1、核安全綜合知識核安全綜合知識注冊核安全工程師考試復習注冊核安全工程師考試復習2013年年7月月周志偉周志偉電話：電話mail：核安全綜合知識核安全綜合知識第二章 核反應堆工程基礎復習內容:第一節第一節 核裂變及核能的利用核裂變及核能的利用 l 一、自發裂變與誘發裂變 l 二、裂變后現象 第二節 核反應堆的基本工作原理 l 一、中子與原子核的相互作用 l 二、核反應截面和核反應率密度 l 三、中子的慢化 l 四、核反應堆臨界條件 l 五、核燃料的消耗、轉化與增殖l 六、堆內中子通量分布與功率展平 核安全綜合知識核安全綜合知識第三節 反應性與反應性的控制 l 一、反應性概

2、念 l 二、影響反應性變化的各種因素l 三、反應性的控制 第四節 核反應堆內的釋熱與傳熱 l 一、核反應堆熱源及其分布 l 二、傳熱的基本方式 l 三、單相流體的對流換熱 l 四、沸騰傳熱 l 五、沸騰危機 l 六、臨界熱流密度和偏離泡核沸騰比 核安全綜合知識核安全綜合知識第一節第一節 核裂變及核能的利用核裂變及核能的利用 知識要點知識要點：裂變的發現自發裂變誘發裂變裂變后現象 l裂變碎片的質量分布 l裂變能及其分配 l裂變中子 核安全綜合知識核安全綜合知識引言核裂變的發現： 哈恩和斯特拉斯曼對上述工作進行了復核，于1939年1月正式確認，中子束輻照鈾靶的產物中，觀察到了Ba和La的放射性同位

3、素。邁特納（Meitner L）和福里施（Frisch O）對上述實驗事實進行了解釋，指出鈾核的穩定性很差，在俘獲中子之后本身分裂為質量差別不很大的兩個核，裂變（Fission）一詞就是由他們提出來的。 裂變現象的發現，立刻引起人們極大的注意。這不僅是因為在裂變過程中釋放出巨大的能量，而且在裂變過程中都伴隨著中子的發射。這些中子將使裂變自動地繼續下去，形成鏈式反應，從而使原子能的大規模利用成為可能。發現裂變到鏈式反應堆的建立，僅僅花了4年的時間，1942年12月第一個鈾堆在美國投入運行。本節重點討論核裂變及其有關問題。 核安全綜合知識核安全綜合知識一、自發裂變與誘發裂變在沒有外來粒子轟擊下，原

4、子核自行發生裂變的現象叫自發裂變；在外來粒子轟擊下，原子核才發生裂變的現象稱為誘發裂變。1自發裂變 自發裂變的一般表達式 ： 在自發裂變的母核與裂變產物間滿足如下的關系：A=A1+A2；Z=Z1+Z2，即粒子數守恒和電荷數守恒。 其中，A1、A2和Z1、Z2分別為裂變產物的質量數和電荷數。 121212AAAZZZXYY 核安全綜合知識核安全綜合知識1自發裂變 自發裂變能Qf, s，定義為兩個裂變產物Y1（Z1，A1）和Y2（Z2，A2）的動能之和，即 由能量守恒可以導出： 和式中B為結合能。自發裂變發生的條件：Qf,s0，即兩裂變碎片的結合能大于裂變核的結合能。仔細研究比結合能曲線可以發現，

5、對于不是很重的核，例如A90，就可滿足此條件。 22f,s1122( , )(,)(,)QM Z A cM Z AM ZAc),(),(),(2211f,sAZBAZBAZBQ核安全綜合知識核安全綜合知識1自發裂變 裂變碎片是很不穩定的原子核，一方面碎片處于較高的激發態，另一方面它們是遠離穩定線的豐中子核而發射中子，所以自發裂變核又是一種很強的中子源。超钚元素的某些核素，如244Cm、249Bk、252Cf、255Fm等具有自發裂變的性質，尤其以252Cf最為突出。1g的252Cf體積甚小于1cm3，而每秒可發射2.311012個中子。 核安全綜合知識核安全綜合知識l 原子和原子核（原子和原子

6、核（3）單選題例：自發裂變核又是一種很強的（A）。A 中子源, B 質子源，C 可見光源，D 負離子源 。 多選題例：具有自發裂變性質的核素包括，其中(BCDE)。A 238UB 244CmC 249BkD 252Cf E 255Fm核安全綜合知識核安全綜合知識2誘發裂變能發生自發裂變的核素不多，大量的裂變過程是誘發裂變；當具有一定能量的某粒子轟擊靶核時，形成的復合核發生裂變，其過程記為A(a,f1)f2或A(a,f)，其中a是入射粒子 f1、f2、或f代表裂變碎片或裂變；誘發裂變中，中子誘發裂變是最重要的； 中子與靶核沒有庫侖勢壘，能量很低的中子就可以進入核內使其激發而發生裂變。裂變過程又有

