核科学概论-反应堆2

1、核科学概论核科学概论东华理工大学东华理工大学核工系核工系本堂课主要内容本堂课主要内容n核反应堆原理与类型核反应堆原理与类型核电站是利用核能进行发电的装置。核电站是利用核能进行发电的装置。它类似于它类似于燃煤的火力发电站，但火电站的燃煤锅炉被核燃煤的火力发电站，但火电站的燃煤锅炉被核反应堆所代替反应堆所代替,核反应堆是通过核裂变使易裂变核反应堆是通过核裂变使易裂变燃料释放核能的关键装置。燃料释放核能的关键装置。第一节第一节 核反应堆原理与类型核反应堆原理与类型基本概念基本概念（reactor , nuclear reactor）：）：能维持能维持可控自持核裂变链式反应可控自持核裂变链式反应的装置

2、。的装置。（nuclear chain reaction）: 核反应产物之一能引起同类的反应，从而使该反应能核反应产物之一能引起同类的反应，从而使该反应能链式地进行的核反应。链式地进行的核反应。根据一次反应所直接引起的反根据一次反应所直接引起的反应次数平均小于、等于或大于应次数平均小于、等于或大于1，链式反应可分为，链式反应可分为次次临界的、临界的或超临界临界的、临界的或超临界的三种。的三种。基本概念基本概念（reactor physics） 研究反应堆内中子行为的科学，有时研究反应堆内中子行为的科学，有时neutronics。(nuclear reaction)粒子粒子(包括原子核包括原子核

3、)与原子核碰撞导致原子核的与原子核碰撞导致原子核的质量、质量、电荷或能量电荷或能量状态改变的现象的统称。状态改变的现象的统称。 核子数、电荷、动量与角动量、能量均守恒。核子数、电荷、动量与角动量、能量均守恒。原子核物理基础原子核物理基础n原子核的结合能与比结合能原子核的结合能与比结合能 核力：核力：能克服质子与质子之间的静电斥力而把核子聚能克服质子与质子之间的静电斥力而把核子聚集成原子核的力。集成原子核的力。 结合能：结合能：把原子核内的全部核子一个个地拉开所需要把原子核内的全部核子一个个地拉开所需要的净能量。的净能量。 根据按因斯坦的质能方程：根据按因斯坦的质能方程： 由此可得结合能的计算公

4、式：由此可得结合能的计算公式：2mcE2()pnEZmAZ mm c原子核物理基础原子核物理基础n原子核的结合能与比结合能原子核的结合能与比结合能原子核的比结原子核的比结合能是合能是原子核原子核的结合能与该的结合能与该原子核的核子原子核的核子数之比数之比，它表，它表示每个核子的示每个核子的平均结合能平均结合能，有时也称为平有时也称为平均结合能。均结合能。 原子核物理基础原子核物理基础n中子核反应中子核反应 在核反应堆内中子与原子核的相互作用发生核反应。在核反应堆内中子与原子核的相互作用发生核反应。核反应可以分为以下几种：核反应可以分为以下几种： （1）中子与原子核发生弹性散射（）中子与原子核发

5、生弹性散射（n，n） 中子与原子核碰撞后，把一部分动能交给原子核，而中子与原子核碰撞后，把一部分动能交给原子核，而本身能量减少；本身能量减少； （2）中子与原子核发生非弹性散射（）中子与原子核发生非弹性散射（n，n） 原子核俘获中子后处于不稳定状态，然后放出动能较原子核俘获中子后处于不稳定状态，然后放出动能较小的中子，但原子核仍处于激发态，把它多余的能量小的中子，但原子核仍处于激发态，把它多余的能量以以射线形式放出；射线形式放出；原子核物理基础原子核物理基础 （3）吸收中子放出）吸收中子放出射线（射线（n，） （4）吸收中子放出）吸收中子放出粒子（粒子（n，） （5）吸收中子放出质子（）吸收中

