核能开发及应用11反应堆材料及物理

核能开发及应用第四章：材料及物理反应堆压力容器用来固定和包容堆芯、堆内构件，使核燃料的裂变链式反应限制在一个密封的金属壳内进行。把燃料元件包壳称为防止放射物质外逸的第一道屏障。包容整个堆芯的压力容器及一回路管路系统称为第二道屏障。压力容器外形尺寸大、质量大，加工制造技术难度大，特别是随着核电站单堆容量增大，压力容器的尺寸也越来越大。例如，电功率为1200MW的核电站，其压力容器高13.3M，内径5m，壁厚240mm，质量达540t。主焊缝厚达200—300mm，因此焊接质量和检验工序复杂，在制造过程中需反复热处理和反复探伤检验。压力容器选材原则要保证材质纯度，要求材质中的硫化物、氧化物等非金属杂质尽量少，磷和硫含量及低熔点元素含量应尽量低，且分布均匀。材料应具有适当的强度和足够的韧性，脆性断裂是反应堆压力容器最严重的失效形式，材料对脆性断裂的基本抗力是材料的韧性，保证并尽力提高材料的韧性是防止脆性断裂的根本途径。材料应具有低的辐照敏感性，反应堆压力容器由于受中子辐照的结果，提高了材料的强度，但降低了塑性，因而加剧了脆性破坏的可能性。为了防止出现脆性破坏，应控制和降低材料的辐照脆化倾向。导热性能好，在温度变化时热应力较小。便于加工制造，成本低廉。当前压水堆的压力容器材料普遍选用低合金钢。低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018cm2的辐照后，脆性转变温度明显升高，这是危及反应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：严格限制铜和磷这两种元素的含量；添加少量铝、钒、铬、铂、镍等元素；减少钢的辐照损伤。反应堆压力容器是由容器本体以及用双头螺栓连接的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金锻钢环形锻件焊接而成。这些无纵焊缝的单个环形锻件用环焊连成一体，便构成了压力容器。反应堆压力容器包容堆内构件、堆芯，以及作为冷却剂和慢化剂的水。为了防止锈蚀，凡是与水接触的容器内表面．都堆焊不锈钢覆面层，其厚度不小于5mm。反应堆压力容器顶盖由法兰和本体焊接成一个整体。顶盖法兰上钻有若干个螺栓孔，法兰支撑面上有二道放置密封环用的槽。在法兰上，钻有若干个末穿透的螺纹孔。法兰段上还包括有：①与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支撑面。②一根泄漏探测管，为了能进行探漏，这根管子倾斜穿过法兰后，头部露出在两只O形密封环之间的支撑面上。内密封环的泄漏是由引漏管线上的一台温度传感器进行探测。当反应堆在额定功率下稳态运行时，内密封环不允许泄漏；在启动和停堆时，内密封环允许的最大泄漏率为20L/h。若泄漏率大于20L／h或泄漏流温度高于70Co时，反应堆容器就应加以检查。外密封环也要经常进行目视检查，以便查出其可能的泄漏。③一个支撑台肩，用来挂吊篮。顶盖本体一般都采用半球形顶盖，半球形顶盖用板材热锻成形。焊在顶盖上的部件有吊饵、控制棒驱动机构管座和温度测量接管等。压力容器筒体从上而下由下面几个部分组成。接管段：反应堆的进出水口从这里引出，根据一回路环路数量的不同有不同的接口数，例如两个环路就有四个接口。由于简体的这一部分开有大的接口，为了强度补偿，因此这一部分简体较厚。出口接管的内侧有一节围筒，使出口接管与堆芯吊篮开口之间形成连续过渡。每个接管的外端焊一段不锈钢接管，这样可以在现场把一回路管道与压力容器接管焊接相连。筒身段(也称堆芯包容环段)：由上筒体和下简体两段组成。在简身段的下部，由因科镍合金制成的导向键焊在内表面上，用来给堆内构件导向并限制位移。过渡段把半球形的下封头和容器的简体段连接起来。下封头由热轧钢板按压成半球形封头。下封头上装有几十根因科镍导向套管，为堆内中子通量测量系统提供导向，利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在下封头内。根据反应堆压力容器在电站或舰船上所处的位置．各自都采用不同的支撑结构。早期的压力容器底部无通量测量装置，在堆的底部设有压力容器支撑裙，将支撑裙焊在压力容器的下封头或接管段上，利用支撑裙和支撑柱将压力容器定位。近代压水堆的压力容器增大，并采用上进上出的回路连接，下封头设有中子通量测量管，需要有较大的下堆腔。因此，在核电站中，在压力容器支撑结构上取消了支撑裙而利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支撑，整个压力容器依靠接管和与接管相连的钢垫支撑在混凝土的基础上。支撑结构采用强迫通风冷却，使混凝土的表面温度低于允许值。此外，为了减少压力容器热应力及散热损失，压力容器的表面包程一层绝热材料。反应堆堆内构件反应堆的堆内构件包括吊篮部件、压紧部件、堆内温度测量系统和中子通量测量管等。堆内构件的作用是：①使堆芯燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件定位及压紧，以防止这些组件在运行过程中移动；②保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒组件的运动起导向作用；⑦分隔堆内冷却剂，使冷却剂按一定方向流动，以导出堆芯热量，冷却堆内各部件；④固定和引导堆芯温度和中子通量测量装置，补偿堆芯和支撑部件的膨胀空间；⑤减弱中子和射线对压力容器的辐照．保护压力容器，延长压力容器的使用寿命。把若干个燃料元件棒组装成为便于装卸、搬运及更换的棒束组合体称为燃料组件。燃料组件是一个整体。工作环境：压水堆的燃料组件在堆芯中处在高温、高压、强中子辐照、冲刷和水力振动等恶劣条件下长期工作，因此燃料组件性能的好坏直接关系到反应堆的安全可靠性、经济性和先进性。压水反应堆普遍采用低浓铀燃料、弹簧定位格架、无盒的棒束燃料组件。燃料组件由燃料元件棒、定位格架、组件骨架等部件所组成。元件棒可按14x14、15x15或17x17排列成正方形的栅格；每个组件设有16~24根控制棒导向管，组件的中心位置为中子通量测管，其余为燃料元件棒的位置。排列方式：目前电站压水堆普遍采用17x17排列的燃料组件，每个组件有289个栅元，设有24根控制棒导向管和一根堆内中子通量测量管，其余264个栅元装有燃料捧。整个捧束沿高度方向设有8~I0层弹簧定位格架，将元件棒按一定间距定位并构成一束。压水堆燃料元件棒由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等几部分组成。用UO2做燃料的芯块，其最高工作温度应低于UO2的熔点。在目前的设计中．一般取使用温度2500~2600℃左右，锆合金包壳的工作温度限制在350℃以下。UO2芯块放置在锆-4合金包壳管中，装上端塞，把燃料芯块封焊在里面，从而构成燃料元件棒。包壳既保证了燃料元件棒的机械强度，又将核燃料及其裂变产物包容住，构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障。燃料元件棒内有足够的预留空间和间隙，可以容纳燃料裂变时释放出的裂变气体．允许包壳和燃料有不同的热膨胀，保证包壳和端塞焊缝都不会超过允许应力。间隙内充填一定压力的氦气，以改善间隙内的热传导性能。在燃料芯块柱的两端装有隔热块，以防止燃料产生的热量向两端传出。在燃料芯块柱与上部端塞之间装有一个不锈钢螺旋形压紧弹簧，以防止运输或操作过程中芯块在包壳管内窜动。堆芯具有很高的功率密度，为防止元件过热，必须保证元件棒能获得充分的冷却，同时还必须限制堆内燃料元件的最大表面热流密度，实践中通常限定燃料元件棒单位长度发热率。

