核燃料循環(huán)第二章(授課)講訴

1、第二章反響堆概述本章重點內(nèi)容.各種基本概念、單位換算和相關(guān)計算。.鏈?zhǔn)椒错懠捌渑R界理論，包括四因子公式含義、在反響堆中如 何實現(xiàn)和控制裂變鏈?zhǔn)椒错懙取?反響堆的類型和基本組成，特別需了解生產(chǎn)堆、核動力堆在組 成和機構(gòu)上的不同特點等。如前所述，核燃料循環(huán)是以反響堆為中心，分為前段和后段，因而反響堆 是核燃料循環(huán)的中心環(huán)節(jié)。反響堆按中子速度或按用途、慢化劑、冷卻劑、 燃料的種類及燃料的布置形式等的不同，具有不同的類型。而反響堆的類型 決定了核燃料的種類、形態(tài)和燃料在反響堆中的工作狀況。因而，反響堆的 類型與核燃料循環(huán)有密切的關(guān)系。2.1反響堆內(nèi)的核反響核反響概述中子不帶電，容易同原子核發(fā)生核反響。

2、核反響的類型，隨不同的核素而異，而且與入射中子的能量有很大關(guān)系。我們把發(fā)生某種核反 應(yīng)的概率（即可能性），用稱為核截面。的數(shù)值來衡量，其單位是靶（恩）（bam, b）, lb=1024cm2 （10-28m2）o反響堆內(nèi)最重要的核反響有散射、俘獲、裂變等：（1）散射（n,n）反響是中子與原子核碰撞的結(jié)果，僅使中子運動的方向和速度 改變，中子未被靶核所吸收，其發(fā)生概率用散射截面。s表示。這是指一種彈 性散射，對熱中子堆工作極其重要，快中子就是靠彈性散射來慢化成熱中子。（2）輻射俘獲（n,y）反響。如果靶核吸收中子后并不分裂，而形成新的原子核顯然，這是描述反響堆整體性質(zhì)的一個參數(shù)，它適用于各種型式

3、的反響堆, 故具有普遍意義。從上述定義容易看出:當(dāng)k=l時，堆內(nèi)中子數(shù)目保持動態(tài)平衡，鏈?zhǔn)椒错懙靡苑€(wěn)定進行，在每秒鐘內(nèi)發(fā)生恒定的裂變數(shù)，每次裂變放出200MeV的能量，意味著反響堆功 率在一定的水平上維持不變。這時的反響堆被稱為處于臨界狀態(tài)；當(dāng)kl時，裂變中子一代比一代多，鏈?zhǔn)椒错懓l(fā)散，意味著反響堆功率不 斷增長。這時的反響堆被稱為處于超臨界狀態(tài)，如反響堆啟動和提升功率時的狀態(tài);當(dāng)kvl時，裂變中子一代比一代減少，鏈?zhǔn)椒错懯諗壳也荒芫S持，意味著 反響堆功率將逐漸減小，這時的反響堆被稱為處于次臨界狀態(tài)，如反響堆 減功率和實際上等于零的停堆狀態(tài)。中子增殖因數(shù)是反響堆最主要的特性參數(shù)。顯然，裂變鏈?zhǔn)?/p>

4、反響只能在k 21時才能發(fā)生。雖然每次鈾-235核裂變，平均都會產(chǎn)生2.42個中子，但不是所有的中子都 有機會再遇上鈾235核，而且即使跟鈾-235核發(fā)生碰撞，也不是每次碰撞都 引起核裂變，有（x/（l+a尸14.5%的中子被俘獲損失，使可用的中子減少為2.07 個；系統(tǒng)中還有鈾238和慢化劑材料，中子被其它核素吸收的可能性是很大 的；同時反響堆還要考慮中子的泄漏問題等。因此，實現(xiàn)k=l的自持鏈?zhǔn)椒?應(yīng)，并不是那么容易，而是需要一定的條件。事實上，系統(tǒng)中各種可能的核 反響互相競爭，發(fā)生哪種核反響的機會全看核截面（。）的大小。正如上所述, 截面是某種核素的一個原子核與一個中子發(fā)生某種核反響的概率

5、，可稱為微 觀截面。而常把oXN的乘積，作為單位體積內(nèi)某種核素的所有原子核與中子 發(fā)生某種核反響的概率，叫做宏觀截面E,其單位為cm。此處N=pNa/A （單位為原子數(shù)/日屋），式中p是該核素的質(zhì)量密度（單位為g/cm3）, Na為阿伏加 德羅常數(shù)=6.023義1。23（單位為mol）,A是該核素的原子量（單位為gmolj）。 那么在中子通量密度（p的作用下，各種核反響（散射、輻射俘獲或裂變）的反 應(yīng)率R可寫成：R=E（p 次數(shù)/（cms）上述每次鈾-235核裂變產(chǎn)生的2.42個中子經(jīng)俘獲損失，使可用的中子減少 為2.07個后，至少還需有一個中子再被一個鈾235核素吸收以維持鏈?zhǔn)椒错? 剩下容

6、許泄漏或被其它材料吸收而損失的中子數(shù)只有1.07個，裕量是不大的。為了滿足堆內(nèi)kl的要求，必須盡可能減少中子的消耗和損失。泄漏到 堆外的中子數(shù)在全部中子中所占的比例，對于給定的堆結(jié)構(gòu)而言，取決于堆 芯（即燃料裝載區(qū)）的大小。堆芯體積越大，泄漏的所占的比重越小。假定 反響堆堆芯的尺寸是無限大，那么可不必考慮中子的泄漏問題，從而可使問題 得到簡化。此時的中子增殖因數(shù)稱為無限增殖因數(shù)，并用k表示；而相對地, 把有限系統(tǒng)的中子增殖因數(shù)L用kefT表示。可把有限系統(tǒng)的中子增殖因數(shù)稱 為有效中子增殖因數(shù)，并寫成下式：keff= k oo Y式中Y就是中子不泄漏概率，正如以上所述，keo是假設(shè)Y=1即系統(tǒng)為

7、無限大 時（此時的泄漏等于零）的中子增殖因數(shù)。它完全取決于系統(tǒng)工程內(nèi)部的組 成和布置，也就是中子被核燃料和其它材料吸收的相對份額，而與系統(tǒng)的幾 何形狀及尺寸無關(guān)。對于一個有限大小的系統(tǒng)，Y恒小于1,因此k8必須大 于1才能維持鏈?zhǔn)椒错憽ｏ@然，k8大于1越多，容許泄漏出去的中子越多， 反響堆也可以做得越小。為了實現(xiàn)鏈?zhǔn)椒错懀枰裏保持在1/1.08=0.926 以上。因此，天然鈾石墨裸堆的臨界尺寸一般均在5.5m以上。對于熱中子反響堆，常把k-寫成四個因子的乘積，以簡化計算和便于分析,稱為四因子公式:koo=T*p*/式中：n為次級中子數(shù)，w為快中子增殖因子，p為逃脫共振吸收幾率，/為 熱中子