7、中子發射，可能形成鏈式反應 熱中子（入射中子能量為0.0253eV）即可引起235U誘發裂變： 235U(n,f)，236235*12nUUYY 核安全綜合知識核安全綜合知識2誘發裂變處于激發態的復合核236U*是裂變核；Y1、Y2代表兩個初級裂變碎片（如139Br和97Kr），按其碎片質量的大小，稱為重碎片和輕碎片，一般也處于激發態。誘發裂變的一般表達式為12121*nXXYYAAAAZZZZ 核安全綜合知識核安全綜合知識二、裂變后現象二、裂變后現象 裂變后現象是指裂變碎片的各種性質及其隨后的衰變過程及產物，如碎片的質量、能量、釋放的中子、射線等。 原子核裂變后產生兩個質量不同的碎片，它們受

8、到庫侖排斥而飛離出去，使得裂變釋放的能量大部分轉化成碎片的動能，這兩個碎片稱為初級碎片。 初級碎片是很不穩定的原子核，這一方面是由于碎片具有很高的激發能，另一方面它們是遠離穩定線的豐中子核，因而能直接發射中子（通常發射13個中子）。 發射中子后的碎片的激發能小于核子的平均結合能（8MeV）不足以發射核子，主要以發射光子的形式退激。 初級碎片發射的中子和光子是在裂變后小于1016 s的短時間內完成的，所以稱為瞬發裂變中子和瞬發光子。 核安全綜合知識核安全綜合知識二、裂變后現象二、裂變后現象 發射中子后的碎片稱為次級碎片或稱裂變的初級產物。發射光子后初級產物仍是豐中子核，經過多次衰變鏈，最后轉變成

9、為穩定的核素。 衰變的半衰期一般是大于102s。相對于瞬發裂變中子和射線，這是慢過程。 在連續衰變過程中，有些核素可能具有較高的激發能，其激發能超過中子結合能，就有可能發射中子，這時發射的中子稱為緩發中子。 緩發裂變中子的產額占裂變中子數的1%左右。當然連續衰變過程中各核素也仍會繼續發射射線。 核安全綜合知識核安全綜合知識l裂變后的過程可由圖裂變后的過程可由圖2-1示意：示意：受激裂變成碎片 瞬發中子 瞬發 衰變 緩發中子 穩定核裂變產物初級產物Y1Y2aAA+1nnnnnveve1014s1020s1017s1014s102s核安全綜合知識核安全綜合知識1裂變碎片的質量分布裂變碎片的質量分布

10、 裂變碎片的質量分布，又稱裂變碎片按質量分布的產額，具有一定的規律性。發射中子前和發射中子后的碎片的質量分布有些差異，但基本特征是相同的。在二分裂情況下，碎片Y1、Y2的質量AY1、AY2的分布有兩種情況：對Z84（如84Po）和Z100（如100Fm、101Md等）的核素，AY1=AY2的對稱分布的概率最大，被稱為對稱裂變；對于90Z98（90Th98Cf）的核素其自發裂變和低激發能誘發裂變的碎片質量分布是非對稱的，稱為非對稱裂變；隨激發能的提高，非對稱裂變向對稱裂變過渡。 核安全綜合知識核安全綜合知識2. 裂變能及其分配裂變能及其分配根據能量守恒定律，重核發生二分裂的裂變能可以表示為根據能

11、量守恒定律，重核發生二分裂的裂變能可以表示為 Qf =Mc2=M*(Z0, A0)M(Z1, A1)M(Z2, A2)vmnc2 M*(Z0, A0)代表激發態復合核的原子質量；M(Z1, A1)， M(Z2, A2)為發射中子后的碎片經衰變而形成的兩個穩定核的原子質量；v為裂變中發射的中子數。若用最終形成的穩定核表示裂變產物，的熱中子誘發裂變為由各核素的原子質量代入，裂變能Qf = 208 MeV。這些能量大部分由裂變碎片帶走；235236*1399592925742UULaMo2nn核安全綜合知識核安全綜合知識2. 裂變能及其分配裂變能及其分配 裂變能大部分由裂變碎片帶走，表2-1中給出了