1．燃料芯块设计要综合考虑物理、热工、结构等方面的因素，燃料芯块由低富集度的二氧化铀粉末经冷压后烧结而成，经滚磨成一定尺寸的圆柱体。由于芯块在高温和辐照作用下会发生不均匀的肿胀，使燃料芯块形成砂漏形，从而使燃料元件变成竹节状，燃料芯块一般都做成两端浅碟形加倒角。另外，为获得合适的芯块显微结构，采用粉末压制的制块工艺并加入一些制孔剂，使烧结后的芯块内部存在一些细孔，既可以容纳绝大部分裂变气体，又使芯块致密化效应减少。这些对于防止燃料芯块的辐照肿胀引起包壳蠕变导致包完破损都有明显的效果。UO2芯块容易从它的周围吸收水分，在反应堆启动后，燃料吸收的水分将释放出来，并在辐照作用下分解为氢氧根和氢，其中氢被锆合金吸收形成氢化锆，使材料性能变脆，而产生氢脆效应。许多反应堆内都曾发生过锆的氢脆破坏，因此，应该控制芯块的含水量。2、芯块密度芯块的密度对导热系数有很大影响。所以为了使芯块的温度下降，希望密度高，但是在高燃耗的情况下，为了减小肿胀需要有气孔，这种情况下低密度芯块有好处。现代压水堆一般取95％UO2理论密度为芯块的密度。在径向温度梯度和辐照的影响下，燃料芯块出现收缩导致燃料密实化，从而造成燃料包壳的塌陷。一般说来，燃料密实化的速率取决于燃料的气孔尺寸、密度和晶粒大小等因素。3．集气空腔和充填气体芯块和包壳间留有轴向空腔和径向间隙，它们的作用是：补偿芯块轴向的热膨胀和肿胀；容纳从芯块中放出的裂变气体，把由于裂变气体造成的内压上升限制在适当的值，以避免包壳或密封焊接处的应力过大。此外，为了降低运行过程中包壳管的内外压差，防止包壳管的蠕变塌陷和改善燃料元件的传热性能，现代压水堆燃料元件棒设计都采用了预充压技术，即在包壳管内腔预先充有3MPa的惰性气体氦，当燃料元件棒工作到接近寿期终了时，包壳管内氦气加上裂变气体的总压力同包壳管外面冷却剂的工作压力值相近。4．燃料元件包壳目前压水堆燃料元件包壳管几乎都是用锆-4合金冷拉而成的。燃料元件包壳的外径一般是根据设计要求定出的，同时还要考虑水铀比等各种因素。压水堆燃料元件包壳的壁厚主要是从结构强度和腐蚀两方面考虑。元件是靠包壳本身的强度抵抗冷却剂的外压，不发生塌陷而保持其形状。随着燃耗的加深，包壳管因燃料肿胀和裂变气体压力而造成的周向变形不应超过设计标准所确定的极限值。另外要注意下面两点：①燃料包壳到燃料寿期末的吸氢量不得超过容许值(不应高于600mg/kg)；②包壳的腐蚀量不得大到破坏包壳材料完整性程度。元件棒寿期末包壳壁最大腐蚀穿透深度应低于其原来壁厚的10％．或限制氧化层的最大厚度不超过2~3μm。控制棒组件是核反应堆控制部件。在正常运行情况下，用它启动、停堆、调节反应堆的功率；在事故情况下，依靠它快速下插，致使反应堆在极短的时间内紧急停堆，从而保证反应堆的安全。因3—11尔出了一个柬捧控制组件‘M。束棒控制组件包括一组24根吸收捧和用作吸收棒支撑结构的星形架；星形架与安置在反应堆容器封头上的控制棒驱动机构的传动轴相啮合。控制棒控制棒组件是核反应堆控制部件。在正常运行情况下，用它启动、停堆、调节反应堆的功率；在事故情况下，依靠它快速下插，致使反应堆在极短的时间内紧急停堆，从而保证反应堆的安全。目前，压水反应堆控制棒通常以银-銦-镉合金(质量百分数分别为80％、15％和5％)作为吸收体，做成细棒状，并用不锈钢作为包壳。每个控制棒组件带有24根控制棒，每根控制棒插在燃料组件的导向管内，依靠星形架连接成一束，由一台控制棒驱动机构传动，使控制棒在导向管内上下移动。束棒型控制组件的优点是：①棒径细、数量多，吸收材料均匀分布在堆芯中，使堆芯内中子通量及功率分布更为均匀；②由于单根控制棒细而长，增大了挠性，在保证控制棒导向管对中的前提下，可相对放宽装配工艺要求，而不致引起卡捧；而且由于提高了单位质量和单位体积内控制棒材料的吸收率，大大减少了控制棒的总质量；③因为棒径小，所以控制棒提升时所留下的水隙对功率分布畸变影响小；不需另设挤水棒，从而简化堆内结构，降低了反应堆压力容器的高度。根据运行要求，控制棒组件分为调节棒和安全棒两组。调节棒组件主要用来调节负荷，抵消部分剩余反应性，补偿运行时各种因素引起的反应性波动。安全棒组件在正常运行工况下提到堆芯之外，当发生紧急事故时，要求在短时间(约为2s)内迅速插入堆芯而停堆。此外，控制捧组件应能抑制反应堆可能出现的氙振荡。