压水堆核电站基础.doc

第一章 概 述1.1 核电概况1.1.1 核电特点能源是一个国家发展工业农业国防和科学技术的重要物质基础。随着社会生产的不断发展，人类使用的能源不但在数量上越来越大，在品种及构成上也有了很大的变化。截止1996.9.16，全世界煤电占总电力生产的39%，油电占11%，水电占19%，核电占17%。由于化石燃料储藏有限，又是化学工业与纺织工业的宝贵原料，化石燃料不能保证人类不断增长的能源需求。因此，开发新能源是人类生存与发展的需要，也是社会经济发展的需要。核能是现阶段已经在工业上得到了大规模的应用的新能源。而由于技术成本等的限制，在相当长的一段时间内，其它新能源还难以形成一定的工业规模。世界核能资源丰富，铀和钍是可以通过裂变释放核能的天然物质，广泛分布在地球上是可以通过聚变释放核能的天然物质，在海水中有着巨大的储量。如按1Kg 铀-235完全燃烧相当于2700吨标准煤计算，已探明的具有开采价值的铀和钍矿资源，相当于地壳中有机燃料的20倍；而1升海水中的氘聚变放出的能量则相当于300升汽油燃烧放出的能量。核能的应用技术比较成熟，核能发电已经在工业上得到了大规模的应用。核电具有很大的环境优势。与火电厂相比，核能发电不消耗氧气，也不排放SO2、NOX、CO2和重金属。与水电站相比，核电站不必拦河造坝修建水库，迁移居民，对生态平衡的不利影响很小。核能作为一种清洁、安全、经济的新型能源其逐渐取代现有化石能源的趋向已越来越明显。据国际原子能机构的资料表明，截止1999年底，全球正在运行的核电站机组共有436座，目前正在建造的核电机组有38座，其中7座在亚洲。1999年全球核发电量为2394.6TWh时。核发电量占总发电量比例最高的10个国家为：法国：75%，立陶宛:73.1%，比利时：57.7%，保加利亚：47.1%，斯洛伐克：47%，瑞典：46.8%，乌克兰： 43.8%，韩国：42.8%，匈牙利：38.3%，亚美尼亚：36.4%。在我国，火电占主导地位，煤炭占能源总量的72.9,核能仅占不足1。火电为主的消费结构造成了严重的环境污染，对我国的环境可持续发展构成了巨大的压力。而能源分布南北不均也给铁路运输造成很大的压力。 新世纪我国在能源开发上将以电力为中心，以煤炭为基础，大力开发石油和天然气，积极发展核电以及其他新能源和可再生能源。中国核电将会有大规模的发展。到2010年，中国核电装机容量的目标为二千万千瓦；到2020年，核电在中国电力结构中的比重将由目前的百分之一提高到百分之五，达到四千万千瓦的装机总容量。1.1.2 世界核电发展概况1. 核裂变的发现1919年，卢瑟福用a粒子轰击氮原子核使氮原子嬗变成了氧原子，首次实现原子核的人工嬗变，把一种化学元素变成了另一种化学元素，被誉为当代的炼金术。1932年，他的学生查德威克发现了中子，中子是电中性，不受静电力的影响，很适合用来轰击原子核。1934年，意大利物理学家费米用新发现的中子去逐个轰击元素周期表上的元素原子，在短短几个月内发现了数十种放射性同位素，费米还意外地发现，在中子源与被轰击的银金属之间放一块石蜡后，所激发的核反应更为激烈，这就是说，经过减速后的中子引起核反应的能力增强了。这一发现被称为是原子时代的“真正起点”。1938年（39年）德国人哈恩、施特拉斯曼用中子轰击铀，发现了核裂变现象。李斯曼特纳和弗里希预言了裂变在理论上应伴随着大量的能量释放。他们还计算出了释放能量的大致数量。1939年，弗里希和约里奥用实验证明了裂变实际上是能量释放源，并测出了释放能量的近似值。仍在1939年，冯哈尔榜、约里奥和科瓦斯基发现了这个反应还放出几个中子。从这时开始，裂变反应就变得现实起来，人们很自然地想到了链式反应的可能性。费米提出了链式反应的概念，并预言一个重核裂变成两个轻核时一定会出现多余的中子。约里奥-居里夫妇率先证实了链式反应的可能性，并发现链式反应速度非常之快。就在二次大战爆发的前两天，玻尔和惠勒指出，铀-235比铀-238更能发生裂变，而慢中子更能引起裂变。现在，释放原子核能的理论和实践依据已经齐备，只要链式反应一开始，无比巨大的能量就会在很短的时间内释放出来。2. 链式反应的实现1942年，在意大利学者费米的领导下，美国在芝加哥建成了世界上第一座核反应堆，他们认为，要实现自持式链式反应，必须解决两个问题。一是找到合适的减速剂（慢化剂），把快中子变为慢中子，才能有效地激发裂变，使裂变反应维持不断的进行，费米建议用石墨。另一个问题是必须严格控制裂变反应速度，使裂变反应既能不断进行，又不致引起爆炸。