12、慢中子誘發的235U和239Pu的裂變能量分配，表中的數值均為平均值。表2-21 慢中子誘發裂變每次裂變的能量分配 單位：MeV 靶 核235U239Pu輕碎片99.8101.8重碎片68.473.8裂變中子4.85.8瞬發7.57裂變產物7.88裂變產物6.86.2中微子（測不到）（12）（12）可探測總能量195202核安全綜合知識核安全綜合知識3. 裂變中子裂變中子包含瞬發中子和緩發中子兩部分，緩發中子約占總數的1%。瞬發中子的能譜N(E)和每次裂變放出的平均中子數是重要的物理量 。緩發中子產生于裂變碎片的某些衰變鏈中，緩發中子的半衰期就是中子發射體的衰變母核的衰變的半衰期。緩發中子的發

13、射在反應堆的運行控制中具有十分重要的作用。 核安全綜合知識核安全綜合知識第二節第二節 核反應堆的基本工作原理核反應堆的基本工作原理 一、中子與原子核的相互作用 在核反應堆堆芯，有大量的中子在飛行，不斷地與各種原子核發生碰撞。碰撞的結果，或是中子被散射、或中子被原子核所吸收。如中子是被235U燃料核所吸收，就可能使其裂變。核反應堆內存在的幾種主要的核反應：1散射反應：l中子與原子核發生散射反應時，中子改變了飛行方向和飛行速度。l散射反應有兩種不同的機制。一種稱為彈性散射，另一種稱為非彈性散射。 核安全綜合知識核安全綜合知識1散射反應非彈性散射的反應式如下：裂變產生的中子稱為裂變中子，其能量比較高

14、，該中子經過與原子核的多次散射反應后，能量會逐步減少，這種過程稱為中子的慢化。彈性散射最重要的特點是，中子與核整個系統的動量和動能在碰撞前后不變。中子會把一部分動能傳給原子核，使自己逐漸慢化。 非彈性散射反應中，入射中子的一部分動能轉變成靶核的內能，使靶核處于激發態，通過發射射線返回到基態，散射前后中子與靶核系統的動量守恒，但動能不守恒。 11*100n()()nAAAZZZXXXAZX核安全綜合知識核安全綜合知識1散射反應入射中子的動能高于靶核的第一激發態能量時才能使靶核激發，從而發生非彈性散射反應。對238U，中子能量大于45keV才能發生非彈性散射。高能中子與重核的散射反應主要是非彈性散

15、射。在有慢化劑的熱中子反應堆中，中子慢化主要依靠與慢化劑的彈性散射。在快中子反應堆內，雖然沒有慢化劑，但中子通過與238U的非彈性散射，能量也會有所降低。 核安全綜合知識核安全綜合知識2吸收反應吸收反應中子吸收（n，a）包括中子俘獲（ n，c ）： （n，）、 （n，p）、（n，d）、（n，）、（n，2n）中子裂變（n，f）。核裂變反應（n，f）是反應堆中最重要的反應。熱中子反應堆內主要采用235U作核燃料。中子引起235U的裂變表示為： 235U （n，）反應：121223512361920920() AAZZUnUXXn+)(+23692236921023592UUnU核安全綜合知識核安全

16、綜合知識2吸收反應吸收反應233U，235U，239Pu和241Pu在各種能量中子的作用下都可以引起裂變，通常被稱為易裂變核素。232Th和238U只有在中子能量高于某一值時才能發生裂變，通常稱之為轉換材料。核安全綜合知識核安全綜合知識二、核反應截面和核反應率密度二、核反應截面和核反應率密度 核反應截面是定量描述中子與原子核發生反應概率大小的物核反應截面是定量描述中子與原子核發生反應概率大小的物理量。理量。 1微觀截面微觀截面的物理意義是一個中子入射到單位面積內只含一個靶核的靶子上所發生的反應概率，是一個中子與單個靶核發生相互作用概率大小的一種度量區分各種不同的核反應，微觀截面帶上不同的下標，

17、s、e、in、f、r、a、t分別表示散射、彈性散射、非彈性散射、裂變俘獲、非裂變俘獲、吸收和總的作用截面。對某一種核反應的微觀截面i稱為分截面。分截面之和稱為全微觀截面（也稱總微觀截面）。 核安全綜合知識核安全綜合知識2宏觀截面宏觀截面 宏觀截面，符號為，它反映的是一個中子與單位體積內所有原子核發生核反應的平均概率。宏觀截面的定義是：N宏觀截面是一個中子在介質穿過單位距離與核發生核反應的概率。宏觀截面的量綱是長度的倒數。常用1/cm為單位。平均自由程定義為中子在介質中運動時，與原子核連續兩次相互作用之間穿行的平均距離。宏觀截面是中子通過靶核單位距離與靶核發生核反應的概率，所以當中子穿過的距離為

