核能发电技术PPT课件

1、核能发电技术核能发电技术主讲：韩奎华主讲：韩奎华山东大学能源与动力工程学院山东大学能源与动力工程学院核反应堆物理基础核反应堆物理基础 原子核与核能原子核与核能 放射性放射性 核反应核反应 中子与原子核的反应中子与原子核的反应 核裂变反应核裂变反应 反应堆物理反应堆物理核能发电技术核反应堆物理基础2核反应堆物理基础核反应堆物理基础 原子核与核能原子核与核能 放射性放射性 核反应核反应 中子与原子核的反应中子与原子核的反应 核裂变反应核裂变反应 反应堆物理反应堆物理核能发电技术核反应堆物理基础3+ +核能发电技术核反应堆物理基础4原子132核能发电技术核反应堆物理基础5核能发电技术核反应堆物理基础

2、6 中子不带电荷，不受静电作用的影响，可以比较自由地接中子不带电荷，不受静电作用的影响，可以比较自由地接近以至进入原子核，容易引起核的变化，因此，它是轰击近以至进入原子核，容易引起核的变化，因此，它是轰击原子核的理想原子核的理想“炮弹炮弹”。 中子在原子核外自由存在是不稳定的，可衰变成为质子，中子在原子核外自由存在是不稳定的，可衰变成为质子，其半衰期为其半衰期为12min。在热中子反应堆内，瞬发中子的平均。在热中子反应堆内，瞬发中子的平均寿命期为寿命期为10-410-3s，比自由中子半衰期短很多。因而反应，比自由中子半衰期短很多。因而反应堆物理分析中可以不考虑自由中子的不稳定问题。堆物理分析中

3、可以不考虑自由中子的不稳定问题。 中子具有粒子性和波动性，与原子核的相互作用过程有时中子具有粒子性和波动性，与原子核的相互作用过程有时表现为两个例子的碰撞，有时表现为中子波与核的相互作表现为两个例子的碰撞，有时表现为中子波与核的相互作用。用。核能发电技术核反应堆物理基础7核能发电技术核反应堆物理基础8132 核素核素分为分为稳定性核素稳定性核素与与不稳定性核素不稳定性核素（具有放射性）两类。已发现（具有放射性）两类。已发现的天然稳定性核素只有的天然稳定性核素只有270余种，而放射性核素约有余种，而放射性核素约有2 500种（其中种（其中绝大部分人工制造）。绝大部分人工制造）。同位素同位素：具有

4、相同质子数，不同中子数具有相同质子数，不同中子数同一类核素同一类核素。同位素具有同位素具有相同的化学性质相同的化学性质，但可，但可能有能有不同的物理特性不同的物理特性。同位素中有的会放出射线，称为同位素中有的会放出射线，称为放放射性同位素射性同位素或或放射性核素放射性核素，其余叫，其余叫做做稳定同位素稳定同位素。Z82的核素，存在一个或几个稳定的核素，存在一个或几个稳定同位素；同位素； Z83的核素只有放射性的核素只有放射性核素；核素；Z92的核素称作超铀核素。的核素称作超铀核素。核能发电技术核反应堆物理基础9Isotopes of different element Isotopemass

5、(u)% abundance（丰度）（丰度）1H 199.99 2H 2 0.01 (deuterium) 3H 380，铀系、钍系、锕铀系。，铀系、钍系、锕铀系。化工产生的放射性废料化工产生的放射性废料例如：钛白粉生产工艺中产生的例如：钛白粉生产工艺中产生的铀铀和和钍钍放射性废料。含量放射性废料。含量低的钛铁矿中含有的放射性元素铀和钍更多。低的钛铁矿中含有的放射性元素铀和钍更多。 31416H, C14127641461731HNnCNnPC4050871151381471761871923374957627175K,V,Rb,In,La,Sm,Lu,Re核能发电技术核反应堆物理基础41核反

6、应堆物理基础核反应堆物理基础 原子核与核能原子核与核能 放射性放射性 核反应核反应 中子与原子核的反应中子与原子核的反应 核裂变反应核裂变反应 反应堆物理反应堆物理核能发电技术核反应堆物理基础42核能发电技术核反应堆物理基础43反应式：反应式：A+aB+b 或或A(a,b)BA靶核，靶核，B剩余核，剩余核，a入射粒子，入射粒子，b出射粒子出射粒子化学反应是两种（或多种）原子的电子相互作用的结果。化学反应是两种（或多种）原子的电子相互作用的结果。核能发电技术核反应堆物理基础44比较比较 : 裂变能裂变能 n + 235U X + Y+ E 200 MeV 化学能化学能 C + O2 CO2 +

