核工程导论-第三章核电站与反应堆

第二章核反应堆与核电厂基本原理动力工程学院核能工程系本章主要知识点掌握核物理基本知识及相关概念掌握反应堆的基本工作原理了解反应堆的分类了解核电厂基本工作原理动力工程学院核能工程系核物理基础中子与原子核的相互作用中子截面核裂变过程链式裂变反应动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用中子中子是组成原子核的核子之一，它的静止质量稍大于质子的静止质量。中子不带电荷，因此在靠近原子核时不受核内正电的斥力。动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用中子在原子核外存在时是不稳定的，其回通过β衰变转变成质子，半衰期为10.3min。在热中子反应堆中，瞬发中子寿命约为10-3～10-4s，因此可以不考虑中子的不稳定性问题。中子与其它粒子一样具有波粒二重性。它的波长随能量的降低而变长。在反应堆物理分析中，将中子当作粒子来描述。动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用中子的能量不同，它与原子核相互作用的概率、方式也就不同。在反应堆物理分析中，通常按中子能量大小将它们分成三类：快中子E0.1MeV中能中子1eVE0.1MeV热中子E1eV动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用中子与原子核相互作用机理根据中子与靶核相互作用结果的不同，将中子与原子核的作用分为两大类：(1)散射包括弹性散射和非弹性散射。(2)吸收包括辐射俘获、核裂变、(n,α)和(n,p)反应等。动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用中子的散射散射时入射粒子是中子，与靶核作用后放出的粒子仍然是中子。散射是在热中子反应堆中使中子慢化的主要核反应过程。(1)非弹性散射具有阈能的特点。在现代碰撞理论中是分子碰撞时能发生指定态-态反应所需的最低能量值(th)(2)弹性散射所有能量范围中子都可能发生。动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用中子的吸收由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对反应堆内中子的平衡起着重要作用。(1)辐射俘获(n,γ)XXnXAZAZAZ1*110由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘获一个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆设备维护、三废处理、人员防护带来不少困难。动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用(2)(n,p)、(n,α)反应(n,p)反应的一般反应式HXXnXAZAZAZ111*110(n,α)反应的一般反应式eAZAZAZHXXnX4232*110HeLinB427310105半衰期很短，不会造成环境污染在低能区，这个反应的截面很大，所有该反应广泛地用作热中子反应堆的反应性控制材料动力工程学院核能工程系中子与原子核的相互作用(3)核裂变反应堆内最重要的核反应。一些核素，如233U，235U，239Pu在各种能量的中子作用均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大。通常把它们成为易裂变核素。动力工程学院核能工程系裂变反应的一般反应式MeVnYXUnUAZAZ200102211236921023592动力工程学院核能工程系中子截面在反应堆的物理计算中，为了定量地计算中子核原子核的相互作用情况，必须引入一些特定的物理量。(1)微观截面微观截面σ是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量。它的单位是m2。在实际应用中，通常用“巴恩”(巴，b)为单位。动力工程学院核能工程系根据中子与原子核作用原理，反应截面则有散射截面(弹性散射截面、非弹性散射截面)、吸收截面(辐射俘获截面、裂变截面等)。ines,nfaast动力工程学院核能工程系(2)宏观截面微观截面Σ是表示一个入射中子与单位体积内所有靶核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也表征一个中子在介质中穿行单位距离与靶核发生相互作用的概率的大小。它的单位是m-1。现仍习惯于使用cm-1为单位。动力工程学院核能工程系(3)截面随中子能量的变化核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。低能区：吸收截面随中子能量的减小而逐渐增大。中能区：许多重元素核的截面出现许多共振峰，这个区域也称为共振区。快中子区：该区的截面通常很小。动力工程学院核能工程系随中子能量的减小而增加，且其截面值很大。例如当中子能量为0.0253eV时，235U的σf＝583.5b。因而，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区。