8、利用因子。下面分別說明這四個因數(shù)的含義。（1）次級中子數(shù)nn即是易裂變核素俘獲一個熱中子時產(chǎn)生的快中子的平均數(shù)。由于不是所 有被核燃料吸收的熱中子都能引起核分裂，故（v為一次核裂變產(chǎn)生的中 子數(shù)），通常把”叫做次級中子數(shù)。純核素的T值可用下式計算：T1=V（O/Oa）式中口為熱中子裂變截面，6為熱中子總吸收截面。通過實驗測定的幾種易裂變核素的。八小、“、V值見表2-1。對于235U和238U同位素的混合物，b/2525 用,2V280a25 十 n 。28N 25式中：V25代表235U 一次核裂變產(chǎn)生的中子數(shù)；N25和N28分別代表235U和238U在同位素混合物中的原子數(shù)；小25和小28分

9、別代表235U和238JJ的總吸收截面；。/25代表235U的裂變截面。如對天然鈾而言：N28100-0.72 138N250.72而 0/25=582.2 b, Oa25=680.8b, oa28=2.70b,故:=2.42 x582.2680.8 + 138x2.7= 1.34很顯然，對于濃縮鈾燃料將會得到比天然鈾更大的11值。（2）快中子增殖因子由于238U在快中子作用下也會發(fā)生核裂變（裂變閾能量大約為LIMeV）, 結(jié)果使快中子數(shù)增加。由各種能量中子引起的裂變而產(chǎn)生的快中子總數(shù)與僅由 熱中子裂變而產(chǎn)生的快中子數(shù)之比，稱為快中子增殖因子，并以表示。按定 義，E的值恒大于lo一 一 _ 1

10、 4 3 2 o o o O 1 11 n 11 (3) +玄源筌三二姿U （）.40.1.2 16鈾棒半徑，cm圖2-2非均勻堆與鈾棒半徑的關(guān)系當(dāng)反響堆燃料元件的排列間距大時，只 有同一釋熱元件內(nèi)產(chǎn)生的快中子才能引起 該元件內(nèi)238u核的分裂（中子跑出該元件外 將被慢化劑減速），因此值只與釋熱元件 的尺寸有關(guān)。圖22示出了這種情況下值 與圓柱形鈾棒半徑的關(guān)系。假設(shè)慢化劑與釋熱元件是緊密配置的話，那么未完全減速而從慢化劑返回釋 熱元件的快中子也能顯著地引起238U核的分裂而使值增大。均勻堆慢化劑 和燃料的體積比一般都很大，因而快中子增殖因子實際上接近等于lo Tfg的 乘積代表核燃料吸收一個熱

11、中子引起分裂而得到的快中子總數(shù)。（3）逃脫共振吸收幾率 pq。同粒創(chuàng)10-2 10-110 101 162 103 104 105 io6 1C7 中子能II, eV圖23 2381；的全截面隨中子能量而變化的示意圖快中子在減速為熱中子的過程中，要經(jīng) 過幾個相當(dāng)于238U共振吸收的能值（見圖 2-3）而可能有一局部中子為238U核所吸收, 它們并不引起核分裂。其余的中子那么逐漸被 減速到熱能。最后減速為熱中子的總數(shù)和快 中子總數(shù)（這里沒有考慮中子泄漏）的比值 即稱為逃脫共振吸收幾率，以p表示之。由此可見，核燃料因吸收一個中子而產(chǎn)生的新的熱中子數(shù)即等于rr&p。顯然p值首先是與慢化劑中核燃料的濃

12、度有關(guān)的：活性區(qū)中238U越少，即 慢化劑中核燃料的濃度越小，那么逃脫共振吸收幾率越大。在極端情況下，假設(shè) 活性區(qū)只由慢化劑組成時，p=l；而當(dāng)活性區(qū)僅有核燃料組成時，p值接近于0o實際上在用天然鈾作燃料的反響堆內(nèi)，p值一般在0850.95范圍內(nèi)。&)L0,故有可能用選定成分的介質(zhì)來制作有限尺寸的活性區(qū)。實際上對有限尺寸的反響堆，由于不可防止地存在中子的泄漏，因而keff 不可能等于k=,而只能是ke產(chǎn)k-Y。Y稱為中子不泄漏幾率。這里被吸收的中子數(shù) 一被吸收的中子數(shù)+泄漏的中子數(shù)由于中子的泄漏與反響堆活性區(qū)的外表積成正比，而堆內(nèi)產(chǎn)生的中子數(shù)與 活性區(qū)的體積成正比，因此中子的相對泄漏就與活性區(qū)

13、的外表積與其體積之 比成正比（如果反響堆無反射層）。這一比例不僅與反響堆活性區(qū)的結(jié)構(gòu)和尺 寸有關(guān)，而且與其幾何形狀有關(guān)。如在體積一定的各種幾何形狀中，由于球 形具有最小的外表積，故對于某一確定的燃料和慢化劑而言，當(dāng)反響堆為球 形時不泄漏幾率最大。符合keff=l的活性區(qū)尺寸即稱之為臨界尺寸。臨界尺寸恰好能保證裂變鏈 式反響的發(fā)生和繼續(xù)，但為了補償中毒和其他不利效應(yīng)以及用于堆功率的調(diào) 節(jié)，有必要保存一定的后備反響性，因此往往是把反響堆活性區(qū)做成超臨界 狀態(tài)，即是使活性區(qū)尺寸超過臨界尺寸。使用中子反射層是減少中子泄漏并縮小活性區(qū)臨界尺寸的有效措施之一。 反射層即是用一定材料包覆反響堆活性區(qū)，并能將

14、中子散射回反響堆內(nèi)的物 體。對熱中子反響堆而言，最好的反射層材料應(yīng)是原子量最小而又不明顯吸 收熱中子的元素，如重水、皺（或其氧化物）和石墨等。反射層減少了中子的泄漏，即是相對地增加了活性區(qū)的尺寸，通常把由反 射層所代替的活性區(qū)局部的量，叫做反射層節(jié)?。ㄔ隽浚?。采用富集燃料，也可減少活性區(qū)的臨界尺寸。表2.3列出了核燃料富集度（加濃度）和心的對應(yīng)關(guān)系。表23鈾富集度和koo的關(guān)系235U的含量，%0.7212510100次級中子數(shù)(11)1.341.501.741.932.012.08koo1.081.241.501.691.781.92顯然，k-越大越有利于臨界尺寸的減小。對于一定型式的反響堆

15、，其臨界尺寸可能在相當(dāng)大的范圍內(nèi)變化。表2-4 列出了各種不同類型反響堆的臨界質(zhì)量和堆芯大小。表列數(shù)據(jù)僅僅說明了數(shù) 量級的大小，因為反響堆的尺寸還會受到燃料與慢化劑裝料量的比率以及各 種中子毒物的影響。表2-4各種反響堆的大小堆型用途燃料富集度 %(235U)臨界質(zhì)量 kg(235u)燃料裝料量 103kg(鈾)慢化劑數(shù)量 103kg堆芯尺寸m天然鈾石墨堆動力天然250-2500250-25001200-250012-14天然鈾重水堆動力天然35-7030-90100-3004-6低濃鈾石墨堆動力2-2.590015010009低濃鈾重水堆原型動力1-210-2015-4040-1503-5低

16、濃鈾輕水堆動力2-330-4050-1502-5高濃鈾石墨堆試驗9045-7kg501高濃鈾重水堆試驗903-7kg0.1-10.5-1高濃鈾輕水堆試驗10-901-3.54-8kg0.4-1快中子堆原型動力20-30700kg（缽）300kg（缽）1-1.5反響堆的臨界控制反響堆的臨界控制實際上就是反響堆的反響性的控制。.反響堆的反響性和后備反響性 為了起動反響堆和把功率提高到需要的 水平，須使keffl。當(dāng)功率到達(dá)規(guī)定水平時，再調(diào)節(jié)到并保持keff=l。停堆時 須使keff。在設(shè)計反響堆時必須考慮到這種調(diào)節(jié)keff的可能性，不能把反響 堆做得正好等于臨界大小。而是要把反響堆設(shè)計成具有一定的