6、子放出质子（n，p） 11*10()AAAzZzXnXX HeYXnXAZAZAz4232*110)(10101745032( ,)B nLiBnLiHe 如如16161611618071( , )O n pNOnNH 水水中中放放射射性性：原子核物理基础原子核物理基础 （6）吸收中子发生原子核裂变（）吸收中子发生原子核裂变（n，f） 一个重原子核分裂成两个（在少数情况下，可分裂成一个重原子核分裂成两个（在少数情况下，可分裂成三个或更多个）质量为同一量级的碎片的现象，通常三个或更多个）质量为同一量级的碎片的现象，通常伴随着发射中子及伴随着发射中子及射线，在少数情况下也发射轻带射线，在少数情况下

7、也发射轻带电粒子。电粒子。 121211*100()AAAAzZZZXnXXXNnQ 原子核物理基础原子核物理基础n中子核反应中子核反应：能与：能与相互相互作用而进行裂变的核素。作用而进行裂变的核素。：俘获中子后能直俘获中子后能直接或间接地转变为接或间接地转变为。：能进行裂变能进行裂变()的核素的核素。 233235239241UUPuPu、232238237ThUNp、原子核物理基础原子核物理基础n中子反应截面与核反应率中子反应截面与核反应率 为了定量说明核反应的几率大小，通常引进为了定量说明核反应的几率大小，通常引进“反应截面反应截面”的概念。如果某种物质受到中子的概念。如果某种物质受到中

8、子的作用，则发生特定核反应的几率取决于的作用，则发生特定核反应的几率取决于中子中子的数目和速度的数目和速度，以及这种物质中，以及这种物质中核的数目和性核的数目和性质质。 对于任一特定反应的靶核，对于任一特定反应的靶核，“截面截面”是是中子与中子与核相互作用概率的一种量度核相互作用概率的一种量度，它又是原子核和，它又是原子核和入射中子能量的一种特性。入射中子能量的一种特性。原子核物理基础原子核物理基础n中子反应截面与核反应率中子反应截面与核反应率微观截面微观截面 表示平均一个入射中子与单位面积靶上一个靶核发生表示平均一个入射中子与单位面积靶上一个靶核发生相互作用的几率大小相互作用的几率大小。它可

9、形象地想象为一个入射粒。它可形象地想象为一个入射粒子和靶核可以发生指定核反应的圆盘的有效面积子和靶核可以发生指定核反应的圆盘的有效面积(单单位为位为m2，有时用靶恩，有时用靶恩-10-28m2)。反应截面具有面积量。反应截面具有面积量纲，但不等于靶核的几何截面。纲，但不等于靶核的几何截面。 中子与物质的相互作用有中子与物质的相互作用有裂变、散射和吸收裂变、散射和吸收，所以微，所以微观截面可分为观截面可分为微观裂变截面（微观裂变截面（f）、微观散射截面）、微观散射截面（s）和微观吸收截面（）和微观吸收截面（a）。原子核物理基础原子核物理基础宏观截面宏观截面 一个中子与单位体积内原子核反应的平均几

10、率。一个中子与单位体积内原子核反应的平均几率。 宏观截面的物理意义：中子行走单位长度路程中与原宏观截面的物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的几率。子核发生核反应的几率。 混合物、化合物：混合物、化合物：N 单位：单位：m-1 ,xi xi xi xiiN 原子核物理基础原子核物理基础n中子核反应率中子核反应率 中子密度：中子密度：每立方米内中子数；若中子速度为每立方米内中子数；若中子速度为v，则，则中子反应率为：中子反应率为： 中子通量：中子通量：Rnv nv 单位：单位：1/(m3s) 单位：单位：1/(m2s) R原子核物理基础原子核物理基础n吸收截面随中子能量的变化规律吸

