反应堆原理：第九章 核反应堆动力学与热工学2

《核工程导论》

第九章核反应堆动力学与热工学兰州大学核科学与技术学院2015年秋季学期目录缓发中子的作用反应堆的释热反应堆停堆后的释热123第九章核反应堆动力学与热工学核反应堆运行的基础是在于成功地控制中子通量密度或反应堆功率在各种情况下随时间的变化。随时间的变化缓慢（年、月）燃耗、裂变产物累积等；中等时间变化（小时、天）裂变产物中毒等；短时间变化（毫秒、秒）反应性快速变化（堆启动、停堆、控制棒移动、事故等）；了解中子通量密度或功率在偏离临界状态下的瞬态变化特性，对反应堆的控制和安全运行极其重要。一.缓发中子的作用中子靶核初碎片1初碎片2瞬发中子10-15sγ射线

10-11sβ-β-β-β-β-缓发中子(数十秒)10-2s瞬发中子与缓发中子：反应堆周期：反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间。一.缓发中子的作用假设所有裂变中子都是瞬发的：一.缓发中子的作用反应堆周期：思考：当有效增殖因数增加0.1%，功率的变化？短周期的功率上升很难控制对于压水堆，当有效增殖因数增加0.1%一.缓发中子的作用组半衰期Ti/s能量/keV份额βi先驱核平均寿命ti/s154~562500.00024778.64221~235600.00138531.5135~64300.0012228.6641.9~2.36200.0026453.2250.5~0.64200.0008320.71660.17~0.274300.0001690.258235U核热中子裂变时的缓发中子数据一.缓发中子的作用对于压水堆，当有效增殖因数增加0.1%缓发中子效应在研究反应堆瞬态过程和反应堆控制时是不可忽略的。反应堆控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。一.缓发中子的作用二.反应堆的释热一个反应堆能产生多少功率，是受热工条件限制的，而不是受核方面的约束。反应堆的重大安全事故也都与堆内传热和冷却问题有关，如燃料包壳烧毁、燃料熔化等。反应堆能否及时有效的输出堆芯内由于核裂变产生的热量，既影响着反应堆的功率，也影响着反应堆的安全运行。

1.燃料的释热核裂变产生的能量可分为以下三大类：

裂变瞬时产生的能量，它包括裂变碎片的动能、瞬发中子的动能、瞬发γ射线能等，占总裂变能的86%；裂变后缓发的能量，包括裂变产物的β和γ射线能，缓发中子和中微子的能量，占总裂变能的10.5%；过剩中子引起(n,γ)反应释放的能量，包括反应后产生的瞬发和缓发的β、γ射线能，占总裂变能的3.5%。二.反应堆的释热二.反应堆的释热类型来源能量/MeV射程释放地点裂变瞬发裂变碎片的动能168极短，约0.01mm在燃料元件内裂变中子的动能5中大部分在慢化剂内瞬发γ射线的能量7长堆内各处缓发裂变产物衰变的β射线7短大部分在燃料元件内，小部分在慢化剂内裂变产物衰变的γ射线6长堆内各处过剩中子引起的（n,γ）反应瞬发和缓发过剩中子引起的非裂变反应加上（n,γ）反应产物的β和γ衰变能7有长有短堆内各处总计约200备注：未包括β衰变放出的约10MeV的中微子能量（穿出堆外）离子：SRIM电子：

ESTAR中子：截面、平均自由程

γ：衰减系数SRIM-TheStoppingandRangeofIonsinMatterMCNP(MonteCarloNParticleTransportCode)是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的基于蒙特卡罗方法的用于计算三维复杂几何结构中的中子、光子、电子或者耦合中子/光子/电子输运问题的通用软件包，也具有计算核临界系统（包括次临界和超临界系统）本征值问题的能力。二.反应堆的释热在反应堆内，用体积释热率qv表示燃料内产生的热能：

——热中子通量密度式中，——热中子的平均微观裂变截面——可裂变核的密度——每次核裂变产生的能量——堆芯（燃料元件和慢化剂）的释热量

占堆总释热量的份额体积释热率是单位时间、单位体积内释放的热能的度量，也称为功率密度。要注意的是，体积释热率指的是已经转化为热能的能量，并不是在该体积单元内释放出的全部能量，因为有些能量会在别的地方转化为热能，甚至有的能量根本就无法转化为热能加以利用。二.反应堆的释热

2.堆内释热率分布堆芯内的功率分布取决于中子通量密度分布——堆芯r处，能量为E的中子的宏观裂变截面——堆芯r处，能量为E的中子通量对热中子反应堆，假设裂变都是由热中子引起的，此时可用平均微观裂变计算。认为平均的微观裂变截面只与核燃料的类型相关，与空间位置无关。对均匀堆，可裂变核的密度在堆芯内为常数，不随位置变化。二.反应堆的释热球形：圆柱形：长方形：热中子通量密度不均匀系数：热中子通量密度不均匀系数指芯部内热中子通量密度的最大值与热中子通量密度的平均值之比二.反应堆的释热圆柱形：球形：长方体：功率分布展平的概念及展平措施：②芯部燃料分区布置③控制棒或可燃毒物的合理布置①加反射层二.反应堆的释热影响堆芯内功率分布的主要因素：①燃料装载的影响早期大多采用燃料富集度均一的燃料装载方式。目前，大型核电站反应堆中通常采用堆芯燃料分区装载的方法（一般装载三种或多种不同富集度）。二.反应堆的释热二.反应堆的释热二.反应堆的释热②反射层的影响堆芯反射层0rΦ(r)裸堆与带有反射层反应堆的中子通量密度分布裸堆有反射层的反应堆二.反应堆的释热③控制棒的影响二.反应堆的释热改善中子通量在径向的分布，使功率分布更为均匀。二.反应堆的释热然而，控制棒的插入对轴向功率分布会带来不利的影响④结构材料、水隙和空泡的影响结构材料的吸收效应