可燃毒物组件压水堆中采用硼溶液化学控制可减少控制棒的数量，降低反应堆的功率峰值因子，加深卸料燃耗。但当慢化剂温度升高时，液体毒物硼将随水的体积膨胀而被排出堆芯，如果硼浓度超过一定的数值，将使反应推出现正的慢化剂温度系数，影响反应堆自稳调节性能。为使反应堆保持有负温度系数，在运行时通常将硼浓度限制在1000mg/kg之内。因此在采用硼溶液化学控制的同时，还需要使用一定数量的固体可燃毒物。另外，在船用反应堆中为了使系统简化，也可以不加硼运行，这时主要靠加可燃毒物来控制后备反应性。固体可燃毒物采用吸收中子能力较强，又能随着反应堆运行与核燃料一起消耗的核素。常用的有硼玻璃、碳化硼和三氧化二钆等。将这些材料制成棒状或管状，然后外面再加包壳放入堆芯内。固体可燃毒物棒一般设置在燃料组件的导向管内，每个燃料组件内插入可燃毒物棒的数目和布置形式由堆物理设计确定。固体可燃毒物的合理布置，将进一步改善堆芯的功率分布。适当缩短可燃毒物棒的轴向尺寸，非对称地布置偏于堆芯下半部，可起到展平轴向功率分布的作用。中子源组件反应堆初次启动和再次启动都需要有中子源来“点火”。中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域，每秒钟放出107~108个中子。依靠这些中子在堆芯内引起核裂变反应，从而提高堆芯内中子数量，克服核测仪器的盲区，使反应堆能安全、迅速地启动。在反应堆内中子源棒的数量一般不多，它们通常与阻力塞和可燃毒物棒一起组成一束。例如大亚湾核电站的反应堆有两个带中子源的组件，在每组的24根棒中有一根初级中子源棒，一根次级中子源棒，16根可燃毒物棒和6根阻力塞。控制棒驱动机构通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下移动，以实现反应堆的启动、功率调节、停堆和事故情况下的安全控制。因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。对控制棒驱动机构的主要要求：①控制棒须缓慢提升和快速落下，但最大和最小速度比不应超过100：1，否则会使驱动机构过于复杂，可靠性降低；②控制棒在任何事故情况下应朝向使反应堆更加安全的方向动作，例如断电时靠重力作用自行插入堆芯；③控制棒驱动机构须在反应堆环境的温度、压力条件下可靠地工作；在压水堆中，驱动机构的一部分或全部在耐压密封壳内直接受到高温水和强辐照的作用；④须有后备的能量储备，以便在事故断电时仍能将控制棒全部插入堆芯，能量储存的形式有重力、弹簧、高压气瓶、水力储能器和蓄电池等；⑤为了减小快速落棒时反应堆结构、控制捧驱动机构所受到的机械冲击力和避免发生损坏，在控制棒落下的终端须设置某种缓冲和制动装置；⑥控制棒驱动机构必须响应快，能使控制棒平滑动作和准确停止在需要的位置上，并给出位置指示；⑦对船用反应堆，要求控制棒驱动机构在振动、冲击、摇摆和倾斜情况下可靠地工作。对所有反应堆都要求在地震、爆炸等事故情况下能确实安全停堆，同时又避免不必要的频繁停堆。驱动机构的动力形式有电力、水力和气动三种，各有一定的优缺点。在压水堆中广泛使用的是电力驱动。压水堆的控制棒驱动机构，通常有长棒控制机构和短棒控制机构两种。长控制捧驱动机构的动作要求为：在正常运行情况下要求标的移动速度缓慢，每秒钟的行程约为10mm左右；在快速停堆或事故情况时要求驱动机构在得到事故停堆讯号后，能自动脱开，使控制棒组件靠自重快速插入堆芯。从得到讯号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般不超过2s。短控制棒驱动机构不参与反应堆的启动、停堆和调节功率，而专门用来抑制反应堆在运行过程中由于氙浓度变化引起堆芯轴向功率分布的畸变和抑制氙振荡现象，以保证堆芯安全运行。由于反应堆在运行过程中各种内外因素均会引起反应堆的反应性变化，故控制棒动作频繁。要求控制棒驱动机构在反应堆运行过程中进行近百万次的动作而不发生故障，同时．考虑到反应堆装换料时，驱动机构的轴应能使控制棒组件适应远距离拆装，加上压水堆的高压密封要求，这给控制棒驱动机构的设计和制造提出了较高的要求。目前常见的驱动机构有磁阻马达型、磁力提升型、液压驱动型及齿轮齿条等各种形式。国外压水堆核电站大多数的长棒驱动机构采用销爪式磁力提升机构。它具有磨损少、寿命长、控制简单、制造方便及使用安全可靠等优点。反应性