18、宏觀截面倒數時，平均而言就會發生一次核反應。故平均自由程就為宏觀截面的倒數： 1/核安全綜合知識核安全綜合知識3中子通量與核反應率 中子通量密度定義為中子密度n與中子速度v的乘積： =nv中子與堆內物質原子核發生的核反應率R：R= 核反應率R表示每單位時間、每單位體積內中子與物質原子核發生作用的總平均次數。中子通量可以理解為單位體積中所有中子在單位時間內飛行的總路程，也稱為軌跡長度。應該注意到，中子通量密度是標量，不是矢量，它與中子的流動并沒有直接的關系。 核安全綜合知識核安全綜合知識4截面隨中子能量變化的規律截面隨中子能量變化的規律 核截面的數值決定于入射中子的能量和靶核的性質。對許多核素，

19、大體上存在三個區域：低能區（一般指E1eV），在該能區吸收截面a隨中子能量的減小而逐漸增大，大致與中子的速度成反比，故這個區域亦稱為吸收截面的1/v區。中能區（1eVE104eV），在此能區內許多重元素核的截面出現了許多峰值，這些峰一般稱為共振峰。快中子區，E104eV，那里的截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面隨能量的變化也趨于平滑。易裂變核的裂變截面f隨中子能量的變化呈現相同的規律。在低能區其裂變截面隨中子能量減小而增加，且f值很大。 核安全綜合知識核安全綜合知識圖圖2-3 235U核在三個能區的裂變截面曲線核在三個能區的裂變截面曲線 NoImage中子能量，eV裂變截面（b）1041

20、031021011101102103104105106107238U235U0.11101001 00010 000核安全綜合知識核安全綜合知識三、中子的慢化三、中子的慢化核燃料原子核裂變時放出的中子都是高能中子，其平均能量達到2MeV，最大能量可達10MeV。要建造低能中子引發裂變的反應堆，就一定要設法讓中子的能量降下來。這可以通過向堆中放置慢化劑、讓中子與慢化劑核發生散射反應來實現。 中子與氫核碰撞時，有可能碰一次就損失全部能量；中子與238U發生一次碰撞，可損失的最大能量都不到碰撞前能量的1%。必須采用輕元素來做慢化劑。核反應堆中常用的慢化劑有水（氫）、重水（氘）和石墨（碳）等。在核反應

21、堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化比”這兩個量來衡量慢化劑的優劣。 核安全綜合知識核安全綜合知識三、中子的慢化三、中子的慢化慢化能力是慢化劑的宏觀散射截面s與中子每次散射碰撞后平均對數能量縮減的乘積。慢化比定義為s/a，。顯然這個物理量才比較全面地反映了慢化劑的優劣。好的慢化劑不僅應該具有較大的慢化能力，還應該具有大的慢化比。水的慢化能力最強，用水作慢化劑的反應堆芯體積可以做得較小。但水的慢化比較小，因為它的吸收截面較大，所以水堆必須用濃縮鈾作燃料。重水和石墨的慢化比都比較大，因為它們的吸收截面很小。因此重水堆和石墨堆都可以采用天然鈾作核燃料。但是這兩種物質的慢化能力比水要小得多，故重水堆和石

22、墨堆（尤其是后者）的堆芯體積要比輕水堆大得多。 核安全綜合知識核安全綜合知識三、中子的慢化三、中子的慢化在慢化過程中逃脫共振吸收的中子份額就稱為逃脫共振吸收幾率，一般用p來表示。 逃脫共振吸收后的中子繼續通過散射反應而慢化，當中子的速度降低到與周圍介質中的核處于熱平衡狀態了，慢化過程也就結束了。與介質原子核處于熱平衡狀態的中子為熱中子。在20時熱中子的最可幾速度是2200m/s，相應的能量是0.0253eV。 核安全綜合知識核安全綜合知識三、中子的慢化三、中子的慢化裂變中子慢化為熱中子，把2MeV的中子慢化到1eV，中子必須與水中的氫原子核平均碰撞18次。慢化所需的時間稱為慢化時間。在常見的慢

23、化劑中，慢化時間為106 104s，對于水，慢化時間約6106s。熱中子從產生到被吸收之前所經歷的平均時間稱為擴散時間。在常見的慢化劑中，熱中子的擴散時間在104 101 s之間，擴散過程要比慢化過程慢得多。快中子的慢化時間和熱中子的擴散時間越長，中子在介質中慢化和擴散時越有機會從反應堆泄漏出去。 核安全綜合知識核安全綜合知識四、核反應堆臨界條件四、核反應堆臨界條件 自續鏈式裂變反應是核反應堆的物理基礎。核反應堆內鏈式反應自續進行的條件可以方便地用有效增殖系數K有效來表示。它定義為新一代中子與老一代中子之比，也可以看成系統內中子的產生率與系統內中子的消失率之比：K有效=（系統內中子的產生率）/