吸收中子，引起中子通量及功率局部降低。

影响程度与这些材料的中子吸收截面有关。二.反应堆的释热水隙的影响

水隙可能是燃料组件之间的间隙、栅格尺寸的变化处、以及提出控制棒后所留下的空隙。

堆内有水隙的地方，由于水隙引起的附加慢化作用，相应的热中子通量密度比其他地方高，引起局部热中子峰值，增大功率分布的不均匀程度。二.反应堆的释热控制棒组件燃料棒吸收棒导管底部管嘴把手中子吸收棒片套筒式控制棒组件十字形控制棒组件控制棒做成“细而多”的更有好处。二.反应堆的释热空泡的影响

有气泡的地方，由于气泡慢化中子的能力比水差很多，因此，有气泡的地方，热中子通量降低。

空泡效应对于稳定反应堆功率，减少某些事故的严重程度是有好处的。二.反应堆的释热在沸水堆中，堆芯上部的含气量大于堆芯下部，所以堆芯下部的中子通量密度较高。因此，沸水堆的控制棒从堆底部向上插入堆芯，以利于通量的展平和提高控制棒的效率。沸水堆核电站示意图思考：为什么沸水堆的控制棒一般从堆底部向上插入堆芯？？？⑤燃料元件自屏蔽效应的影响二.反应堆的释热结构部件的释热

结构部件的释热基本都是由于吸收堆内γ射线而引起的。对于堆芯内的薄壁构件（可忽略γ在构件内的衰减）：（包括定位格架、燃料组件的上、下管座、栅格板等。）——堆内构件由于吸收γ射线引起的体积释热率——堆该处的体积释热率——该处结构材料的密度——堆芯材料的平均密度式中，

2.结构部件和慢化剂的释热二.反应堆的释热对于堆芯外的厚壁构件（包括堆芯外的压力容器和热屏蔽等。）如果存在一源强为Sri的γ射线源，第i能群的γ能量密度的变化规律为：——在有源一侧表面处第i能群的γ能量密度——离开表面的距离,cm——第i能群的能量吸收系数，cm-1材料对单能γ射线的吸收主要有三种过程：光电吸收、康普顿散射和电子对生成能量吸收系数是这三种能量吸收系数的总和，是γ能量的函数。二.反应堆的释热二.反应堆的释热

γ射线在x处dx距离上的衰减部分全部转化为热量，因此，在x处材料吸收γ射线产生的体积释热率为：——材料吸收γ射线产生的体积释热率——距内壁表面x处的体积释热率MeV/s·cm3——内壁表面处第i能群的γ能量密度MeV/s·cm2——构件材料对第i能群的γ射线的能量吸收系数cm-1式中，如果反应堆中的γ源发射几种不同能级的γ射线，那么：二.反应堆的释热二.反应堆的释热热屏蔽用对γ射线吸收力强，导热性能好，熔点高的不锈钢制成，它是一个圆柱型筒体，吊挂在压力壳内吊篮筒体的外壁上，以屏蔽由堆芯穿出来的中子流和γ射线，以减少压力壳可能受到的辐射损失。通过吸收中子释热：——空间r处(n,α)反应的释热率——空间r处(n,γ)反应的释热率II.控制棒内的释热通过吸收γ射线释热：控制棒可通过吸收γ射线和吸收中子两种方式释热。释热率的计算方法与前节相同。二.反应堆的释热III.慢化剂的释热

慢化剂可通过吸收γ射线和慢化中子两种方式释热。通过吸收γ射线释热：——慢化剂通过吸收γ射线的体积释热率——堆芯内特定位置处的体积释热率——慢化剂密度——堆芯材料平均密度二.反应堆的释热通过慢化中子释热：——慢化剂通过慢化中子的体积释热率——快中子的宏观弹性散射截面——快中子通量密度——中子每次弹性散射时的平均能量损失——快中子能量——热中子能量二.反应堆的释热反应堆运行一段时间停堆以后，其功率并不会立刻降到零，而是在开始时以很快速度下降，在达到一定数值后，缓慢下降。三.反应堆停堆后的释热对大亚湾核电站反应堆：稳定运行的热功率为2895MW停堆1h产生的功率为40MW停堆1d产生的功率为16MW停堆1月产生的功率为4MW停堆1年产生的功率为0.8MW反应堆停堆后的功率主要包括：①剩余裂变功率：反应堆停堆后，堆内的缓发中子在短时间（几十秒）内还会引起裂变，释放能量。②裂变产物的衰变功率：裂变产物发生衰变，释放能量。③中子俘获产物的衰变功率：在天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中，主要是239U和239Np的β和γ辐射，释放能量。三.反应堆停堆后的释热压水堆停堆后