核反应堆物理基础PPT课件

.,1,核反应堆物理基础,.,2,第一章核反应堆的核物理基础,核反应堆：是一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置，它由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和吸收剂等材料组成。,主要核过程：中子与核反应堆内各种元素相互作用的过程,.,3,1.4中子与原子核的相互作用,一、中子的散射,二、中子的吸收,非弹性散射,弹性散射,辐射俘获（n,）,（n.）、（n,p）等反应,核裂变,.,4,一、中子的散射,定义：入射中子与靶核作用后放出中子，入射中子的能量部分或全部给了靶核。非弹性散射动能不守恒中子散射弹性散射动能守恒,.,5,1、非弹性散射,物理过程：中子首先被靶核吸收而形成复合核，然后复合核衰变出一个能量较低的中子，入射中子把它的一部分动能转变成靶核的内能，使靶核处于激发态，靶核通过发射射线又返回基态。,.,6,非弹性散射的条件：人射中子的动能高于靶核第一激发态的能量。因此非弹性散射有阈能的特点。,.,7,2、弹性散射,共振弹性散射物理过程：中子首先被靶核吸收而形成复合核，然后复合核衰变出一个能量较低的中子，靶核回到基态。,分为共振弹性散射和势散射两种。,势散射物理过程：不形成复合核的散射过程。,.,8,弹性散射的特点：1、共振弹性散射只对特定能量的中子才能发生。2、势散射无阈能，对所有能量都能发生。3、散射过程中势散射起主要作用,.,9,一、中子的吸收,定义：入射中子与靶核作用中子消失的过程。,中子吸收,辐射俘获（n,）,(n,)、(n,p)等反应,核裂变,.,10,1、辐射俘获（n,）,物理过程：中子首先被靶核吸收而形成复合核，然后复合核衰变放出射线的过程。,辐射俘获是最常见的吸收反应，它的一般反应式为,辐射俘获反应可以在所有的中子能区内发生，但低能中子与中等质量核、重核作用时更易于发生这种反应。,.,11,1、辐射俘获（n,）,堆内重要的俘获反应有：,23分,2.3天,22分,27天,.,12,辐射俘获反应产生放射性：,(1)在用轻水作慢化剂、冷却剂、反射层或屏蔽材料时，就要考虑中子与氢核的辐射俘获反应,(2)还有空气中的氩-40在辐射浮获反应后，生成半衰期为1.82小时氩-41等,.,13,1、（n,）、（n,p）等反应,（n,）反应的一般式为,在低能区，硼-10反应截面很大,被广泛用作反应堆控制材料和热中子探测器。,例如，热中子与硼-10发生的（n,）反应为,物理过程：中子被靶核吸收而形成复合核，然后复合核衰变放出和P等粒子的过程。,.,14,1、（n,）、（n,p）等反应,（n,p）反应的一般反应式为,氮-16的半衰期为7.3秒，它放出和射线，这一反应是水中放射性的主要来源。,反应堆内重要的（n,p）反应有,.,15,3、核裂变,物理过程：一个较重的原子核自发地或在外来粒子作用下分裂为大小相当的两块或稍多于两块的过程。前者称为自发裂变,后者称为诱发裂变。自发裂变属于核衰变的一种，铀和超铀元素具有自发裂变现象，252Cf为一重要自发裂变中子源；诱发裂变属于核反应的一种，用符号A(a,f)表示，中子诱发裂变为最重要的一种诱发裂变。裂变过程除了放出2-3个中子外，还释放出约210MeV的能量。,.,16,一些核，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等在各种能量中子作用下都能发生诱发裂变，而且在低能中子作用下更容易发生裂变，称这些核为易裂变核，在自然界中唯一存在的易裂变核只有铀-235；核素钍-232、铀-238和钚-240等只有在能量高于某一阀值能量的中子作用下才能发生裂变，通常把它们称为可裂变核。