7、E 4 eV 汽油与氧的爆炸，一个分子释放汽油与氧的爆炸，一个分子释放 40-50 eV TNT 爆炸自身释放能量，每个分子爆炸自身释放能量，每个分子 30 eV核能发电技术核反应堆物理基础45核反应堆物理基础核反应堆物理基础 原子核与核能原子核与核能 放射性放射性 核反应核反应 中子与原子核的反应中子与原子核的反应 核裂变反应核裂变反应 反应堆物理反应堆物理核能发电技术核反应堆物理基础46 冷中子：冷中子：En0.5ev 共振中子：共振中子：En=1eV1keV中能中子：中能中子：En：1Kev-0.5Mev快中子：快中子： En：0. 5Mev-10Mev超快中子：超快中子：En：20Me

8、v50Mev中子 核能发电技术核反应堆物理基础47 中子与原子核的相互作用过程有三种：中子与原子核的相互作用过程有三种：势散射势散射、直接相互作用直接相互作用和和复合核的形成复合核的形成。势散射势散射：它是中子波和核表面势相互作用的结果。：它是中子波和核表面势相互作用的结果。此情况下的中子并未进入靶核。任何能量的中子都此情况下的中子并未进入靶核。任何能量的中子都有可能引起这种反应。有可能引起这种反应。 散射前后靶核的内能没有变化。散射前后靶核的内能没有变化。 入射中子把它的一部分或全部动能传给靶核，成入射中子把它的一部分或全部动能传给靶核，成为靶核的动能。为靶核的动能。 势散射时，中子改变了运

9、动方向和能量。势散射时，中子改变了运动方向和能量。 势散射前后中子与靶核系统的动能和动量守恒。势散射前后中子与靶核系统的动能和动量守恒。核能发电技术核反应堆物理基础48直接相互作用直接相互作用 入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使某个入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使某个核子从核内发射出来，而中子留在核内，如果从核子从核内发射出来，而中子留在核内，如果从靶核里发射出来的核子是质子，这就是直接相互靶核里发射出来的核子是质子，这就是直接相互作用（作用（n, p）反应。）反应。 如果从靶核里发射出来的核子是中子，而靶核发如果从靶核里发射出来的核子是中子，而靶核发射射射线，同时由激发态返回基态，

10、这就是直接非射线，同时由激发态返回基态，这就是直接非弹性散射过程。弹性散射过程。 入射中子具有较高的能量才能与原子核发生直接入射中子具有较高的能量才能与原子核发生直接相互作用，在核反应堆内具有这样高能量的中子相互作用，在核反应堆内具有这样高能量的中子数量是很少的。因此，反应堆物理分析中，直接数量是很少的。因此，反应堆物理分析中，直接相互作用的方式并不重要。相互作用的方式并不重要。核能发电技术核反应堆物理基础49复合核的形成复合核的形成核能发电技术核反应堆物理基础50 中子核反应，在反应堆内，中子与原子核的相互作用可中子核反应，在反应堆内，中子与原子核的相互作用可以分为散射和吸收两类。散射分为弹

11、性散射和非弹性散以分为散射和吸收两类。散射分为弹性散射和非弹性散射。吸收包括辐射俘获、核裂变、射。吸收包括辐射俘获、核裂变、(n,p)，(n,)反应等。反应等。 两两类反应（类反应（Two types of reactions）: 散射（散射（Scattering ） 吸收（吸收（Absorption ） 散射（散射（Scattering ） 非弹性散射非弹性散射 Inelastic scattering (n,n) 弹性散射弹性散射 Elastic scattering (n,n) 吸收（吸收（Absorption） (n,p) (n,) 裂变裂变 Fission (n,f) 俘获俘获 Ca

12、pture (n,)核能发电技术核反应堆物理基础51核能发电技术核反应堆物理基础52反应堆中的中子俘获反应反应堆中的中子俘获反应 亦称为（亦称为（n,）反应。中子被原子核吸收后，形成反应。中子被原子核吸收后，形成一种新核素，并放出一种新核素，并放出射线。它的一般反应式如下射线。它的一般反应式如下: 反应堆内重要的俘获反应有反应堆内重要的俘获反应有: 反应堆中将铀反应堆中将铀-238 转化为核燃料钚转化为核燃料钚-239 的过程的过程 将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀-233 的过程。的过程。 核能发电技术核反应堆物理基础53核能发电技术核反应

13、堆物理基础54核能发电技术核反应堆物理基础55核能发电技术核反应堆物理基础56 在反应堆内可能发生多种不同类型的核反应。堆内存在反应堆内可能发生多种不同类型的核反应。堆内存在的几种主要的核反应。在的几种主要的核反应。 中子与原子核发生散射反应：中子与原子核发生散射反应：弹性散射弹性散射、非弹性散射非弹性散射。非弹性散射的反应式如下非弹性散射的反应式如下 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步降低，这种过程称为中子的慢化。能量会逐步降低，这种过程称为中子的慢化。在热中在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散射。在快中子子反应堆中，中