17、后備反響性。反響堆的反響性是表征鏈?zhǔn)搅炎兎错懡橘|(zhì)或系統(tǒng)偏離臨界的程度，用表示 之。其定義如下：p= (k-1) /k式中k實際上是keff,為簡便起見，其下標(biāo)就省略了。在臨界狀態(tài)下，k=l,反響性為零。在超臨界狀態(tài)下，kl,反響性0。 在次臨界狀態(tài)下，k 1,反響性l時，中子一代比一代增多，中子數(shù)和裂變率將按指 數(shù)規(guī)律上升。令no為初始中子數(shù)，Ak=k-l為某一代中子的增長比率，/為系 統(tǒng)內(nèi)每一代中子的平均壽命（s）,那么t秒后系統(tǒng)內(nèi)的中子數(shù)將到達(dá)：n= n（）e（Ak,圾令 U=T,稱作反響堆周期，它是中子數(shù)或堆功率增加到e （約=2.718）倍 所需的時間，秒。那么上式可寫成：n= noe

18、t/T每一代中子壽命I包括核裂變時間、快中子的慢化時間和熱中子被吸收前 在系統(tǒng)內(nèi)的擴散時間。核裂變可以認(rèn)為是瞬間的，在一個熱中子裂變系統(tǒng)內(nèi), 慢化時間只有O.OOOOLO.OOOls,而擴散時間約需O.OOOLO.OOls,后者占支配地 位，所以每代中子壽命/約等于熱中子擴散的時間0.001 So在一個純235u的快中子裂變系統(tǒng)內(nèi)，每代中子壽命甚至可短到10*s的數(shù)值。即使在一個熱中子裂變系統(tǒng)內(nèi)，中子也會每秒再生一千代。只要k略大于1,比方說取1.005,相當(dāng)于周期T=0.2s (Z=0.001s),就會使中子數(shù)增長速率(n/no)等于5=150倍/s。反響性微小的變化就會造成堆功率如此快地上

19、升，似乎反響堆變得難以控制,這不是既長又重的控制棒的緩慢動作所能對付得了的。幸好事實不是這樣簡單。在235U核裂變時，并不是所有的下一代中子一齊釋放，而是有大約0.65%的中子平均要延遲13秒才釋放出來。這些延遲釋放的中子叫做緩發(fā)中子。一般情況下，只要把k限制在1.0065以下，光靠瞬發(fā)中子缺乏以使k到達(dá)1。在這種情況下緩發(fā)中子起著決定作用，它把每代中子的平均壽命I從0.001s延長到大約0.ls(相當(dāng)于13x0.0065)。這樣一來，上述的熱中子裂變系統(tǒng)的功率上升速率，就不是e5=150倍/s,而是每秒5%,即eQ5H.05倍/s；反響堆周期T也不是0.2s,而是20s,這樣反響堆就完全可以

20、控制了。對于快中子裂變系統(tǒng)，緩發(fā)中子同樣起緩慢作用。通常把緩發(fā)中子在全部裂變中子中所占的份額，用少代表。緩發(fā)中子的特性及其對每代中子平均壽命的影響列于表2-3。表23熱中子裂變系統(tǒng)中緩發(fā)中子的特性及其對每代中子平均壽命的影響易裂變核素233U235U239Pli緩發(fā)中子份額印)0.00270.00650.0021緩發(fā)中子平均壽命，S17.912.714.7不包括緩發(fā)中子的每代中子的平均壽命，S10-4-103104-10-3104-10-3包括緩發(fā)中子的每代中子的平均壽命，S0.0480.0830.031反響性,=或標(biāo)志著反響堆處于瞬發(fā)臨界(prompt critical)狀態(tài)。要注意的 是，

21、如果中子增殖因子k2l+,緩發(fā)中子便失去控制作用，每代中子壽命變 得相對地極短，堆功率會急劇上升而無法控制。這種p 的瞬發(fā)超臨界（prompt supercritical）狀態(tài)，在運行中必須絕對防止。有許多研究試驗堆把 最大后備反響性做得V即限制Ak，0.005,以排除瞬發(fā)臨界的可能性。動力 堆那么應(yīng)注意使調(diào)節(jié)棒所吸納的后備反響性v,以確保反響堆在整根棒提出的 情況下也不會到達(dá)瞬發(fā)臨界。然而，應(yīng)當(dāng)說明，即使一個反響堆進入瞬發(fā)超臨界狀態(tài)，仍大不同于原子 彈。以為反響堆會像原子彈那樣爆炸，是錯誤的概念。因為在沒有外力約束的 情況下，當(dāng)功率上升、產(chǎn)生大量熱能時，熱膨脹和機械解體會使核燃料迅速分 散，

22、整個系統(tǒng)便會很快落到次臨界（kvl）狀態(tài)。所以，絕不會發(fā)生接近于核 爆炸甚至化學(xué)炸藥爆炸那樣的事件，但可能發(fā)生一回路的蒸汽爆炸和大面積的 放射性污染。迄今最嚴(yán)重的核電廠事故一1986年蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故證 明了這一點。2.3 反響堆的類型和組成反響堆的類型反響堆可從多種不同的著眼點分類。如表2-4所示，反響堆可按用途、中子 能量、核燃料布置和類型、慢化劑和冷卻劑種類等不同角度分類。按表24中 的特征，可有幾百種不同組合方式，但只有幾十種是可實現(xiàn)的，經(jīng)過約六十年 的研究和開發(fā)，迄今獲得成功的或在繼續(xù)開展的堆型不過十幾種，其中商業(yè)上 獲得成功的陸上發(fā)電堆不過六七種，推進動力堆成功的暫限于海上

23、，主要使 用壓水堆。發(fā)電用動力堆已集中于壓水堆、沸水堆、壓力管式重水堆（CANDU）、 高溫氣冷堆、快中子增殖堆等少數(shù)幾種具有經(jīng)濟競爭力或潛力的堆型。下面簡 述幾種重要的反響堆分類方法及其相應(yīng)特點。（1）按用途分類的反響堆從應(yīng)用的角度看，可把反響堆按用途分為動力堆、生產(chǎn)堆、研究試驗堆和特殊用途堆等四大類。動力堆主要用于核能發(fā)電、供熱和作為推進動力。目前世界各國正在大力建造的各種類型的動力反響堆。生產(chǎn)堆主要用于生產(chǎn)易裂變材料239Pli和/或產(chǎn)前3H。在上世紀(jì)50-60年代，美、蘇等國為生產(chǎn)軍用缽,大批建造這種類型的反響堆，但到了 70年代末期，軍用缽的儲量已到達(dá)相當(dāng)表24反響堆的分類分類方法名

