核反应堆物理分析PPT学习教案

1、会计学1 核反应堆物理分析核反应堆物理分析 第一章第一章核反应堆的核物理基础核反应堆的核物理基础 第二章第二章中子慢化和慢化能谱中子慢化和慢化能谱 第三章第三章中子扩散理论中子扩散理论 第四章第四章均匀反应堆的临界理论均匀反应堆的临界理论 第五章第五章分群扩散理论分群扩散理论 第六章第六章栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算 第七章第七章反应性随时间的变化反应性随时间的变化 第八章第八章温度效应和反应性控制温度效应和反应性控制 第九章第九章核反应堆动力学核反应堆动力学 第1页/共59页 第2页/共59页 第3页/共59页 中子也具有波粒二重性中子也具有波粒二

2、重性. .其波长为其波长为 对于能量为对于能量为0.010.01电子伏的中子其波长为电子伏的中子其波长为4.554.551010-11 -11 meter.meter. 与氢原子的半径同量级与氢原子的半径同量级. .比中子的平均自由程小许多量级比中子的平均自由程小许多量级. . 在反应堆中讨论中子时和与原子核相互作用时在反应堆中讨论中子时和与原子核相互作用时, ,中子被看中子被看 成是粒子成是粒子. . v玻尔半径玻尔半径 5.295.291010-10-10 meter meter v经典电子半径经典电子半径 2.82.81010-15-15 meter meter v原子核半径原子核半径

3、5 51010-15 -15 A A1/31/3 meter meter 中子按能量分为三类中子按能量分为三类: : 快中子快中子(E(E0.1 MeV),0.1 MeV), 中能中子中能中子(1eV(1eVE E0.1 MeV),0.1 MeV),热中子热中子(E(E1eV).1eV). meter E 12 1055.4 第4页/共59页 第5页/共59页 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞， 使其从核中发射出来，而中子留在靶核内的核反应。使其从核中发射出来，而中子留在靶核内的核反应。 出射的是质子出射的是质子-就是直接作用的

4、（就是直接作用的（n，p）反应）反应 出射的是中子，同时靶核由激发态返回基态放出出射的是中子，同时靶核由激发态返回基态放出射线，射线， 这就是直接非弹性散射过程。这就是直接非弹性散射过程。 只有能量非常高的中子才能与原子核发生直接作用，只有能量非常高的中子才能与原子核发生直接作用， 而反应堆中，能量那样高的中子非常少，所以在反应堆而反应堆中，能量那样高的中子非常少，所以在反应堆 物理分析中，物理分析中，这种直接作用的方式是不重要的这种直接作用的方式是不重要的。 第6页/共59页 形成复合核：是中子与原子核相互作用的最重要方式。形成复合核：是中子与原子核相互作用的最重要方式。 复合核的形成过程可

5、以表示如下：复合核的形成过程可以表示如下： （1）n+靶核靶核AZX复合核复合核A+1ZX* （2）复合核）复合核A+1ZX*反冲核反冲核+散射粒子散射粒子 复合核的激发态衰变有多种方式：（复合核的激发态衰变有多种方式：（n，p），（），（n，） （n，n），共振弹性散射），共振弹性散射 （n，n），共振非弹性散射，共振非弹性散射 （n，），辐射俘获），辐射俘获 （n，f），），核裂变核裂变 第7页/共59页 共振现象：共振现象：当入射中子的能量具有某些特定值当入射中子的能量具有某些特定值，恰好使，恰好使 形成的复合核激发态接近与某个量子能级时，形成的复合核激发态接近与某个量子能级时， 中子被

6、靶核吸收而形成复合核的概率就显著中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著 增加。根据中子和靶核的作用方式，有增加。根据中子和靶核的作用方式，有 共振吸收和共振散射。共振吸收和共振散射。 中子和原子核的作用方式：中子和原子核的作用方式： 散射：散射：包括弹性散射和非弹性散射包括弹性散射和非弹性散射 吸收：吸收：包括辐射俘获、核裂变、（包括辐射俘获、核裂变、（n，p），（），（n，）。）。 第8页/共59页 第9页/共59页 第10页/共59页 弹性散射：弹性散射：弹性散射在中子的所有能量范围内都能发生弹性散射在中子的所有能量范围内都能发生。 它可分为共振弹性散射和势散射。前者经过它可分为共振弹性散

