第5章-温度效应和反应性控制

1、第第5章温度效应和反应性控制章温度效应和反应性控制n反应堆在启动、运行和停闭过程中，介质温度要发生变化。例如压水堆由冷态过渡到热态，堆芯介质温度要变化200300K，当反应堆功率变更时，堆芯温度也要发生变化。n堆芯燃料温度的变化将影响燃料对中子的共振吸收；n慢化剂温度的变化将改变慢化剂的慢化能力和吸收能力；n介质温度的改变将导致中子截面的改变；n介质温度的变化将改变冷却剂中可溶硼的溶解度，从而影响对中子的吸收。n上述的变化改变了堆内的中子平衡，使得反应堆的有效增殖因数发生变化，从而引起反应性的变化。1前言n为了使得反应堆有足够长的循环周期，必须要有足够的剩余反应性，同时还要克服反应堆运行过程中

2、，由于介质温度的变化、裂变产物的中毒和燃耗效应引起的反应性变化。n这些反应性的变化以及为使反应堆启动、停闭和功率变更，都必须采用外部控制的方法来控制反应性。n本章首先定性地讨论反应堆安全运行对温度效应的要求，各种组分的反应性温度系数。在简单地介绍反应性的控制任务和方式后，最后对目前压水堆常采用的三种控制方式的特点进行了分析。25.1 反应性的温度效应反应性的温度效应n反应性温度系数的定义：堆芯介质温度变化一度（1或1K）时所引起的反应性变化：n上式可以近似为 n反应性的温度系数是指堆芯介质温度变化1K时有效增殖因数的相对变化量。n T与dk/dT具有相同的符号。3dTdTdTdkkT1反应性温

3、度系数及其对核反应堆稳定性的影响反应性温度系数及其对核反应堆稳定性的影响 T0 :nTk PT n Tk PT -ShutdownT0 :Tk P TT k PT4负反应性温度系数n（1）对于温度的变化是稳定的（温度变化的自稳性），这是安全运行必不可少的条件之一。n（2）一定范围内的功率自调性。 5不同温度系数情况下，反应堆功率随时间的变化 6压水堆的温度系数n压水堆是将燃料块分散嵌在慢化剂，冷却剂中的一种非均匀堆。由于燃料，慢化剂的物理特性不一，因而反应堆的温度系数分成两类。一类是燃料的反应性温度系数，由于燃料的温度对功率变化的响应差不多是瞬时的，因此燃料的反应性温度系数也称瞬发温度系数瞬发

4、温度系数。另一类是慢化剂或冷却剂的温度系数，而它们的温度改变必须等待从燃料传来的热量，因而又称缓缓发温度系数发温度系数。75.1.2 燃料反应性温度系数燃料反应性温度系数n燃料温度变化一度（1或1K）所引起的反应性变化称燃料反应性温度系数。8dTpddTkddTdkkTF)(ln)(ln1dTdppTF1图5-2 热运动对中子共振吸收截面的影响9多普勒展宽效应 n图5-3画出了238U在6.67eV处共振吸收截面的多普勒展宽效应。由曲线可知，靶核温度越高，靶核所具有的能量越大，共振吸收截面最大值下降得越大，曲线展得越宽。多普勒展宽效应越显著。 10图5-3 238U在6.67eV处共振吸收截面

5、的多普勒效应11多普勒展宽基本特性 n共振曲线图形随温度变化时，曲线下的面积是不变的，即n热中子反应堆内中子慢化经过238U某一共振吸收能区被吸收的中子数为n上式积分对整个能区进行。238N为238U的核密度，忽略燃料块的热膨胀后，它是一个常数，因而可以提到积分号外面去。当燃料温度增加时，截面的共振峰要展宽，高度要降低，所以落在共振峰能量范围内的中子通量密度要增加，因而平均中子通量密度要增高。而将式(5-6)代入式(5-7)可以得出12 常数dEE)(dEENdEEENdEEE)()()()()(238238燃料反应性温度系数n而将式(5-6)代入式(5-7)可以得出n即温度增加时，单位时间单