铀-235裂变一般表示为：,为中等质量数的核，叫做裂变碎片，为每次裂变放出的中子数。,.,17,1.5中子截面和核反应率,二、宏观截面与平均自由程,三、核反应率，中子通量密度和平均截面,四、截面随中子能量的变化,五、评价核数据库,一、微观截面,.,18,单位面积上的入射中子数neutrons/cm2；,：穿过薄靶后中子强度的改变量；,：单位面积的靶核数,一、微观截面,.,19,二、宏观截面与平均自由程,1、宏观截面,定义:,单位体积内的原子核数N和微观截面的乘积。,宏观截面表示一个中子与单位体积内所有原子核发生某种核反应的几率；也表示一个中子在介质中穿行单位距离与核发生某种核反应的几率。其单位是米-1或厘米-1。,根据微观截面的不同，它可以是散射宏观截面或吸收宏观截面。,.,20,单位体积的原子核数N的计算,NA为阿伏加德罗常数:为材料的质量密度；A为该核素的原子量。,由几种核素组成的均匀物质，宏观截面为各核素的宏观截面之和,对化合物，Ni这样计算,NA为阿伏加德罗常数:为化合物的质量密度；M为分子量。,.,21,求能量为0.253eV的中子在水中的宏观吸收截面。氢核和氧核的微观吸收微面分别为0.332靶和0.0002靶。,例题：,水的分子量,解：,单位体积内水分子的个数,单位体积内H和O的个数,水的宏观吸收截面,.,22,2、平均自由程,中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫做平均自由程，用表示,相应的有散射平均自由程,吸收平均自由程,上面例题，中子在水中的平均自由程,由于有,可以证明：,.,23,三、核反应率、中子通量密度和平均截面,1、核反应率（R),定义:,单位时间内中子与单位体积内的原子核发生反应的总次数（统计平均值）,n为单位体积内的中子数，也称中子密度；v为中子速率，为宏观截面。,核反应率是反应堆物理分析中常用到一个重要的物理量,（次/米3秒）,.,24,可以有不同核反应率,吸收核反应率,对多核素物质，核反应率为,裂变核反应率,.,25,2、中子通量密度(中子注量率),定义:,=nv,在反应堆内，某点的中子通量密度等于该点的中子密度与该点中子速率的乘积，它表示单位体积内所有的中子在一秒钟内穿行距离的总和。中子通量密度是核反应堆物理中一个重要的参数，它的大小反映出堆芯内核反应率的大小，因此也反映出堆的功率水平。在热中子动力堆内，热中子通量密度的量级一般约为1013至1014中子/厘米2秒。,（中子/厘米2.秒）,采用中子通量密度，核反应率可以写成R=,.,26,2、平均截面,考虑到截面是中子速度的函数，因此核反应率R应为,为了计算方便，将上式积分号下的宏观截面用平均宏观截面代替，于是有,得平均宏观截面,总的中子通量密度,.,27,四、截面随中子能量的变化,考察截面随能量的变化关系,对于提高核反应率具有重要意义。根据变化特性，可以划分三个中子能区。低能区或热能区(E1eV)；中能区（1eVE104eV)，许多重核在该区截面出现共振峰，也称该区为共振区。大于10keV为快中子区，截面平滑变化，且较小（常长小于10b)。,1、微观吸收截面,在低能区En1eV,即,那么,上标i表第i种核素,即只要知道0.0253eV的截面（可查表，见附录），可得其它能量的截面。,有,.,28,对多数轻核，在中子能量从热能一直到几千电子伏甚至兆电子伏的区间内，其吸收截面都近似地按1/V律变化,.,29,对于重核和中等质量核，其吸收截面会偏离1/V律,甚至在低能和中能区出现强烈共振吸收现象。例如，堆内常用的材料铀-238、铀-235、钚-239、钐、镉等。,.,30,在中能区（共振区），有许多共振峰，第一个出现在Er=6.67eV，峰值截面约7000靶，Er=21eV，29eV等多处出现强共振峰，共振峰分布一直延伸到了1千eV以上，共振峰的形成是由于中子的能量恰好能使复合核激发至某一能级的缘故。