7、射和势散射。前者经过 复合核的形成过程，后者不经过复合核的形复合核的形成过程，后者不经过复合核的形 成过程。成过程。 弹性散射的一般反应式为：弹性散射的一般反应式为： A AZ ZX + X + 0 01 1n n A+1A+1Z ZXX* * A AZ ZX + X + 0 01 1n n （共振弹性散射） 共振弹性散射） A AZ ZX + X + 0 01 1n n A AZ ZX + X + 0 01 1n n （势散射势散射） 弹性散射过程中，散射前后靶核的内能没有变化，保持弹性散射过程中，散射前后靶核的内能没有变化，保持 为基态。散射前后中子为基态。散射前后中子-靶核系统的动能和动

8、量守恒。靶核系统的动能和动量守恒。反反 应堆中，从高能到低能的慢化过程起主要作用的是弹性应堆中，从高能到低能的慢化过程起主要作用的是弹性 散射过程。散射过程。 第11页/共59页 第12页/共59页 v（n n，p p），（），（n n，）反应）反应 （n n，p p）反应的反应式为）反应的反应式为 A AZ ZX + X + 0 01 1n n A+1A+1Z ZXX* * A AZ-1 Z-1X + X + 1 11 1H H 堆内冷却剂和慢化剂经高能中子照射后，将发生以下反应，堆内冷却剂和慢化剂经高能中子照射后，将发生以下反应， 16168 8O + O + 0 01 1n n 1616

9、7 7N + N + 1 11 1H H 生成的生成的16167 7N N衰变时可产生三种高能衰变时可产生三种高能射线，是反应堆内重要射线，是反应堆内重要 的放射性来源，但的放射性来源，但16167 7N N的半衰期只有的半衰期只有7.137.13秒秒, ,所以该反应不会所以该反应不会 对环境造成影响对环境造成影响. . （n n，）反应的反应式为）反应的反应式为 A Az zX + X + 0 01 1n n A+1A+1Z ZXX* * A-3A-3Z-2Z-2X + X + 4 42 2HeHe 例如例如: : 10105 5B + B + 0 01 1n n 7 73 3Li + Li

10、 + 4 42 2HeHe 在低能区在低能区, ,这个反应截面很大这个反应截面很大, ,所以所以10105 5B B被用作热中子反应被用作热中子反应 堆的反应性控制材料。堆的反应性控制材料。 第13页/共59页 v核裂变核裂变 核裂变是反应堆中最重要的核反应，核裂变是反应堆中最重要的核反应，235235U,U,233233U, U, 239239Pu, Pu, 241241PuPu在低能中子的作用下发生裂变反应可能性较大，称为 在低能中子的作用下发生裂变反应可能性较大，称为 易裂变同位素，易裂变同位素，232232Th,Th, 238 238U,U, 240 240PuPu只有能量高于某一阈值

11、只有能量高于某一阈值 的中子的作用下才发生裂变反应，称为的中子的作用下才发生裂变反应，称为可裂变同位素。可裂变同位素。 目前堆中最常用的核燃料是目前堆中最常用的核燃料是235235U U。 235235U U裂变反应的反应式 裂变反应的反应式 2352359292U + U + 0 01 1n n 2362369292UU* * A1A1Z1Z1X + X + A2A2Z2Z2X +X +0 01 1n n 同时释放出同时释放出200MeV200MeV的能量。的能量。 然而然而235235U U吸收中子后并不都发生核裂变，也可产生辐射吸收中子后并不都发生核裂变，也可产生辐射 俘获反应俘获反应

12、2352359292U + U + 0 01 1n n 2362369292UU* * 2362369292U +U + 第14页/共59页 xN II xIN I / 第15页/共59页 表示平均一定能量的入射中子与一个靶核发生作用表示平均一定能量的入射中子与一个靶核发生作用 的概率大小，单位是的概率大小，单位是m2和和Barn 1Barn=10-28m2 微观截面微观截面是能量的函数。我们分别以是能量的函数。我们分别以 s,e,in,f,as,e,in,f,a， t t 下标来表示中子与原子核相互作用的散射、弹性散射、非弹性散射、辐射俘获、裂变、吸收和总反应截面。下标来表示中子与原子核相互