14、子慢化主要依靠弹性散射。在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀-238 的的非弹性散射，能量也会有所降低。非弹性散射，能量也会有所降低。 核能发电技术核反应堆物理基础57核能发电技术核反应堆物理基础58核能发电技术核反应堆物理基础59核反应截面就是定量描述中子与原子核反应截面就是定量描述中子与原子核发生反应概率的物理量。核发生反应概率的物理量。 微观截面微观截面假定有一束平行中子，其强度为假定有一束平行中子，其强度为I ，该，该中子束垂直打在一个面积为中子束垂直打在一个面积为1m2、厚度、厚度为为Xm 的薄靶上，靶内核密度是的薄靶上，靶内核密度

15、是N。靶后放一个中子探测器，见右图靶后放一个中子探测器，见右图 。由。由于中子在穿过靶的过程中会与靶核发于中子在穿过靶的过程中会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测到的生吸收或散射反应，使探测器测到的中子束强度中子束强度I减小。减小。 I=I-I式中的式中的是比例系数，称为是比例系数，称为“微观截微观截面面”。微观截面。微观截面是中子与单个靶核是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量，发生相互作用概率大小的一种度量，它的量纲是面积。通常采用它的量纲是面积。通常采用“靶靶”作作为微观截面的单位，为微观截面的单位，1 靶靶=10-24 cm2. 为了区分各种不同的核反应，要给微为了区分各种不

16、同的核反应，要给微观截面。带上不同的下标。通常用下观截面。带上不同的下标。通常用下标标s, e, in, f, r, a , t s, e, in, f, r, a , t 分别表示分别表示散射、弹性散射、弹性散射、非弹性散射、裂变俘获、非裂散射、非弹性散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面变俘获、吸收和总的作用截面。 核能发电技术核反应堆物理基础60 xNII宏观截面宏观截面 工程实践上要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题，工程实践上要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题，所以又引入一个新的物理量：宏观截面，符号为所以又引入一个新的物理量：宏观截面，符号为。 宏观截面的定义：宏

17、观截面的定义： =N 核密度核密度N的常用单位是的常用单位是1/cm3 N= N0/A 物质的密度（物质的密度（g/cm3）；）； A 该物质的原子质量数；该物质的原子质量数；N0 阿伏加德罗常数。阿伏加德罗常数。宏观截面的物理意义：中子与单位体积中所有原子核发生宏观截面的物理意义：中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率。相互作用的概率。核能发电技术核反应堆物理基础61中子通量与核反应率密度中子通量与核反应率密度 中子通量中子通量，又称中子通量密度或中子注量率，又称中子通量密度或中子注量率， =nv n中子密度，即单位体积中的中子数目；中子密度，即单位体积中的中子数目； v中子飞行速度中

18、子飞行速度 1m3内所有中子在内所有中子在1s内穿行距离的总和。即等于单位内穿行距离的总和。即等于单位体积内所有中子在单位时间内运动距离的总和，因此体积内所有中子在单位时间内运动距离的总和，因此也称为径迹长度。也称为径迹长度。核能发电技术核反应堆物理基础62 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是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数。发生的核反应的次数。 R= 若知堆芯中核燃料的浓度和分布，就可以若知堆芯中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的宏观裂变截面算出堆芯的宏观裂变截面f；以及堆芯的中；以及堆芯的中子通量子通量 ，就可计算出每秒钟在每立方厘，就可计算出每秒钟在每立方厘米

19、堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而可以算出堆芯的发热强度等。即可以从宏可以算出堆芯的发热强度等。即可以从宏观上了解核反应的强度。观上了解核反应的强度。 核能发电技术核反应堆物理基础63截面随中子能量变化的规律截面随中子能量变化的规律 核截面的数值决定于人射中子的能量和靶核的性质。核截面的数值决定于人射中子的能量和靶核的性质。对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量E变化变化的特性，可以发现大体上存在三个区域。的特性，可以发现大体上存在三个区域。首先是低能首先是低能区（一般指区（一般指E 1ev) , 在该能区吸收截面在

20、该能区吸收截面a 随中子能量随中子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成反比，故这的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成反比，故这个区域个区域1/v。接着是。接着是中能区（中能区（1eV E 10 keV以后的区域，称为快以后的区域，称为快中子区，那里的截面一般都很小，通常小于中子区，那里的截面一般都很小，通常小于10 靶，而靶，而且截面随能量的变化也趋于平滑且截面随能量的变化也趋于平滑。 铀铀-235 、钚、钚-239 和铀和铀-233 等易裂变核的裂变截面等易裂变核的裂变截面随中子能量的变化呈现相同的规律。在低能区其随中子能量的变化呈现相同的规律。在低能区其裂变截面随中子能量减小而增大，且

21、份值很大。裂变截面随中子能量减小而增大，且份值很大。 核能发电技术核反应堆物理基础64截面随中子能量变化的规律截面随中子能量变化的规律 例如当中子能量例如当中子能量E =0.0253eV时，铀时，铀-235 的的f583 靶，钚靶，钚-239 的的f=744 靶。因此，在热中子反应堆内的核裂变反应基本上靶。因此，在热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在低能区。对中能区的中子，铀都是发生在低能区。对中能区的中子，铀-235 核的裂变截面核的裂变截面出现共振峰，共振能量延伸至千电子伏。在千电子伏至几兆电出现共振峰，共振能量延伸至千电子伏。在千电子伏至几兆电子伏的能区内，裂变截面降低到只有几靶。