,.,31,共振峰间距随能量增加变小，以致无法分辨，这时复合核能级间隔变小的缘故。,.,32,.,33,轻核中能区不出现共振，这是第一激发能级高于该能区（见表1.1)。和重核窄而高的共振峰不同，轻核的共振峰宽而低，因此在热中子反应堆内，主要考虑重核（如铀-238核）的吸收。,.,34,2、微观散射截面,(1)非弹性散射截面in,中子能量低于10兆电子伏的范围内，in一般约为几靶。,特点:具有阈能，且阈能与核的质量有关，质量愈大，阈能愈低，中子能量小于阈能时，in为零；中子能量大于阈能时，in随着能量增加而增大，,.,35,12C非弹性散射截面在能量4.43MeV才不为零，且小于1b,.,36,(2)弹性散射截面s,较低能量中子的散射都是弹性的。对于轻核、中等核，从低能一直到兆电子伏左右范围，s都近似为常数，值一般为几靶。,共振弹性散射：重核在较低能区发生；轻核（氧、碳等）要在MeV能区才发生。,.,37,s都近似为常数，值一般为几靶。,.,38,s都近似为常数，值一般为几靶，在MeV区发生共振弹性散射。,.,39,3、微观裂变截面f,，,E=0.0253eV，f=583.5靶，钚-239的f=744靶。,热能区(E1eV),中能区(1eVE103eV)出现共振峰,高能区(103eVE)裂变截面降到几b以下。,.,40,，,这些核具有阈能特点，且在1b左右或b以下,.,41,，,易裂变核的俘获裂变比：辐射俘获截面与裂变截面之比。,表1.2与人射中子能量的关系,.,42,，,每次吸收的中子产额:燃料核每吸收一个中子后平均放出的中子数,表1.3铀-235等核素热中子（0.0253电子伏）反应的有关数据,：每次裂变的中子产额,.,43,每次吸收中子产额与中子能量的关系,.,44,五、评价核数据库,核数据库包含哪些数据？,1）各种中子核反应微观截面;,2）弹性和非弹性散射中子的角分布;,4）裂变（瞬发+缓发）中子的产额和能谱;,5）裂变产物的产额、微观截面和衰变常数;,6）慢化材料热中子散射数据。,为什么需要核数据库？,3）出射中子、射线和带电粒子的能谱、角分布及激发函数;,.,45,核数据库是怎样建立起来的：,实验测量；,理论计算；通过理论计算或内插方式填补实验数据的空白。,评价通过实验和理论对已有核数据的正确性进行检验，审查它们的自洽性和精确性。,有哪些核数据库,中国的中子截面汇编；评价中子数据汇编,美国的评价数据库ENDF/B以及其它核大国都有自己核数据库。,.,46,非表值形式，以拟合参数形式保存，用这些参数（共振能量、能级宽度、峰值截面等）很容易计算出点截面数据。由计算机储存、检索和显示。,（1）包含众多核素；例如ENDF/B库包含80余种核素,（2）中子能量范围宽：10-5eV20MeV,(3)核反应类型众多：诸如(n,)、(n,f)、（n,p）、(n,)、(n，n)、（n,n）、(n,2p)、（n，2n）等反应的截面及微分散射截面,核数据库的保存方式：,核数据库的数据量非常庞大,.,47,有哪些核数据库,影响最广泛的是美国的核数据库ENDF，它包括A和B两个库，ENDF/B是经过评价的核数据库，被认为是核反应堆设计和分析的标准截面库或核数据来源，最新版本ENDF/B-，含319种核素。此外，有欧洲共同体的JEF库、日本的JENDL库、俄罗斯的BROND库、中国的CENDL库。这些核数据库可从“核科学与核技术教育部网上合作研究中心”检索了解。,.,48,1.6共振吸收,共振峰,共振能,靶核静止,靶核作热运动,多普勒展宽使共振峰的宽度展宽而共振峰的峰值降低，这种现象称为多普勒效应。该效应的结果是使中子的吸收增加，且多普勒效应是瞬发效应，即只要燃料温度一发生变化，该效应马上就起作用，因此，燃料的多普勒效应对反应堆的安全有重要作用。