13、作用的散射、弹性散射、非弹性散射、辐射俘获、裂变、吸收和总反应截面。 s s=e e+in in a a=+f f+n, n, + + t t=s s+a a 微观截面可由实验测得或理论给出。实际工作中，一般将不同能量的中子发生反应的各种截面值录制成微观截面可由实验测得或理论给出。实际工作中，一般将不同能量的中子发生反应的各种截面值录制成数据库数据库的形式，以便于计算应用。的形式，以便于计算应用。 第16页/共59页 Nx eIxI 0 )( 第17页/共59页 的单位是的单位是m m-1-1 或或cmcm-1-1 。 为了计算为了计算必须知道单位体积内的原子核数必须知道单位体积内的原子核数N

14、 N，对于单元素，对于单元素 材料，材料， N N0 0为阿伏加得罗常数为阿伏加得罗常数为材料的密度，为材料的密度，A A为该元素的原子量。为该元素的原子量。 对于有几种不同的元素组成的均匀混合物质或化合物，宏对于有几种不同的元素组成的均匀混合物质或化合物，宏 观截面观截面x x(x= s, e, in,(x= s, e, in, f, a, f, a，t)t) 对于化合物，分子量为对于化合物，分子量为M, M, 密度为密度为，每个化合物分子中含，每个化合物分子中含 第第i i种元素的原子数目为种元素的原子数目为i i则化合物中第则化合物中第i i种元素的核子种元素的核子 密度为：密度为： A

15、 N N 0 i xiix N M N N ii 0 第18页/共59页 v平均自由程平均自由程 我们有关系式我们有关系式 e-xx就是一个中子穿过就是一个中子穿过x x长的路程仍未发生核反应的概率。长的路程仍未发生核反应的概率。 中子在中子在x x 及及 x+dxx+dx之间发生核反应的概率为之间发生核反应的概率为dxdx。用。用P(x)dxP(x)dx 表示中子穿过表示中子穿过x x长的路程未发生核反应，而在长的路程未发生核反应，而在x x 和和 x+dxx+dx之间之间发生首次核反应的概率发生首次核反应的概率，则，则 P(x)dx=P(x)dx=e-xxdxdx P(x)P(x)叫做首次

16、核反应的概率分布函数叫做首次核反应的概率分布函数， 根据定义有根据定义有 中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间 穿过的平均距离叫做穿过的平均距离叫做平均自由程平均自由程，用，用表示，有表示，有 x e I xI 0 )( 00 1)(dxedxxP x 第19页/共59页 00 _ 1 )(dxxedxxxPx x 可以定义散射平均自由程：可以定义散射平均自由程： 吸收平均自由程：吸收平均自由程： 可以证明可以证明： ss 1 aa 1 tt 1 ast 111 第20页/共59页 31714 1010m中子 32823 1010m原

17、子 nvR aa nvR ff nvR nvnvnvnvR m i i 1 21 352 10m个 第21页/共59页 v中子通量密度（中子通量密度（NeutronFlux） 单位是单位是中子中子m2 s,等于该点的中子密度与相应的中子速等于该点的中子密度与相应的中子速 度的乘积，它表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行度的乘积，它表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行 距离总和。是标量不是矢量。与磁通量，光通量概念不同。距离总和。是标量不是矢量。与磁通量，光通量概念不同。 反应率：反应率： v中子注量和注量率（中子注量和注量率（NeutronFluenceRate） 在空间在空间r处单位时间

18、内进入该点为中心的单位横截面处单位时间内进入该点为中心的单位横截面 的小球体内的中子数称为该点的中子注量率的小球体内的中子数称为该点的中子注量率。 因而因而 t时间内的注量时间内的注量F(r)则等于则等于 nv R tt t dttrrF 1 1 ),()( 第22页/共59页 显然中子注量率就等于中子通量密度。中子通量密度是核显然中子注量率就等于中子通量密度。中子通量密度是核 反应堆中一个重要的参数。它的大小反映了堆芯内部核反应堆中一个重要的参数。它的大小反映了堆芯内部核 反应率的大小，因此也反映出堆的功率水平。热堆中，热反应率的大小，因此也反映出堆的功率水平。热堆中，热 中子通量密度的数量