ρ=(k-1)/kkex=k-1（过剩增值系数）无量纲单位

反应性表示的相对变化。百分数表示。意义：反应堆偏离临界状态的程度。有时用缓发中子份额度量。ρ=时，为1元。反应堆状态的描述第四讲：核反应堆物理——反应性的变化反应堆状态次临界临界超临界k<1=1>1kex<0=0>0ρ<0=0>0影响反应性变化的因素

温度效应、中毒效应、燃耗效应温度效应：堆芯温度提高，引起堆芯物质密度的减少；中子温度升高，铀核热运动加剧，导致反应性变化，因为堆芯温度变化引起反应性变化的现象称为温度效应。温度升高引起反应件增加称为正温度效应；堆芯温度升高引起反应性减少则称为负温度效应。通常都将反应堆设计成具有负温度效应，不同堆型的温度效应很不一样，压水堆的温度效应最为显著，由温度效应引起的反应性损失称温度反应性。对于压水堆，在额定参数时，损失大约为2％一12％。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化中毒效应：在核反应堆运行过程中，裂变碎片和它们的许多衰变的产物逐渐积累，在这些物质中，有一些具有很大的热中子吸收截面，特别是135Xe和149Sm。通常把这些有害的裂变产物及其衰变的产物称为核毒物。核毒物俘获中子引起反应性减小的现象称为中毒效应；由核毒物引起的反应性损失称为中毒反应性。一般压水堆在额定工况时，它的平衡中毒反应性大约为2％一5％。燃耗效应：核反应堆运行后，核燃料将不断地燃耗，将引起反应性下降，这种效应称为反应性燃耗效应，简称燃耗效应。由燃耗引起的反应性损失称为燃耗反应性；对于不同的核反应堆、不同的运行功率及运行时间，燃耗反应性的大小差别很大。功率越高，工作时间越长，燃耗就越深，损失的反应性也就越多。一般压水堆在工作末期时，这一损失大约为3％—12%。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化核反应堆在不同的时间和不同的工况下，这些效应又有主次之分。温度效应是主要的：当核反应堆由冷态向热态过度或运行温度发生大幅度变化时；中毒效应显著：当反应堆处在高功率下运行或功率大幅度变化时；燃耗效应则愈来愈明显：当核反方堆长期运行时。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化一、温度效应及起因1、堆芯材料密度的变化材料密度变化——宏观截面与几何尺寸变化——keff变化——ρ变化慢化剂的密度变化特别显著．例如，当压水堆的压力为140atm，慢化剂温度在293K时，密度为1001.7kg/m3，而温度在523K时，密度为810.1kg／m3。由于水的密度变小1、使热中子扩散面积和中子年龄都增大，因而增加了中子的泄漏，使不泄漏几率减小，造成有效增殖因数减小。2、降低了对中子的慢化效率，增加了238U核对中子的共振吸收，逃脱共振俘获几率减小，也使有效增殖因数减小。3、相当于增加燃料的浓度．使热中子利用系数增加。为了获得负温度效应，设计时适当选择水铀比，可使这一贡献与以上两项损失比较起来要小。因此，当水的密度减小时，总的效应使有效增殖因数减小，导致反应性减小。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应2、中子温度的变化T慢化剂——中子温度——热中子平均能量——微观截面——keff变化——ρ变化当慢化剂温度升高时①热中子谱变硬，这时微观热中子吸收截面和微观热中子裂变截面按1／v规律减小。对于低浓缩铀燃料的压水堆，由于燃料的热裂变截面比热吸收截面减小得更快些，因此每次吸收的中子产额随中子温度的升高而减小，从而引起有效增殖因数减小。②中子温度升高时，慢化剂的微观吸收截面减小，导致热中子扩散面积增大，使热中子不泄漏几率减小，引起有效增殖因数减小。由此可知，当中子温度变化时，将会导致反应性发生变化，但其作用比起慢化剂密度变化的影响要小些。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应3、铀核共振吸收的变化核燃料温度变化时，铀核共振吸收截面的曲线形状将发生变化。当核燃料升温时，铀核的热运动更加剧烈，这时共振曲线加宽变平，峰值降低。通常称为温度展宽或多普勒展宽。共振峰宽以后，由于峰值面降低，燃料的自屏效应减弱，使元件内的共振通量密度分布趋于平坦。即元件内的平均共振通量密度有所增加，同时共振能区被加宽，因而使铀核对中子的共振俘获增多，逃脱共振俘获几率减小，最后导致有效增殖因数减小，这样共振俘获随温度升高而增加的现象，称为“多普勒效应”。