24、稱和特征A.用途A1動力堆，用于發(fā)電、供熱和作為推進動力，有陸上發(fā)電堆、供熱堆、 發(fā)電供熱兩用堆、艦船推進用堆、飛機推進用堆、火箭推進用堆等A2生產(chǎn)堆，有生產(chǎn)裂變?nèi)剂?39Pli和（或）3JJ的核燃料生產(chǎn)堆、同位素 生產(chǎn)堆、生產(chǎn)發(fā)電兩用堆等A3研究試驗堆，有研究堆、零功率堆、材料試驗堆、高通量試驗堆、脈 沖試驗堆 中子源堆等A4特殊用途、堆，如腐料改性堆、食品輻照堆、醫(yī)療輻照堆等B.中子能量B1熱中子堆，其中裂變反響主要由熱中子（能量約為0.0253eV）引起B(yǎng)2中能中子堆，其中裂變反響主要由超熱中子（能量約為0.2eVlkeV）引 起B(yǎng)3快中子堆，其中裂變反響主要由快中子（能量超過OJMeV

25、）引起C.核燃料和慢 化劑布置 （限于熱中子堆 和中能中子堆）C1均勻堆，其中核燃料和慢化劑均勻混合（如鈾化合物溶解熱中子堆和中 能中子堆或懸浮在慢化劑中，形成溶液或漿液）C2非均勻堆，其中固體或液體核燃料（如熔鹽）同慢化劑不相混合D.核燃料D1天然鈾（限于熱中子堆）D2低富集鈾，或UPu混合氧化物（MOX）反響堆D3高富集鈾反響堆D4以缽加轉(zhuǎn)換原料為燃料、可實現(xiàn)U-Pu燃料循環(huán)的缽堆（有快中子增 殖堆、先進熱中子堆等堆型）D5以裂變?nèi)剂霞覶h為燃料、可實現(xiàn)Th-U燃料循環(huán)的牡堆（有輕水增殖 堆、熔鹽增殖堆、重水堆、高溫氣冷堆等堆型）E.慢化劑E1石墨堆E2重水堆，其中坎杜（CANDU）型為壓

26、力管式天然鈾重水堆E3輕水堆，包括壓水堆和沸水堆E4氫化錯反響堆F.冷卻劑F1氣冷堆，可用空氣、CO2. He、水蒸汽等冷卻劑，如重水氣冷堆、石 墨氣冷堆、高溫氣冷堆、氣冷快中子堆等F2液冷堆，可用水、重水、有機溶液等冷卻劑，如石墨水冷堆、沸水冷 卻石墨堆、沸水冷卻重水堆、有機液冷卻重水堆等F3液態(tài)金屬冷卻堆，可用鈉、KNa合金、鉛、BiPb合金等冷卻劑，如 石墨鈉冷堆、鈉冷快中子堆等G.核燃料轉(zhuǎn)換 性能G1燃燒堆（無明顯的核燃料轉(zhuǎn)換）G2轉(zhuǎn)換堆（有顯著的核燃料轉(zhuǎn)換，但轉(zhuǎn)換比小于1）G3增殖堆（核燃料轉(zhuǎn)換比大于1）,包括快中子增殖堆和熱中子增殖堆H.新堆型開發(fā)H1實驗堆H2原型堆階段H3商業(yè)示

27、范（驗證）堆I.結(jié)構(gòu)型式（不詳盡，僅列 舉常見者）11重水堆，有壓力容器式和壓力管式之分12鈉冷快堆，有池式與環(huán)路式之分13高溫氣冷堆，有球床式與柱床式之分14輕水型研究試驗堆，有游泳池式、水罐式與池內(nèi)罐式之分J.空間位置J1陸上固定式反響堆J2陸上可移動式或可拆裝式反響堆J3海上浮動式反響堆J4空間反響堆規(guī)模，因此這些國家也不再開展這類反響堆了。研究試驗堆主要用作強中子源 和從事物理、材料及生物等方面的試驗研究工作；也可為反響堆工程設(shè)計提供 數(shù)據(jù)或兼用于生產(chǎn)放射性核素。不同用途的反響堆對工藝參數(shù)的要求大不一樣，如研究試驗堆主要要求有 較高的中子通量；生產(chǎn)堆最重要的是有大的轉(zhuǎn)換比；而動力堆那么

28、要求有較高的 熱功率和燃料輻照深度。由此進而對反響堆的結(jié)構(gòu)和燃料體系提出了不同的要 求。如對生產(chǎn)堆而言，堆結(jié)構(gòu)和燃料體系的選擇應(yīng)盡可能滿足提高轉(zhuǎn)換比的需 要，因而世界各國普遍采用天然鈾石墨反響堆來進行缽的生產(chǎn)；但對于動力堆, 為了加深燃耗和增大功率，目前各國采用以低濃鈾為燃料的輕水堆（包括壓水 堆和沸水堆）。（2）按中子能量分類的反響堆各種堆型最基本的區(qū)別在于中子能量，而且從反響堆中進行核反響機理看, 按中子能量來劃分反響堆的類型更易接觸核反響的實質(zhì)。熱中子堆一裂變反響主要由能量小于O.leV的熱中子引起。主要優(yōu)點：由于熱中子引起裂變的概率特別大，可能使用天然鈾為燃料（最小臨界質(zhì) 量約為220

29、0kg）；如果使用富集鈾為燃料，臨界質(zhì)量相當(dāng)?。ㄔ诩冣?235的情況下，最小臨界質(zhì)量只有580g）；較易控制和較平安可靠;設(shè)計的自由度大，對慢化劑、冷卻劑以及核燃料的選擇余地都比擬大，技 術(shù)難關(guān)較少。主要缺點：一般不能增殖；主要利用核燃料中的易裂變組分鈾235,并且由于慢化劑和其它材料對熱中子的伴生吸收顯著，使得燃料轉(zhuǎn)換比及軸-238的利用率低?？熘凶佣岩涣炎兎错懼饕赡芰看笥诩sO.lMeV的快中子引起。主要優(yōu)點：沒有慢化劑的伴生吸收，冷卻劑、結(jié)構(gòu)材料和裂變產(chǎn)物對快中子的吸收也 非常小，使總的中子損失大大降低，反響堆可做得更加緊湊；能增殖易裂變材料；能比熱中子堆更有效地利用從熱中子堆中產(chǎn)生的工

30、業(yè)缽，以及從銷毀核武 器中卸出的軍用缽；能有效地把高放廢物中的長壽命銅系核素和裂變產(chǎn)物裂變或瘦變成為短壽命核素。主要缺點：由于快中子引發(fā)裂變的截面比熱中子小得多，故必須使用高富集鈾或缽作為裂變?nèi)剂?；臨界質(zhì)量大，所以初裝料量大；堆芯體積小，熱流密度高，需克服較大的傳熱困難；冷卻劑采用不會使中子慢化的液態(tài)鈉，它的化學(xué)性質(zhì)活潑，感生放射性強,使得系統(tǒng)和設(shè)備復(fù)雜，增加技術(shù)難度；鉛冷或氮冷快堆有良好的開展前景, 但有待開發(fā)；控制問題比擬復(fù)雜。中能中子堆一裂變反響主要由能量為leVlOkeV的中能中子引起。在用鈾233為裂變?nèi)剂系那闆r下，有可能在欠慢化的輕水堆中到達(dá)L0L1.02 的微小增殖比，實現(xiàn)以牡代