他们利用镉吸收中子的特性，把镉棒插入反应堆，通过调节镉棒深度来控制裂变反应的速度。1942年12月2日，成功地实现了自持链式裂变反应。当时得到的功率仅仅有0.5瓦，但它第一次实现了输出能大于输入能的核反应，宣告了人类利用核能时代的开始。从此以后，核反应从实验室阶段走向现实的工业生产。3. 核能的和平利用二战之后，各大国如苏联、英国、法国、中国都相继研制出原子弹，打破了美国的核垄断和核威慑，这倒使世界局势反而趋于缓和。于是，原子能的和平利用提到了议事日程。实际上，有了反应堆就可以建造核电站，这在技术上是不困难的。1954年6月，苏联建成了世界上第一座核电站，装机容量为5000KW，第一次实现了原子能的和平利用。这之后，苏联一直在设计建造石墨水冷堆核电站和压水堆核电站，开始在国内建造了一批容量为1000KW级的核电机组。但由于石墨水冷堆核电站没有安装安全壳，在固有安全性上还有一定的缺陷，在切尔诺贝利核电站事故暴露出这一点之后，正在进一步改进之中。1956年5月，英国建造的第一座石墨气冷堆核电站投入运行，发电容量为50000KW。但由于发电成本高，当60年代中期压水堆核电站大量发展时，无法在国际市场上竞争，后来就发展为高温气冷堆核电站机组。这种核电站可获得很高的蒸汽参数，提高装置的热效率，是一种很有前途的核电站。目前正在运行的这种核电机组，其最大功率为330MW。但由于高温气冷回路技术环境剂量和材料等方面的问题尚待解决，故目前仍然处于原型堆阶段。1956年，美国在其潜艇压水堆的基础上建造了第一座压水堆核电站，其电功率为60MW。经过几十年的应用和发展，压水堆核电站已获得了设计建造和运行等方面的完整经验。目前商用压水堆核电站的单机功率已达1300MW。另外，美国还积极发展沸水堆核电站，自1960年美国第一座示范性沸水堆核电站投入运行以来，目前单机功率已经达到1300MW。1962年，加拿大建造了第一座实验性重水堆核电站，后来又建造了电功率为540MW和750MW级的重水堆核电机组。此外，各国还在竞相发展快中子堆核电站。这是一种增殖堆，能大量利用核废料。虽然世界各发达国家已建成十几座快中子堆核电机组。但在多为原型堆，尚有很多问题需要解决。1.2 大亚湾核电站简介大亚湾核电站为压水堆核电站，共装有二台名义电功率各为900MW的机组。它用的核燃料为UO2，在12个月换料循环中其浓缩度为3左右。反应堆的慢化剂和载热剂均为轻水（普通水），二回路工质也是普通水。1.2.1 工作原理大亚湾核电站的每台机组都由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机及有关设备、管路等组成。图1.1 900MW压水堆核电站系统原理图载热剂流过反应堆活性区时吸收核裂变产生的热能，然后沿管路进入蒸汽发生器的U型管内，再把热量传递给U形管外的水，使其变为饱和蒸汽。被冷却后的载热剂再由主泵送回反应堆，完成反应堆载热剂的密闭循环。此环路称为第一回路（简称一回路）。汽轮机工质在蒸汽发生器中被加热变成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀作功，将蒸汽的热能转变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发电。作完功后的乏汽被排入冷凝器，由循环水进行冷却，使乏汽凝结成水。然后再由水泵将凝结水打回蒸汽发生器，完成汽轮机工质的密闭循环。此环路称为第二回路（简称二回路）。由此可见，一、二回路的称呼是根据能量转换的先后次序定的。一、二回路的边界是蒸汽发生器中的U形管传热面。但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路。故一回路又称蒸汽产生系统或核蒸汽供应系统。汽轮机和发电机是直接刚性连接的，通常把它们看成一个整体机组，称为汽轮发电机组。故二回路又称电力生产系统。二回路部分与常规火电站基本相同，故又称常规岛。但常规岛的概念比二回路广得多。它不仅包括能量转换流程中的汽水循环回路，还包括为其服务的辅助系统及设施。一回路部分的主要设备是核反应堆，故又称为核岛。同样，核岛的概念比一回路也广得多。它不仅包括能量转换流程中载热剂的循环回路，还包括其他为反应堆服务的辅助系统。综上所述，压水堆核电站将核能转变为电能是分四步，在四个主要设备中实现的。1. 反应堆：将核能转变为热能（高温高压水）；2. 蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3. 汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能；4. 