19、级一般为中子通量密度的数量级一般为 v平均截面平均截面 中子数关于能量中子数关于能量E的分布称为中子能谱分布的分布称为中子能谱分布。不同的反。不同的反 应堆，中子能谱不同。中子密度和速度均为能量的函数。应堆，中子能谱不同。中子密度和速度均为能量的函数。 所以总的中子通量密度所以总的中子通量密度应为：应为： 截面也是中子能量的函数所以核反应率应为：截面也是中子能量的函数所以核反应率应为： sm 21513 1010中子 00 )()()(dEEdEEvEn EE dEEEdEEvEnER)()()()()( 第23页/共59页 实际计算中常引入在某能量区间的平均宏观截面实际计算中常引入在某能量区

20、间的平均宏观截面的概念。的概念。 并令并令平均宏观截面与总中子通量密度的乘积等于核反应率平均宏观截面与总中子通量密度的乘积等于核反应率。 平均宏观截面或平均截面为：平均宏观截面或平均截面为： 从上式可知，要计算平均截面或反应率，就必须知道中子从上式可知，要计算平均截面或反应率，就必须知道中子 通量密度按能量的分布，即中子能谱。所以通量密度按能量的分布，即中子能谱。所以计算中子能谱计算中子能谱 是反应堆物理中的重要研究内容是反应堆物理中的重要研究内容。 E dEEER)()( E E dEE dEEE R )( )()( 第24页/共59页 eVE1 v 1 eVEeV 3 101 eVE 3

21、10 第25页/共59页 v微观吸收截面微观吸收截面 低能区低能区： 如已知能量如已知能量E0处的微观吸收截面处的微观吸收截面则在低能区：则在低能区： 对于多数轻核，在中子能量从几个对于多数轻核，在中子能量从几个keV甚至几个甚至几个MeV 的范围，其吸收截面近似按的范围，其吸收截面近似按变化，对于重核和中等变化，对于重核和中等 质量原子核，由于在低能区有共振吸收现象，质量原子核，由于在低能区有共振吸收现象，其吸收截其吸收截 面就会偏离面就会偏离规律。例如：规律。例如：235U,238U,239Pu,112Cd等。等。 中能区中能区：对于重核，如对于重核，如238U核，在共振区内，某一能量附近

22、核，在共振区内，某一能量附近 的小间隔内微观吸收截面的小间隔内微观吸收截面将变的特别大，即出现共振吸收将变的特别大，即出现共振吸收 现象。现象。 tconsEE a tan)( )( 0 E a E E EE aa 0 0) ()( v 1 v 1 第26页/共59页 第27页/共59页 对于轻核，由于其第一个激发态的能量比重核高，所以对于轻核，由于其第一个激发态的能量比重核高，所以 轻核在中能区一般不会出现共振峰，只有能量达到轻核在中能区一般不会出现共振峰，只有能量达到MeV 才出现这种共振峰。和重核窄而高的共振峰不同，轻核才出现这种共振峰。和重核窄而高的共振峰不同，轻核 的共振缝宽而低。的

23、共振缝宽而低。因此在热堆中共振吸收主要考虑重核因此在热堆中共振吸收主要考虑重核 238U的共振吸收 的共振吸收。 在高能区，随着中子能量的增加，共振峰间距变小，共在高能区，随着中子能量的增加，共振峰间距变小，共 振峰开始重叠，以致无法分辨，微观吸收截面随能量变振峰开始重叠，以致无法分辨，微观吸收截面随能量变 化平缓，而且截面数据很小，只有几个化平缓，而且截面数据很小，只有几个barn。 第28页/共59页 v微观散射截面微观散射截面 （1）非弹性散射截面）非弹性散射截面in：非弹性散射有阈能特点，质量越非弹性散射有阈能特点，质量越 大的核，其阈能愈低。当中子能量小于阈能时，大的核，其阈能愈低。