31、鈾。（3）按燃料布置型式分類的反響堆從核燃料后處理的角度看，按堆芯燃料布置型式，把反響堆劃分為均勻和 非均勻兩大類更有實際意義。對此兩種類型反響堆的輻照材料有完全不同的后 處理方式。對均勻堆而言，多為流體性燃料，一般可采用連續(xù)后處理方式，進 而大大簡化了處理流程。而對非均勻堆，燃料通常以固體燃料元件方式裝卸， 只能是分批進行后處理。由于多方面的原因，目前廣泛使用和建造的反響堆多 數(shù)仍屬非均勻堆，均勻堆還只是處于試驗階段。反響堆本體的組成和結(jié)構(gòu)盡管反響堆種類繁多，具體結(jié)構(gòu)上有較大差異，但總體結(jié)構(gòu)上均可分為反 應(yīng)堆本體和回路系統(tǒng)兩局部。由于壓水堆在世界各國得到廣泛應(yīng)用，設(shè)計和運 行方面的經(jīng)驗已相當(dāng)

32、成熟；它們的總體結(jié)構(gòu)也已基本定型，其主要部件均已標(biāo) 準(zhǔn)化和系列化。下面就以常用于發(fā)電的壓水堆為例，分別描述反響堆這兩局部 的組成和結(jié)構(gòu)。一般說來，反響堆的本體由堆芯（活性區(qū)）、堆內(nèi)構(gòu)件、反響堆壓力殼及控 制棒驅(qū)動機構(gòu)等幾局部組成。(一)堆芯(活性區(qū))堆芯是反響堆的核心局部，是實現(xiàn)可控制核裂變鏈?zhǔn)椒错懙膮^(qū)域，它主要 由核燃料組件、慢化劑、冷卻劑、控制棒組件及中子源等組成。以下僅就與燃 料輻照過程中關(guān)系較密切的局部作一簡述。1.核燃料反響堆所用的核燃料型式隨堆型而異，主要有以下幾種：(1)金屬型燃料金屬鈾的熱導(dǎo)率較高，密度大、易于加工。金屬鈾的密度大(18.6g/cm3), 這是一個很大的優(yōu)點。在

33、天然鈾石墨堆或重水生產(chǎn)堆中，只有天然鈾具有足夠 高的密度以到達(dá)臨界。但它在較深燃耗下的輻照穩(wěn)定性和較高溫度水中的耐腐 蝕性很差，使現(xiàn)代動力堆不能使用金屬鈾。此外，金屬鈾有三種不同的同素異 形體，稱為, 0和Y相鈾，各具有不同的結(jié)晶構(gòu)造。這三個相的相互轉(zhuǎn)變溫 度分別在66CTC和770左右。由于在這些轉(zhuǎn)變點，鈾的假設(shè)干性質(zhì)，特別是密 度，會發(fā)生急劇的變化，故在堆內(nèi)不允許有相的轉(zhuǎn)變。因此，66(FC成為金屬 鈾燃料使用溫度的上限。而實際上工作溫度超過40(rc時，會產(chǎn)生不能容許的 腫脹而使包殼破壞。腫脹的主要原因是裂變氣體以氣泡的形式積聚在金屬晶格 內(nèi)。在鈾中加入微量合金元素如鋁、鐵、硅、錫等，可

34、以減輕這種輻射腫脹。 但即使采取了各種措施，金屬鈾的輻照穩(wěn)定性仍是很差的。這就是后來廣泛采 用陶瓷燃料，特別是燒結(jié)二氧化鈾的主要原因。鈾與錯、鉗、銅和鋁等許多金屬組成合金，具有良好的機械性能、抗腐蝕性能外，還有熔點高，熱導(dǎo)率高和便于軋制成型等許多優(yōu)點。(2)陶瓷燃料陶瓷燃料是指鈾、缽等的氧化物或碳化物，通過粉末冶金的方法經(jīng)壓制燒 結(jié)而成的一種耐高溫陶瓷體燃料。陶瓷燃料的種類很多，比擬常見的有(U、Pu)O2, (U, Pu)C2 或(U, Pu)C, (U, Th)O2 等。與金屬燃料相比，陶瓷燃料的優(yōu)點是：D熔點高；2)熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn) 定性好，有利于加深燃耗；3)有良好的化學(xué)穩(wěn)定性。與包殼

35、和冷卻劑材料的 相容性也較好。然而，陶瓷燃料的突出缺點是熱導(dǎo)率低。UO2是一種黑褐色陶瓷材料，理論密度為10.96g/cm3(作為比擬：鈾為19.12 g/cnA 碳化鈾UC為13.61 g/ciiP),其氧鈾比可為超化學(xué)計量值(O/U 2)或亞 化學(xué)計量值(O/U239pu與上類似，如果堆內(nèi)裝有牡，232Th的輻射俘獲產(chǎn)物233Th經(jīng)過兩次0衰變 會生成易裂變核素233口如下式所示：2 荔 Th+：nf 2如+丫以上兩種核反響作為核燃料增殖的基礎(chǔ)，對于充分利用鈾、牡資源是非常 重要的。由裂變過程產(chǎn)生的中子稱為裂變中子（fission neutron）o裂變中子分為瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子。瞬發(fā)中子

36、:對235U核裂變過程中放出的中子,99.3%以上都是在IO，s（10fs, 百萬億分子一秒）的裂變瞬間釋放出來的，這樣的中子叫瞬發(fā)中子，它們的 能量分布在0.0510MeV范圍內(nèi)，平均能量約為2 MeV,相當(dāng)于20000 km/s 的速度，是屬于快中子。堆芯有效高度，m2.9燃料總裝載量（UO2）, kg4.08X104附注：1.組件排列：15X15 = 225,燃料棒204根、導(dǎo)向管20根、測量管1根.組件外形尺寸：199.3義199.3義3500 mm.組件鈾重：4.08X1044-121 = 337.2 kg UO2 = 297.2 kgU （初始 235u 為 3%）.燃料總裝載量：

37、4.08X104kg =411UO2 =36tU圖2-7秦山核電站堆芯結(jié)構(gòu)示意圖1 一控制棒驅(qū)動機構(gòu)2一堆內(nèi)溫度測量裝置3壓緊部件 4一吊籃部件5一堆芯上板6一控制棒組件7壓力殼材料輻照監(jiān)督管8壓力殼9一燃料組件10堆芯下板11-流*分配板12一吊籃底板13一堆內(nèi)中子通量測量裝置.堆內(nèi)構(gòu)件反響堆的堆內(nèi)構(gòu)件大體可分為三局部，即堆芯下支承組件、堆芯上支承組件及堆內(nèi)測量裝置（參見圖2-7）。堆內(nèi)構(gòu)件的功能主要是：1）固定燃料組件、承受堆芯重量，防止在運行中移動；2）保持燃料組件的對位和燃料組件與控制棒組件之間的對中，以及保證控制棒的正常運動；3）分割堆內(nèi)冷卻劑液流，引導(dǎo)冷卻劑按規(guī)定的路線流動，及時導(dǎo)

38、出堆芯熱 量，并冷卻堆內(nèi)各個部件；4）起到對中子和丫射線的屏蔽作用，即減弱中子和丫射線對反響堆壓力容 器的輻照及熱效應(yīng)，從而保護壓力容器，延長使用壽命；5）引入、固定和安裝堆內(nèi)測量裝置等。堆芯下支承組件也稱吊籃部件，它主要由圓形不銹鋼桶體、下柵板組件、 圍板和幅板組件、熱屏蔽組件、防斷支承組件等構(gòu)成，主要用于對中和固定 堆芯各個組件。如，圖27中4、10、11、12等部件。堆芯上支承組件也稱壓緊部件，它位于吊籃部件上方，主要用于壓住燃料 組件，防止因水力沖擊而上下?lián)u擺；此外，還用于對控制棒導(dǎo)向，以保證控 制棒在導(dǎo)向管內(nèi)自由移動。如，圖27中1、3、5等部件。堆內(nèi)測量裝置，主要是溫度測量裝置和中