发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。1.2.2 电站布置图1.2 大亚湾核电站平面布置图核电站各种大型沉重的设备都需要安放在坚固的地基上。另外，核电站还需要大量的冷却水源，故一般都靠近大流量的江、河、湖、海。大亚湾核电站冷却系统使用海水。而淡水供应来自大坑水库。反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器等一回路主设备和主管道安装在安全壳RX1和RX2内。安全壳是一个园柱形预应力钢筋混凝土建筑物。其内径约为37，高约60，壁厚为0.9。安全壳内壁还衬有一层厚6mm碳钢板。为反应堆服务的核辅助设备及系统则布置在两个安全壳之间的核辅助厂房NX内。汽轮发电机组及其他二回路设备、系统安装在汽轮机厂房MX1和MX2内。一、二回路之间是通过联接厂房（主蒸汽隔离阀管廊）WX连接的。LX为电气厂房。1.3 GNPS识别符号1.3.1 厂房及房间的识别符号1. 一般原则(1) 厂房的识别厂房的识别一般用3个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。如下图所示：机组识别符号的规定： 11号机组XXX厂房区域厂房机组 22号机组 9两套机组共用 0工地系统厂房识别符号的规定： D柴油机厂房 K乏燃料厂房 L电气厂房 M汽轮机厂房 N核辅助厂房 R反应堆厂房 W连接厂房厂房区域识别符号的规定：厂房内的分区一般用字母A、B、C表示。如厂房内无分区时，则上述厂房符号后加X。如果厂房识别的第一个字母对于认别厂房的关系已足够时，可省去第二个字母。例如： 9NA两台机组共用的核辅助厂房A区 1RX1号机组的反应堆厂房(2) 房间的识别房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号，如图所示。房号楼层 识别原则：地平面一层用2表示；低于地平面的层由上而下用1、0表示；高于地平面的层由下而上用3、4、5等表示。(3) 厂房及房间的识别房号楼层厂房识别机组识别 例如：9NA518为两套机组共用的核辅助厂房A区四楼18号房间1L7101号机组20米的主控室2. 汽轮机厂房的识别： (1) 厂房识别: 汽轮机厂房分为：MA汽轮机大厅； MB汽轮机辅助厂房；MT汽轮发电机；MO润滑油库；MV汽轮机厂房通风；MP树脂处理厂房。(2) 楼层识别（汽轮机大厅）：楼层号01234567平台-11.00m-3.200m+0.20m9.80m16.20m20.20m28.20m32.20m(3) 房号识别在具体的厂房内的，按一般原则标识。如1MA301,1MB201,2MV201/MV202等。MA与MB的汽轮机大厅区域中，以数字表示与机轴垂直之区域，以字母表示与机轴平行之区域，将MA划分为各个小区域，如下图的B9区。12345678910111213ABXCDEA（MB）例如：1M3B9为1号机组汽轮机厂房三层B9区（上图X点表示）.1.3.2 设备的识别符号 功能组符号 设备组符号 NLLLNNNLL 机组识别 设备类型 系统识别 设备编号 设备识别用9个符号来表示。这9个符号又分为两个大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪套机组，哪个系统。后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号，详见下图：功能组符号设备组组符号图中：L字母 N数字1. 功能识别：用来识别功能的符号共4个，又分两组。第一个符号为数字，表示机组识别，后3个符号为字母，用来表示系统识别。机组识别符号的规定与厂房及房间识别相同。当设备属于哪个机组不能确定时可不必表示机组识别。三个字母中的第一个字母代表该系统的属性，即属于哪一类系统，后面两个字母表示具体系统。例如： A给水 ABP低压给水加热器系统C冷凝器 CEX凝结水抽取系统D通风及装卸运输设备 DVM汽机厂房通风系统E安全壳 EAS安全壳喷淋系统G汽轮发电机 GCT汽机旁路系统J消防 JPH汽机油箱消防系统K仪表及控制 KSC主控制室系统L电气系统 LGB6.6KV配电盘系统P各种坑、池 PMC核燃料装卸贮存R反应堆 RCP反应堆冷却剂系统S公用系统 SAP压缩空气生产系统T三废处理 TEG废气处理系统V主蒸汽 VVP主蒸汽系统X辅助系统 XCA辅助蒸汽生产系统Y临时试验设施 YLH试验用移动式柴油机组2. 