24、（系統內中子的消失率）若有效增殖系數K有效1，狀態稱為臨界狀態；若有效增殖系數K有效1，狀態稱為次臨界狀態；若有效增殖系數K有效1，狀態稱為超臨界狀態。 核安全綜合知識核安全綜合知識四、核反應堆臨界條件四、核反應堆臨界條件l反應堆能維持自續鏈式裂變反應的臨界條件是： K有效1，核反應堆處于臨界狀態。l臨界狀態核反應堆芯部的大小稱為臨界尺寸（或臨界體積），l在臨界情況下反應堆所裝載的核燃料量叫做臨界質量。l有效增殖系數K有效與堆芯系統的材料成分和結構（例如易裂變核素的富集度、燃料與慢化劑的比例等）有關。同時也與堆的尺寸和形狀有關。 l中子循環就是指裂變中子經過慢化成為熱中子、熱中子擊中燃料核引發

25、裂變又放出裂變中子這一不斷循環的過程。 核安全綜合知識核安全綜合知識五、核燃料的消耗、轉化與增殖達到臨界的反應堆可以實現自續鏈式反應，不斷地釋放出裂變能。這一過程也是核燃料的消耗過程。由于堆內存在大量中子和238U原子核，通過238U對中子的俘獲，新燃料239Pu原子核將被生產出來。1MW的熱功率相當于每秒鐘有3.121016個235U核裂變，如果反應堆要發出1MWd的能量，則有2.701021個235U核裂變，相當于有1.05g的235U發生了裂變。考慮到在裂變的同時必然有一部分235U由于發生（n，）反應而浪費掉（對235U，其f =582.2靶，r=98.6靶），因此發出1MWd的能量實

26、際上要消耗的235U為1.23g ：核安全綜合知識核安全綜合知識五、核燃料的消耗、轉化與增殖兩個因素影響著核燃料的燃耗深度：第一，隨著可裂變核的消耗，反應堆的有效增殖系數K有效會不斷下降。當K有效降到1以下時，堆就不能達到臨界了，當然也不能再燃燒了。第二，反應堆運行時，燃料元件處于高溫、高壓、強中子輻照條件下，元件包殼會受到一定損傷。為防止包殼破損導致的放射性進入冷卻劑，燃料元件在堆中放置的時間是受到嚴格控制的 核安全綜合知識核安全綜合知識五、核燃料的消耗、轉化與增殖反應堆中核燃料燃燒的充分程度常采用燃耗深度這一物理量來衡量。在動力堆中，它被定義為堆芯中每噸初始裝置鈾放出的能量，其單位是MWd

27、/tU。需注意的是，這里指的鈾，包括235U和238U，并非只是235U。大多數現代輕水堆的轉化比CR0.6，由于實現核燃料的轉化，最終被利用的易裂變核約為原來的2.5倍。天然鈾中僅含有約0.7%的235U，如果僅采用輕水堆，則最多只能利用0.7%2.51.75%的鈾資源。 核安全綜合知識核安全綜合知識五、核燃料的消耗、轉化與增殖若CR1，則每消耗一個易裂變核，便可以產生出一個新的易裂變核。此時，可轉換材料（238U等）可以在反應堆內不斷轉換為易裂變材料，達到自給自足，無需給核反應堆供應新的易裂變材料了。最吸引人的是CR1的情況。這時候反應堆內產生的易裂變核比消耗掉的還要多，除了自給自足，還可

28、以拿出一些易裂變材料供應其他的核反應堆使用。能使CR1的反應堆稱為增殖堆，CR也被記為BR，稱為增殖比。毫無疑問，只有發展增殖堆才能充分地利用大自然賜給人類的寶貴的鈾和釷資源常用的核輻射類型及特征在快中子反應堆有可能實現燃料的增殖。以239Pu作為燃料的快中子反應堆具有非常優良的增殖性能，其增殖比有可能達到1.2。核安全綜合知識核安全綜合知識六、堆內中子通量分布與功率展平六、堆內中子通量分布與功率展平1裸堆的中子通量密度分布 核安全綜合知識核安全綜合知識2帶反射層反應堆的中子通量密度分布 l裸堆的中子泄漏是較大的，為了減少中子泄漏，節省燃料，往往在堆芯外圍加上反射層，把泄漏到堆芯外面的中子通過