39、子通量測量裝置。溫度測量裝置主要用來測量燃料組件出口的溫度分布，由此來監(jiān)測反響堆 功率輸出保證反響堆平安運行；測溫用的熱電偶（用不銹鋼套保護）由堆頂插入固定在堆芯的柵板上。如圖2-7中的2部件。中子通量（或Y射線）測量裝置布置在反響堆底部，也用不銹鋼密封套管,從反響堆底部一直插入到燃料組件中心通量測量管內(nèi)。由通量測量，知道堆芯中裂變功率分布以及確定燃料的燃耗情況等。如圖2-7中的13部件。.壓力殼壓力殼也稱壓力容器，壓水堆的壓力殼結(jié)構(gòu)可參見圖2-7中序號8部件。壓力殼是放置堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件，防止放射性物質(zhì)外逸的圓柱桶形高壓容 器，是防止核電站放射性物質(zhì)泄漏的第二道屏障，它是反響堆的關(guān)鍵性部件 之

40、一。對壓水堆，壓力殼長期在高溫（35（TC左右）、高壓（L42xl（）7pa以上） 條件下工作，而且必須經(jīng)受地震、旋風(fēng)、反響堆運行事故以及內(nèi)部和外部可 能對它帶來的沖擊，因此這種裝置要嚴(yán)格按照壓力容器的規(guī)范來設(shè)計和制造, 對其設(shè)計和制造必須提出嚴(yán)格的要求：高強度。要承受約20MPa的壓力，通常用含鎰、鋁和鎂的高昂強度低合 金鋼或優(yōu)質(zhì)碳鋼來制造。 耐高腐蝕性。為了防止運行時高溫冷卻劑對壓力容器的腐蝕作用，對其 內(nèi)壁一般需堆焊一層厚度4-6mm的304型不銹鋼內(nèi)襯?？馆椪?。在高通量中子和高活度丫射線的強烈輻照下，壓力容器將產(chǎn)生很 大的熱應(yīng)力并發(fā)生輻照脆化。因此，在設(shè)計時必須考慮適當(dāng)?shù)妮椛淦帘未胧?

41、 其材料必須要耐40a的輻照而不脆化。各種反響堆壓力殼的結(jié)構(gòu)和尺寸差異較大，如表2-9所示。表29幾種典型壓水堆壓力容器規(guī)格電功率，MW壁厚，mm內(nèi)徑，m高度，m重量，t3001753.3102206001903.8112809002004.012330秦山一期30萬kW （300MW）核電站壓力容器材料為A508JII鋼，內(nèi)襯6mm厚不銹鋼層，桶體外徑3740mm,壁厚175mm，總高10705mm,總重約 220to壓力容器由殼體和頂蓋兩局部組成。殼體由圓柱形筒體、半球形底封頭、接管和法蘭等部件焊接而成；頂蓋由半圓形上封頭（包括控制棒驅(qū)動機構(gòu)支承座）、法蘭和其它附件等組焊而成。壓力容器是龐

42、大的設(shè)備制造它需要用重型機械設(shè)備，如重型水壓機（6000t以上）、重型立式車床（8m以上）、滾壓 機、卷板機、熱處理爐以及250-600t吊車等。反響堆回路系統(tǒng)的組成和結(jié)構(gòu)回路系統(tǒng)在不同的反響堆中，其作用有所不同。對于生產(chǎn)堆或試驗研究堆, 回路系統(tǒng)只把堆芯釋放的熱量帶出堆外，一般不加利用；而對動力堆，回路 系統(tǒng)的作用那么是將堆內(nèi)釋熱送出去作為動力能源加以利用，因而動力堆的回 路系統(tǒng)要比生產(chǎn)堆更為復(fù)雜。圖2-8示出了我國第一座自行設(shè)計的核電站一浙 江省秦山核電站的回路系統(tǒng)圖。圖2-8秦山核電站回路系統(tǒng)圖由此可見，動力堆裝置通常由一回路系統(tǒng)（又稱主回路系統(tǒng)）、二回路系 統(tǒng)以及其后的冷卻回路所組成。

43、裝置的一回路系統(tǒng)是由反響堆、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主循環(huán)泵（即冷卻 劑主循環(huán)泵）和其它的輔助系統(tǒng)以及它們之間的管系所組成。一回路系統(tǒng)通 常由24條并聯(lián)的各自獨立的冷卻劑環(huán)路組成。每條環(huán)路有一臺主循環(huán)泵和一 臺蒸汽發(fā)生器。幾條環(huán)路共用一臺穩(wěn)壓器。例如，秦山300MW核電站一回路 由兩條并聯(lián)環(huán)路組成，其壓力為15.5MPa,冷卻劑溫度為302C,冷卻劑流量 為2.0X104 t/h。為了防止冷卻劑對設(shè)備和燃料組件的腐蝕以及雜質(zhì)的中子活 化，對冷卻劑質(zhì)量有很高的要求，尤其是其中含氯（CD和含氧（02）量要 很低。反響堆和一回路主系統(tǒng)全部包容于由混凝土結(jié)構(gòu)組成的平安殼內(nèi)。流經(jīng)堆 芯的冷卻劑將堆內(nèi)釋放的熱

44、量帶到蒸汽發(fā)生器，在那里將熱量傳遞給二回路 工質(zhì)（循環(huán)水），并使它變成蒸汽（有時稍過熱）。由蒸汽發(fā)生器出來的冷卻 劑，由主循環(huán)泵唧送回堆芯，并維持其循環(huán)流動。因此一回路系統(tǒng)的功能是 冷卻堆芯并帶出熱量。一回路的主要設(shè)備除反響堆外有：蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主循環(huán)泵。蒸汽發(fā)生器是采用間接循環(huán)的反響堆動力裝置中把反響堆冷卻劑從堆芯獲 得的熱能傳給二回路工質(zhì)使其變?yōu)檎羝臒峤粨Q設(shè)備。蒸汽發(fā)生器有多種形 式，大多數(shù)壓水堆核電廠采用倒置u形傳熱管立式蒸汽發(fā)生器，即，反響堆 冷卻劑在倒置U形傳熱管內(nèi)流動；二次側(cè)工質(zhì)在管外預(yù)熱、蒸發(fā)，產(chǎn)生的飽 和蒸汽經(jīng)汽水別離器和干燥器，使其干度到達(dá)99.75%以上后送入二回路

45、。以泰山300MW核電站為例，其蒸汽發(fā)生器最大外徑約3.8m,總高18m, 筒體厚度89mm，總重208t,其中有3000根U形管，產(chǎn)生的壓力56MPa的 飽和蒸汽 1817-2020 t/ho穩(wěn)壓器是穩(wěn)定和調(diào)節(jié)反響堆冷卻劑系統(tǒng)工作壓力的設(shè)備。在工作狀態(tài)下， 穩(wěn)壓器內(nèi)的工質(zhì)（蒸汽和水）保持兩相平衡的飽和狀態(tài)。調(diào)節(jié)工質(zhì)的溫度即 能控制穩(wěn)壓器的壓力。壓水堆核電廠都采用電加熱穩(wěn)壓器，它的功能是將一 回路系統(tǒng)運行時所需要的壓力，防止一回路系統(tǒng)壓力過高或過低，以防系統(tǒng) 及設(shè)備超壓或冷卻劑因壓力過低而出現(xiàn)容積沸騰，防止燃料組件燒毀或燒傷。主循環(huán)泵是將冷卻劑在反響堆和蒸汽發(fā)生器內(nèi)循環(huán)流動的輸送設(shè)備。為了 防