6、位体积中238U共振吸收的中子数也增加，换句话说，逃脱共振吸收几率p随温度的升高而减小n以低富集铀为燃料的反应堆中，燃料反应性温度系数总是负的。 13TdEEE)()(0TF多普勒系数n以低富集铀为燃料的反应堆中，燃料反应性温度系数总是负的。由于燃料的温度效应主要是238U共振吸收的多普勒效应所引起的，因而也称多普勒效应，燃料温度系数也称多普勒系数。14多普勒温度系数n对于平衡态的PWR，在燃料有效温度较高时，堆芯寿期初(BOL)的多普勒系数，较寿期末(EOL)时要更负些。这是因为在BOL时，238U的核子数较多，而在EOL时，由于238U 转换成239Pu而大量减少。此时虽然生成了240Pu

7、，而且240Pu在1eV能量处，有一个截面约为1x105b的强烈吸收中子的共振峰，但由于240Pu的核子数较少，因而238U 贫化比240Pu的积累更重要，所以BOL的燃料温度系数比EOL时的更负，见图5-4所示。15图5-4多普勒温度系数16三个重要因素影响多普勒效应 n即燃料与包壳间气隙的热导率，钚的产生和燃料与包壳间气隙的减少。n1) 寿期初，新燃料棒内充有3.0MPa压力的氦气。运行后产生裂变气体氙和氪混在氦气中，从而降低了气隙的热导率，这一结果就使得在同一功率水平下，燃料温度增加。因此，多普勒效应随堆芯寿期增长而越来越负（绝对值增加）。n2) 238U吸收中子后转变为Pu的同位素（2

8、39Pu和240Pu），因为240Pu在热能区附近有较大的俘获共振峰。因此，由于240Pu在堆芯中的积累，多普勒效应随着堆芯寿期的增加，而越来越负。17影响多普勒功率系数的第3个原因n3)在运行过程中，由于燃料芯块的肿胀和包壳蠕变，使燃料芯块与包壳之间的间隙减少，同时由于包壳受外面压力的作用而变形。这两种现象的结果，使包壳与芯块接触得更紧密，增加了导热性，降低了元件温度。在燃料的寿期内，随着运行时间的增加，多普勒效应就负得越来越小（绝对值减少）。n上述三种作用中，第3种作用最强，比第1和第2种作用之和还要大。 18图5-5多普勒功率系数19计算n计算公式n是由燃料棒性质决定的常数。除了很小的燃

9、料棒外，已发现参数与燃料的表面积SF对质量MF之比近似地成线性关系：20)293(1ln(2KpTTF)(FFMSdc 例题例题5-1 n某一金属天然铀为燃料的热堆，燃料密度19.1g/cm3，燃料棒半径r=1.4cm，工作温度350C，p(300K)0.878。求燃料温度系数TF。n 21解n 工作温度350C623K，由表5-1查得c=4.810-3，d6.410-3。220748. 01 .194 . 12222rrrMSFF3331028. 50748. 0104 . 6108 . 4)(FFMSdc)293(1ln(2KpTITFCK/1038. 1)878. 01ln(623210

10、28. 553或5.1.3 慢化剂反应性温度系数慢化剂反应性温度系数n慢化剂温度变化一度（1或1K）所引起的反应性变化称慢化剂反应性温度系数，也称慢化剂温度系数。n慢化剂的反应性温度系数主要由下列两个因素构成：一是温度上升时，使得能谱硬化，影响中子的散射、吸收和裂变；二是温度变化时，原子核密度发生变化，影响反应堆内中子的泄漏、慢化能力和热中子利用因数的改变。通常第二个因素是主要的。23压水堆慢化剂的温度系数n可以写为24)()()()()(11111PpfdTdPPdTdppdTddTdffdTdTMTMTMTMTMTM有效裂变中子数n慢化剂温度增加，使中子能谱硬化，引起238U,240Pu低

11、能部分共振吸收增加，同时也引起了235U和239Pu的俘获裂变比增加，使值下降。因此，250)(TM快中子增殖因数 n快中子增殖因数虽与慢化剂密度有关，但不敏感，故与慢化剂温度关系不很大。26热中子利用因数 n压水堆的热中子利用因数f是这样定义的 n温度升高，有部分慢化剂排出堆外，即虽然慢化剂体积不变，但物理密度变小，因而变小。另一方面，与扩散长度L有关。当温度升高时，L将增加，而将减小。而这些量都在式(5-14)的分母上，结果热中子利用因数f将随温度的增加而增加，即27FMaFaMMaMFaFFaFVVVVVf11aM01dTdff0)(fTM逃脱共振吸收几率 n逃脱共振吸收几率n当温度增加

