【文章內(nèi)容簡介】 到 2?MeV，最大能量可達 10?MeV。 ?要建造低能中子引發(fā)裂變的反應(yīng)堆，就一定要設(shè)法讓中子的能量降下來。這可以通過向堆中放置慢化劑、讓中子與慢化劑核發(fā)生散射反應(yīng)來實現(xiàn)。 ?中子與氫核碰撞時，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”這兩個量來衡量慢化劑的優(yōu)劣。 《 核安全綜合知識 》 三、中子的慢化 ?慢化能力是慢化劑的宏觀散射截面 ∑s與中子每次散射碰撞后平均對數(shù)能量縮減 ?的乘積。 ?慢化比定義為 ??∑s/∑a。顯然這個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，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，因為它的吸收截面較大，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，因為它們的吸收截面很小。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 》 三、中子的慢化 ?在慢化過程中逃脫共振吸收的中子份額就稱為逃脫共振吸收幾率，一般用 p來表示。 ?逃脫共振吸收后的中子繼續(xù)通過散射反應(yīng)而慢化 ，當(dāng)中子的速度降低到與周圍介質(zhì)中的核處于熱平衡狀態(tài)了 ， 慢化過程也就結(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 》 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。 ?慢化所需的時間稱為慢化時間。在常見的慢化劑中，慢化時間為 10－ 6 — 10－ 4s，對于水，慢化時間約6 10－ 6s。 ?熱中子從產(chǎn)生到被吸收之前所經(jīng)歷的平均時間稱為擴散時間。在常見的慢化劑中，熱中子的擴散時間在 10－ 4 — 10－ 1 s之間，擴散過程要比慢化過程慢得多。 ?快中子的慢化時間和熱中子的擴散時間越長，中子在介質(zhì)中慢化和擴散時越有機會從反應(yīng)堆泄漏出去。 《 核安全綜合知識 》 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)進行的條件可以方便地用有效增殖系數(shù) K有效來表示。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)稱為臨界狀態(tài)； ?若有效增殖系數(shù) K有效 ＜ 1，狀態(tài)稱為次臨界狀態(tài)； ?若有效增殖系數(shù) K有效 ＞ 1，狀態(tài)稱為超臨界狀態(tài)。 《 核安全綜合知識 》 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)的過程。 《 核安全綜合知識 》 五 、 核燃料的消耗 、 轉(zhuǎn)化與增殖 ? 達到臨界的反應(yīng)堆可以實現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，不斷地釋放出裂變能。這一過程也是核燃料的消耗過程。由于堆內(nèi)存在大量中子和 238U原子核，通過 238U對中子的俘獲，新燃料 239Pu原子核將被生產(chǎn)出來。 ? 1MW的熱功率相當(dāng)于每秒鐘有 1016個 235U核裂變，如果反應(yīng)堆要發(fā)出 1?MWd的能量，則有 1021個 235U核裂變，相當(dāng)于有 ?g的 235U發(fā)生了裂變?？紤]到在裂變的同時必然有一部分235U由于發(fā)生（ n， ?）反應(yīng)而浪費掉（對 235U，其 σf =， σr=），因此發(fā)出 1?MWd的能量實際上要消耗的 235U為 ： 《 核安全綜合知識 》 五、核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 ?兩個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有效會不斷下降。當(dāng) K有效降到 1以下時，堆就不能達到臨界了，當(dāng)然也不能再燃燒了。 ?第二，反應(yīng)堆運行時，燃料元件處于高溫、高壓、強中子輻照條件下，元件包殼會受到一定損傷。為防止包殼破損導(dǎo)致的放射性進入冷卻劑，燃料元件在堆中放置的時間是受到嚴(yán)格控制的 《 核安全綜合知識 》 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衡量。在動力堆中，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≈，由于實現(xiàn)核燃料的轉(zhuǎn)化，最終被利用的易裂變核約為原來的 。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 》 五、核燃料的消耗、轉(zhuǎn)化與增殖 ?若 CR＝ 1，則每消耗一個易裂變核，便可以產(chǎn)生出一個新的易裂變核。此時，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，達到自給自足，無需給核反應(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)堆稱為增殖堆， CR也被記為 BR，稱為增殖比。毫無疑問，只有發(fā)展增殖堆才能充分地利用大自然賜給人類的寶貴的鈾和釷資源常用的核輻射類型及特征 ?在快中子反應(yīng)堆有可能實現(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，其增殖比有可能達到 。 《 核安全綜合知識 》 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 》 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，因此實際上運行的反應(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，原來在堆芯邊緣地區(qū)的中子通量密度將會增加，使得中子通量密度分布更為平坦了。 《 核安全綜合知識 》 帶反射層反應(yīng)堆的中子通量密度分布 《 核安全綜合知識 》 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）控制棒對中子通量分布的擾動 ?控制棒的布置對功率分布影響也很大。幾乎所有的反應(yīng)堆都有控制棒。 （ 3）水腔對中子通量密度的擾動。 ?水腔的出現(xiàn)，將嚴(yán)重影響水腔中及水腔周圍的熱中子通量分布 《 核安全綜合知識 》 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際上就是中子通量的展平。 5．功率密度分布的展平方法 （ 1）堆芯徑向分區(qū)裝載