46、止帶有高活度放射性的冷卻劑泄漏，主泵軸封采用了多級高壓密封結(jié)構(gòu)。 整臺主泵用不銹鋼制成，采用立式單級離心式結(jié)構(gòu)。為了保證反響堆和一回路系統(tǒng)的平安運行還設(shè)置了許多輔助系統(tǒng)。其主要 作用是保證反響堆和一回路系統(tǒng)能正常運行及調(diào)節(jié)，并為一些可能發(fā)生的重 大事故提供必要的平安保護及防止放射性物質(zhì)擴散措施。一回路輔助系統(tǒng)包 括：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、補給水系統(tǒng)、取樣及分析系統(tǒng)、設(shè) 備冷卻水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)、平安注射系統(tǒng)、平安殼噴淋系統(tǒng)、主泵軸密 封水系統(tǒng)、去污清洗系統(tǒng)。裝置的二回路系統(tǒng)由蒸汽發(fā)生器（二次側(cè)）、汽輪機、發(fā)電機、冷凝器、冷凝水泵、給水預(yù)熱器和給水泵等設(shè)備以及它們之間的管系所組成。蒸

47、汽發(fā)生器所產(chǎn)生的飽和蒸汽在汽輪機中將熱能變?yōu)闄C械能，從而使發(fā)電機發(fā)出電 能或使艦船推進。二回路的這種功能與常規(guī)蒸汽動力裝置相同。2.4 核燃料經(jīng)堆內(nèi)中子輻照后組成的變化核裂變反響在本章2.1節(jié)中已較詳細(xì)地介紹了核裂變反響的基本材料?？傊?，核燃料 在堆內(nèi)經(jīng)中子輻照后，便發(fā)生一系列的變化。首先是通過核裂變鏈?zhǔn)椒错懀?使裂變材料不斷地消耗而裂變產(chǎn)物不斷地生成。以235U核裂變?yōu)槔?，?dāng)235U 的原子核一旦俘獲了 一個中子后，所生成的復(fù)核非常不穩(wěn)定，以致立即分裂 成為二個質(zhì)量數(shù)不同、原子序數(shù)不同的裂變碎片，同時將有2-3個中子產(chǎn)生、 放出很大的能量以及放出射線。其反響過程可示為：292U+；n=t；X

48、+AY +v；n + Q + y式中，X和Y一裂變產(chǎn)物（碎片）Ai和A?一裂變碎片的質(zhì)量數(shù)Zi和Z2一裂變碎片的電荷數(shù)或原子序數(shù)V一裂變過程中產(chǎn)生的次級中子數(shù)Q一裂變碎片與中子的動能Y一裂變過程中放出的射線上面的反響式僅描述了 235U裂變過程的一般情況，實際上鈾核裂變的具體途徑是多種多樣的，分裂成質(zhì)量數(shù)正好相等的兩種碎片的幾率很小，大約只 占0.01%,而大多數(shù)情況下，裂變產(chǎn)生的兩個碎片的質(zhì)量數(shù)之比約為3:2,因 此，大量235U分裂所產(chǎn)生的兩組碎片，輕組和重組：輕組碎片一質(zhì)量數(shù)由72-117 重組碎片一質(zhì)量數(shù)由119-161其中生成率最大是質(zhì)量數(shù)為95和139的碎片。由于多數(shù)裂變產(chǎn)物還要發(fā)

49、生連 續(xù)衰變，但其中大局部的半衰期很短，因此235U的裂變產(chǎn)物的化學(xué)組成主要 由 103Ru-103Rh. 106Ru-106Rh. 95Zr-95Nb, Tc. 137Cs. 3H, 147Pm 和 90Sr 等長 壽命的放射性核素以及一些穩(wěn)定核素來決定。這些裂變產(chǎn)物的放射性給反響 堆和后處理工廠的設(shè)計和運行帶來許多困難。例如，某些中子吸收截面很大 的裂變產(chǎn)物（中子毒物）在堆內(nèi)的積累將直接對中子的平衡產(chǎn)生極其不利的 影響。這個問題在燃耗較淺的生產(chǎn)堆中，矛盾并不突出；但在輻照時間較長、 燃耗較深的動力堆中變得十分尖銳。其次，某些半衰期較長、產(chǎn)率較高的放 射性核素的積累，將使輻照燃料卸出后的貯存

50、、運輸和后處理等過程復(fù)雜化。因而正確地計算各種輻照燃料中的裂變產(chǎn)物生成量，對于反響堆和后處理工 廠的設(shè)計與運行都具有重要意義。下面簡要介紹幾種計算輻照燃料中裂變產(chǎn) 物放射性的方法。三分裂變（termary）:生成三個核碎片而至少有兩個碎片具有中等質(zhì)量數(shù)的裂變現(xiàn)象。由1946年在法國工作的錢三強 和何澤慧首先發(fā)現(xiàn)。三分裂變的一種模式是除兩個質(zhì)量相近的重碎片外，第三個是一個輕帶電粒子（a、煎、泉和 質(zhì)子）或輕核（鋰、鉞、碳、氧等），稱為伴隨輕粒子的三分裂變。發(fā)射輕帶電粒子的三分裂變概 率約為二分裂變概率的1/300,輕帶電粒子主要在與碎片飛行方向成90方向出射。三分裂變的另一種模式是分裂成三個質(zhì)量

51、上差不多的碎片，有時把這種三分裂變稱為大三分裂 變。發(fā)生大三分裂變的概率不僅隨入射炮彈能量而增加，而且隨反響生成的復(fù)合核的裂變參數(shù)而增 加。400MeV4Ar轟擊232Th的大三分裂變概率可以到達(dá)二分裂變概率的3%。這種裂變的機制目 前還沒有完全研究清楚。裂變產(chǎn)物放射性計算方法1.代數(shù)計算法由于裂變產(chǎn)物多數(shù)都是放射性核素，因而裂變生成裂變產(chǎn)物的數(shù)量通常用其放射性活度來表征。(1)輻照燃料總放射性活度的估算反響堆在一定功率下，全部裝料的總放射性活度A (Bq)可用下式近似表示:A=3.25xlQ10Px2x3式中，3.25X1O10相當(dāng)于釋放1J (焦)能量的裂變數(shù)P反響堆功率2每個235U核的

52、裂變碎片數(shù) 3一放射性衰變鏈組元平均數(shù)(2)單個裂變產(chǎn)物放射性活度的計算對于某一種裂變產(chǎn)物的放射性活度計算，在實際工作中經(jīng)常遇到的情況有 兩種。一種是裂變生成的短半衰期核素經(jīng)衰變生成長半衰期的裂變產(chǎn)物，例如 %Br衰變生成9%1,其衰變鏈為：o八 6一3BB8一、 90Kr90 90gr 9。丫90Zr（穩(wěn)定）1.4s33s2.74min28a61hdNsedtdNsedt在此為Br、90Kr . %Rb的含量均可忽略不計，那么上式可簡化為:=Nb f y5r（90） - 2 - NS（90）J式中，NSr(90)一堆內(nèi)積累的9%r原子核數(shù) ySr(90)裂變時90Sr的產(chǎn)額(5.8 % )N