24、当中子能量小于阈能时，in为零；中子能量大于阈能时，为零；中子能量大于阈能时，in随着中子能量的增加而增大。随着中子能量的增加而增大。 图图1-5。 （2）弹性散射截面）弹性散射截面s s：多数元素与较低能量中子的散射都是多数元素与较低能量中子的散射都是 弹性散射。弹性散射。s s基本上是常数，一般为几个靶。基本上是常数，一般为几个靶。对于轻核和对于轻核和 中等核中子能量从低能到中等核中子能量从低能到MeV范围，范围，s s基本上近似为常数基本上近似为常数。 对于重核，在共振能区将出现共振弹性散射。对于重核，在共振能区将出现共振弹性散射。 热中子的散射问题比较复杂，这主要是由于核的热运动热中子

25、的散射问题比较复杂，这主要是由于核的热运动 和化学键的影响，对反应堆物理影响不大。和化学键的影响，对反应堆物理影响不大。 第29页/共59页 v微观裂变截面微观裂变截面f 235U,239Pu等易裂变核素的裂变截面随中子能量的变化等易裂变核素的裂变截面随中子能量的变化 与重核吸收截面的变化规律相似与重核吸收截面的变化规律相似。 热能区：裂变截面随中子能量减小而增加，且截面很大。热能区：裂变截面随中子能量减小而增加，且截面很大。 热堆里裂变反应基本上都是发生在这一能区。热堆里裂变反应基本上都是发生在这一能区。 共振区：共振区：235U的裂变截面出现共振峰，共振区延伸到几个的裂变截面出现共振峰，共

26、振区延伸到几个 keV。在。在keV至至MeV能量范围内，裂变截面随中能量范围内，裂变截面随中 子能量的增加下降到几个靶。子能量的增加下降到几个靶。 238U,240Pu,232Th等核素的裂变具有阈能特点。等核素的裂变具有阈能特点。 第30页/共59页 第31页/共59页 第32页/共59页 235U吸收中子后并不是都发生裂变， 吸收中子后并不是都发生裂变，有的发生辐射俘获反有的发生辐射俘获反 应变成应变成236U。辐射俘获截面和裂变截面之比称为俘获。辐射俘获截面和裂变截面之比称为俘获-裂变裂变 之比用之比用表示表示 与裂变同位素的种类和中子能量有关与裂变同位素的种类和中子能量有关。在反应堆

27、分析中。在反应堆分析中 常用到另一个量，就是燃料核每吸收一个中子后平均放出常用到另一个量，就是燃料核每吸收一个中子后平均放出 的中子数的中子数称为有效裂变中子数称为有效裂变中子数，用，用表示：表示： 式中：式中：为每次裂变的中子产额，为每次裂变的中子产额，对于对于235U，=2.416。 图图1-3。 f 1 f f a f 第33页/共59页 第34页/共59页 第35页/共59页 共振可分为共振可分为俘获共振、散射共振俘获共振、散射共振 和裂变共振和裂变共振。 三个描述共振的参数是：三个描述共振的参数是： 共振能共振能Er、峰值截面、峰值截面0和和 能级宽度能级宽度。 对于静止的靶核及可分

28、辨的共对于静止的靶核及可分辨的共 振峰，在共振能振峰，在共振能Er附近发生附近发生x（吸收、辐射俘获或裂变）共振（吸收、辐射俘获或裂变）共振 反应的截面反应的截面x（E）可以用单能级）可以用单能级Breit-Wignerformula表示表示。 第36页/共59页 22 2 0 )(4 )( r rx x EEE E E x xn n g 2 00 4 22 2 0 )(4 )( r r EEE E E 其中，其中，n n，x x分别为总宽度、中子宽度和分别为总宽度、中子宽度和x分宽度，分宽度， 为共振能为共振能Er中子的约化波长，中子的约化波长，g为统计因子；对于超为统计因子；对于超 热中子

29、，热中子，g=1。 对于辐射俘获共振，对于辐射俘获共振，为为 0 )(E 第37页/共59页 第38页/共59页 第39页/共59页 在反应堆计算中，通常假设在反应堆计算中，通常假设靶核的速度服从麦克斯韦玻耳靶核的速度服从麦克斯韦玻耳 兹曼分布兹曼分布。基于这个假设所推导出的共振能。基于这个假设所推导出的共振能Er附近的平均附近的平均 多多普勒展宽截面的表达式为。普勒展宽截面的表达式为。 尽管由于温度变化，共振截面的曲线形状发生了变化，尽管由于温度变化，共振截面的曲线形状发生了变化，但但 共振截面下的面积却与介质的温度无关。共振截面下的面积却与介质的温度无关。 ),(),( 0 x E E T