12、，慢化剂排出堆外，SM减小，中子在与慢化剂核相邻两次碰撞之间所穿行的平均距离增加，因此，它们在超热区会与更多的燃料核发生碰撞，从而慢化中子被238U和240Pu吸收的概率增加，因而p也随之减小。因p0，故n 28expMSMMFFVIVNp01dTdpp0)(pTM不泄漏几率n扩散面积 与慢化剂核密度平方N2成反比。当温度升高时，N2减小，而 将增加。中子年令与扩散面积一样，当温度增加时，也随之增加。n有限大小反应堆的不泄漏几率为n当温度增加时，堆芯体积基本不变，因而B2基本上是常数。而 将增加，所以P将减小，即2L292L2211BMP22LM01dTdPP0)(PTM压水堆的慢化剂温度系数

13、 n压水堆的慢化剂温度系数 可写为n因为基本与温度无关，所以上式可改写为n上式等号右端只有第2项是正的，其余项为负的。总的结果为负，即30lnlnlnlnln)(lnPpfdTdTkdTM)()()()(1111PpfdTdPPdTdppdTdffdTdTMTMTMTMTM0TM慢化剂温度效应n当慢化剂温度增加密度减少时，引起两个相反的效应。一方面是慢化剂温度增加时，慢化剂密度减少，慢化剂相对于燃料的有害吸收将减少，这使有效增殖因数增加，所以该效应对慢化剂温度系数的贡献是正的效应。尤其慢化剂中含有化学补偿毒物如硼酸时，温度的升高导致溶解度的减少，这种正效应更为显著。 31图5-6 PWR中与关

14、系示意图32温度系数的计算n第一种方法是首先计算不同燃料和慢化剂温度条件下的群常数，然后分别进行少群扩散计算，得出与燃料或慢化剂温度的变化，可以求出温度系数。但这种计算的准确度与所计算的温度差有关。当温差很小时，的计算值与k本身的计算误差相当；n第二种方法是采用扰动理论计算，扰动理论计算的误差比较小。33空泡系数n空泡份额：n冷却剂中所包含的蒸汽份泡的体积百分比n空泡系数：n是指在反应堆中，冷却剂的空泡份额变化百分之一一所引起的反应性变化，即34dxdv空泡系数n空泡系数是指在反应堆中，冷却剂的空泡分数的百分之一所引起的反应性变化，即n当出现空泡或空泡分数增大情况时，有如下三种效应：（1）冷却

15、剂的有害中子吸收减小，这是正效应。（2）中子泄漏增加，这是负效应。（3）慢化能力变小，能谱变硬。这可以是正效应，也可以是负效应，这与反应堆的类型和核特性有关。 35dxdvPWR的空泡系数n对PWR反应堆是负效应。而对大型快中子反应堆，可能出现正效应，特别是当空泡出现在芯部中心区域时。n一般来说，在压水堆中空泡含量大约在0.5左右，这是由于局部沸腾或随机性沸腾造成的。由于汽泡含量少，它引起的反应性变化可忽略不计。36表表5-2 几种典型反应堆的反应性系数几种典型反应堆的反应性系数反应性系数沸水堆压水堆重水堆高温气冷堆钠冷快堆燃料温度系数/10-5K-1-4-1-4-1-2-1-7-0.10.2

16、5慢化剂温度系数/10-5K-1-50-8-50-8-7-31.0空泡系数/10-5(%P)-1-200100000-122037流量系数 n反应性流量系数是指一回路中流量变化所引起的反应性变化。设一回路冷却剂流量变大，从堆内导出的热量增大，各种参数在经过一段时间波动以后达到稳定。这时冷却剂的平均温度或达到一个新的平衡值，或保持在原来的水平上。但反应堆内的温度场总会有变化。所以流量的变化将通过温度的核效应与密度效应使反应堆的反应性产生一定的变化。实验表明，流量系数是正值，它的大小与反应堆的运行方案，堆功率和一回路的流量有关。 38功率系数n反应性功率系数是指功率变化1兆瓦时，反应性的变化量。它