设备识别用来识别设备的符号共5个，分成两组，前三个数字表示设备编号，后两个字母表示设备类型。例如：BA罐 FI过滤器 PO泵TO按钮 VV蒸汽阀 GV蒸汽发生器举例： 1RCP001PO1号机组反应堆冷却系统的1号主泵 2GPV001KO2号机组汽轮机蒸汽和疏水系统的1号（高压）缸。3. 阀门识别与设备识别原则相同，差别在于设备组符号中的后两个字母，第一个字母均用V，以表示阀门，第二个字母表示通过的流体类别，如右图所示。XXXVXV前面的XXX阀门编号；V后的X流体类别，表示如下：A空气H其他油类R化学试剂B硼酸液J废气S固体废物C循环水K废液T饮用水D除盐水L凝结水和给水V蒸汽E生水N冷却水X氩F燃料油P一回路冷却剂Y氢G二氧化碳Q有机液体Z氮例如： GRE003VV汽机调节系统第3号调节阀 AHP235VL高压给水加热系统第235号凝结水阀门注：在本系统图上，阀门的功能组符号可省去，但在非本系统图上，功能组符号应保留。4. 测量及控制设备识别与设备识别的原则相同，差别在于将识别符号放在表示测量及控制设备的圆圈中，且设备组符号中后两个字母中的第一个字母表示该测量及控制设备的功能类别，如就地还是远传，第二个字母表示测量值，如测量的是流量还是压力等等。如上图所示。图中：L为字母，N为数字。功能类别符号如下：M经传送器 L就地 Y测试 S开关信息测量值类别符号如下：A中子通量 C速度 D流量E音量 F频率 G分析H时间 I电流 J防火K限值 L照明通量 M位移N流体水位 P压力 R阻抗S放射性 T温度 U电压V振动 有功功率 X机械杂项Y电气杂项 Z物理杂项例如：001MN1号水位测量（经传送器）RCP005MP反应堆冷却剂系统第5号压力测量（经传送器）注：在本系统图上，系统认别符号可省去。1.3.3 电缆的识别符号电缆识别用八个符号表示，如下图： NLLLLNNN 机组识别 电缆序号 系统识别 电缆类别机组识别及系统识别同前。电缆类别用一个字母表示如下： A中压电缆 B低压电缆（AC或DC） C控制电缆（开/关） D仪表电缆 T电话线 I对讲机 S声力电线电缆序号用三位数字表示。1.3.4 工程图纸的识别符号每份图纸可用分成个组别的21个顺序排列的字母数字混合符号来识别，如下图所示。图中：L为字母，N为数字，X为字母数字均可。1. 工程识别对广东大亚湾核电站为PG这里：P代表压水堆（PR）系统 G代表广东2. 机组识别：11号机组 22号机组9两套机组共用 0工地公用X不属任何机组或二套机组均可用3. 系统识别对电站系统设计来说，该组识别符号为：17XYZ即前两位为数字17表示系统设计，后三位为表示系统识别的三个字母。4. 次序号对电站系统设计图纸来说为三位数字，具体分类如下：500599表示流程图600699表示测量控制图700799表示电气图5. 图纸作者该组符号的第一个字母表示图纸生产的主要单位，如：J广东核电合营有限公司 EEDFFFRAMATOME GGEC后面三个符号可以是字母也可以是数字，表示供货商，分包商或主要单位下面的部门。例如：F001为FRA公司第1号分包商6. 主要作用用两位数字表示该文件的主要作用如下：01工程控制及协调 02行政管理规定03概念设计 04质量保证和质量控制41合同 42土建工程（设计与施工）43电站布置 44设备（设计/生产/安装）45电站与系统的功能设计及运行7. 文件类别文件类别用两个字母表示如下：GN函件 DS技术要求SS现场工程 DD设计与图纸SD施工安装图纸 PT时间计划ST现场工程计划 PR进度报告MD其他8. 图面次序如同一图纸文件有若干张时须用该组识别，如2/5共有5张，此为第2张9. 图纸上位置的判断：在图纸上系统之间的连接用箭头及9个识别符号表示 NLLLLNNLN 机组识别 坐标识别系统识别 连接页码 机组认别与系统识别同前，当不能确定属哪个机组时，机组识别可省略。连接页码第一个字母用F表示，后面二位数字表示图纸次序号的后两位数字，如后两位数为01，02，03时，可省掉0。坐标识别，第一个字母表示与机轴平行之区域，第二个为数字，表示与机轴垂直之区域。例如： ABPF51E5 即去ABP系统图第51页坐标为E5的格。 ABPF50A5 即来自ABP系统图第50页坐标为A5的格。但是，目前工程图纸中尚有许多例外情况。第二章 核物理与反应堆物理2.1 原子和原子核2.1.1 原子具有单质化学特性的最小微粒即为原子。原子由一个原子核及围绕原子核不断旋转的一些电子组成，见图2.1。原子核带正电。