29、散射再返回堆芯，以減少堆內中子的泄漏，使得同樣成分的反應堆堆芯的尺寸可以減小，因此實際上運行的反應堆都是帶反射層的。l有了反射層以后，中子通量密度的分布將發生變化。很顯然由于有了反射層的反射作用，原來在堆芯邊緣地區的中子通量密度將會增加，使得中子通量密度分布更為平坦了。 核安全綜合知識核安全綜合知識帶反射層反應堆的中子通量密度分布 核安全綜合知識核安全綜合知識3中子通量的局部效應中子通量的局部效應（1）燃料富集度分區布置燃料布置對功率分布影響很大。壓水堆通常把燃料元件以適當的柵距排列成為柵陣，并且用不同富集度的燃料元件分區布置 （2）控制棒對中子通量分布的擾動 控制棒的布置對功率分布影響也很大

30、。幾乎所有的反應堆都有控制棒。（3）水腔對中子通量密度的擾動。 水腔的出現，將嚴重影響水腔中及水腔周圍的熱中子通量分布 核安全綜合知識核安全綜合知識4功率密度分布展平的重要性 提高堆功率水平的有效措施應是在保證最高熱負荷不變的情況下，提高整個堆的平均功率水平。要提高堆的平均功率水平，就必須采取措施改善堆內功率密度的分布使之更為均勻平坦，即功率密度分布的展平，如果是單一燃料情況，功率密度分布的展平實際上就是中子通量的展平。5功率密度分布的展平方法 （1）堆芯徑向分區裝載（2）合理布置控制棒 （3）引入合理分布的可燃毒物 核安全綜合知識核安全綜合知識第三節 反應性與反應性的控制 一、反應性概念反應

31、堆內的核鏈式反應過程是中子產生與中子消失的過程。這些過程集中反映在有效增殖系數K有效這個因子上。K有效1，中子產生占優勢，堆內中子數將隨時間而增加，反應堆處于超臨界狀態。K有效1，中子消失占優勢，堆內中子數隨時間而減少，反應堆處于次臨界狀態。K有效=1，堆內中子產生與消失相平衡，堆內中子數將穩定在一定水平上，反應堆處于臨界狀態 。由于這種或那種因素而使之偏離1 ，定義K過剩= K有效-1核安全綜合知識核安全綜合知識一、反應性概念K過剩稱之為過剩增殖系數，它代表堆內有效增殖系數偏離臨界的程度，作為反應堆超臨界度（或次臨界度）的一種量度。但在應用中往往用過剩增殖系數的相對值來表示，簡稱之為反應性：

32、 。反應性實際上表示了相鄰兩代中子的相對變化。反應性可以用百分比為單位，由于量較小，在實際中常以pcm為單位，1pcm10-5。 有效有效有效過剩KKKK1核安全綜合知識核安全綜合知識一、反應性概念應堆在運行過程中，反應性將不斷發生變化。變化的原因主要有以下幾種： （1）燃料和重同位素成分的變化。如可裂變核燃料235U吸收中子而消耗， 238U吸收中子產生239Pu，239Pu吸收中子產生240Pu等。（2）裂變產物的產生與積累，造成“中毒”和“結渣”效應。（3）溫度效應：由于堆內溫度的變化影響各種材料的密度和截面，從而使K有效發生變化。（4）其他效應：如空洞效應，氣泡效應等。 核安全綜合知識

33、核安全綜合知識二、影響反應性變化的各種因素 1燃料和重同位素成分的變化 2氙毒、碘坑與結渣： 氙（135Xe）的產生途徑；Xe平衡、碘坑、振蕩； 149Sm 3溫度效應：燃料溫度系數（多普勒效應）、慢化劑溫度系數 4其他效應：空泡、棒彎曲、壓力、孔道 三、反應性的控制 反應性控制設計的主要任務是：l 采取各種切實有效的控制方式，在確保安全的前提下，控制反應堆的剩余反應性，以滿足反應堆的長期運行的需要；l 通過控制毒物適當的空間布置和最佳操作程序，使堆在整個壽期內保持較平坦的功率分布，使功率峰值因子盡可能小，在外界負荷變化時，能夠調節反應堆功率，以適應外負荷變化；l 在反應堆出現事故時，能夠迅速

34、地停堆，并保持適當的深度 核安全綜合知識核安全綜合知識三、反應性的控制 總的反應性控制需要量應當等于剩余反應性與停堆余量之和。剩余反應性是堆芯中沒有任何控制毒物時的反應性。控制毒物是指反應堆中用于反應性控制的各種中子吸收體，如控制棒。可燃毒物好化學補償毒物。停堆余量是當全部控制毒物都投入堆芯時，反應堆所達到的負反應性稱為停堆余量，或稱為停堆深度。核安全綜合知識核安全綜合知識三、反應性的控制l 根據控制毒物在調節過程中的作用和要求，可把反應性控制分為三種類型：（1）緊急停堆控制。當反應堆出現異常工況需要緊急停堆時，要求控制系統能迅速引入一個大的負反應性，快速停堆，并達到一定深度。（2）功率調節控