11、收截面随中子能量的变化规律 对于许多元素，特别是那些质量数较大的元素，考虑对于许多元素，特别是那些质量数较大的元素，考虑其吸收截面随中子能量的变化，可以发现存在着三个其吸收截面随中子能量的变化，可以发现存在着三个区域。区域。 （1）低能区）低能区 也称也称1/v吸收区，在这一区吸收截面随中子能量的增加吸收区，在这一区吸收截面随中子能量的增加而减小而减小，这时吸收截面与中子的关系为：，这时吸收截面与中子的关系为：11221212111()()annCCCEm vv 1/v定律也可表示为：定律也可表示为： 0.51220.5211ananEvvE 原子核物理基础原子核物理基础 （2）共振区）共振区

12、 在中子的在中子的1/v区之后，通常在大约区之后，通常在大约0.1eV到到1000eV的中的中子能量范围内，会出现一个共振区。这个区的特征是子能量范围内，会出现一个共振区。这个区的特征是存在共振峰。存在共振峰。原子核物理基础原子核物理基础 （3）快中子区）快中子区 在清晰的共振区之后，还可能出现许多较小的共振峰，在清晰的共振区之后，还可能出现许多较小的共振峰，但这些共振峰是难于分辨的。但这些共振峰是难于分辨的。核截面随中子能量增加核截面随中子能量增加而减小而减小。在能量大约超过。在能量大约超过10keV以后，出现快中子区，以后，出现快中子区，那里通常截面很小，对大于那里通常截面很小，对大于0.

13、1MeV量级的能量，其量级的能量，其值更小。这时，吸收截面在数值上与核的几何截面相值更小。这时，吸收截面在数值上与核的几何截面相近。近。核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n裂变链式反应和临界条件裂变链式反应和临界条件核裂变核裂变 核裂变是反应堆内最重要的核反应，原子核吸收一个核裂变是反应堆内最重要的核反应，原子核吸收一个中子后，分裂成两个质量相近的核，同时放出能量和中子后，分裂成两个质量相近的核，同时放出能量和中子。中子。 235U的反应：的反应：2351236*12192092120()AAZZUnUXXn 裂变裂变 2351236*2369209292()UnUU 俘

14、获俘获 核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n235U和和239Pu等易裂变核素的裂变截面随中子能量变化等易裂变核素的裂变截面随中子能量变化的规律可分为的规律可分为三个能区三个能区来讨论。来讨论。核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n裂变能量与反应堆功率裂变能量与反应堆功率 实验表明，实验表明，235U核每次裂变的平均能量约为核每次裂变的平均能量约为207MeV。核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n自持链式裂变反应和临界条件自持链式裂变反应和临界条件 当中子与裂变物质作用而发生裂当中子与裂变物质作用而发生裂变反应时，裂变物质的原子核

15、通变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量的核。与常分裂为两个中等质量的核。与此同时，还将平均地产生两个以此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放出蕴上的新的裂变中子，并释放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变中子又会引的条件下，这些裂变中子又会引起周围其它裂变同位素的裂变。起周围其它裂变同位素的裂变。核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n如果每次裂变反应产生的中子数目大于引起核裂变所如果每次裂变反应产生的中子数目大于引起核裂变所消耗的中子数目，那么一旦在少数原子核中引起了裂消耗的中子数目，那么一旦在少数原子核中

16、引起了裂变反应之后，就有可能不再依靠外界的作用而使裂变变反应之后，就有可能不再依靠外界的作用而使裂变反应不断进行下去。这样的裂变反应称为自持的链式反应不断进行下去。这样的裂变反应称为自持的链式裂变反应。裂变反应。核反应堆就是一种能以可控方式产生自持核反应堆就是一种能以可控方式产生自持的链式裂变反应的装置。的链式裂变反应的装置。n快中子增殖因数快中子增殖因数 热热中中子子和和快快中中子子引引起起裂裂变变所所产产生生的的快快中中子子数数仅仅由由热热中中子子裂裂变变所所产产生生的的快快中中子子数数核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n热中子利用因数热中子利用因数n燃料核热中子裂变