17、是这样定义的：n在有些核电厂中，功率系数定义为功率变化1%时所引起的反应性变化。 39Pp/功率亏损n将功率系数在0-100%的范围内进行任一区的积分，某一范围便可得出的功率变化所引起的反应性变化的总量。这就是积分功率系数，或称功率亏损 。n当功率增加时，反应堆产生一个负反应性，指反应性“亏损”了。因此必须加上一个等量的正反应性以保持反应堆在临界状态。40功率系数是一个复合量n功率系数是一个复合量，影响它的主要因素为燃料的温度系数、慢化剂的温度系数和空泡系数。此外还有燃料-慢化剂的温差以及燃料的中毒效应和运行寿期等等。压水堆中，功率系数为负值。并且寿期末比寿期初要负得更多，这主要是慢化剂温度系

18、数的变化引起的。41图5-9 功率系数和功率亏损曲线 42例n假设反应堆稳定运行n在20额定功率运行时，控制棒棒位为h1n在50额定功率运行时，控制棒棒位为h2n在100额定功率运行时，控制棒棒位为h3n请比较控制棒的插入深度？（假设堆内硼浓度相同，都为平衡中毒状态）n(1) h1h2h2h3n(3) 不确定43功率亏损（续）n假设反应堆稳定运行在80额定功率时，由于某种原因突然停堆。必须注意，由于功率亏损向反应堆内引入了一个正反应性。进行反应性平衡计算时必须考虑。44关于“延伸运行”n延伸运行系指提高燃料燃耗达到延长循环周期的运行方式，这可以通过降低功率或利用与氙毒，燃料温度和汽泡有关的反应

19、性来实现，例如：可以降低冷却剂温度或降低功率来实现延伸运行。 n延伸运行时，降低冷却剂温度比降低功率有利。这样可以在较高的功率下再运行一段时间。455.2 反应性控制任务 n我们讨论了热中子反应堆运行后，使反应性发生变化的主要因素为：n(1)反应堆临界后从冷态到热态的过度，慢化剂和燃料的温度要升高，将引入一个负反应性；n(2)反应堆功率运行后裂变产物的中毒，主要是裂变产物135Xe和149Sm的中毒，引入一个负反应性； n(3)反应堆运行后，燃料的不断消耗，使反应性减小。尽管压水堆中有新的易裂变同位素产生，但总的趋势是反应性不断减小；n(4)反应堆在工况变更时，反应性也要发生变化。46反应性三

20、个控制任务1n1.紧急控制n当反应堆需要紧急停堆时，反应堆的控制系统能迅速地引入一个大的负反应性，以快速停堆，并达到一定的停堆深度。要求紧急停堆系统有极高的可靠性。n2.功率调节n当外界负荷或堆芯温度发生变化时，反应堆的控制系统必须引入一个适当的反应性，以满足反应堆功率调节的需要。47反应性三个控制任务2n3.补偿控制n反应堆在运行初期具有较大的剩余反应性，随着反应堆的运行，剩余反应性不断地减少，为了保持反应堆临界，必须逐渐地从堆芯中移出控制毒物。48表表5-3 压水堆的反应性控制要求压水堆的反应性控制要求 反应性效应数值/要求的变化率温度亏损250.5/h功率亏损120.05/min氙和钐的

21、中毒5250.004/min燃耗580.017/d功率调节0.10.20.1/min紧急停堆241.52s49物理量1n1.剩余反应性exn控制毒物都提出堆芯时的反应性。n2.控制毒物价值n某一控制毒物投入堆芯时引起的反应性变化。n3.停堆深度sn全部控制毒物都投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性。50物理量2n4.总的被控的反应性n总的被控的反应性等于剩余反应性与停堆深度之和，以表示。即n=ex+s51表表5-4 几种主要堆型的各种反应性值几种主要堆型的各种反应性值 反应性沸水堆压水堆重水堆高温气冷堆钠冷快堆清洁堆芯的剩余反应性ex在20时0.250.2930.0750.1280.050在运行

22、温度时0.2480.0650.037在平衡氙和钐时0.1810.0350.073控制毒物价值总的被控制价值0.290.320.1250.2100.074控制棒总价值0.170.070.0350.110.074可燃毒物总价值0.120.080.090.10化学补偿总价值0.17停堆深度s冷态和清洁堆芯0.040.030.050.0820.02452反应性控制原理1 n（1）改变堆内中子吸收n在堆芯中加入或提出控制毒物以改变堆内中子的吸收。 n（2）改变中子的慢化性能n在谱移反应堆中（重水-轻水混合慢化反应堆），通过改变重水与轻水的比例，以改变中子能谱，从而改变反应性。53反应性控制原理2n（3）