30、E rx x dy y xy x 2 22 1 )( 4 1 exp 2 ),( )( 2 r EEx )( 2 rc EEy A kTE4 第40页/共59页 共振截面下的面积却与介质的温度无关共振截面下的面积却与介质的温度无关,并不意味着共振吸收并不意味着共振吸收 的中子数与介质的温度无关。共振吸收的中子数一方面取决的中子数与介质的温度无关。共振吸收的中子数一方面取决 于吸收截面的大小，另一方面还与中子通量密度能谱分布有于吸收截面的大小，另一方面还与中子通量密度能谱分布有 关，而当温度变化截面形状改变时中子通量密度的能谱也发关，而当温度变化截面形状改变时中子通量密度的能谱也发 生了变化。生

31、了变化。 第41页/共59页 表表1-5235U核裂变释放的能量核裂变释放的能量 能量形式能量形式能量能量/MeV 裂变碎片的动能裂变碎片的动能 裂变中子的动能裂变中子的动能 瞬发瞬发能量能量 裂变产物裂变产物衰变衰变- -缓发缓发能量能量 裂变产物裂变产物衰变衰变- -缓发缓发能量能量 中微子能量中微子能量 总共总共 168 5 7 7 8 12 207 第42页/共59页 235235U U一次裂变大约放出一次裂变大约放出200MeV200MeV的能量，裂变碎片的动的能量，裂变碎片的动 能约占总释放能量的能约占总释放能量的80%80%。 可利用的裂变能中大约可利用的裂变能中大约97%97%

32、分配在燃料内，不到分配在燃料内，不到1%1% （为（为射线能量）在堆屏蔽层内，其余的能量在冷射线能量）在堆屏蔽层内，其余的能量在冷 却剂却剂 裂变产物的衰变裂变产物的衰变 和和射线的能量约占总裂变能量的射线的能量约占总裂变能量的 4%-5%4%-5%，它们是裂变碎片在衰变过程中发射出来的，这，它们是裂变碎片在衰变过程中发射出来的，这 部分能量有一段时间的延缓。所以停堆后依然会有衰变部分能量有一段时间的延缓。所以停堆后依然会有衰变 热量的产生，停堆后衰变余热的导出是反应堆安全研究热量的产生，停堆后衰变余热的导出是反应堆安全研究 的重要问题。的重要问题。 第43页/共59页 v核反应堆的功率与中子

33、通量密度的关系核反应堆的功率与中子通量密度的关系 堆芯处任一点单位体积内的功率密度或释热率为堆芯处任一点单位体积内的功率密度或释热率为 如果只考虑热中子引起的如果只考虑热中子引起的235U的裂变的裂变,反应堆功率等于反应堆功率等于 反应堆的功率与裂变反应率成正比或中子通量密度成反应堆的功率与裂变反应率成正比或中子通量密度成 正比正比，为堆芯的平均热中子通量密度，为堆芯的平均热中子通量密度， 核裂变所放出的能量次焦耳U 23510 1012. 31 3 10 1012. 3 )( )()(mW r rErq f ff W V P f 10 1012.3 V dVr V )( 1 第44页/共59

34、页 f V P 10 1012.3 可以推导出堆内平均热中子通量密度可以推导出堆内平均热中子通量密度 单位时间的堆内总的裂变率为：单位时间的堆内总的裂变率为： 对应的中子的吸收率为：对应的中子的吸收率为： 每天消耗的裂变核的质量为：每天消耗的裂变核的质量为： 对于对于235U,取取=0.169,对于热功率为对于热功率为1MW反应堆反应堆,每天每天 235U的消耗率为 的消耗率为1.2310-3kg/d. PFt 10 1012. 3 dkgAP N AF G a /)1(1048.4 10 86400 12 3 0 PFFF f f a fa 10 10)1 (12. 3)1 ( 第45页/共