17、因数燃料核热中子裂变因数f 燃燃料料吸吸收收的的热热中中子子总总数数被被吸吸收收的的热热中中子子总总数数aMf a5a8a5a8a5a8a5a8 燃燃料料核核热热裂裂变变产产生生的的裂裂变变中中子子数数燃燃料料核核吸吸收收的的热热中中子子总总数数5558faa 核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n反应堆有效增殖因数反应堆有效增殖因数n四因子公式四因子公式effk 堆堆内内一一代代裂裂变变中中子子总总数数堆堆内内上上一一代代裂裂变变中中子子总总数数effkpf kpf 对于一个无限大反应堆，中对于一个无限大反应堆，中子无从泄漏。这时的增殖因子无从泄漏。这时的增殖因数称为无限

18、介质的增殖因数：数称为无限介质的增殖因数： 核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n中子慢化中子慢化 反应堆内裂变中子具有相当高的能量，其反应堆内裂变中子具有相当高的能量，其平均平均值约为值约为2MeV。这些中子在系统中与原子核发。这些中子在系统中与原子核发生连续的生连续的弹性和非弹性碰撞弹性和非弹性碰撞，使其能量逐渐地，使其能量逐渐地降低到引起下一次裂变的平均能量。对于快中降低到引起下一次裂变的平均能量。对于快中子反应堆，这一平均能量一般在子反应堆，这一平均能量一般在0.1MeV左右左右或更高；而对于热中子反应堆，绝大多数裂变或更高；而对于热中子反应堆，绝大多数裂变中子被慢

19、化到中子被慢化到热能区域（热能区域（0.0253eV）。中子由中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。弹性散射过程弹性散射过程 热中子反应堆内，中子的慢化主要靠中子与慢化剂核热中子反应堆内，中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射的弹性散射。当中子的能量比靶核的热运动能量大得。当中子的能量比靶核的热运动能量大得多时，可以不考虑靶核的热运动及化学键的影响。中多时，可以不考虑靶核的热运动及化学键的影响。中子与核的弹性散射可以看做是两个弹性钢球的相互碰子与核的弹性散射可以看做是两个弹性钢球的相互碰撞。撞。讨论弹性碰撞时通讨论弹性碰撞时通常采用两种坐标系，

20、常采用两种坐标系，处理时采用处理时采用C系可系可以简化问题。以简化问题。 核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n中子慢化中子慢化n在反应堆内，中子能量从裂变中子慢化到热中子，为在反应堆内，中子能量从裂变中子慢化到热中子，为了计算方便，在反应堆分析中了计算方便，在反应堆分析中常用对数能降常用对数能降作为能量作为能量变量，其定义为变量，其定义为n中子在弹性碰撞后能量减少，对数能降增加。一次碰中子在弹性碰撞后能量减少，对数能降增加。一次碰撞后撞后对数能降的增加量对数能降的增加量为为0lnEuE 00lnlnlnEEEuuuEEE n中子慢化中子慢化n在研究中子慢化过程时，有一个常

21、用的量，就是每次在研究中子慢化过程时，有一个常用的量，就是每次碰撞中子能量的自然对数的平均变化值，或碰撞中子能量的自然对数的平均变化值，或平均对数平均对数能降增量能降增量：n在质心系内散射为各向同性的情况下，对质量数在质心系内散射为各向同性的情况下，对质量数A10的靶核可采用下列近似式来计算的靶核可采用下列近似式来计算lnlnlnEEEuE 223A n中子慢化中子慢化慢化剂慢化剂 前面的学习可知，中子的慢化剂应选前面的学习可知，中子的慢化剂应选轻元素轻元素，且它应，且它应有有大的平均对数能降增量和较大的散射截面大的平均对数能降增量和较大的散射截面。通常把。通常把 叫做慢化剂的叫做慢化剂的慢化