35、制。當外界負荷或堆芯溫度發生變化時，要求控制系統必須引入一個適當反應性，以滿足反應堆功率調節的需要。在操作上要求既簡單又靈活。（3）補償控制。用于補償燃耗、裂變產物積累所需的剩余反應性，所要控制的反應性當量是大的，但由于這些反應性的變化是很緩慢的，所以相應的控制毒物的過程也是十分緩慢的。核安全綜合知識核安全綜合知識三、反應性的控制向堆芯加入或提出控制毒物有三種方式： （1）控制棒：在堆芯內插入可移動的含有中子吸收材料的控制棒；（2）可燃毒物：堆芯壽期的長短通常取決于反應堆初始燃料裝載量；（3）可溶毒物：可溶毒物是一種吸收中子能力很強的可以溶解在冷卻劑中的物質。l 由于向冷卻劑增加或減少毒物量的

36、速率十分緩慢，所以反應性的引入速率相當小。因此，化學補償控制只能補償由于燃耗、中毒和慢化劑溫度變化等引起的緩慢的反應性變化l 表2-3 給出了幾種主要反應堆堆型下的反應性數值 核安全綜合知識核安全綜合知識第四節 核反應堆內的釋熱與傳熱 一、核反應堆熱源及其分布 核燃料裂變時會釋放出巨大的能量。不同核燃料元素的裂變能有所不同，但一般認為每一個235U，233U或239Pu的原子核，裂變時大約要釋放出200MeV的能量 。不包括裂變過程釋放出由中微子帶走無法利用的約12MeV能量 1裂變能分配 絕大部分的能量集中在裂變碎片動能，84%，短程，芯塊 中子動能，5MeV，幾到幾十厘米，主要在慢化劑；

37、（n，）反應 ，7MeV，全堆； 裂變能的絕大部分90%在燃料元件內轉換為熱能，少量約5%在慢化劑內釋放，其余5%是在反射層、熱屏蔽等部件轉換成熱能。在壓水動力堆工程設計中，通常取燃料元件的釋熱量占堆占總釋熱量的97.4%。見表2-4； 特別要引起重視的是，裂變產物衰變產生的射線和射線在反應堆停閉以后很長一段時間內仍能繼續釋放，因此，必須考慮停堆后對燃料元件進行長期的冷卻，對乏燃料發熱也要引起足夠的重視 核安全綜合知識核安全綜合知識一、核反應堆熱源及其分布2堆內釋熱率分布 由均勻裸堆的熱中子通量分布，可得到均勻裸堆的釋熱率分布: 其中，為堆芯中心點最大體積釋熱率。 計算實際的功率分布非常復雜，

38、往往需要大型的物理計算程序計算才能得到 反應堆的功率輸出是由傳熱能力來決定的，因此局部的功率峰值會限制整個反應堆的輸出功率。為了盡可能提高反應堆的總輸出功率，就需要進行功率展平。功率展平的主要措施有燃料元件分區布置，合理設計和布置控制棒（例如采用束棒及部分長度控制棒），堆芯內可燃毒物的合理布置，采用化學補償溶液以及堆芯周圍設置反射層 max0ee,2.405cosVVrzqr zqJRL核安全綜合知識核安全綜合知識二、傳熱的基本方式 熱傳遞的現象千變萬化，錯綜復雜，但總可以把它們歸納成三種基本的熱傳遞方式，即熱傳導、對流和熱輻射1熱傳導 熱量從物體中溫度較高的部分傳遞到溫度較低的部分，或者從溫

39、度較高的物體傳遞到與之接觸的溫度較低的另一物體的過程稱為熱傳導； 從微觀角度來看，氣體、液體、固體的導熱機理不同：分子熱擴散、振動、自由電子；傳熱學研究的范圍只是以宏觀方法去研究導熱過程，通常只使用宏觀量把導熱過程與物體的溫度分布聯系起來。 核安全綜合知識核安全綜合知識1熱傳導 分析一維導熱過程的基本公式是傅里葉定律 ： 為導熱系數（也稱熱導率），單位W/(m)，t為溫度；負號表示熱量傳遞的方向同溫度升高的方向相反 穩態工況下導熱微分方程的一般形式為： 式中qv為釋熱率，W/m3 燃料元件溫度場分析在反應堆熱工分析中有著重要的地位。 dtQFdx 0vTq 核安全綜合知識核安全綜合知識2對流和