每个电子带一个负电荷（电量约等于1.61019库仑）。原子核的正电荷在数量上等于核外电子所带负电荷的总和。由于符号相反，作用相互抵消，因此从电学观点看，原子呈中性。图2.1 原子的结构 图2.2 原子核的结构 原子的直径（假定为球形）约为108cm，这是指电子轨道的直径。而原子核的直径约为1012cm，比原子直径小得多。如果以1cm直径的小球表示一个氢原子核，则只有其1/1840大小的电子，将在约10m外围绕它旋转。2.1.2 原子核原子核电由核子组成的紧密的整体。核子分为两类：一类呈电中性的称为中子（符号：n），另一类带一个单位正电荷（与一个电子带的电荷绝对值相等）称为质子（符号：p）。中子的质量只比质子的稍大一点，几乎相同。原子核的结构如图2.2所示。除了普通氢原子核只有一个质子外，所有物质的原子核既包含质子又包含中子。各种物质特性的不同主要就是由于它们的原子核中的中子或质子的数目不同。2.1.3 原子的质量化学元素中最轻的原子是氢原子，一个氢原子的质量是1.6731024克，一个氧原子的质量是2.65631023克，其它元素一个原子的质量最大的也不过是氢原子质量的二百多倍。所以原子的质量都是很小的，用克来作单位实在是太大了。因此规定，以碳12原子的静止质量的1/12作为原子质量的单位，称为u。这样，碳12单个原子的质量即为12u。碳12原子的实际质量等于1.9922681023克，则1u1.66056551024克同样可得：质子的质量是1.00728u（约计1.67261024克）中子的质量是1.00876u（约计1.67501024克）电子的质量是0.000549u（约计0.91091027克）可见，质子和中子的质量十分接近（1u），而电子的质量比核子的质量小得多（约小1840倍）。所以，原子质量几乎全部集中在原子核中。2.1.4 原子序数和质量数实际上原子序数就是原子核的质子数，习惯上用Z来表示。由于质子和中子的质量都很接近1u，因此原子核中的核子数，即质子和中子数的总数A就称为原子核的质量数。它与质子数Z和中子数N的关系为ANZ。由不同的A和Z构成的原子核称为核素。为了标记每种核素，可以写出它的化学符号X，并用它的A和Z作为上下标，即X。由于X本身已经暗含了原子序数Z，经常只写AX。例如U经常只写成235U。2.1.5 同位素决定一种元素化学性质的是该元素的原子序数，即原子核中的质子数，它决定了核外的电子状态。因此，凡原子核中含有相同质子数的原子，它们的化学特性相同。人们把原子序数相同，但质量数不同的核素称为同位素。同位素之间的化学特性虽然相同，但核特性可能迥然不同。尽管自然界只存在不到一百种化学性质不同的元素，目前却已经知道约有1500种核素（其中大约300种稳定核素和1200种放射性核素）。有些元素只有一种同位素，而有些元素有数种同位素。例如天然铀就含有三种同位素，它们的比例如下：A百分比（原子数）原子量M（u）2340.006234.112350.712235.1223899.282238.122.2 核反应和结合能2.2.1 核反应化学反应是两种或多种原子的电子相互作用的结果，原子核并不发生变化。例如碳燃烧的化学反应是：CO2 CO24.1eV核反应是原子核发生的变化。它可以是引发的或者是自发的。例如中子轰击氧原子核，引发的核反应可写成：nO NH也可以把这个反应式简写成：O（n，p）N这表明中子进入氧核中置换出了一个质子，使氧核变化为氮核。这样形成的氮核具有放射性，会自发进行核反应：N O （电子）即氮核放出一个粒子（电子）之后，又变成的氧核。在核反应中总是伴随能量的释放或吸收，例如：Li n He H 0.189MeV而且释放的能量比化学反应产生的能量大得多。2.2.2 结合能一个原子核的质量小于组成它的单个质子和中子的质量之和。这种质量差异称为原子核的质量亏损。根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化。Emc2式中c是光在真空中的速度，等于3108m/。m用千克为单位，则E的单位为焦耳。当一定数量的质子和中子聚合起来（聚变）组成一个原子核后，它们亏损了质量；也就是放出了能量。反之，为了打破一个原子核，使每个核子分离开，就必须吸收等于质量亏损的能量才行。与质量亏损相应的能量叫作原子核的结合能。质量亏损越大，原子核的核子结合越紧密，因而这个原子核越稳定。图2.3随质量数变化的核子平均结合能图2.3给出了不同核素的核子平均结合能随质量数（即核子数）的变化。对于最轻的原子核，这种能量较小，但随着核的质量数增大，增加很快。