23、改变燃料含量n在用燃料来作控制棒跟随体的时候，当控制棒移动时，除了改变堆内中子的吸收之外，还改变堆内燃料含量，中子的产生率发生了变化，从而改变反应性。n（4）改变中子泄漏n小型快中子反应堆中。可用移动反射层的方法，改变中子的泄漏，从而改变反应性。54反应性的控制n实际上，对于一个实际的反应堆，燃料的富集度，燃料与慢化剂的相对组分都已确定。此时，快中子增殖因数，有效裂变中子数是基本不变，控制逃脱共振吸收几率p也不太有效。所以反应性控制主要是通过对热中子利用因数f和不泄漏几率P来实现。55三种控制方式56例如n压水堆主要是通过插入控制棒来改变堆的热中子利用因数f和不泄漏几率P使堆运行在一定的功率水

24、平上。 n有些重水堆通过控制堆内重水的水位以改变不泄漏几率P及热中子利用因数f来达到反应堆的启动、停堆及运行的目的。57图5-10 裸堆内有无控制棒时的中子通量密度分布585.3 控制棒控制控制棒控制n控制棒控制的特点是控制速度快，可靠有效。 n根据控制棒的功能不同，一般将控制棒分成：n安全棒安全棒n反应性价值大，专门用于停堆的控制棒。它具有的反应性要大于剩余反应性。反应堆运行时，它是处于堆芯的上部外端，一旦需要紧急停堆，就将迅速插入堆芯，使反应堆处于次临界状态，并保持有一定的次临界度。 59控制棒分类控制棒分类n补偿棒补偿棒n补偿棒用来补偿随时间变化比较慢，但数值又比较大的反应性，一般采用手

25、动操作。n调节棒调节棒n用来调节反应性的微小变化，用于功率细调。可以投入自动，也可以手动 。n目前，压水堆将安全棒称为停堆棒停堆棒，补偿棒和调节棒统称为调节棒调节棒。调节棒组不仅在正常停堆或事故停堆时向堆芯提供停堆反应性，而且在堆芯运行过程中控制或调节反应性的变化。同时在功能上又分为温度调节棒和功率调节棒。60控制棒材料n对用作控制棒吸收体的材料有下列这些要求：n热中子微观吸收截面要大；n与堆芯材料相容性要好；n抗腐蚀、抗辐照性能好；n易加工，有一定的机械强度。61Hf62a同位素丰度/%a/b共振吸收能量/eVa/b174Hf0.18390-176Hf5.230-177Hf18.53802.

26、366000178Hf27.14757.8104179Hf13.75655.691100180Hf35.241474130图5-11 厚度为0.5厘米的铪片对不同能量中子的吸收份额 63表表5-6 Ag,In,Cd的核特性的核特性 64a同位素丰度/%a/b共振 吸收能量/eVa/b113Cd12.320 0000.187200113In4.212-115In95.82031.4630000107Ag51.845716.6630109Ag48.2925.112500图5-12厚度为0.5厘米的Ag、In和Cd片以及Bi-T合金对不同能量中子的吸收份额65硼n 同位素硼，主要是10B，它的丰度为

27、18.8%，热中子吸收截面较高达3838靶。一般采用浓缩硼包以不锈钢包壳。常采用B4C烧结块，外面有不锈钢做包壳以增加强度。另外可以做成B-S.S。由于硼吸收中子的机理是通过(n,)反应实现的，因而燃耗较大，产生的粒子影响材料的晶间腐蚀。田湾核电厂的控制棒采用 B4C烧结块。 66不锈钢 n在AP1000中，还采用吸收中子的能力比上述的材料低的不锈钢，不锈钢做成的控制棒称为“灰棒”。灰棒主要用于在30%额定功率以上的负荷跟踪，以代替过去用改变冷却剂的硼浓度来跟踪的方法，减少废水量。其次是减少对功率分布的扰动。67压水堆核电厂控制棒采取束棒型n每束包含根控制棒（对于的排列），见下页图。特点：68

28、带控制棒的燃料组件69中子价值中子价值n中子的价值意味着它引起裂变的几率。它是描述堆内的中子由于其所处的位置不同，从而对链式反应或对反应堆的功率的贡献不同的物理量。显然，在芯部边界附近的中子，由于泄漏的几率比较大，其中子的价值要比芯部中心处的小。 n对于单群模型，中子价值和中子通量密度分布函数是相同的 70控制棒价值控制棒价值n设k0及k分别为某一根或一组棒全部提出堆外及插入堆内时反应堆的有效增殖因数，则n在反应堆物理设计中，控制棒(或组)的价值往往采用如下的定义，设k1和k2分别为插棒(或组)前后反应堆的有效增殖因数，则该棒(或组)的价值定义为71kkk 021122111kkkkkk控制棒