22、能力慢化能力。s 慢化剂慢化剂水水重水重水氧氧铍铍石墨石墨1.530.1701.610-50.1760.0647212000831501701/scm /sa 不同材料的慢化能力和慢化比不同材料的慢化能力和慢化比 在实际选择时，还需考虑辐照稳定性和价格等因素。在实际选择时，还需考虑辐照稳定性和价格等因素。核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n中毒效应中毒效应热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物，其热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物，其中子吸收中子吸收截面较大截面较大。习惯上，把这种裂变产物分为两大类：。习惯上，把这种裂变产物分为两大类：稳稳定或长寿命的定或长寿命的，称为，称为

23、“结渣结渣(149Sm)”；短寿命的短寿命的，称，称为为“毒物毒物(135Xe)”。毒与渣对反应性的影响，称为反毒与渣对反应性的影响，称为反应性的毒渣效应，简称中毒效应。应性的毒渣效应，简称中毒效应。裂变产物的毒物对有效增殖因数裂变产物的毒物对有效增殖因数k中的热中子利用因中的热中子利用因数数f影响较大，对其它因数的则没有多大的影响影响较大，对其它因数的则没有多大的影响。核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n燃耗燃耗 在反应堆的运行过程中，核燃料中的裂变同位素不断在反应堆的运行过程中，核燃料中的裂变同位素不断的消耗，可转换材料俘获中子后又转换成裂变同位素。的消耗，可转换材料

24、俘获中子后又转换成裂变同位素。因此，核燃料中各种重同位素的核密度将随反应堆运因此，核燃料中各种重同位素的核密度将随反应堆运行时间不断的变化。行时间不断的变化。n燃耗燃耗核反应堆堆芯寿期核反应堆堆芯寿期 一个新的堆芯（或换料后的堆芯），它的燃料装载量一个新的堆芯（或换料后的堆芯），它的燃料装载量比临界燃料装载量多，初始有效增殖因数比较大，因比临界燃料装载量多，初始有效增殖因数比较大，因此必须此必须用控制毒物来补偿这些过剩反应性用控制毒物来补偿这些过剩反应性。随着反应。随着反应堆运行时间的加长，有效增殖因数逐渐减小。堆运行时间的加长，有效增殖因数逐渐减小。当反应当反应堆的有效增殖因数降到堆的有效增

25、殖因数降到1时，反应堆满功率运行的时时，反应堆满功率运行的时间就是堆芯寿期。间就是堆芯寿期。 为了确定堆芯寿期，需要进行为了确定堆芯寿期，需要进行燃耗计算燃耗计算，即，即计算在无计算在无控制毒物的情况下堆芯的有效增殖因数随时间的变化控制毒物的情况下堆芯的有效增殖因数随时间的变化关系。关系。燃耗深度燃耗深度 通常把单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的度通常把单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的度量。量。(/)tUNtMW kd tUW 燃燃耗耗深深度度= =燃耗深度是燃料贫化的一种度量，它表示了反应燃耗深度是燃料贫化的一种度量，它表示了反应堆积分能量的输出。堆积分能量的输出。从堆芯卸出的燃料

26、所达到的从堆芯卸出的燃料所达到的燃耗深度称为卸料燃耗深度燃耗深度称为卸料燃耗深度，它受反应堆核特性它受反应堆核特性和燃料元件本身性能的影响和燃料元件本身性能的影响。n燃耗燃耗核反应堆临界理论与反应性变化核反应堆临界理论与反应性变化n反应性控制反应性控制 热堆中热堆中k=pf，所以原则上可以，所以原则上可以通过控制通过控制，p，f和和来实现对反应性或来实现对反应性或k的控制的控制。当热堆的燃料浓缩。当热堆的燃料浓缩度以及燃料与慢化剂的相对组分等确定后，度以及燃料与慢化剂的相对组分等确定后，和和基本基本不变，控制不变，控制p也不太有效。所以也不太有效。所以反应性控制主要是通反应性控制主要是通过控制