质量数为90左右的原子核具有最大的核子平均结合能（8.7MeV）。这些元素结合最紧密，因而也最稳定（例如铁）。因此，如果把曲线两端的原子核转变成最稳定区的原子核，则质量亏损比原来的多。这种增加的质量亏损就相当于能量释放。转变的方法是将很轻的原子核变成较重的原子核，这就是聚变反应。或者是将很重的原子核分裂成较轻的原子核，这就是目前核反应堆中所采用裂变反应。2.3 中子核反应与裂变反应2.3.1 自由中子当中子脱离原子核后处于自由状态，称为自由中子。自由中子是放射性粒子，如果在真空中不与其它相遇，衰变时转变成质子并放出电子，其半衰期为12.8min，即n H 2.3.2 中子的散射当中子脱离原子核以自由状态出现时，总是具有很高的能量（1100Mev）。由于这种中子的速度很快，称为快中子。快中子在介质中运动，会与介质的原子核发生散射碰撞。散射碰撞分弹性的和非弹性的两种。在非弹性碰撞中，中子和核体系的动量守恒，但动能不守恒。中子碰撞所失去的一部分动能转变成被撞核的内能（势能），有时叫激发能。碰撞是否属于非弹性的可能性取决于被撞核的性质和入射中子的能量，这种能量应当足够大。如果是重核（质量数大），中子至少应有0.1MeV的能量才能使碰撞成为非弹性的。对轻核，入射中子的最低能量还要更大。弹性碰撞时中子和核体系的动量和动能均守恒。中子损失的动能变成被撞核的动能。被撞核的质量越接近中子的质量，中子损失能量越多。中子在介质中受到非弹性和弹性碰撞，直至中子的平均能量与介质原子（或分子）的平均能量相等为止，这个过程称为慢化。最终平均能量值取决于介质的温度，因此称为热能。具有这种平均热能的中子称为热中子。可以计算出热中子在不同温度下的能量和速度，如表2.1所示。表2.1 热中子的能量和速度温度（）能量（eV）速度（m/）温度（）能量（eV）速度（m/）250.02622006000.07538002000.04128008000.09242004000.0583400对于核反应堆中的中子分类标准是：能量超过0.1MeV的中子称为快中子；能量低于1eV的中子称为热中子；能量在1eV0.1eV之间的中子称为中能中子。能使中子慢化的物质称慢化剂。如果快中子和某种物质的原子核只需进行很少几次碰撞就能将速度降低到热中子速度，这种物质就是一种良好的慢化剂。将一个中子能量从2MeV降到0.03eV（速度从19500Km/降到2.4Km/）所需的平均碰撞次数，可以表征慢化剂的慢化性能。然而不是所有轻元素都能用来做慢化剂的，因为有些轻元素，如锂和硼它们俘获中子的能力特别大，是不能用作慢化剂的。表2.2列出了慢化剂物质的慢化性能。其中铀只是作为比较提出的。表2.2 慢化剂的慢化性能慢化剂氢H2O氘D2OBeBeOC铀平均碰撞次数（从2MeV降到0.03eV）181925358610311421722.3.3 反应有效截面中子与原子核之间存在各种可能的反应。这些反应中常常认为是快速运动的中子与不动的靶核相遇时发生。1. 微观截面一个中子与一个核相遇的概率称为微观截面，一般用表示。 由于一个核的截面约为1024cm2，所以用1024cm2做为有效截面的单位，称为靶恩（barn），1靶恩等于1024cm2。值得特别注意的是这个有效截面并不反映核的实际截面，因为一个中子与一个核发生反应的概率主要取决于放射中子的能量。实验表明，热中子的微观截面往往比同一反应时的快中子有效截面大得多。因此，在多种热中子核反应堆中利用慢化剂将快中子慢化来提高反应率。有些重核的截面，在超热中子范围内往往会发生急剧的重大变化，称为共振。图2.4是铀同位素有效截面随中子能量的变化和发生共振的例子。中子与核发生反应的总概率显然是各种反应的概率之和。这些概率包括：散射截面俘获截面c图2.4 铀同位素的微观截面裂变截面f吸收截面acf2. 宏观截面在反应堆中考虑的并不是一个中子对一个核的作用问题，而是中子和在单位体积里某种给定元素核之间的反应概率。这种概率称为宏观截面，用表示。它等于在单位体积内给定元素的核数与微观截面之积。如果N为单位体积中的核数，为微观截面，则N由于有各种，也就有各种。的量纲是长度的倒数，1/是一个中子在给定的介质中移动的平均自由程。2.3.4 核反应率在单位体积中自由中子数与速度（通常采用平均速度）之积，称为中子通量。中子通量是指在单位时间内穿过与其速度矢量方向垂直的单位面积的中子总数。中子通量通常用表示，则nv（个/cm2）。这样，有关核与中子之间反应率的基本公式是：反应率（次/cm2）2.3.5 反应堆总功率与剩余功率堆功率与每秒发生的裂变数成正比。