核反应堆4.ppt

1、第四章：反应性变化与控制,核反应堆工程概论,一、反应性(1),有效倍增因子Keff是反应堆最重要的一个宏观物理量。一座反应堆的Keff应该在1附近。 Keff与1的相对偏离定义为反应性： (K1)/K =0：临界；0：超临界； 0：次临界,一、反应性(2),影响倍增因子或反应性的因素是很多的，最重要的是堆内材料成份的改变及材料温度的改变。反应堆运行时要对这些因素对反应性的影响进行有效的控制，使得反应堆保持受控运行状态。实际上，反应堆总要设计成Keff1，反应堆运行时调节Keff使其为1，停堆时调节Keff使其小于1。反应堆冷态停堆情况下(假使全部停堆系统全部移出堆芯)反应性大于0的部分称作剩余

2、反应性。,二、反应性温度效应 (1),2.1 反应性温度系数(1) 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。运行时温度升高到运行温度。材料温度的改变一般情况下对反应性有很大的影响。温度变化一个单位(K, C)带来的反应性变化定义为反应性温度系数T： T = d/dT = dK/dT /K2 dK/dT /K 反应堆内温度的变化是不均匀的，各种材料温度变化对反应性的影响也不尽相同，所以温度的变化要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。对应的温度系数称为燃料反应性温度系数，慢化剂反应性温度系数等。,二、反应性温度效应 (2),2.1 反应性温度系数(2) 反应性温度系数为负值对反应堆安全有利，反之不利。 反

3、应堆设计要尽可能做到各种工况下温度系数为负。,二、反应性温度效应 (3),2.2 燃料的反应性温度系数 燃料核截面在中能区段存在很多的强共振峰。燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。温度升高时共振峰值降低，但微观截面曲线下覆盖的面积保持不变，即所谓的共振峰展宽。最常见的反应堆中装有大量的238U，它有强烈的共振俘获吸收。温度升高时，共振峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，降低了中子利用率。造成反应性下降。这一效应称为多普勒(Doppler)效应。 238U的多普勒反应性温度系数为负值。这对反应堆安全是非常重要的。,二、反应性温度效应 (4),2.3 慢化剂的反应性温度系

4、数 慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，主要途径如下： 慢化剂密度变化。以水为例，温度升高慢化能力降低，能谱变硬。 慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能谱变硬。 对于热中子反应堆来讲，一般情况下，能谱变硬时，反应性降低。因为能谱变硬时，燃料的共振吸收增加，裂变材料的裂变截面降低，中子泄漏也会有所增加。但这并非是绝对的。影响反应性有诸多因素。各种因素因为能谱的变化进而影响反应性的趋势不尽相同，要看最后的综合效果，也看反应堆的设计。有些强吸收体的中子截面呈 1/v 变化规律。能谱变硬时，吸收能力减弱，引起反应性增加。如果这种吸收作用在反应堆中占主导地位，则总的反应性温度系数就会是正的。,

5、三、裂变产物中毒(1),由于裂变和衰变，核反应堆中发生着大量的物质转换。特别是裂变产生的裂变产物。一些新产生的物质对中子平衡有重要的影响。特别是各别裂变产物具有很大的中子吸收截面，典型的裂变产物是钐(149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸收裂变产物分为两类：寿命长的称为“结渣”，寿命短的称为“中毒”。下面讨论135Xe的中毒效应。,三、裂变产物中毒(2),三、裂变产物中毒(3),反应堆中135Xe主要来源于裂变产物135I的衰变，一小部分直接通过裂变产生。 135Xe 一方面强烈吸收中子变成136Xe，一方面通过衰变转变成135Cs。设任意时刻I和Xe的核密度分别为NI和NX，则可以列出关于

6、它们的微分方程： dNI/dt = wIfINI dNX/dt = INIwXfXNXNXX,三、裂变产物中毒(4),当反应堆处于稳态运行时，I和Xe的密度都不再随时间变化，处于所谓的平衡态。这时Xe的原子密度为： Nx = (wI + wx)f / (x + x) 氙瞬态问题：功率阶跃变化时Xe的原子密度有一个瞬态变化过程，从而造成了倍增因子的瞬态变化。典型情况：停堆时的“碘坑”现象。 氙振荡：氙密度随反应堆功率之间在空间上存在正反馈机制的振荡现象。在大尺寸通量高的反应堆中有可能出现。,四、燃耗分析(1),反应堆中材料成份的原子密度在不断的变化。对倍增因子或对中子平衡影响大的那些原子密度的变

7、化尤其是我们关心的。上一节Xe、Sm的讨论是典型的一个方面。本节要处理的是与核燃料有关的原子密度的变化以及他们的影响。 核燃料原子密度变化的分析称为燃耗分析。燃耗分析首先是要根据核反应式列出有关的微分方程，然后对这些微分方程进行联立求解，得到燃料有关的原子密度随时间的变化。燃耗分析以已知通量分布为前提。相对于解决能谱问题和通量的空间分布问题，燃耗分析要简单一些。,四、燃耗分析(2),四、燃耗分析(3),能谱计算和扩散计算是以反应堆某一个固定的材料成份为基础的。随着燃料的不断消耗，材料成份变化了，能谱和扩散计算的结果便不正确了，需要根据新的材料成份进行能谱和扩散计算。因此，能谱、扩散、燃耗分析三

8、大任务是相互耦合的任务。这里没有提到温度计算，实际上，能谱计算与温度有很大关系，因此堆内的温度场计算作为第四大任务也参与到上述耦合计算。,四、燃耗分析(4),S: 能谱计算, F: 通量计算, F: 通量调整, B: 燃耗计算,四、燃耗分析(5): 燃耗深度,燃耗深度：装进反应堆单位重量的重金属(例：235U + 238U)在卸出堆芯时释放出的能量。单位：MWd/tU。1吨235U全部裂变释放能量约为106MWd。现今压水堆燃料中235U的加浓度在35%左右。燃耗也在35万MWd/tU左右。这其中一部分是239Pu等其他裂变材料的贡献。卸料时235U并没有消耗完。影响燃耗深度的主要因素是燃料元

9、件(包括燃料本身和包壳材料)本身耐辐照的性能。,四、燃耗分析(6): 堆内燃料管理,堆内燃料管理：为使堆内燃耗深度尽可能均匀而采取一些技术措施，如分区装料、用硼酸或可燃毒物代替控制棒、优化的控制棒运行程序、优化的换料方案等等。进行优化的堆内燃料管理可以增加反应堆换料周期、提高燃耗深度，从而明显提高电站的经济效益。,五、反应性补偿与控制 (1),反应堆运行以后温度升高、产生毒物、燃料消耗等等因素都使得反应性下降，因此反应堆一定要设计相应的后备反应性。反应堆控制手段要能够控制这些后备反应性，使得反应堆运行时反应性为零，同时还要有调节功率和把反应堆带到一定次临界深度的能力。 例：一座压水堆反应性平衡的情况：温度4.2，氙毒4.2，燃耗7.7，停堆