【文章內(nèi)容簡(jiǎn)介】 量降下來(lái)。這可以通過(guò)向堆中放置慢化劑、讓中子與慢化劑核發(fā)生散射反應(yīng)來(lái)實(shí)現(xiàn)。 ?中子與氫核碰撞時(shí)，有可能碰一次就損失全部能量； ?中子與 238U發(fā)生一次碰撞，可損失的最大能量都不到碰撞前能量的 1%。 ?必須采用輕元素來(lái)做慢化劑。核反應(yīng)堆中常用的慢化劑有水（氫）、重水（氘）和石墨（碳）等。 ?在核反應(yīng)堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化比”這兩個(gè)量來(lái)衡量慢化劑的優(yōu)劣。 《 核安全綜合知識(shí) 》 三、中子的慢化 ?慢化能力是慢化劑的宏觀(guān)散射截面 ∑s與中子每次散射碰撞后平均對(duì)數(shù)能量縮減 ?的乘積。 ?慢化比定義為 ??∑s/∑a。顯然這個(gè)物理量才比較全面地反映了慢化劑的優(yōu)劣。 ?好的慢化劑不僅應(yīng)該具有較大的慢化能力，還應(yīng)該具有大的慢化比。 ?水的慢化能力最強(qiáng)，用水作慢化劑的反應(yīng)堆芯體積可以做得較小。但水的慢化比較小，因?yàn)樗奈战孛孑^大，所以水堆必須用濃縮鈾作燃料。 ?重水和石墨的慢化比都比較大，因?yàn)樗鼈兊奈战孛婧苄?。因此重水堆和石墨堆都可以采用天然鈾作核燃料。但是這兩種物質(zhì)的慢化能力比水要小得多，故重水堆和石墨堆（尤其是后者）的堆芯體積要比輕水堆大得多。 《 核安全綜合知識(shí) 》 三、中子的慢化 ?在慢化過(guò)程中逃脫共振吸收的中子份額就稱(chēng)為逃脫共振吸收幾率，一般用 p來(lái)表示。 ?逃脫共振吸收后的中子繼續(xù)通過(guò)散射反應(yīng)而慢化 ，當(dāng)中子的速度降低到與周?chē)橘|(zhì)中的核處于熱平衡狀態(tài)了 ， 慢化過(guò)程也就結(jié)束了 。 ?與介質(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子 。 在20℃ 時(shí)熱中子的最可幾速度是 2200?m/s， 相應(yīng)的能量是 ?eV。 《 核安全綜合知識(shí) 》 三、中子的慢化 ?裂變中子慢化為熱中子，把 2?MeV的中子慢化到 1eV，中子必須與水中的氫原子核平均碰撞 18次。 ?慢化所需的時(shí)間稱(chēng)為慢化時(shí)間。在常見(jiàn)的慢化劑中，慢化時(shí)間為 10－ 6 — 10－ 4s，對(duì)于水，慢化時(shí)間約6 10－ 6s。 ?熱中子從產(chǎn)生到被吸收之前所經(jīng)歷的平均時(shí)間稱(chēng)為擴(kuò)散時(shí)間。在常見(jiàn)的慢化劑中，熱中子的擴(kuò)散時(shí)間在 10－ 4 — 10－ 1 s之間，擴(kuò)散過(guò)程要比慢化過(guò)程慢得多。 ?快中子的慢化時(shí)間和熱中子的擴(kuò)散時(shí)間越長(zhǎng)，中子在介質(zhì)中慢化和擴(kuò)散時(shí)越有機(jī)會(huì)從反應(yīng)堆泄漏出去。 《 核安全綜合知識(shí) 》 四、核反應(yīng)堆臨界條件 ?自續(xù)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)是核反應(yīng)堆的物理基礎(chǔ)。 ?核反應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)自續(xù)進(jìn)行的條件可以方便地用有效增殖系數(shù) K有效來(lái)表示。