22、铀子伏的能区内，裂变截面降低到只有几靶。铀-235 核在上述核在上述三个能区的裂变截面曲线见下图三个能区的裂变截面曲线见下图 ，图上也显示了铀，图上也显示了铀-235 在中在中能区上的一系列峰值。能区上的一系列峰值。 核能发电技术核反应堆物理基础65共振吸收及多普勒效应共振吸收及多普勒效应 裂变材料的截面随中子能量变化的曲线中有若干峰值，裂变材料的截面随中子能量变化的曲线中有若干峰值，这些峰叫这些峰叫共振峰共振峰。峰值相对应的中子能量叫。峰值相对应的中子能量叫共振能共振能。在某。在某一特定能量处截面特别大的现象称为一特定能量处截面特别大的现象称为共振现象共振现象。 裂变材料或燃料核截面在中能区

23、段存在很多的强共振峰。裂变材料或燃料核截面在中能区段存在很多的强共振峰。燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。温温度升高时共振峰值降低，但微观截面曲线下覆盖的面积保度升高时共振峰值降低，但微观截面曲线下覆盖的面积保持不变，即所谓的共振峰展宽持不变，即所谓的共振峰展宽。最常见的反应堆中装有大。最常见的反应堆中装有大量的量的238U，它有强烈的共振俘获吸收。温度升高时，共振，它有强烈的共振俘获吸收。温度升高时，共振峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，降低了中子利用率。造成反应性

24、下降。这一效应称为多普降低了中子利用率。造成反应性下降。这一效应称为多普勒勒(Doppler)效应。效应。 238U的多普勒反应性温度系数为负值。的多普勒反应性温度系数为负值。这对反应堆安全是非常重要的。这对反应堆安全是非常重要的。核能发电技术核反应堆物理基础66核能发电技术核反应堆物理基础67中子的慢化中子的慢化 由核燃料微观裂变截面随中子能量变化的规律可知，由核燃料微观裂变截面随中子能量变化的规律可知，低低能中子引发燃料核裂变的能中子引发燃料核裂变的“能力能力”大大高于高能中子大大高于高能中子，说明建造一个用低能中子引发裂变的核反应堆，要比建说明建造一个用低能中子引发裂变的核反应堆，要比建

25、造用高能中子引发核裂变的反应堆容易得多。造用高能中子引发核裂变的反应堆容易得多。 核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达到达到2 MeV，最大能量可达，最大能量可达10MeV，要建造低能中子引，要建造低能中子引发裂变的反应堆，就一定要设法让中子的能量降下来。发裂变的反应堆，就一定要设法让中子的能量降下来。这可以通过向堆中放置慢化剂、让中子与慢化剂核发生这可以通过向堆中放置慢化剂、让中子与慢化剂核发生散射反应来实现。散射反应来实现。 经验告诉我们，一个运动着的小球如果和一个质量比它经验告诉我们，一个运动着的小球如果和一个质量比它大得多的

26、物体碰撞，碰撞后小球的能量不会有太多的损大得多的物体碰撞，碰撞后小球的能量不会有太多的损失；如果小球与质量较小的物体碰撞，自身的能量损失失；如果小球与质量较小的物体碰撞，自身的能量损失就很显著。中子与氢核碰撞时，有可能碰一次就损失全就很显著。中子与氢核碰撞时，有可能碰一次就损失全部能量；而中子与铀部能量；而中子与铀-238 发生一次碰撞，可损失的最大发生一次碰撞，可损失的最大能量约为碰撞前能量的能量约为碰撞前能量的2。可见，必须采用轻元素作。可见，必须采用轻元素作为慢化剂。核反应堆中常用的慢化剂有水（氢）、重水为慢化剂。核反应堆中常用的慢化剂有水（氢）、重水（氖）和石墨（碳）等。（氖）和石墨（

27、碳）等。核能发电技术核反应堆物理基础68核反应堆物理基础核反应堆物理基础 原子核与核能原子核与核能 放射性放射性 核反应核反应 中子与原子核的反应中子与原子核的反应 核裂变反应核裂变反应 反应堆物理反应堆物理核能发电技术核反应堆物理基础69核能发电技术核反应堆物理基础70 核能发电技术核反应堆物理基础71裂变临界能 核能发电技术核反应堆物理基础72 核能发电技术核反应堆物理基础73天然铀天然铀核能发电技术核反应堆物理基础74UPaThnTh23392233912339023290PuNpUnU23994239932399223892 U-238 U-239 镎-239 钚-239钍-232 钍