在核反应堆运行中，当功率发生变化时，由于燃料温度对功率变化的影响差不多是瞬时的，因此多普勒效应立即表现出来，它对核反应堆功率自动调节起着重要作用。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应二、温度系数1、温度系数定义：堆芯温度每变化1度(K)时所引起的反应性变化称为反应性温度系数简称温度系数，以T表示.即T为平均温度注意T的符号的意义。负温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。例如，由于误操作或其他原因，在运行过程中控制棒突然失控向上提了一段，致使k突然上升，这时中子通量(堆功率)将骤然增加，温度也将突然上升。若T<0，则反应堆因具有温度稳定性，从而有自动降温以利于安全的趋势。又如，当一回路发生失水事故时，堆芯导热情况恶化，堆内温度急剧上升．反应堆有可能超出热工安全范围而导致严重后果。但是，若反应堆具有负的温度系数，则随着温度升高，k值将变小，从而使中子通量(堆功率)也跟着下降。这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升，从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。可见，负温度系数对反应堆的安全是有利的。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应2、总的温度系数瞬时温度系数：常把燃料温度系数称为瞬时温度系数。延时温度系数：慢化剂温度系数称为延时温度系数。核反应堆总的温度系数等于堆芯各种成分的温度系数的总和，起主要作用的是燃料、慢化剂温度系数。式中T和分别为堆芯中第j种成分的温度和温度系数。其中起主要作用的是燃料温度系数和慢化剂温度系数。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应注意:一般说来，慢化剂或燃料温度系数，并不是常数，它们是随温度非线性变化的，它们与核反应堆的运行温度、运行工况、控制棒栅的位置、氙毒及燃耗等情况有关，因此，核反应堆温度系数通常用实验方法测定，再用理论方法拟合成半经验计算式.例如压水堆慢化剂温度系数可用下列公式表示第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应3、燃料温度系数：燃料温度每变化一度(K)时所引起的反应性变化称为燃料温度系数

4、慢化剂温度系数：慢化剂温度每变化一度(K)时所引起的反应性变化称为慢化剂温度系数三、流量效应与空泡系数如果核反应堆功率自动调节系统没有投入或失灵时，冷却剂流量突然增加，例如主泵从半速运行转为全速运行或备用支路投入时，由于G＞0，核反应堆处在超临界状态，堆功率将迅速增加达一极大值，随后由于燃料温度系数的负反馈，使堆功率又逐渐下降，最后达到的稳定，可能引起严重后果，当冷却剂流量变化过大时，引入正反应性G过大，会发生“短周期事故”，如果流量变化前处于较高的功率运行，加上冷却剂流量增加引起的功率波动可能超过该工况下所允许的运行功率，影响热工安全。所以掌控流量效应对于防止“冷水事故”的发生，确保核反应堆安全运行，有重大意义。冷却剂流量效应，实质上是一种温度效应。当空泡率x增加时，慢化剂的平均密度变小。由于水对中子的慢化作用要比吸收作用更重要，当空泡串增加时，中子谱发生变化，热中子数相对减小，所以，水堆的空泡系数是负的，即空泡反应性效应是负的，这一事实特别重要。因为当空泡率x增加时，反应性变小，堆功率下降，引起堆芯温度下降，堆芯慢化剂沸腾受到抑制，所以水堆具有内在的安全性。四、温度系数与反应堆稳定性的关系若温度系数为正时当核反应堆处于稳定运行时，由于某种原因使堆芯温度升高．引起反应性增大使反应堆功率随之增加，堆功率的增加，在冷却条件不变条件下又进一步引起堆芯温度升高，从而又使反应性进一步增大，堆功率变化更迅速地进一步提高．导致堆功率无限制增长，若不用控制系统干预，则最终会导致堆芯烧毁；当核反应堆稳定运行时，由于某种原因使堆芯温度略有下降，则反应性也下降，引起堆功率减小，于是堆芯温度进一步下降，使反应性进一步减小，堆功率变化更迅速更进一步降低，直至核反应堆自动停闭。显然，这种反应性效应的正反演将使核反应维具有内在的不稳定性。在核反应堆设计时，不希望出现正温度系数。