它定義為新一代中子與老一代中子之比，也可以看成系統(tǒng)內(nèi)中子的產(chǎn)生率與系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率之比： K有效 =（系統(tǒng)內(nèi)中子的產(chǎn)生率） /（系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率） ?若有效增殖系數(shù) K有效 ＝ 1，狀態(tài)稱(chēng)為臨界狀態(tài)； ?若有效增殖系數(shù) K有效 ＜ 1，狀態(tài)稱(chēng)為次臨界狀態(tài)； ?若有效增殖系數(shù) K有效 ＞ 1，狀態(tài)稱(chēng)為超臨界狀態(tài)。 《 核安全綜合知識(shí) 》 四、核反應(yīng)堆臨界條件 ?反應(yīng)堆能維持自續(xù)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的臨界條件是： K有效 ＝ 1，核反應(yīng)堆處于臨界狀態(tài)。 ?臨界狀態(tài)核反應(yīng)堆芯部的大小稱(chēng)為臨界尺寸（或臨界體積）， ?在臨界情況下反應(yīng)堆所裝載的核燃料量叫做臨界質(zhì)量。 ?有效增殖系數(shù) K有效與堆芯系統(tǒng)的材料成分和結(jié)構(gòu)（例如易裂變核素的富集度、燃料與慢化劑的比例等）有關(guān)。同時(shí)也與堆的尺寸和形狀有關(guān)。 ?中子循環(huán)就是指裂變中子經(jīng)過(guò)慢化成為熱中子、熱中子擊中燃料核引發(fā)裂變又放出裂變中子這一不斷循環(huán)的過(guò)程。 《 核安全綜合知識(shí) 》 五 、 核燃料的消耗 、 轉(zhuǎn)化與增殖 ? 達(dá)到臨界的反應(yīng)堆可以實(shí)現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，不斷地釋放出裂變能。這一過(guò)程也是核燃料的消耗過(guò)程。由于堆內(nèi)存在大量中子和 238U原子核，通過(guò) 238U對(duì)中子的俘獲，新燃料 239Pu原子核將被生產(chǎn)出來(lái)。 ? 1MW的熱功率相當(dāng)于每秒鐘有 1016個(gè) 235U核裂變，如果反應(yīng)堆要發(fā)出 1?MWd的能量，則有 1021個(gè) 235U核裂變，相當(dāng)于有 ?g的 235U發(fā)生了裂變?？紤]到在裂變的同時(shí)必然有一部分235U由于發(fā)生（ n， ?）反應(yīng)而浪費(fèi)掉（對(duì) 235U，其 σf =， σr=），因此發(fā)出 1?MWd的能量實(shí)際上要消耗的 235U為 ： 《 核安全綜合知識(shí) 》 五、核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 ?兩個(gè)因素影響著核燃料的燃耗深度： ?第一，隨著可裂變核的消耗，反應(yīng)堆的有效增殖系數(shù) K有效會(huì)不斷下降。當(dāng) K有效降到 1以下時(shí)，堆就不能達(dá)到臨界了，當(dāng)然也不能再燃燒了。 ?第二，反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，燃料元件處于高溫、高壓、強(qiáng)中子輻照條件下，元件包殼會(huì)受到一定損傷。為防止包殼破損導(dǎo)致的放射性進(jìn)入冷卻劑，燃料元件在堆中放置的時(shí)間是受到嚴(yán)格控制的 《 核安全綜合知識(shí) 》 五、核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 ?