28、-233 镤-233 U-233核能发电技术核反应堆物理基础75 核能发电技术核反应堆物理基础76 反应堆能实现控制的决定性条件！核能发电技术核反应堆物理基础77 nBaKrUnU21395695362369223592 总计总计 质量亏损质量亏损：236.132 67-235.9170.215（u） 核能发电技术核反应堆物理基础78 核能发电技术核反应堆物理基础79 比较比较 : 裂变能裂变能 n + 235U X + Y+ E 200 MeV 化学能化学能 C + O2 CO2 + E 4 eV 汽油与氧的爆炸，一个分子释放汽油与氧的爆炸，一个分子释放 40-50 eV TNT 爆炸自身释

29、放能量，每个分子爆炸自身释放能量，每个分子 30 eV核能发电技术核反应堆物理基础80能量形式能量形式份额份额%MeV裂变碎片的动能裂变碎片的动能80168瞬态瞬态 能量能量47裂变中子的动能裂变中子的动能35裂变产物裂变产物 衰变衰变-缓发缓发 能量能量47裂变产物裂变产物 衰变衰变-缓发缓发 能量能量48中微子能量中微子能量512总计总计100207核能发电技术核反应堆物理基础81 核能发电技术核反应堆物理基础82 中子被吸收并发生裂变中子被吸收并发生裂变 235U吸收并发生裂变，吸收并发生裂变，产生产生2-3个中子。个中子。 核燃料吸收中子不发生裂变核燃料吸收中子不发生裂变 235U吸收

30、中子后大约吸收中子后大约有有20%不发生裂变而变成不发生裂变而变成236U， 238U吸收中子后吸收中子后100%不发生裂变，而变成不发生裂变，而变成239Pu。 中子被有害吸收中子被有害吸收 被慢化剂、结构材料、裂变碎被慢化剂、结构材料、裂变碎片及其他杂质吸收片及其他杂质吸收 中子泄漏损失中子泄漏损失 原子核体积很小，有些中子即使和原子核体积很小，有些中子即使和原子核碰撞了几次，仍具有很高的动能，堆芯尺原子核碰撞了几次，仍具有很高的动能，堆芯尺寸有限，难免部分逃逸到堆芯外面去，称为中子寸有限，难免部分逃逸到堆芯外面去，称为中子泄漏。泄漏。核能发电技术核反应堆物理基础83核反应堆物理基础核反应

31、堆物理基础 原子核与核能原子核与核能 放射性放射性 核反应核反应 中子与原子核的反应中子与原子核的反应 核裂变反应核裂变反应 反应堆物理反应堆物理核能发电技术核反应堆物理基础84 反应堆内，当中子的产生率和消失率之间保持严格反应堆内，当中子的产生率和消失率之间保持严格的平衡，使链式反应以恒定的速率持续进行下去的的平衡，使链式反应以恒定的速率持续进行下去的工作状态，称为工作状态，称为反应堆临界反应堆临界。 对于给定的几何布置与材料组成的堆芯，为达到临对于给定的几何布置与材料组成的堆芯，为达到临界所需的最小尺寸，称为界所需的最小尺寸，称为临界尺寸或临界大小临界尺寸或临界大小。 临界反应堆内的核燃料

32、装载量，也就是维持自持链临界反应堆内的核燃料装载量，也就是维持自持链式裂变反应所需的易裂变物质的最小质量，称为式裂变反应所需的易裂变物质的最小质量，称为临临界质量界质量。核能发电技术核反应堆物理基础85核能发电技术核反应堆物理基础86反应堆的临界反应堆的临界 若堆芯的有效增殖系数恰好等于若堆芯的有效增殖系数恰好等于1，则堆内中，则堆内中子的产生率等于消失率，系统内进行的链式子的产生率等于消失率，系统内进行的链式裂变反应将以恒定的速率进行下去。这种系裂变反应将以恒定的速率进行下去。这种系统称为统称为临界系统临界系统。 keff 1，超临界系统。，超临界系统。 使使keff =1时的条件称为时的条

33、件称为临界条件临界条件。核能发电技术核反应堆物理基础87核能发电技术核反应堆物理基础88临界体临界体积积核能发电技术核反应堆物理基础89 中子吸收法中子吸收法：利用堆芯中添加或移出控制毒物来改变堆内中：利用堆芯中添加或移出控制毒物来改变堆内中子吸收。控制棒、可燃毒物棒，可溶性毒物（硼酸）。子吸收。控制棒、可燃毒物棒，可溶性毒物（硼酸）。 改变中子慢化性能法改变中子慢化性能法：重水：重水-轻水混合反应堆中，通过调节重轻水混合反应堆中，通过调节重水和轻水的比例，来改变反应堆内中子能谱，控制反应性。水和轻水的比例，来改变反应堆内中子能谱，控制反应性。 改变燃料含量法改变燃料含量法：用燃料做控制棒或控