35、59页 第46页/共59页 裂变碎片都是不稳定核，要经过一系列裂变碎片都是不稳定核，要经过一系列衰变衰变成为稳定核。成为稳定核。 我们把裂变碎片和其我们把裂变碎片和其衰变产物叫做衰变产物叫做裂变产物裂变产物。 反应堆运行中会产生反应堆运行中会产生300300多种裂变产物，其中多种裂变产物，其中135135XeXe和和149149SmSm 具有很强的中子吸收截面，它们将消耗堆内的中子，我们具有很强的中子吸收截面，它们将消耗堆内的中子，我们 把这些中子吸收截面大的裂变产物叫把这些中子吸收截面大的裂变产物叫毒素。毒素。 有的裂变产物的半衰期很长和很强的放射性如：有的裂变产物的半衰期很长和很强的放射性

36、如： 237237Np Np 241241Am Am 243243Am, Am, 129129I, I, 9999TcTc， 这些裂变产物将对反应堆 这些裂变产物将对反应堆 乏燃料的储存、运输后处理带来一系列的困难。乏燃料的储存、运输后处理带来一系列的困难。 第47页/共59页 v裂变中子裂变中子 裂变放出的中子数和裂变方式有关。每次裂变放出的裂变放出的中子数和裂变方式有关。每次裂变放出的平平 均中子数依赖于裂变核和引起裂变的中子能量均中子数依赖于裂变核和引起裂变的中子能量，对于，对于 235U,和和239Pu为：为： 235235(E)=2.416+0.133E(E)=2.416+0.133

37、E 239239(E)=2.862+0.135E(E)=2.862+0.135E 裂变反应产生的裂变反应产生的99%99%以上的中子是在裂变的瞬间（以上的中子是在裂变的瞬间（1010-14-14秒）秒） 发射出来，这些中子叫做发射出来，这些中子叫做瞬发中子，瞬发中子，它们能量范围从它们能量范围从0 0到到 10 MeV10 MeV， 对于对于235U瞬发裂变中子的能谱瞬发裂变中子的能谱(E)(E)为为 EeE E 29. 2sinh453. 0)( 036. 1 E eEE 776.05 .0 770.0)( 0 1)(dEE 0 298.1)(MeVMeVdEEEE 第48页/共59页 能量

38、，兆电子伏能量，兆电子伏 图图 1-12 1-12 铀铀-235-235核裂变中子裂变时裂变中子能谱核裂变中子裂变时裂变中子能谱 第49页/共59页 值得一提的是值得一提的是252252CfCf自发裂变中子源，其能谱与自发裂变中子源，其能谱与235U非常相近非常相近 T E eCEE 5 .0 )( 2/3 2 T C MeVdEEEE0 . 2)( 0 锎中子源的能谱 第50页/共59页 裂变中还有大约裂变中还有大约1%的中子是在裂的中子是在裂 变碎片衰变过程中发射出来的，变碎片衰变过程中发射出来的， 这些中子叫这些中子叫缓发中子，缓发中子，如如87Br 碎片在以后裂变过程中放出的中碎片在以

39、后裂变过程中放出的中 子。子。87Br也叫做缓发中子先驱核。也叫做缓发中子先驱核。 表表1-6给出了给出了235U裂变时缓发中子裂变时缓发中子 的数据。的数据。 缓发中子的能谱不同于瞬发中子缓发中子的能谱不同于瞬发中子 能谱，能谱，缓发中子的平均能量要比缓发中子的平均能量要比 瞬发中子低很多瞬发中子低很多。 虽然缓发中子在裂变中子中所占虽然缓发中子在裂变中子中所占 的份额小，但它对反应堆的动力的份额小，但它对反应堆的动力 学过程有学过程有非常重要影响非常重要影响。 第51页/共59页 第52页/共59页 裂变反应堆就是一种能以可控方式产生自续链式裂裂变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。它能以一定的速度将蕴藏在原子核中的变反应的装置。它能以一定的速度将蕴藏在原子核中的 能量释放出来。能量释放出来。 反应堆里自续链式裂变反应条件可以用有效增殖因数反应堆里自续链式裂变反应条件可以用有效增殖因数 k keffeff 表示：表示： 在实际问题中很难确定中子每在实际问题中很难确定中子每“代代”的起始和终了时间。的起始和终了时间。 从中子的平衡关系定义系统的有效增殖因数更方