29、的积分价值控制棒的积分价值n设反应堆的高度和控制棒的高度为H，棒全插入堆芯的总价值为(H)，则控制棒插入深度为z时的价值为(z)，则积分价值(z)有如下关系n控制棒积分价值是一个积分曲线。72)2sin(21)()(HzHzHz控制棒的微分价值控制棒的微分价值n控制棒沿着插入方向移动单位距离所引起的反应性变化称为控制棒的微分价值。对积分价值曲线方程作微分，有n变换为73)2cos(11)(HzHHHdzd)(sin2)2cos(1 1)(12HzHHzHdzdH图5-13 R控制棒组的积分价值和微分价值曲线745.3.4 控制棒插入深度对堆芯功率分布的影响控制棒插入深度对堆芯功率分布的影响n控

30、制棒是强吸收体，因而控制棒的插入将使中子通量密度分布和功率分布都产生畸变。n通过采用控制棒在堆芯的均匀分布和优化提棒方式，可使控制棒对功率分布畸变影响减少到最小。75控制棒插入深度堆轴向中子通量密度分布的影响 765.3.5 控制棒的干涉效应控制棒的干涉效应n控制棒的总价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值的总和。这是由于控制棒的价值与插入处的中子通量密度的大小有密切关系。而当一根控制棒插入堆芯后将引起堆芯中子通量密度分布的畸变，必定会影响其它控制棒的价值。这种现象称为控制棒间的相互干涉效应。 77图5-15 控制棒的干涉效应785.3.6 卡棒准则卡棒准则n反应堆运行在任何工况下，当一束

31、反应性价值最大的控制棒在堆芯顶部被卡住而不能下插时，也能实现反应堆冷态停堆。这是一个留有保险裕度的安全准则 n停堆裕度。它是这样定义的，假定最大价值的一束控制棒卡在堆外，其余所有控制棒全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界的反应性总量称停堆裕度。795.3.7 控制棒提升过程中的重叠控制棒提升过程中的重叠n为了避免反应性引入率的差异，在控制棒的提升过程中，往往要求相邻控制棒组的提升有一个重叠。所谓重叠是指A组控制棒提升到一定的高度而尚未提出堆芯时，B控制棒组开始从堆芯底部提起，然后A组和B组控制棒交替提升。 n采用控制棒重叠可以得到比较均匀的控制棒微分价值，使提棒时，堆芯轴向的中子通量密度分布更

32、均匀些。 80图图5-16重叠重叠90步的功率调节棒的微分与积分价值（寿期初、满功率）步的功率调节棒的微分与积分价值（寿期初、满功率）81控制棒的插入极限n虽然控制棒组可以插入到堆芯的任一高度上，但在反应堆运行期间，对一给定的功率水平，控制棒的插入深度必须保持或限制在某一特定或规定的高度以上，这个高度就被称作控制棒的插入极限。n技术规范中控制棒插入极限的运行限制条件是各组控制棒插入堆芯的高度的限值必须遵从图7-19中所表示的规定。82 控制棒组插入极限与热功率的关系控制棒组插入极限与热功率的关系83例如n核电厂在60%额定功率运行时，则如图中给出D组控制棒的插入极限为75步，即不能低于75步，

33、C组控制棒的插入极限为193步；即不能低于193步，但在100%满功率运行时，如图中只给出D组棒的插入极限164步，此时C组棒早已提到顶(228步)了。n这条规范限制保证了给定功率水平下的停堆深度，防止了局部功率峰，得到了较好的中子通量密度分布。如果控制棒棒位在插入极限之下，插入过深，堆芯上部功率被压得太低，下部功率被抬起太高，就有可能导致堆芯下部燃料元件温度过高，以致熔化。插入极限还减小了弹棒事故的后果。停堆后功率亏损和慢化剂温度下降都向堆芯引入正反应性，棒组插入极限保证了控制棒有足够的停堆深度。84确定控制棒组的插入限主要考虑以下因素n控制棒的插入限减小了弹棒事故的后果。限制控制棒的插入深