34、制跟随体，当移动控：用燃料做控制棒或控制跟随体，当移动控制棒时，除改变反应堆内吸收体数量外，该改变反应堆内燃制棒时，除改变反应堆内吸收体数量外，该改变反应堆内燃料含量。料含量。 中子泄漏法中子泄漏法：利用移动反射层的方法，来改变反应堆内中子：利用移动反射层的方法，来改变反应堆内中子泄漏量，从而控制反应性。泄漏量，从而控制反应性。 反应性的控制还用来补偿反应堆在运行过程中由于中毒、温反应性的控制还用来补偿反应堆在运行过程中由于中毒、温度效应、燃耗等引起的反应性的变化，并通过合理地布置可度效应、燃耗等引起的反应性的变化，并通过合理地布置可控毒物的空间布置、使反应堆在整个寿期内堆芯保持较平坦控毒物的

35、空间布置、使反应堆在整个寿期内堆芯保持较平坦的功率分布，尽量减少功率峰值因子。的功率分布，尽量减少功率峰值因子。核能发电技术核反应堆物理基础90 在反应堆运行时，运行参数，如功率、压力、温度在反应堆运行时，运行参数，如功率、压力、温度以及堆芯内空泡等变化时，堆芯的反应性也发生相以及堆芯内空泡等变化时，堆芯的反应性也发生相应的变化。反应堆参数的变化而产生的反应性形成应的变化。反应堆参数的变化而产生的反应性形成一种反馈效应。反馈效应的正负影响反应堆的一种反馈效应。反馈效应的正负影响反应堆的 稳定稳定性和安全性。性和安全性。 必须通过某种补偿手段来维持反应堆在相同功率下必须通过某种补偿手段来维持反应

36、堆在相同功率下运行。如调节控制棒和硼浓度等。运行。如调节控制棒和硼浓度等。 反应性系数反应性系数定义为，反应堆的反应性随某给定参数定义为，反应堆的反应性随某给定参数的变化率。的变化率。 堆内重要的反应性系数有：堆内重要的反应性系数有：燃料温度系数燃料温度系数、慢化剂慢化剂温度系数温度系数、空泡系数空泡系数以及以及压力系数压力系数等。等。 对反应堆安全运行有实际意义的是对反应堆安全运行有实际意义的是反应性功率系数反应性功率系数。核能发电技术核反应堆物理基础91 堆芯温度及其分布的变化将导致下列参数的变化堆芯温度及其分布的变化将导致下列参数的变化 燃料温度变化燃料温度变化：多普勒效应，温度升高使得

37、燃料的共振吸收增：多普勒效应，温度升高使得燃料的共振吸收增加加 水密度的变化水密度的变化： 堆芯温度变化导致慢化剂密度变化，这将导致堆芯温度变化导致慢化剂密度变化，这将导致水的慢化能力和慢化剂中子吸收发生变化，从而导致中子能谱水的慢化能力和慢化剂中子吸收发生变化，从而导致中子能谱发生变化发生变化. 中子截面变化中子截面变化：反应堆任一组分的中子微观截面都跟能谱有关：反应堆任一组分的中子微观截面都跟能谱有关，堆芯温度变化时，堆内所有核素的微观截面也将改变。，堆芯温度变化时，堆内所有核素的微观截面也将改变。 可溶硼溶解度的变化可溶硼溶解度的变化：冷却剂不同温度下硼酸溶解度不同。：冷却剂不同温度下硼

38、酸溶解度不同。 上述变化都将影响反应堆内的中子平衡，从而导致反应堆反应上述变化都将影响反应堆内的中子平衡，从而导致反应堆反应性的变化。该现象称性的变化。该现象称“反应性温度效应反应性温度效应”，简称，简称“温度效应温度效应”。温度效应温度效应核能发电技术核反应堆物理基础92反应性温度系数反应性温度系数 定义为单位温度变化所引起的反应性变化：定义为单位温度变化所引起的反应性变化： PWR工程中以工程中以pcm/ oC 为单位，为单位，Tj和和j表示堆芯中第表示堆芯中第j种成种成分（燃料、慢化剂等）的温度和温度系数。分（燃料、慢化剂等）的温度和温度系数。 温度系数可能为正，也可能为负温度系数可能为

39、正，也可能为负 压水堆物理设计的基本准则之一，便是要保证温压水堆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度系数必须为负值dTdTjjjTjTT核能发电技术核反应堆物理基础93负温度反馈及其反应堆的自稳特性负温度反馈及其反应堆的自稳特性核能发电技术核反应堆物理基础94燃料温度系数燃料温度系数 由单位燃料温度变化引起的反应性变化称为由单位燃料温度变化引起的反应性变化称为燃料温燃料温度系数度系数。 燃料温度反馈是燃料温度反馈是瞬发瞬发的，因此对反应堆安全极为重的，因此对反应堆安全极为重要。要。 燃料温度效应主要是由燃料核共振吸收的燃料温度效应主要是由燃料核共振吸收的多普勒效多普勒效应应引

