反应堆物理分析.ppt

4 0 1核裂变过程与材料液滴模型 b 裂变过程 4 核裂变过程 靶核俘获中子 形成复合核 复合核退激 核裂变 裂变临界能 核裂变是中子轰击原子核 原子核接受中子后变得不稳定 从而分裂 材料 外部入射的自由中子 材料的裂变临界能量小于入射中子的能量 裂变的条件 复合核 临界能 发生核裂变的最小激发能Ecr criticalenergy 天然的核燃料 可转换核素 燃料裂变时能量的释放 MeV 易裂变燃料233U190 0 0 5235U192 9 0 5239Pu198 5 0 8241Pu200 3 0 8 可裂变燃料232Th184 2 0 9234U188 9 1 0236U191 4 0 9238U193 9 0 8237Np193 6 1 0238Pu196 9 0 8240Pu196 9 1 0242Pu200 0 1 9 天然存在 裂变能量释放 质量亏损 236 13267 235 917 0 215 u 200Mev 1u的总能量为931兆电子伏 4 1 1235铀核裂变裂变能量的释放 裂变中放出的能量分布 停堆余热计算 堆芯长期冷却 平均每次裂变的衰变功率与延迟时间的关系 Mev s t为裂变发生后的时间 若反应堆在功率水平P运行了T秒 则停堆后 秒时刻裂变产物 射线和 射线释放的总功率为 P 堆功率水平 停堆后 时刻 10s 100d T 在P功率下运行时间 Mev s 停堆余热排出 例 1 换算关系 4 1 2核反应堆的功率与中子通量密度的关系 2 释热率q r a 释热率 堆芯内某体积元内的功率密度 b 反应堆功率P c 单位时间反应堆内总的裂变率 d 对应的吸收率为 e 燃料的消耗率 每日 1日 86400秒 消耗掉的易裂变核的质量 4 2裂变产物与裂变中子的发射 4 2 1裂变产物 1 裂变碎片与产额关系曲线 2 裂变产物裂变碎片和它的衰变产物都叫裂变产物毒素 具有较大热中子吸收截面的裂变产物 PCM 10 5 c 反应性 反应性 4 2 1裂变中子 瞬发中子 缓发中子 缓发中子先驱核 裂变碎片所产生的发射中子的子核 4 3裂变产物的数量与活度 4 3 1研究的目的与意义 估算反应堆事故中扩散到环境裂变产物可能产生的辐射危害 确定乏燃料元件从反应难中卸出后其裂变产物的放射性随时间的衰减 以确定燃料在后处理之前所需的冷却周期 估算反应堆停闭后裂变产物放射性衰变的释热率 保持堆芯长期冷却 计算裂变产物中毒 即中子的寄生俘获 4 3 2衰变核素的核浓度变化 裂变产物的形成和消失过程 裂变产物的形成和消失过程 裂变核素i的浓度变化率 1 停堆后中子通量很小 通量值可忽略 裂变核素i的浓度变化率 停堆后中子通量等于零 则有 4 3 3停堆后裂变产物的活度 浓度变化取决于两种核素的衰减速度 2 对于单种裂变产物可用同样方法计算其总活度 由半经验公式可得 单次裂变产物中 粒子的发射率为 假定每种裂变产物衰变时只放出一个 粒子 每次裂变产物的活度 t是以秒为单位的裂变后时间 10s 100d 设反应堆在停闭之前以功率P0运行了T0 则dT时间间隔内每次裂变在停堆后 T0时刻的裂变产物活度为 反应堆以P0功率 在时间间隔dT内发生的总裂变次数为 停堆后裂变产物活度 由于时间间隔dT裂变 而在 时刻产生的裂变产物放射性活度dA为 5 热中子能谱和热中子平均截面 速度分布 能量分布 热中子能谱朝能量高的方向有所偏移 即热中子的平均能量和最可几能量都要比介质原子核的平均能量和最可几能量高的现象 6 链式裂变反应 6 1自持链式裂变反应1 自持链式裂变反应过程图 37 链式裂变反应 自持式链式裂变反应核爆炸原理每次反应产生2 43个中子引起下次反应可控链式裂变反应核电厂反应堆原理控制发生裂变的中子数 控制反应速度 如何才能使链式反应不变成原子弹似的在瞬间倍增 而是维持不变的核反应速率 产生的中子 消耗的中子数 维持链式裂变的条件 临界质量 一定要维持一定量的中子数 才能保证链式反应延续 一个例子 1个235U核 不能产生持续裂变1cm3 1g 235U小球呢 泄漏50kg的235U小球呢 增长 泄漏大于50kg的235U小球呢 增长 泄漏 40 裂变维持的条件 临界 临界 堆内产生的中子 吸收的中子数 堆芯 临界尺寸临界质量 临界 吸收 泄漏 K 1超临界 功率增加K 1临界 功率恒定K 1次临界 功率降低 设计时的保守估计 反应堆有限大 定义为Keff 可见 Keff k PL PL PL 临界尺寸临界质量几何形状 中子寿命循环Neutronlifecycle 1 反应堆内中子数目的增减与平衡浓度的决定过程 1 铀 238的快中子倍增 2 燃料吸收热中子引起的裂变 3 慢化剂以及结构材料等物质的辐射俘获 4 慢化过程中的共振吸收 5 中子的泄漏 2 热中子反应堆内的中子平衡图 举一个例子 循环往复 20 包括铀238核裂变在内所有裂变产生的快中子总数与铀235核热中子裂变产生的快中子数之比 4 逃脱共振吸收几率 在慢化过程中逃脱共振吸收的中子份额就称作逃脱共振吸收几率 慢化到热能区中子数与1 1Mev以下且留在堆内的快中子数之比 5 不泄漏几率 L NL FN TN 6 热中子利用系数f 7 有效裂变中子数 四因子公式 快中子倍增因子p 逃脱共振吸收几率f 热中子利用系数 有效裂变中子数 热中子裂变产生的快中子数 快中子裂变产生的净快中子数 热中子裂变产生的快中子数 p 通过共振吸收能量间隔而进入热能区的中子数 进入共振能量间隔的快中子数 核燃料吸收热中子所产生的裂变中子数 核燃料吸收的热中子数 无限介质增殖系数 f 核燃料吸收的热中子数 核燃料吸收的热中子数 其它材料吸收的热中子数 六因子公式 k 无限介质增殖系数 k pf PL PsPd keff k PL pf PsPd 不泄漏几率 PNL 临界条件 63 Sixfactorsformulaforatypicalthermalreactor