具有负温度系数的反应堆，反应性变化与温度变化反号，当稳定运行的核反应堆的反应性稍有增加时，如果不改变冷却剂的流量率，堆芯温度会升高，则反应性会下降，直到堆芯在较高温度下使核反应堆达到一个新的稳定状态。同理，当稳定反应堆的反应性减小时，如果冷却剂流量率不变，堆芯温度会降低，则反应性会增加，使核反应堆在一较低温度下达到一个新的稳定状态，这种负温度效应使核反应堆具有内在的稳定性。负温度系数对核反应堆安全运行具有重要意义。假定，在运行过程中，由于误操作或其它原因，控制棒突然向上提升一段，引入一正反应性，堆处于超临界状态，堆功率随之骤然增加，堆芯温度升高，由于温度负反馈作用，反应性减小，抑制了堆功率的增长。又如当一回路发生失水事故时，堆芯导热情况恶化，堆芯温度急剧上长，核反应堆有可能超出热工安全限值而导致严重后果，若堆具有负温度系数，随着堆芯温度升高，反应性变小，使堆功率随之下降。这样就能在一定程度上减缓或限制堆芯温度上升，从而有可能减缓或限制这种事故的扩大，可见负温度系数对核反应堆的安全是有利的。(1)压水堆的自稳性

压水堆的自稳性是指在一定工况下稳态运行的压水堆动力装置，引入一小反应性扰动后，即使不用外部控制，仅靠堆芯燃料和慢化剂的负温度效应便能抵抗反应性的干扰，经过一段过渡过程后，系统自动达到新的稳态。例如，压水准动力装置在某一堆功率下稳定运行，突然引入一个正反应性扰动，如果二回路负荷保持不变，反应堆功率会立即上升，燃料温度随即升高，慢化剂的平均温度也缓慢地增加，由于燃料和慢化剂的负温度效应产生一个负反应性，从而抑制了反应堆功率的上升速率，堆功率达到峰值后开始很快下降，然后缓慢下降，当温度效应引入的负反应性逐渐抵消外界引入的正反应性时，最后系统达到新的稳定状态。此时反应堆的功率仍为扰动前的稳态功率水平，燃料和慢化剂的温度比扰动前稳态下的相应值有所增加。

汽轮机冷凝器中的真空度下降，使蒸汽发生器的给水温度提高，减小一回路冷却剂带出的热量，使堆芯升温，反应性减小，堆功率下降，使一回路冷却剂温度下降，最后使堆功率减小。并稳定在一新的功率水平上。蒸汽发生器的出口蒸汽压力下降，使蒸汽发生器二次侧水的沸腾温度降低，从而改善蒸汽发生器的热交换率，引起堆芯平均温度下阵，反应性增加，使堆功率增加到新的水平，以确保获得所需要的蒸汽压力。中毒效应：核毒物引起的反应性损失，称中毒效应。毒物的由来：某些中子吸收截面较大的裂变产物。这种裂变产物：稳定或长寿命的，称为“结渣”；短寿命的，称为“毒物”。其中135xe和149Sm特别重要，它们不仅具有很大的热中子吸收截面，而且它们的先驱核还具有较大的裂变产额。它们的产生和消失对核反应堆的反应性及运行有很大的影响。其余裂变产物，由于它们的热中子吸收截而和裂变产额数值比135xe和149Sm相应值小得多，影响较小。由于135xe对中子的吸收截面与中子能量有很大关系，它对快中子的吸收截面很小，而对热中子的吸收截面却很大，因而氙毒只对热中子反应堆有着重要意义。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__中毒效应毒物反应性考察有效增值因数：毒物对、、基本无影响影响也不大——对中子的弹性散射影响不大焦点集中在考虑铀均匀热堆。、为无毒、有毒时热中子利用系数第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__中毒效应第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__中毒效应令无毒和有毒时的有效增值因数为和