40、起。引起。 由于反应堆内燃料温度及其变化都是不能测量的，由于反应堆内燃料温度及其变化都是不能测量的，因此，实际工程中更多地使用因此，实际工程中更多地使用Doppler功率系数功率系数来表来表征燃料温度系数的大小，即单位功率变化时由燃料征燃料温度系数的大小，即单位功率变化时由燃料温度效应所引起的反应性变化量。温度效应所引起的反应性变化量。核能发电技术核反应堆物理基础95 低富集铀燃料中，温度升高导致的铀低富集铀燃料中，温度升高导致的铀-238吸收共吸收共振峰的展宽是主要的，铀振峰的展宽是主要的，铀-235裂变共振峰展宽的裂变共振峰展宽的影响相对较小。影响相对较小。 温度升高多普勒效应的结果使有效

41、共振吸收增加温度升高多普勒效应的结果使有效共振吸收增加，逃脱共振俘获概率减小，逃脱共振俘获概率减小，有效增殖系数下降有效增殖系数下降，就产生了负温度效应。则燃料温度系数可以表示就产生了负温度效应。则燃料温度系数可以表示为：为： TF为燃料温度，为燃料温度，p为逃脱共振俘获概率。为逃脱共振俘获概率。FFFTTppTkk11核能发电技术核反应堆物理基础96多普勒效应多普勒效应 共振峰峰值降低，宽度展宽。共振峰峰值降低，宽度展宽。 截面曲线下方面积不变。截面曲线下方面积不变。 总的中子吸收增加。总的中子吸收增加。核能发电技术核反应堆物理基础97 燃料温度升高时，多普勒效应使得共振峰展宽，吸收概率燃料

42、温度升高时，多普勒效应使得共振峰展宽，吸收概率发生变化。共振峰展宽说明共振能量的中子被吸收前进一发生变化。共振峰展宽说明共振能量的中子被吸收前进一步穿入燃料。但是步穿入燃料。但是238U足以吸收所有共振能量的中子，能足以吸收所有共振能量的中子，能量在共振峰附近的中子，基本被吸收。因此温度升高时，量在共振峰附近的中子，基本被吸收。因此温度升高时，共振峰左右的中子更多地被吸收。共振峰左右的中子更多地被吸收。 而且这些中子的能量在而且这些中子的能量在1.1MeV以下，不能引起以下，不能引起238U裂变，裂变，所以裂变链中中子损失增多，引入负的反应性。所以裂变链中中子损失增多，引入负的反应性。核能发电

43、技术核反应堆物理基础98燃料温度系数随燃料温度的变化燃料温度系数随燃料温度的变化核能发电技术核反应堆物理基础99多普勒功率系数多普勒功率系数核能发电技术核反应堆物理基础100 ）由于裂变气体的产生引起燃料芯块和包壳之间气）由于裂变气体的产生引起燃料芯块和包壳之间气隙隙热导率的变化热导率的变化，导热率会随着燃耗的加深而降低，导热率会随着燃耗的加深而降低，使得燃料温度在任一功率水平下变得更高，使得燃料使得燃料温度在任一功率水平下变得更高，使得燃料温度系数负得越大；温度系数负得越大； ）钚的产生和积累钚的产生和积累，在以低富集铀为燃料的反应堆，在以低富集铀为燃料的反应堆中，随着反应堆的运行，钚中，随

44、着反应堆的运行，钚-239和钚和钚-240不断地积累不断地积累。钚。钚-240对于能量为对于能量为1eV的中子有很大的共振吸收峰，的中子有很大的共振吸收峰，它的多普勒效应使燃料负温度系数的绝对值增大。它的多普勒效应使燃料负温度系数的绝对值增大。 ）燃料包壳之间）燃料包壳之间空隙的减小空隙的减小，这是一个非常重要，这是一个非常重要的因素由于燃料经中子辐照后，芯块会发生肿胀，的因素由于燃料经中子辐照后，芯块会发生肿胀，包壳也会发生蠕变这将使燃料包壳之间的空隙减包壳也会发生蠕变这将使燃料包壳之间的空隙减小，燃料的导热率增大，该效应使得多普勒温度系数小，燃料的导热率增大，该效应使得多普勒温度系数随燃耗

45、的加深变得没有以前那么负随燃耗的加深变得没有以前那么负在在BOL时，从时，从0-100%功率，燃料升温为功率，燃料升温为555 在在EOL时，从时，从0-100%功率，燃料升温为功率，燃料升温为444 核能发电技术核反应堆物理基础101慢化剂温度效应慢化剂温度效应 慢化剂温度变化一度所引起的反应性的变化称为慢慢化剂温度变化一度所引起的反应性的变化称为慢化剂温度系数。化剂温度系数。 慢化剂温度效应是一种缓发的效应。慢化剂温度效应是一种缓发的效应。 慢化剂中可溶毒物的多少对慢化剂温度系数有重要慢化剂中可溶毒物的多少对慢化剂温度系数有重要影响。影响。 慢化剂密度随慢化剂温度的升高而下降，因此慢化剂密