设中子通量密度平均值为、可裂变核数为N、裂变截面为f，则每秒发生的裂变数等于Nf。已知每次裂变释放能量E、堆芯体积V，可得到堆芯总功率的近似值为：PVENf式中 E200 MeV3.21011 J。图2.5 剩余功率随时间的变化曲线由于有泄漏，堆芯中子通量密度的分布是不均匀的。对于圆柱形堆芯初装料时，轴向中子通量密度分布具有余弦形式。但随着燃耗加深，中子通量密度会逐渐展平些。若堆芯燃料是均匀的，则径向通量密度也近似余弦分布。为使功率分布均匀，往往在中子通量密度低的外围分区提高燃料的浓缩度。当反应堆在满功率状态下停堆后，链式反应停止。但反应堆还继续释放约占额定功率的6的功率，称剩余功率。剩余功率是由裂变产物及活化产物的和衰变产生的。剩余功率随时间的衰减如图2.5所示。所以，在停堆以后还必须不断地冷却堆芯。2.4 核 裂 变2.4.1 裂变反应裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（约1014s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。例如：U n FF1 FF2 x n 200MeV图2.6是裂变过程的示意图。图2.6 铀235的裂变反应2.4.2 可裂变元素和增殖元素可裂变元素是指在中子作用下产生裂变的那些元素。目前实际在反应堆中可作为燃料使用的只有233U、235U和239Pu。但其中仅235U是以自然形式存在的，它在天然铀中占0.712。 233U和239Pu可以由其它元素的俘获中子产生，例如：Un U Np Pu能通过俘获中子产生裂变物质的元素称为增殖元素，上式中的U就是增殖元素。占天然铀99.282%的U在热中子堆中虽然很少参加裂变，却能生成裂变元素Pu。我们将生成的裂变核数与消耗的裂变核数之比叫做反应堆转换比。2.4.3 裂变产物在U裂变反应时，会形成60余种不同的碎片。通过衰变产生约250种不同的核素，称为裂变产物。图2.7是235U的裂变产物质量分布。曲线呈现出两个明显的峰，分别位于质量数95和140附近。233U或239Pu的裂变曲线与235U的十分接近。图2.7 铀235裂变产物出现的概率曲线裂变碎片会发生一系列的衰变，具有很强的放射性，主要是和射线。要经过很长时间才会逐渐减弱下来，这就使人们对它们的处理出现困难。2.4.4 中子发射裂变形成的大多数碎片显示出一种释放中子的强裂倾向，似乎中子与裂变同时出现，其实这些中子是由碎片发射出来的。刚释放出来的中子能量很大（0.512MeV），是快中子。某些由碎片放出的中子是在裂变发生时发射出来的（实际上是在约1014秒之后）。这些中子称瞬发中子。一小部分中子（不到全部释放中子的1）是在裂变发生一段时间裂变碎片经衰变后才放出来的。其强度随时间很快减弱，但有些可能在裂变后几小时才放出来。人们统称它们为缓发中子。2.4.5 裂变能量以一个裂变反应为例：U n U Kr Ba 2n根据质量亏损可计算出裂变所释放的能量。反应前后的质量可列表如下：裂变前质量（u）裂变后质量（u）U235.124Kr94.945n1.00867Ba138.9552 n2.01734总计236.13267235.917质量亏损为：236.13267235.917340.215u。已知1u的总能量为931MeV，这样就得到一个235U核按上述方法裂变产生的能量为：0.215931200 MeV裂变能的大部分（约80）是以碎片动能的形式出现的。它们很快被周围的介质减速，把能量逐步交给介质。约有20的能量由瞬时射线和中子带走。其余的能量随着裂变产物的放射性衰变，通过和辐射的形式逐渐放出。2.5 链式裂变在裂变反应中，俘获一个中子会产生23个中子。只要其中有一个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。但在实际过程中要维持这种反应，则需要满足许多条件。2.5.1 中子的遭遇在反应堆中，中子有四种可能的遭遇：（1）泄漏到堆外；（2）被慢化剂、冷却剂、结构材料、裂变产物或核燃料杂质等材料吸收而消失；（3）被燃料中的非裂变核吸收而消失；（4）被裂变核素吸收后引起裂变并放出几个新中子。上述遭遇中，只有第四种情况会产生替代的新中子。此外，中子也通过衰变自行消失，但由于其半衰期比上述途径所需时间要长得多，其影响可以忽略不计。2.5.2 中子平衡反应堆设计的主要任务之一就是计算中子发生上述各种遭遇的比例，保证引起裂变的比例足够大，易于使第二代中子与第一代中子达到平衡。