34、度，就限制了弹棒时正反应性的添加量。n控制棒的插入限保证了给定功率水平下的停堆裕量。n控制棒的插入限保证了由于棒组插入造成的堆芯功率不均匀系数在安全允许的范围内。855.4 可燃毒物控制可燃毒物控制n在动力堆中，初始堆芯与长循环堆芯的初始剩余反应性都比较大。如果全部靠控制棒和化学补偿来控制，会出现如下结果：n需要很多控制棒组件及其一套复杂的驱动机构。这样不但不经济，在实际工程上也很难实现，而且这样复杂的结构，设备机械结构強度也不许可，同时也给安全运行带来不利因素；n大量增加化学毒物，可导致出现正的慢化剂温度系数。865.4 可燃毒物控制可燃毒物控制n5.4.1 控制特点控制特点n控制过多的剩余

35、反应性；n展平中子通量密度分布不均匀因子n可燃毒物管补偿反应性不需要外部控制，是自动进行的。n早期用于首炉；现在用于长寿命低泄漏装料。 875.4.2 可燃毒物材料要求可燃毒物材料要求n可燃毒物材料要求具有比较大的吸收截面；n要求由于可燃毒物的燃耗释放出来的反应性与燃料的燃耗所减少的剩余反应性基本上匹配；n可燃毒物吸收中子后的产物的吸收截面应尽可能地小；n要求在堆芯寿期末，可燃毒物的残余量应尽可能少，以免影响堆芯的寿期；n还要求有良好的机械性能，便于加工制造。88可燃毒物材料可燃毒物材料n目前作为可燃毒物的材料主要有硼硼和钆钆n秦山二期首炉堆芯使用的可燃毒物为硼硅酸盐玻璃，其中B2O3的重量百

36、分比为12.5%。n对于长循环堆芯由于采用低泄漏裝料方案，新燃料组件放在堆芯内区，使剩余反应性增大，因此必须在堆内采用相当数量的可燃毒物棒来控制剩余反应性，来降低硼浓度，以满足设计的要求。因为为了保证压水堆核电站的安全运行，技术规格书中规定：功率运行时慢化剂温度系数必须为负值。 895.4.3 可燃毒物的布置可燃毒物的布置n（1）离散型：不锈钢包壳内硼硅酸盐玻璃管（简称硼硅玻璃/不锈钢）以及环状氧化铝-碳化硼（Al2O3-B4C）芯块包在两层同心锆合金管内组成的同心环状可燃吸收棒（WABA）。n（2）整体型：硼化锆（ZrB2）薄层涂覆在燃料芯块表面（IFBA）；稀土氧化物，如氧化钆（Gd2O3

37、）或者氧化铒（Er2O3）弥散在燃料芯块中。90可燃毒物的布置可燃毒物的布置n 91可燃毒物的自屏因子n反应堆中的可燃毒物基本上是非均匀布置。把可燃毒物做成棒状，管状或板状，插入燃料组件盒中，放入堆芯。n可燃毒物的燃耗方程为： n式中fs(t)为可燃毒物的自屏因子，定义为n 92)()()()(tNttfdttdNPPasP子通量密度慢化剂燃料中平均中量密度可燃毒物中平均中子通)(tfs有效截面 n可燃毒物的有效截面为：n图5-18 可燃毒物的自屏效应随时间的变化93PasPeffatf)(,图5-18n图5-18表示了可燃毒物的自屏效应随反应堆运行时间的变化。其中左图表示在几个不同的运行时间，慢化剂和可燃毒物中的中子通量密度分布。由于可燃毒物的原子核密度随着燃耗的加深而逐渐减少，因而可燃毒物内中子通量密度分布渐趋平坦。右图表示可燃毒物的有效微观吸收截面、有效宏观吸收截面和可燃毒物的核密度随反应堆运行时间的变化。94图5-18表明n在堆芯寿期初期，可燃毒物中的中子通量密度大大低于慢化剂-燃料中的中子通量密度，这时可燃毒物的自屏效应很强，自屏因子fs值很小,可燃毒物的有效微观吸收截面也很小，因此有效增殖因数偏离初始值的程度也较小。但是随着反应堆的运行时间的增长，可燃毒物不断地燃耗，自屏效应逐渐地减弱，fs值逐渐地增大而趋近于1，可燃毒物的有效微观吸收截面也逐渐地增大，可燃