若材料的吸收截面很小，即

则

即毒物引起的有效增殖因数相对降低量等于毒性r。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__中毒效应——————毒性进一步推导可证明：即：中毒反应性近似的与毒性r成正比,与热中子利用系数f成正比。135Xe中毒热堆中毒效应几乎完全由135Xe引起。微观吸收截面大：2.7×106b产额：0.00228，但先驱核直接裂变产额高。约有5％的135Xe是由裂变直接产生的，而大约有95％的135Xe则是由裂变碎片135Te衰变而来的。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__中毒效应135Xe的吸收截面与中子能量的关系锑

碲铯燃耗反应堆寿期新堆芯(或换料后的堆芯)燃料装载量比临界燃料装载量多，k（kex)比较大，必须用控制毒物来补偿这些过剩反应性。随着运行时间的加长，有效增殖因数逐渐地减小。当反应堆的有效增殖因数降到1时，反应堆满功率运行的时间就称为堆芯寿期。为了确定堆芯寿期，需要进行燃耗计算。计算思路：计算在无控制毒物的情况下堆芯的有效增殖因数(其中包括在平衡氙浓度条件下和最大氙浓度条件下的有效增殖因数)随时间的变化关系。在实际计算时，需考虑在堆芯寿期末，反应堆运行时控制棒调节所需要的一定反应性。因此堆芯寿期末的有效增殖因数应稍大于1(例如取k＝1.005)。燃耗深度1g235U全部裂变所放出的能量约为1MW·d，实际上发出1MW·d的能量需要消耗核燃料1.23g。用钝235U为燃料的堆，其燃耗深度的极限值为106MW·d铀量级；采用低浓缩铀的压水堆，若不考虑239Pu的影响，其燃耗深度的极限值为104MW·d/t铀量级。实际上并不是初始量的核燃料都能完全被利用。燃耗深度主要由反应堆的消耗情况来决定。它与堆型选择、燃料性质、热工、堆芯结构、提捧程序以及装换料方式等因素有关。日前压水堆的平均燃耗深度可达到3xl04MW·d/t以上。反应性变化反应堆正常运行第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制提升功率，慢化剂及燃料的温度升高。当温度系数T为负值时，ρ要变小。平衡氙毒的建立以及钐毒的逐渐累积，ρ变小。燃料不断消耗，使ρ变小。反应堆工况变化时，ρ值也要变化1.适当的初始后备反应性2.调整后备反应性的手段反应性控制中的物理量1、剩余反应性：在任何时刻，通过对控制元件和其他用于控制反应性的毒物的调节，所能获得的最大反应性。记为ρex。剩余反应性的大小与反应堆的运行时间及运行工况有关。一个新堆的剩余反应性称为“初始剩余反应性”。一般说来．一个新的堆芯，在冷态无中毒情况下，它的初始剩余反应性为最大。2、停堆深度：当全部控制毒物都投入堆芯时，核反应堆所达到的负反应性。用ρs来表示。停堆深度与核反应堆运行时间和运行工况有关。为确保核反应堆的安全，要求在热态、平衡氙中毒的工况下，必须具有足够大的停堆深度。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制

否则，当堆芯逐渐冷却和氙-135逐渐地衰变后，核反应堆的反应性就逐渐增加，停堆深度就逐渐地减小，这样堆芯有可能又重新恢复到临界或超临界的危险状态。一般压水堆，规定冷态无中毒时的停堆深度为3％一5％，在核反应堆物理设计时，还保证任一组控制棒被卡在堆芯外的情况下，冷态和无中毒时的停堆深度必须大于2-3$。3．总的被控制当量总的被控当量等于初始剩余反应性与停堆深度之和，用表示。即＝

ex+

s

一组控制棒组件完全插入后在堆芯内引起的反应性变化，定义为该组控制棒组件反应性当量。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制反应性控制的任务采取各种切实有效的控制方式，在确保安全的前提下，控制核反应堆剩余反应性，以满足核反应堆长期运行的需要；通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒方式，使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布，使功率峰因子尽可能地小；在外界负荷变化时，能调节核反应堆功率．使它能适应外负荷变化；在核反应堆出现事故时，能迅速安全地停堆，并保持适当的停堆深度。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制反应性的控制分成三类：1．紧急控制：当核反应堆需要紧急停堆时，核反应堆的控制系统能迅速引入一大负反应性，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，以确保核反应堆安全。2．功率调节：当外界负荷或堆芯温度发生变化时．核反应堆控制系统必须引入适当的反应性，以满足核反应堆功率调节的需要。

3．补偿控制：由于动力堆的初始剩余反应性比较大．在堆芯寿期初期，在堆芯中必须引入较多的控制毒物。随着反应堆的运行，剩余反应性不断地减小，为了保持核反应堆稳定运行，必须逐渐从堆芯移出相应的控制毒物。由于这些反应性的变化是很缓慢的，所以相应控制毒物的移动也是很缓慢的。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制从表5．1中可知，热中子反应堆的剩余反应性和总的被控制反应性，要比快中子反应堆大得多。这是因为快中子堆中燃料的增殖补偿了燃耗；同时温度效应、中毒效应对快中子堆的影响比它们对热中子的影响小。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制反应性控制的基本原理考察有效增值因数：、基本不变。当热中子反应堆的燃料浓缩度以及燃料与慢化剂的性质、成分确定后。控制无效焦点集中在与控制原理：主要通过控制热中子利用系数和不泄露几率来实现。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制控制方法：毒物控制法控制棒法：用吸收截面很高的材料制成控制捧，并插入堆芯或反射层内，移动控制棒即可达到控制目的可以通过控制堆芯附加吸收物质来控制f