53、t堆內(nèi)現(xiàn)有可裂變物質(zhì)的原子核數(shù)POSr的夕衰變常數(shù)-裂變物質(zhì)的微觀裂變截 堆內(nèi)中子通量如前所述，在一定堆功率下，裂變速度是一定的，故近似有:NtOt（p=F （次裂變/秒）=3.25xlOloP47Vs 尸（90）-=3.25 xlOIop ydt引入初條件t=0, NSr（90）=0,求特解（在t=T時刻）得:N= 3.25x1。bW那么放射性活度（Bq）A = AN = 3.25 x 10,0PySr（90） （1-）此式可推廣應(yīng)用于所有相同的情況。在另一種情況下，即母體的半衰期較長，其衰變子體的放射性活度可用下式計算:式計算:坐=4乂-4兇dt 11如在衰變鏈）黝即33（穩(wěn)定）中，令序號

54、1代表MOBA, 2代表MOLa,將上式積分，并引入初始條件t=0, N=0,那么在T時刻n?=4版n?=4版14 （%2 4）力2（4 ）按放射性活度計算（Bq）= 3.25x1010 PyZ A?-+ 4（4 4） 4（4 4）=3.25 X1 o10 Pfl _ -!Z4 彳2緩發(fā)中子：另有0.65%的中子（約16個中子）是隨著特定裂變碎片在B衰變過程中逐步衰變而放射出來的，由于這種中子發(fā)射具有長達(dá)秒量級以上的半衰期（在裂變瞬間后將持續(xù)幾分鐘之久），這樣的中子叫緩發(fā)中子，它們的能量分布在250-560keV范圍內(nèi)，低于瞬發(fā)中子的能量。緩發(fā)中子能延長每一代中子的壽命、提高裂變系統(tǒng)的功率上升

55、速率、增加反響堆周期等對反響 堆的控制起著重要影響。由于復(fù)合核的分裂方式多種多樣，每次分裂釋放出中子的數(shù)目可從1個到 7個。對于大量的核裂變反響，在一定的入射中子能量下，某種易裂變核素每 次裂變的中子產(chǎn)額即產(chǎn)生的平均中子數(shù)v （包括瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子）卻是一 定的，雖然不會是整數(shù)。對于熱中子引起235U裂變的情況下，v=2.42o在核反響中，鑒于存在著吸收而不發(fā)生裂變的可能性，我們把易裂變核素 每吸收一個中子所產(chǎn)生的次級中子數(shù)稱為小 那么n=vof/（o/+oY）= v/（l+a）對于熱中子被235u吸收的情況下,n=2.07o表2表示三種易裂變核素的一些核常數(shù)。表2三種易裂變核素的一些核常數(shù)

56、易裂變核素233U235U239Pli對于熱中子（能量為0.025eV）每次裂變的中子產(chǎn)額V2.492.422.87裂變截面Gf, b531582743輻射俘獲截面5, b47.798.6269俘獲裂變比a=oY/of0.090.1690.362每次吸收的中子產(chǎn)額n2.282.072.11對于快中子（能量為2 MeV）每次裂變的中子產(chǎn)額V2.682.653.18裂變截面o/, b1.931.281.95輻射俘獲截面5, b0.040.060.04俘獲裂變比a0.020.050.02每次吸收的中子產(chǎn)額n2.632.523.12由此我們可以推得Nfo f6yf N】f N2fNif鏈中任意核素Ni

57、的量（在T時刻）i1 _ 44TN, =4% A- 1 x3.25xlOloPy=koi4 =i1 _ b一卯=狎24T5X1。 4 n（J以上的計算都是對反響堆內(nèi)某一核素的總放射性而言的。假設(shè)要求計算比活 度是很簡單的，只要把式中堆總功率P用比功率代替就行了。又假設(shè)欲得每克某裂變產(chǎn)物的放射性活度，那么依據(jù)基本衰變公式即可得到:,6.02 x 1023 x 0.693/n / 、A =赤（Bq1 g）MT2式中，M放射性核素的質(zhì)量數(shù)T1/2放射性核素的半衰期（s）2.查表計算法上面給出的兩組公式可用于大多數(shù)摔變鏈的成員作近似計算，但還有不少 衰變鏈的成員數(shù)目較多，有的衰變鏈還有分支現(xiàn)象，有的產(chǎn)

58、額不是集中在頭 一個核素，這樣就要進行大量更為繁瑣的計算工作。雖然現(xiàn)在可以用電子計 算機代替手工計算，但實際應(yīng)用中仍感到不方便。因此對于一般的輻照條件, 已經(jīng)按照上述計算原理，由蘇聯(lián)HTTyceB最早編制出了實用的各主要裂變產(chǎn) 物在不同輻照和冷卻條件下的組成數(shù)據(jù)表（統(tǒng)稱為y手冊），可供選用。表2-9 列出的是其中的丫總表。表列數(shù)據(jù)是235U裂變得到的混合裂變碎片的Y放射性活度（單位是克鐳當(dāng) 量/kg （金屬）與輻照時間T的關(guān)系，反響堆比功率為W/g。使用該表時要注意兩點：首先是因為反響堆比功率為iw/g,即相當(dāng)于IMW/t (U),如給出反響堆比功率為：PMW/t(U),那么表中數(shù)據(jù)還得乘以P

59、。其次，表中丫放射性比活度以克鐳當(dāng)量/kg(金屬)表示，但工廠中通常用每噸金 屬的克鐳當(dāng)量數(shù)表示Y放射性比活度，這時表中數(shù)據(jù)還需乘上1000倍?！纠?-1反響堆比功率為5.5MW/t(天然鈾)，試求3.2t鈾燃料經(jīng)輻照150d、冷卻120d后的總丫放射性活度?！窘狻?查表方法為：在丫總表上查T=150d、t=120d所對應(yīng)的數(shù)據(jù)為18.1 克鐳當(dāng)量/kg(U),那么It輻照天然鈾的丫放射性比活度為18.1x103=1.81x104克 鐳當(dāng)量/t(U)。因為反響堆比功率為5.5MW/t(U),燃料總量為3.2t,所以總的Y放射性比活度為1.81x104x5.5x3.2=3.2x105克鐳當(dāng)量。從

60、丫總表中還可看出以下幾點：1)冷卻時間為0d到10d時，兩者的Y放射性比活度值有很大的差異，這是 由于在這10d中短壽命放射性核素大量衰變的結(jié)果。2)隨著輻照時間的加長，短壽命裂變產(chǎn)物的丫放射性活度在總的y放射性活度中占的比例逐漸減少，這說明長壽命裂變產(chǎn)物在輻照過程中逐漸積累。3)隨著輻照時間的加長，總放射性活度的增長趨勢越來越緩慢，輻照時間大于720d后可以認(rèn)為總放射性活度到達(dá)飽和，這是生成的裂變產(chǎn)物等于衰變掉 的，即到達(dá)了放射性平衡。除了丫總表以外,還可查各個長壽命裂變產(chǎn)物Y放射性比活度的y分表(見 表2-10)o分表比擬復(fù)雜，輻照時間從10d到720d不等，冷卻時間從0d到1800d 不