27、热中子利用系数过控制热中子利用系数f及及来实现来实现。 绝大多数反应堆，都采用绝大多数反应堆，都采用毒物控制法毒物控制法。最常见的是用。最常见的是用吸收截面很高的材料做成控制棒，并插入堆芯或反射吸收截面很高的材料做成控制棒，并插入堆芯或反射层内。层内。核反应堆类型核反应堆类型n概述概述 从从20世纪世纪40年代第一座反应堆问世以来，核能的开发年代第一座反应堆问世以来，核能的开发利用进入了一个崭新的阶段。利用进入了一个崭新的阶段。 上世纪上世纪40年代至年代至50年代初，美国建造的主要是年代初，美国建造的主要是生产堆生产堆；在二战后，于在二战后，于1955年建造世界第一艘年建造世界第一艘核潜艇核

28、潜艇；1954年，年，前苏联奥布宁斯克前苏联奥布宁斯克5000kW实验核电站建成实验核电站建成；1957年，年，美国建成了美国建成了60MW的西平港压水堆核电站的西平港压水堆核电站 20世纪世纪60年代以后，由于世界局势缓和，以及工业的年代以后，由于世界局势缓和，以及工业的快速发展，核反应堆的研究和使用主要集中在和平利快速发展，核反应堆的研究和使用主要集中在和平利用上。用上。核反应堆类型核反应堆类型n概述概述 随着工业技术的飞速发展和人类文明的进步，地球上随着工业技术的飞速发展和人类文明的进步，地球上有限的化石能源在加速消耗，而核能是目前比较成熟有限的化石能源在加速消耗，而核能是目前比较成熟并

29、已在工业上大规模应用的新型能源。并已在工业上大规模应用的新型能源。 核动力反应堆使用的一个重要领域是船用核动力，包核动力反应堆使用的一个重要领域是船用核动力，包括括潜艇核动力和航母核动力潜艇核动力和航母核动力。 核动力反应堆应用的另一个重要领域是核电站，目前核动力反应堆应用的另一个重要领域是核电站，目前全世界全世界31个国家和地区个国家和地区有有438座核电站座核电站在运行。核电在运行。核电站已积累了站已积累了5000多堆年多堆年的运行经验。的运行经验。 经过经过50多年的研制、开发和不断改进，已经形成了各多年的研制、开发和不断改进，已经形成了各具特色的多种核反应堆堆型。具特色的多种核反应堆堆

30、型。核反应堆类型核反应堆类型n概述概述1、按用途分类：、按用途分类： 实验堆、生产堆、动力堆实验堆、生产堆、动力堆2、按中子能量分类：、按中子能量分类： 热中子堆、中能中子堆、快中子堆热中子堆、中能中子堆、快中子堆3、按慢化剂和冷却剂分类：、按慢化剂和冷却剂分类： 轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆4、按核燃料分类：、按核燃料分类： 固体燃料反应堆、液体燃料反应堆固体燃料反应堆、液体燃料反应堆核反应堆类型核反应堆类型n概述概述 此外，还可按核燃料种类划分出此外，还可按核燃料种类划分出天然铀堆、稍加浓铀天然铀堆、稍加浓铀堆、加浓铀堆堆、加浓铀堆等。等。 核反应堆的分类都不是绝对的，而是为了满足某种需核反应堆的分类都不是绝对的，而是为了满足某种需要从特定角度加以区分的结果。要从特定角度加以区分的结果。 不同类型的反应堆，相应的核电站系统和设备有较大不同类型的反应堆，相应的核电站系统和设备有较大的差别。的差别。核反应堆类型核反应堆类型n压水堆（压水堆（PWR） 压水堆是世界上压水堆是世界上最早开发的动力堆堆型最早开发的动力堆堆型。压水堆出现。压水堆出现后，经过了后，经过了先军用后民用先军用后民用，由，由船用到陆用船用到陆用的发展过程。的发展过程。压水堆是目前世界上应用最广泛的反应堆堆型，在已压水堆是目前世界上应用最广泛的反