现以天然铀热中子反应堆为例，来说明堆内中子平衡的情况。设第一代N1100个快中子作为开始。按四种可能的遭遇，其中：2个快中子引起238U裂变并放出5个快中子，加上其余98个快中子共有103个快中子，其中2个快中子泄漏到堆外，余101个快中子，其中5个共振中子被238U吸收不引起裂变。余96个被慢化后，变成热中子，其中3个热中子漏失。余下的93个热中子中，17个被慢化剂、载热剂及结构材料吸收，10个热中子被235U俘获不裂变，26个热中子被238U俘获，40个热中子引起235U裂变并放出100个快中子。这时的中子与第一代开始时的中子相同，即第二代开始N2100个快中子。这就是自持链式反应的一个完全循环。可以一代一代周而复始地重复下去。如果在一个循环终了时，所产生的快中子不足100个，则经过若干代之后反应就会停止，这种链式反应是收敛的。如果在循环未了时的中子多于100个，则在循环中的中子数会不断增加，这种链式反应是发散的。在上述中子平衡中给定的数字可以确定下列参数的具体数值：1. 快中子增殖系数 103/1001.032. 快中子逃脱泄漏机率 Lf101/1030.9763. 逃脱共振俘获机率 p96/1010.954. 热中子逃脱泄漏机率 Lt93/960.9665. 热中子利用系数 f76/930.836. 热中子增殖系数 100/761.322.5.3 增殖系数有效增殖系数是某一代发生的裂变中子数除以上一代发生的裂变中子数。为了简便往往把有效增殖系数称为增殖系数并用K表示，即：KN2/N1这样就可以用增殖系数来确定反应堆的状态：（1）K1反应堆为临界状态。（2）K1反应堆为次临界状态。（3）K1反应堆为超临界状态。增殖系数用参数表示：KpfLfLtKLfLt式中Kpf称为无穷大介质中的增殖系数，也叫作四因子公式。显然，Lf、Lt都随堆芯体积增大而增大。而且，改变堆形状减小表面积与体积之比，Lt和Lf也增大。因此，影响堆体积和形状的几何参数应列入计算Lf和Lt的公式中。式中：B2称为反应堆曲率，单位是cm-2。堆临界尺寸愈大，B2愈小。t称为年龄，它是在无穷大介质中快中子从产生点到变成热中子直线距离的平均平方值的六分之一。L2为热中子扩散距离，它是在无穷大介质中，中子从变成热中子点到它被吸收直线距离平均平方值的六分之一。2.5.4 反应性一般都常用反应性这个参数来确定反应堆状态。它是一代中子与下一代中子数的相对变化，即（N2N1）/N2将它变成与增殖系数K的关系，即：（N2/N2）（N1/N2）11/K（K1）/K实际上，总是rK1可以看出，它与K只是参考点不同，即当K1时0反应堆为临界状态。当K1时0反应堆为次临界状态。当K1时0反应堆为超临界状态。由于K接近，K1的值很小，所以反应性偏离零的变化以pcm作为单位来表示，1pcm105。例如：K1.002，则0.002200pcm。K0.995，则0.005500pcm。2.5.5 压水堆的控制压水堆装料后，堆芯的反应性可以用两种方法加以控制：移动控制棒位置和改变可溶性毒物的浓度。而且两种方法同时采用。1.控制棒方法由吸收中子材料（银铟镉合金或碳化硼）棒束组成控制棒组件。靠驱动机构带动控制棒组件在堆芯移动（抽出或插入）来控制反应堆的启动、停止和功率的变化等比较快速的反应性变化。由于由步进磁力提升机构驱动，控制棒的效率用每步pcm负反应性表示，每步为15.9mm。图2.8所示控制棒的微分效率曲线。可以任意位置开始将控制棒组件插入1步，得出引入堆芯的负反应性，以pcm/步（或pcm/cm）表示。图2.8也给出了控制棒的积分效率线，它是将控制棒组件从全微出位置插入到指定位置所引入的总负反应性。例如：控制棒束在抽出100步的位置，其积分效率为740pcm负反应性，再将它插入1步带来10.2pcm的负反应性。为了减轻插入控制棒造成的中子通量畸变，都采用多组控制棒组件，而且每个组件由多根细棒束组成。应当指出，核电站正常运行时，除少数控制棒组件在堆内一定范围起调节功率作用外，其它控制棒均提到堆外。剩余反应性由可溶毒物控制。2.可溶毒物控制方法将中子吸收剂溶化在慢化剂中，改变其浓度达到控制反应性的目的称可溶毒物控制。压水堆普遍以硼酸形式作为吸收剂称可溶毒物。由于毒物在堆芯的分布是均匀的，不会引起中子通量分布的畸变。但调节慢化剂中的硼浓度比较缓慢，这种方法只能控制因燃耗、氙毒和慢化剂温度改变等引起的比较缓慢的反应性变化。水中硼的浓度按ppm计量。其微分效率以pcm/ppm计，如图2.9所示。例如：反应堆在硼浓度1000ppm和300下运行时，增加硼浓度220ppm引入负反应性为：