核工程概论-第五章

二、闪烁计数器

卢瑟夫就是利用显微镜观测ZnS的质子闪光进行的第一个人工核反应的。五十年代后，随着光电倍增管的出现，配合发光闪烁体形成了完整的闪烁计数器。

原理：

1.射线使晶体原子电离、激发退激时所发出的荧光。2.荧光进入光电倍增管，在其阴极上打出光电子，经多级放大，输出脉冲信号，被二次仪表记录、分析。12二、闪烁体

闪烁体分有机与无机体两种。

1.有机闪烁体（CH化合物）。固体有：蒽、芪、萘、对联三苯等。液体有：有机溶液加发光物质及波长转换剂（POPOP）。塑料：有机闪烁液聚合而成，可做得较大。如苯乙烯等。

32.无机闪烁体NaI(Tl)、CsI(Tl)、ZnS（Ag）。前两者可测γ射线，后者用来测量α粒子。其探测原理是：射线进入晶体内产生电子–空穴对，导带上的自由电子经杂质带填充空穴，放出荧光光子。4三、光电倍增管

光电倍增管是将光能转换为电能的电子器件。其构造的示意图如右下：5三、半导体探测器：是六十年代发展起来的探测器，时间分辨和能量分辨很高的粒子探测器。它结构简单，工作稳定，电压低，使用方便，价廉。得到广泛应用。

1、原理：入射粒子在P-N结中，使价带电子跳到导带，形成电子–空穴对。在反向工作电压的加速下分别向负、正电极漂移，在收集极形成输出脉冲，输出脉冲幅度为：6硅的禁带宽锗的禁带宽：在射线与物质相互作用过程中,气体探测器的平均电离能约为30eV,而半导体探测器的平均电离能约为3eV.这样,对于同样入射能量的粒子,在半导体探测器中产生的电子-空穴对数比气体探测器产生的电子-离子对数要高一个量级.它的信号幅度要大得多,所引起的幅度谱的能量分辨率要高得多,这是半导体探测器的突出优点.7

二、结构：⒈金硅面垒半导体探测器，是在N型半导体硅表面蒸一层金，形成P型半导体，因而形成了P—N结。金层约几微米厚，适于α粒子探测。也可蒸铝代金，更坚固。结电容Cd与外加电压有关，所以输出端接电荷灵敏放大器以消除这一影响。

式中S为探测器面积，ρ为P–N结密度，V为外加反向偏压。随着V的增大，结电容变小，使输出脉冲变大。8第五章核电站9核电站总体介绍核能的转换与传输核能－热能－机械能－电能10核电厂系统构成核岛系统一回路主系统专设安全设施核辅助系统三废处理系统常规岛系统汽轮机回路循环冷却水回路电气系统115.1核反应堆原理与类型5.1.1核反应堆原理1、中子和原子核的相互作用1）、散射反应（弹性散射、非弹性散射）能量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，这个过程称为中子的慢化。

中子慢化主要通过弹性散射。2）、(n,γ)反应，又称辐射俘获反应3）、（n,f）裂变反应122、核反应截面和核反应率1）、微观反应截面σ

表示一个入射粒子与单位面积靶上，一个核发生作用的几率。单位是：巴(b)，1b=10-24cm213∑=-dI/Idx是一个入射粒子通过单位路径，引起核反应的几率。也即：一个入射粒子与单位体积内所有靶核发生核反应的几率。