40、對流換熱 核動力廠中存在大量的對流換熱現象，必須重點分析。研究對流體換熱的目的有兩個, 一是為了得到冷卻劑通道內的溫度分布，從而保證冷卻劑的溫度低于許可極限溫度；另一個目的是找到決定通道壁面傳熱系數的關鍵因素，以便于選擇材料和流動參數使得傳熱系數盡可能大 。對流是指流體各部分之間發生相對位移，從而把熱量從一處帶到另一處的熱傳遞現象。對流僅能發生在流體中，而且必然伴隨有載熱現象。工程上常遇到的不是單純的對流方式，而是流體流過另一固體表面時對流和導熱聯合起作用的熱量傳遞，稱為對流換熱 。流體流過固體表面，當流體和固體溫度不同時，它們之間必然會發生熱量傳遞。緊貼固體表壁處總有一薄層流體作層流流動，其

41、中垂直于壁面的方向上僅有分子能量的傳遞，即只存在導熱，而層流薄層以外的區域，熱量的傳遞主要依靠對流 。 核安全綜合知識核安全綜合知識2對流和對流換熱對流換熱的基本計算式為牛頓冷卻公式： 其中，F為與流體接觸的壁面面積，m2；Tw是固體的壁面溫度；Tb是流體的平均溫度；h是對流換熱系數，單位為W/（m2）l求解對流換熱問題，關鍵是求出對流換熱系數h，而它與許多因素有關，一般只能通過實驗得出各種特定條件下適用的計算表達式 wb()qhF TT核安全綜合知識核安全綜合知識2對流和對流換熱影響對流換熱的因素有五個方面：（1） 流體流動的原因: 強迫、自然（2） 流體的流態：層流、紊流（3） 流體有無相

42、變發生：沸騰、凝結、兩相流（4） 流體的物理性質：流體工質 （5） 換熱面的幾何因素：尺寸、形狀、換熱表面 核安全綜合知識核安全綜合知識3. 熱輻射 一切物體都有輻射粒子（光子）的能力，輻射粒子具有的能量稱為輻射能。物體通過電磁波來傳遞能量的方式稱為輻射。物體會因各種原因發出輻射能，其中因熱的原因而發出輻射能的現象就是熱輻射 。自然界中各個物體都不停地向空間發出熱輻射，同時又不斷地吸收其他物體發出的熱輻射。輻射與吸收過程的綜合結果就造成了以輻射方式進行的物體間的熱量傳遞，這就是輻射換熱。 熱輻射可以在真空中傳播，而導熱和對流換熱這兩種熱傳遞方式只能在有物質存在的條件下才能實現。另一個特點是輻射

43、換熱不僅產生能量的轉移，而且還伴隨著能量形式的轉化，即發射時從熱能轉換成輻射能，而被吸收時又從輻射能轉換為熱能。 核安全綜合知識核安全綜合知識3. 熱輻射 一種稱做絕對黑體（簡稱黑體）的理想物體在同溫度的物體中具有最大的輻射本領和吸收本領。 黑體在單位時間內向所有方向輻射出的熱量稱為輻射能力E，它可按下式計算：其中，F為物體的輻射表面積，m2；0為黑體輻射常數，其值為5.6710-8 W/(m2K4)；T為表面的熱力學溫度，K。 實際物體的輻射能力小于同溫度下黑體的值，上式修改為： 稱為該物體的發射率，與物體的種類及表面狀態有關，其值總是小于1 。l 在壓水堆穩態工況下，堆內的溫度不是很高，輻

44、射換熱量相對于導熱和對流小得多，一般可以忽略不計。但在事故工況下，堆內可達到相當高的溫度，就要考慮熱輻射的作用了。 40EFT40EFT核安全綜合知識核安全綜合知識三、單相流體的對流換熱三、單相流體的對流換熱在核動力廠的許多系統中，如反應堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽發生器或凝汽器的傳熱管內，水與壁面之間的傳熱都是單相流體的強迫對流換熱。 核安全綜合知識核安全綜合知識四、沸騰傳熱1. 沸騰傳熱概述沸騰傳熱通常是最有效的傳熱機理，在壓水堆中它存在于蒸汽發生器、穩壓器的電加熱器表面等傳熱設備之中。壓水堆正常運行時，在設計上允許包殼表面的溫度超過冷卻劑飽和溫度，即允許包殼表面局部沸騰，這樣的局部沸騰不一定導致冷卻劑體積沸騰，包殼表面有小氣泡形成，但它一離開表面就很快消失。這種沸騰稱為欠熱沸騰。在反應堆冷卻劑系統出現破口而突然卸壓時，堆芯中會出現復雜的沸騰工況。沸騰可以分為池式沸騰和流動沸騰。池式沸騰就是流體在一個大容積的容器內被加熱實現的沸騰。流動沸騰是液體流過傳熱面時產生的沸