，当堆芯控制材料增加(如向堆芯插入控制棒)时，非裂变材料吸收的份额增加，易裂变物质吸收中子的份额相对减小，使得f值变小，反之亦然。改变f值得大小达到改变反应性的目的。通常，动力堆都采用控制棒来控制快变化的反应性。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制控制棒的优点：控制的速度快、灵活机动且可靠有效。缺点是：因为它能强烈吸收中子，故移动控制棒对堆内通量分布的扰动较大，导致中子通量分布不均匀性增大发生某种形式的畸变。从而增加了堆芯的中子泄漏，减小中子不泄漏几率。大型反应堆的后备反应性控制量较大，控制棒数量较多，这个缺点就更为突出。弥补方法：在采用控制棒的同时，还采用了化学控制剂如硼(10B)的“载硼运行”方案，即在水中加硼酸．通过对10B浓度的控制，实现部分反应性的控制。由于硼在慢化剂中分布均匀，因而浓度改变时堆内中子通量变化也比较均匀。这种办法可弥补控制棒的不足，而且也比较经济便宜。慢化剂中含硼量太高，就会使慢化剂的温度系数变正。这是不利于安全运行的。可燃毒物管，亦即在堆芯内以一定分布放置硼钢管等强中子吸收剂。随着反应堆运行中燃耗的加深，10B原子核数目逐渐减少，这就相当于有反应性逐渐“放出”，从而起到了控制反应性的作用。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制压水堆的控制方法初始剩余反应性很大，总的被控当量很大。轻水堆的栅格较稠密，控制棒的效率比较低，如果全部采用控制棒来控制，则需要很多控制体。压水堆堆芯体积较小，要安排众多的控制棒是很困难的：压力容器项盖开孔增加，使压力容器顶盖的强度大大下降，增加设计制造的难度。联合控制：目前大型压水推部采用控制棒，固体可燃毒物和冷却剂中加硼酸溶液二种控制方式联合使用；小型压水推可采用控制棒和固体可燃毒物并用的方式来控制。三种基本本控制方法的特点。1、控制棒法利用驱动机构升降，改变中子的非裂变吸收和泄漏量控制反应性。特点：移动速度快，操作可靠灵活，控制反应性准确度高，主要用来控制反应性的快速变化。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制根据用途不同，控制棒一般可分为三类：

(1)调节棒调节反应性微小变化，用来调节堆功率的，反应堆稳定运行时用它来跟踪各种意外的反应堆扰动(这类反应性扰动的特点是快，但数值不大)，一组调节棒的反应性不能超过1元，这样即使操纵入员误操作，一组调节棒全抽出，也不会使反应堆达到瞬发临界状态。

(2)补偿棒补偿棒用来补偿随时间变化比较慢，但数值比较大的反应性．如补偿温度、中毒、燃耗效应引起的反应性损失：在反应堆运行初期，补偿棒几乎全部插入堆芯，以抵消反应堆的后备反应性。到核反应堆运行末期时，补偿棒全部由堆芯抽出。由于补偿棒数量较多，动作较慢，一般采用手动操作。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制(3)安全棒安全棒是用来在紧急情况下关闭反应堆的，平时抽出堆心，如出现某种事故需要马上停堆。就将安全棒迅速插入堆芯，使堆处于次临界状态。安全棒的反应性当量大，动作快，通常采用掉棒方式，并使它处于控制效率较高的位置上，一旦有事故信号或停堆命令，便立即掉棒。附加安全设施：硼球、硼酸（紧急停堆）控制棒优点：快速、灵活、可靠有效不利点：物理上：造成中子通量密度畸变。工程上：机构复杂，设计加工带来困难。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制２、固体可燃毒物法在反应堆中插入硼钢管等，补偿燃耗。10B的热中子吸收截面高达347×10-24cm2（347ｂ），反应堆用碳化硼中10B丰度应大于19%。

10B俘获中子的主反应为：

10B+n→7Li+4He

具有高中子吸收能力，中子俘获截面高，吸收能谱宽，没有二次辐射污染；价格低廉，原料来源广泛。注意：只能补偿缓慢变化的反应性，跟随不了反应性的突然变化。第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制3、液体毒物控制法如硼酸等与冷却剂均匀混合，用调节硼的浓度来控制反应性。（棒控与化控相结合）优点：易操作、分布均匀，不会引起功率畸变，浓度可调。不占位置，不需驱动机构。经济性好。缺点：浓度对温度系数有显著的影响T上升水的密度下降硼核减少反应性增加到一定程度会使慢化剂温度系数出现正值第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制控制棒的作用控制棒是强吸收体，移动速度快、操作可靠、使用灵活、控制反应性的准确度高．它是各种类型反应堆中紧急控制和功率调节所不可缺少的