单位：cm-12）、宏观截面N为靶核密度，可用下式计算。143）、中子通量与核反应率密度核反应率密度：在单位时间内(1s)单位体积(1cm3)物质内，发生核反应的次数。用R来表示。中子通量（中子通量密度或中子注量率）：Φ=nvn-中子密度；v-中子飞行速度所以中子通量是单位体积内所有中子在单位时间飞行的总路程。利用中子通量和宏观反应截面，则核反应率密度为15核反应截面取决于入射中子的能量和靶核性质；大体分为三个区：低能区、中能区和快中子区。低能区满足1/v定律；中能区存在共振峰；快中子区截面都很小。3、截面随中子能量变化规律16核素233U235U238U239Puσ0f533.1582.2742.5几种核素的热中子截面174、中子的慢化重核对中子是透明的。而轻核可以使中子速度下降很快。常用慢化剂材料：轻水、重水、石墨、铍等。在反应堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化比”来衡量慢化剂。慢化能力是慢化剂的宏观散射截面Σs与每次碰撞中子损失的能量ξ的乘积。Σs×ξ单凭慢化能力不能全面反应慢化剂性能的好坏，还要看吸收截面Σa的大小。定义Σs×ξ/Σa为慢化比18常用慢化剂里水的慢化能力最强，堆芯小，但水的慢化比小，所以要用低浓缩铀；重水和石墨的慢化比小大，所以可以采用天然铀，但的重水和石墨慢化能力比水小得多，故堆芯尺寸较大。重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。逃脱共振吸收中子的份额称为逃脱共振吸收几率，用P表示。慢化所需时间称为慢化时间，热中子从产生到被吸收经历的时间称为扩散时间，慢化时间和扩散时间越长，中子越容易泄漏。19对给定系统，新生一代的中子数和产生它的直属上一代中子数之比。5、核反应堆临界条件1）、有效增殖因数20实际上反应堆的大小是有限的，也就是说中子有表面泄漏。21当一个裂变核俘获一个中子产生裂变以后，新产生的中子中，平均至少应该再有一个中子去引起另外一个核的裂变。一个反应堆能否实现自续的链式裂变反应，就取决于裂变、非裂变吸收和泄漏等过程中中子的产生率和消失率之间的平衡关系。2）、自续裂变反应的条件k=1－临界状态k<1－次临界状态k>1－超临界状态自续裂变反应的临界条件：k=1－临界状态22临界尺寸在堆芯几何形状、组成一定条件下，堆芯达到临界的最小几何尺寸核电厂反应堆最初装料，大于临界尺寸。浓缩度越高，临界尺寸越小。K=1情况下装载的核燃料量叫做临界质量。

23核反应的控制

核反应堆是裂变反应发生的地方,发生核反应的关键是具有一定能量的中子。我们关注核反应堆中的中子在两个方面：1单位时间单位空间运动中子的数量——决定每时每刻核反应的次数——反应堆功率2中子数量的变化——决定核反应次数的减少、持续还是增加24核反应的控制：控制中子的数量中子增殖系数反应性使中子数增加的过程称为引入正反应性使中子数减少的过程称为引入负反应性使反应性变化的因素反应堆控制方式－堆芯的温度变化、冷却剂的汽化（空泡）－裂变产物中的中子吸收物生成（碘、Xe\Sm）－投入或取出中子吸收物质（硼、银－铟－镉）固体：控制棒（碳化硼、银－铟－镉）的插入和提升液体：冷却剂中硼酸的浓度调节25消耗-U-235转化-U-238→Pu-239增殖U-238→Pu-239燃耗深度：反应堆中反应核燃料燃烧的充分程度。堆芯中每吨铀（U-235和

U-238）放出的能量，单位MW日/t铀。每个铀-235原子核的裂变会放出约200兆电子伏特的能量（相当于3.210-11J）。这个能量看似很小，但由于每克铀-235中含有大量的铀-235原子，当其全部发生裂变时可放出接近1MWd的能量（一个30万KW电功率的核电厂，每天仅消耗约1.1Kg铀-235）。6、核燃料的消耗、转化与增殖26受两方面因素影响：燃耗深时，K下降，容易导致次临界。包壳元件寿命限制转化比：在反应堆中燃料通过转化生成的易裂变核的生成率与消耗率之比。用CR表示。轻水堆CR=0.6，气冷堆CR=0.8CR>1的反应堆称为增殖堆。CR称作增殖比，用BR表示。275.1.2核反应堆的类型

反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各种类型结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。28按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见后。29核反应堆的分类

热堆快堆(FBR)轻水堆