,.,49,1.7核裂变过程,1、裂变能量的释放,铀-235核裂变释放的能量,裂变能168+5+12=185,（n,)瞬发3-12,裂变产物的衰变能15停堆后仍需冷却屏蔽,一、裂变能量的释放、反应堆功率和通量密度的关系,.,50,2、核反应堆的功率与通量密度的关系,铀-235一次裂变可释放的热能,1.610-19200106=3.210-11焦耳,释放1焦耳热能的裂变次数,1/（3.210-11）=3.121010次,裂变反应率（单位体积内每秒的裂变次数）：Rf=f,堆芯任一点r处的功率密度或释热率,功率密度与中子通量密度和宏观裂变截面成正比,.,51,只考虑热中子引起铀-235裂变的整个反应堆堆芯功率,V为堆芯的体积（米3）；平均热中子通量密度,平均热中子通量密度与反应堆功率间的关系为,反应堆功率还和堆芯体积成正比,.,52,单位时间反应堆内总的裂变次数(即裂变率)为,核反应堆运行时，易裂变材料的核浓度随时间减小，即宏观裂变截面随时间增加减小，为维持恒定功率，堆内平均中子通量密度应随运行时间增加而增大。由反应堆功率可计算核燃料的消耗量。,对应吸收率为,一天消耗的核燃料,千克/日,.,53,对铀-235，取=0.18，假定反应堆的运行热功率为1兆瓦,每天铀-235的消耗率为1.2410-3千克/日,例题已知堆芯的宏观裂变截面5米-1，功率密度20106瓦/米3，试求堆芯内的平均热中子通量密度。,中子/厘米2秒,解：由,得,为维持功率密度不变，连续运行一年后,热中子通量密度应为多大？,.,54,1、裂变产物,二、裂变产物与裂变中子的发射,根据裂变碎片的质量-产额曲线，可以得到如下特点,（1）裂变碎片的质量大约分布在72到158之间,（2）裂变碎片的质量分布与中子能量有关,（3）非对称裂变的产额最大，可达6%，对称裂变的产额很小，0.01%.,(4）裂变产物（包括裂变碎片和其衰变产物）使得核燃料中的成分增多，由最初的铀-235和铀-238两种增加到300多种，有的对热中子吸收截面很大，称为毒素。,.,55,2、裂变中子,每次裂变放出的平均中子数,E为裂变中子的能量，以MeV为单位,即平均中子数与核的种类和中子能量有关,经验公式,.,56,瞬发（10-14s)裂变中子能谱裂变中子按能量的分布,能谱的解析表达,能谱的图形表达,表示能量在E和E+dE范围内裂变中子的分额,按下式归一。,裂变中子的平均能量为,2MeV,最可几能量稍低于1MeV,范围：低于0.05MeV至10MeV,裂变中子各向同性发射,能谱可近似适用于所有的可裂变同位素；,.,57,缓发中子,裂变碎片衰变过程中发射出来的中子,瞬发中子占99%以上,缓发中子不足1%,在整个裂变中子中,铀-235裂变，约有0.65%,缓发中子先驱核：能发射中子的裂变碎片,裂变碎片溴-87放出（T1/2=54.5s)后，处于高激发态，放出中子,.,58,根据先驱核的半衰期，将缓发中子大致分为六组,表铀-235核热中子裂变时的缓发中子数据,缓发中子在全部裂变中子中所占份额用表示，对铀-235核的热裂变，有,为第i组缓发中子在全部裂变中子（瞬发和缓发）中所占的份额,平均寿命，对铀-235,缓发中子作用？,.,59,1.8链式裂变反应,一、自持链式裂变反应和临界条件,一次核裂变放出2-3个中子,这些中子中有一部分引起其它裂变核的裂变，如此连续下去便形成链式裂变反应。,链式裂变反应,自持链式裂变反应或临界,裂变中子中如果平均有一个引起下一次裂变,则链式裂变反应可以自行维持下去,这样的链式裂变反应称为自持链式裂变反应。,.,60,显然,一个核裂变系统的链式裂变过程可以有三种情况:中子数增多,中子数保持不变,中子数减少.为了便于描述,引入,有效增殖系数k,该式是按增殖的概念定义,实用上,系统内的中子数目将随时间不断增加，称这种系统为超监界系统。