U8，通过 U8 对中子的俘获，新燃料 Pu9 原子核将被产生。如果反应堆中新生产 的燃料量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