反應(yīng)堆中核燃料燃燒的充分程度常采用燃耗深度這一物理量來(lái)衡量。在動(dòng)力堆中，它被定義為堆芯中每噸初始裝置鈾放出的能量，其單位是 MWd/tU。需注意的是，這里指的鈾，包括 235U和 238U，并非只是235U。 ?大多數(shù)現(xiàn)代輕水堆的轉(zhuǎn)化比 CR≈，由于實(shí)現(xiàn)核燃料的轉(zhuǎn)化，最終被利用的易裂變核約為原來(lái)的 。天然鈾中僅含有約 %的 235U，如果僅采用輕水堆，則最多只能利用 % ＝ %的鈾資源。 《 核安全綜合知識(shí) 》 五、核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 ?若 CR＝ 1，則每消耗一個(gè)易裂變核，便可以產(chǎn)生出一個(gè)新的易裂變核。此時(shí)，可轉(zhuǎn)換材料（ 238U等）可以在反應(yīng)堆內(nèi)不斷轉(zhuǎn)換為易裂變材料，達(dá)到自給自足，無(wú)需給核反應(yīng)堆供應(yīng)新的易裂變材料了。 ?最吸引人的是 CR＞ 1的情況。這時(shí)候反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的易裂變核比消耗掉的還要多，除了自給自足，還可以拿出一些易裂變材料供應(yīng)其他的核反應(yīng)堆使用。能使 CR＞ 1的反應(yīng)堆稱(chēng)為增殖堆， CR也被記為 BR，稱(chēng)為增殖比。毫無(wú)疑問(wèn)，只有發(fā)展增殖堆才能充分地利用大自然賜給人類(lèi)的寶貴的鈾和釷資源常用的核輻射類(lèi)型及特征 ?在快中子反應(yīng)堆有可能實(shí)現(xiàn)燃料的增殖。以 239Pu作為燃料的快中子反應(yīng)堆具有非常優(yōu)良的增殖性能，其增殖比有可能達(dá)到 。 《 核安全綜合知識(shí) 》 六、堆內(nèi)中子通量分布與功率展平 1．裸堆的中子通量密度分布 《 核安全綜合知識(shí) 》 2．帶反射層反應(yīng)堆的中子通量密度分布 ?裸堆的中子泄漏是較大的，為了減少中子泄漏，節(jié)省燃料，往往在堆芯外圍加上反射層，把泄漏到堆芯外面的中子通過(guò)散射再返回堆芯，以減少堆內(nèi)中子的泄漏，使得同樣成分的反應(yīng)堆堆芯的尺寸可以減小，因此實(shí)際上運(yùn)行的反應(yīng)堆都是帶反射層的。 ?有了反射層以后，中子通量密度的分布將發(fā)生變化。很顯然由于有了反射層的反射作用，原來(lái)在堆芯邊緣地區(qū)的中子通量密度將會(huì)增加，使得中子通量密度分布更為平坦了。 《 核安全綜合知識(shí) 》 帶反射層反應(yīng)堆的中子通量密度分布 《 核安全綜合知識(shí) 》 3．中子通量的局部效應(yīng) （ 1）燃料富集度分區(qū)布置 ?燃料布置對(duì)功率分布影響很大。壓水堆通常把燃料元件以適當(dāng)?shù)臇啪嗯帕谐蔀闁抨嚕⑶矣貌煌患鹊娜剂显謪^(qū)布置 （ 2）控制棒對(duì)中子通量分布的擾動(dòng) ?控制棒的布置對(duì)功率分布影響也很大。幾乎所有的反應(yīng)堆都有控制棒。 （ 3）水腔對(duì)中子通量密度的擾動(dòng)。 ?水腔的出現(xiàn)，將嚴(yán)重影響水腔中及水腔周?chē)臒嶂凶油糠植? 《 核安全綜合知識(shí) 》 4．功率密度分布展平的重要性 ?提高堆功率水平的有效措施應(yīng)是在保證最高熱負(fù)荷不變的情況下，提高整個(gè)堆的平均功率水平。 ?要提高堆的平均功率水平，就必須采取措施改善堆內(nèi)功率密度的分布使之更為均勻平坦，即功率密度分布的展平，如果是單一燃料情況，功率密度分布的展平實(shí)際上就是中子通量的展平。 5．功率密度分布的展平方法