46、度随慢化剂温度的升高而下降，因此慢化慢化剂温度的增加会引剂温度的增加会引H2O/U的减小的减小。核能发电技术核反应堆物理基础102空泡系数空泡系数 所谓所谓空泡空泡，就是压水堆中水的局部沸腾所产生的蒸，就是压水堆中水的局部沸腾所产生的蒸汽泡。汽泡。 空泡系数空泡系数指冷却剂的空泡百分数变化百分之一所引指冷却剂的空泡百分数变化百分之一所引起的反应性的变化。起的反应性的变化。MVx核能发电技术核反应堆物理基础103核能发电技术核反应堆物理基础104功率系数功率系数 功率反应性系数：单位功率变化所引起的反应性变化。功率反应性系数：单位功率变化所引起的反应性变化。 体现了燃料温度效应、慢化剂温度效应和

47、空泡效应等的综合体现了燃料温度效应、慢化剂温度效应和空泡效应等的综合效应。效应。 总功率系数是单独的多谱勒、慢化剂和空泡功率亏损之和。总功率系数是单独的多谱勒、慢化剂和空泡功率亏损之和。从寿期初到寿期末期间，总功率亏损是增加的，因为慢化剂从寿期初到寿期末期间，总功率亏损是增加的，因为慢化剂功率亏损是增加的。功率亏损是增加的。 反应堆总功率：反应堆总功率： 剩余功率：当反应堆停堆后，链式反应停止，但是反应堆还剩余功率：当反应堆停堆后，链式反应停止，但是反应堆还会继续释放热量，这些热量约占额定功率的会继续释放热量，这些热量约占额定功率的6%，称为剩余功，称为剩余功率。率。1010( )3.1251

48、03.12510ffVrVPdr核能发电技术核反应堆物理基础105 由于裂变和衰变，核反应堆中发生着大由于裂变和衰变，核反应堆中发生着大量的物质转换。特别是裂变产生的裂变产物量的物质转换。特别是裂变产生的裂变产物。一些新产生的物质对中子平衡有重要的影。一些新产生的物质对中子平衡有重要的影响。特别是各别响。特别是各别裂变产物具有很大的中子吸裂变产物具有很大的中子吸收截面收截面，典型的裂变产物是，典型的裂变产物是钐钐( (149149Sm)Sm)和氙和氙( (135135Xe)Xe)。这种强吸收裂变产物分为。这种强吸收裂变产物分为两类两类：寿：寿命长的称为命长的称为“结渣结渣”，寿命短的称为，寿命

49、短的称为“中毒中毒”。下面讨论。下面讨论135135XeXe的中毒效应。的中毒效应。核能发电技术核反应堆物理基础106 核能发电技术核反应堆物理基础107 反应堆反应堆中中135135XeXe主要来源于裂变产物主要来源于裂变产物135135I I的衰变，的衰变，一小部分直接通过裂变产生。一小部分直接通过裂变产生。 135135XeXe 一方面强一方面强烈吸收中子变成烈吸收中子变成136136XeXe，一方面通过，一方面通过 衰变转变衰变转变成成135135CsCs。 当当反应堆启动后，稳定功率运行时，碘和氙的反应堆启动后，稳定功率运行时，碘和氙的浓度逐渐增加，经浓度逐渐增加，经5656个半衰期

50、后（约个半衰期后（约50h50h），），达平衡浓度。停堆或降功率时，由于达平衡浓度。停堆或降功率时，由于135135I I衰变继衰变继续产生续产生135135XeXe，此时，此时135135XeXe通过吸收中子而消耗，通过吸收中子而消耗，此时反应堆内此时反应堆内135135XeXe的浓度继续增加，在的浓度继续增加，在57h57h后后达到最大值。达到最大值。核能发电技术核反应堆物理基础108碘坑碘坑 停堆后，氙停堆后，氙-135的浓度先是增加到最大值，然后逐的浓度先是增加到最大值，然后逐渐地减小；剩余反应性随时间的变化刚好相反，先渐地减小；剩余反应性随时间的变化刚好相反，先减小到最小值，然后逐渐地增大，这一现象称为减小到最小值，然后逐渐地增大，这一现象称为“碘坑碘坑”。 从停堆到剩余反应性回升到停堆时刻的剩余反应性从停堆到剩余反应性回升到停堆时刻的剩余反应性时间称为时间称为“碘坑时间碘坑时间”，用，用tI 表示。表示。 碘坑时间内，剩余反应性大于零的时间称为碘坑时间内，剩余反应性大于零的时间称为“允许允许停堆时间停堆时间”，用，用tp 表示。表示。 小于零的时间称为小于零的时间称为“强迫停堆时间强迫停堆时间”，用，用tf 表示。表示。 核能发电技术核反应堆物理基础109碘