,K等于1,系统内中子的产生率等于中子的消失率，系统内的中子数保持恒定,所进行的链式裂变反应为自持链式裂变反应，这种系统称为临界系统。,k小于1,系统内的中子数目将随时间而不断衰减，链式裂变反应的过程最终将停止。这种系统称为次临界系统。,k大于1,.,61,从有效增殖系数k的定义可知，它的大小与系统的材料成分（例如易裂变同位素的富集度，燃料-慢化剂的比例等）有关。它还与反应堆的大小形状有关。,要使式中的泄漏率为零，除非系统为无限大介质，则无限介质增殖系数,实际为有限大小的反应堆，中子泄漏总是存在的。假定中子的不泄漏几率为,与反应堆的组成成分和大小有关,.,62,可得,反应堆的监界条件:,由于,小于1,大于1,临界大小:临界状态下,反应堆堆芯大小,临界质量:指在临界状态下,堆内核燃料的质量。,比较,.,63,反应堆的临界大小取决于：,（1）材料组成,采用富集铀作燃料的反应堆其临界大小就一定小于用天然铀作燃料的反应堆,（2）几何形状,在反应堆一定体积下，表面积越小，泄漏越小。所有几何形状中，球形的表面积最小。然而，实际中出于工程上的考虑，动力反应堆是做成圆柱形的。,.,64,二、热中子反应堆内的中子循环,循环：指一定数量的裂变中子，将它们看成一代，经过慢化变成热中子,被易裂变核吸收后又产生出下一代裂变中子，这种从上一代裂变中子到下一代裂变中子产生的过程称为循环。,在这一循环过程的初始阶段，裂变中子中的快中子使铀-238裂变，该裂变中子使中子数增殖。,1、快中子倍增系数,影响下一代裂变中子数的几个因素：,.,65,在慢化阶段，中子必须跨过从10keV到1eV的铀-238共振吸收区，其中一部分中子必然在被慢化到热能之前就被吸收掉，只有一部分中子才能逃脱此吸收。,2、逃脱共振吸收几率p,在慢化过程和热中子扩散过程中，那些不泄漏出堆芯中子所占分额。,3、不泄漏几率PL,Ps为慢化过程中的不泄漏几率Pd为热中子扩散过程的不泄漏几率,.,66,4、热中子利用系数f,燃料每吸收一个热中子所产生的裂变中子数。,5、有效裂变中子数,燃料慢化剂冷却剂结构材料,.,67,假设第一代裂变中子为n个，则下一代裂变中子数为,根据有效增殖系数的定义，有,可以看出,称为四因子公式,四因子模型：用四因子公式法对热中子反应堆的中子平衡进行分析。该模型物理概念清晰，图象形象直观。更精确的方法数值计算。,.,68,.,69,思考题:关于散射,中子核反应可以分为哪两种?中子弹性散射和非弹性散射是怎样定义的?解释非弹性散射中的阈能特点和产生这一特点的原因.中子散射一般要损失能量,试对弹性和非弹性散射,解释损失的能量转移成了什么能量.弹性散射具有阈能特点吗?为什么?下列两种表述,你认为都正确吗?(1)一定能量的中子和靶核发生弹性散射,也一定要和靶核发生非弹性散射.(2)一定能量的中子和靶核发生非弹性散射,也一定要和靶核发生弹性散射.,.,70,思考题:关于吸收,中子吸收可以分为哪几种?易裂变核233U和239Pu是怎样产生的?硼-10为什么可以用作热中子反应堆控制材料和热中子探测器?燃料核分为易裂变核和可裂变核,是根据什么划分的?易裂变核铀-235吸收中子后,一定要发生裂变反应吗?还会发生什么反应?,.,71,思考题:关于中子截面和核反应率,中子核反应截面(或微观截面)是一个用来表示什么的物理量?它是怎样定义或测量的?什么是总截面?什么是分截面?宏观截面是怎样定义的?它表示什么?如何求化合物的宏观截面?什么是平均自由程？它与宏观截面的关系是什么？中子通量密度是怎样定义的？它表示什么？由它可以反映出什么？反应堆内的热中子通量密度的数量级一般是多大？什么是反应堆内的总中子通量密度？核反应率的意义是什么？有哪些种类的核反应率？它的大小由什么决定？,.,72,思考题:关于中子截面和核反应率,7非弹性散射截面和弹性散射截面与中子能量的关系有什么特点？8对易裂