动力工程学院核能工程系俘获－裂变比α235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比值通常用α表示：f动力工程学院核能工程系核裂变过程核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作用的过程，是核反应堆的工作基础。1、裂变能量的释放根据结合能公式可以算出，实验上也已测出，235U核一次裂变大约释放200MeV的能量，其中裂变碎片的动能约占总释放能量的80％。裂变能量的绝大部分在对内转变为热能。动力工程学院核能工程系能量形式能量/MeV裂变碎片的动能168裂变中子的动能5瞬发γ能量7裂变产物γ衰变7裂变产物β衰变8中微子能量12总共207动力工程学院核能工程系％～5％，它们是裂变碎片在衰变过程中发射出来的，即这部分能量释放是有一段时间延迟的。因而停堆后，仍然会有衰变热量产生，仍需进行冷却和屏蔽。这种停堆后衰变余热的导出是反应堆安全研究中重要的问题之一。动力工程学院核能工程系、裂变产物核裂变反应的另一个重要结果就是生成裂变碎片和放出中子。核裂变绝大多数裂变成两个碎片。对于热中子裂变来说，目前已发现80种以上的裂变碎片。裂变碎片质量数的范围大约分布在72～161之间。动力工程学院核能工程系在裂变产物种有些裂变产物有着非常长的半衰期和很强的放射性，例如129I的半衰期长达1.6×107年，这就给反应堆乏燃料的储存、运输、后处理和最终安全处置带来一系列困难。一座1000MW核电站年产这类核废料约35kg，随着核能的发展，乏燃料逐渐积累，如何处理这些长寿期高放射性的问题将非常严峻。这是目前核能发展有待解决的重大问题之一。动力工程学院核能工程系、裂变中子核裂变反应放出的中子数和裂变方式有关。在实际计算中采用平均中子数，用γ(E)表示。EE133.0416.2)(235EE135.0862.2)(239动力工程学院核能工程系链式裂变反应在适当的条件下，核裂变中子会引起周围其它裂变同位素的裂变，如此不断继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。动力工程学院核能工程系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，那么一旦在少数的原子核引起裂变反应之后，就不再依靠外界的作用而使裂变反应不断地进行下去，这样的裂变反应过程称为自续链式裂变反应。裂变核反应堆就是一种能以可控方式产生自续链式裂变反应的装置。动力工程学院核能工程系泄漏）率吸收系统内中子的总消失（系统内中子的产生率＝effk有效增殖因数keff一个核反应堆能否实现自续的链式裂变反应，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的平衡关系。动力工程学院核能工程系＝1时，系统内中子产生率等于消失率，裂变反应以恒定的速率不断进行下去，这种系统称为临界系统。Keff1时，系统内中子数目随时间而不断衰减，裂变反应是非自续的，这种系统称为次临界系统。Keff1时，系统内中子数目将随时间不断增加，这种系统称为超临界系统。动力工程学院核能工程系当反应堆的尺寸为无限大时，中子的泄漏率便等于零，这时增殖因数将只与系统的材料成分和结构有关。通常，把无限大介质的增殖因数称为无限介质增殖因数，以K∞表示。系统内中子的吸收率系统内中子的产生率＝k动力工程学院核能工程系对于实际的有限大小的反应堆，中子的泄漏是不可避免的。定义中子的不泄漏概率Λ为系统内中子的泄漏率系统内中子的吸收率系统内中子的吸收率＝则kkeff动力工程学院核能工程系kkeff对于由特定材料组成和布置的系统，它的无限增殖因数大于1，那么这种系统定可以通过改变反应堆芯部大小，选择一个合适的芯部尺寸，恰好使k∞Λ等于1，从而使反应堆处于临界状态，这时反应堆芯部的大小称为临界大小。动力工程学院核能工程系反应堆基本工作原理核燃料在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。核燃料中必须含有铀－235、铀－233、钚－239三种易裂变核素中的一种或两种。动力工程学院核能工程系易裂变核素任何能量的中子都能引起核裂变的核素称为易裂变核素。U-233二次再生核燃料U-235一次核燃料Pu-239二次再生核燃料动力工程学院核能工程系可转换核素由能量大于1MeV以上的中子能够引起U-238，Tu-232转化，所以称这两种核素为可转换核素。动力工程学院核能工程系天然铀天然铀中含有三种同位素U-2350.714%U-2340.006%U-23899.28%富集铀将天然铀中U-235浓度富集到大于0.714%的铀.动力工程学院核能工程系核反应堆采用一定的控制措施，在核裂变过程中，使上一代产生裂变反应的中子数与下一代裂变产生的中子数数目相等，使核裂变反应达到临界状态，这时核裂变反应所释放出来的能量基本稳定，继而可以被充分利用。控制这种链式反应的设备通常称为“核反应堆”。动力工程学院核能工程系日，美国芝加哥大学的一个废弃橄榄球运动场，费米和他带领的研究生搭建了世界上第一座能稳定放出核能的实验装置。这种装置的试验成功证明：原子核链式裂变反应是在人工控制下进行的，从而揭开了原子核科学发展史的新篇章。动力工程学院核能工程系核燃料：10吨金属铀40吨氧化铀慢化剂：石墨块控制棒：青铜棒外形尺寸：长、宽9m高6m动力工程学院核能工程系核反应堆的分类核反应堆的主要功能①导出核裂变所释放的能量；②