【正文】 可能達(dá)到 。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。 ?最吸引人的是 CR＞ 1的情況。 《 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。 ?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 。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。 ?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。考慮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。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。 《 核安全綜合知識 》 五 、 核燃料的消耗 、 轉(zhuǎn)化與增殖 ? 達(dá)到臨界的反應(yīng)堆可以實現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，不斷地釋放出裂變能。同時也與堆的尺寸和形狀有關(guān)。 ?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。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 ?自續(xù)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)是核反應(yīng)堆的物理基礎(chǔ)。在常見的慢化劑中，熱中子的擴(kuò)散時間在 10－ 4 — 10－ 1 s之間，擴(kuò)散過程要比慢化過程慢得多。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。 《 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。 ?與介質(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子 。 《 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。因此重水堆和石墨堆都可以采用天然鈾作核燃料。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。 ?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。 ?慢化比定義為 ??∑s/∑a。 ?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。 ?必須采用輕元素來做慢化劑。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)。 《 核安全綜合知識 》 圖 23 235U核在三個能區(qū)的裂變截面曲線 中子能量， e V裂變截面（ b ）10－ 410－ 310－ 210－ 11 1 011 021 031 041 051 061 07238U235U0 .11101 0 01 0 0 01 0 0 0 0《 核安全綜合知識 》 三、中子的慢化 ?核燃料原子核裂變時放出的中子都是高能中子，其平均能量達(dá)到 2?MeV，最大能量可達(dá) 10?MeV。 ?易裂變核的裂變截面 σf隨中子能量的變化呈現(xiàn)相同的規(guī)律。 ?中能區(qū)（ 1eV＜ E＜ 104eV），在此能區(qū)內(nèi)許多重元素核的截面出現(xiàn)了許多峰值，這些峰一般稱為共振峰。 《 核安全綜合知識 》 4．截面隨中子能量變化的規(guī)律 ?核截面的數(shù)值決定于入射中子的能量和靶核的性質(zhì)。 ?中子通量可以理解為單位體積中所有中子在單位時間內(nèi)飛行的總路程，也稱為軌跡長度。 ?宏觀截面 ∑是中子通過靶核單位距離與靶核發(fā)生核反應(yīng)的概率，所以當(dāng)中子穿過的距離為宏觀截面 ∑倒數(shù)時，平均而言就會發(fā)生一次核反應(yīng)。常用 1/cm為單位。 ?宏觀截面的定義是： ∑＝ N? ?宏觀截面是一個中子在介質(zhì)穿過單位距離與核發(fā)生核反應(yīng)的概率。分截面之和稱為全微觀截面（也稱總微觀截面）。 1．微觀截面 ?微觀截面的物理意義是一個中子入射到單位面積內(nèi)只含一個靶核的靶子上所發(fā)生的反應(yīng)概率，是一個中子與單個靶核發(fā)生相互作用概率大小的一種度量 ?區(qū)分各種不同的核反應(yīng)，微觀截面帶上不同的下標(biāo)， s、 e、in、 f、 r、 a、 t分別表示散射、彈性散射、非彈性散射、裂變俘獲、非裂變俘獲、吸收和總的作用截面。 ?232Th和 238U只有在中子能量高于某一值時才能發(fā)生裂變，通常稱之為轉(zhuǎn)換材料。熱中子反應(yīng)堆內(nèi)主要采用 235U作核燃料。 《 核安全綜合知識 》 2．吸收反應(yīng) ?中子吸收（ n， a）包括 ?中子俘獲（ n， c ）： （ n， γ）、 （ n， p）、（ n， d）、（ n， α）、（ n， 2n） ?中子裂變（ n， f）。 ?在有慢化劑的熱中子反應(yīng)堆中，中子慢化主要依靠與慢化劑的彈性散射。 ?對 238U，中子能量大于 45keV才能發(fā)生非彈性散射。 ?非彈性散射反應(yīng)中，入射中子的一部分動能轉(zhuǎn)變成靶核的內(nèi)能，使靶核處于激發(fā)態(tài)，通過發(fā)射 γ射線返回到基態(tài)，散射前后中子與靶核系統(tǒng)的動量守恒，但動能不守恒。 ?彈性散射最重要的特點是，中子與核整個系統(tǒng)的動量和動能在碰撞前后不變。一種稱為彈性散射，另一種稱為非彈性散射。 ?核反應(yīng)堆內(nèi)存在的幾種主要的核反應(yīng)： 1．散射反應(yīng)： ?中子與原子核發(fā)生散射反應(yīng)時，中子改變了飛行方向和飛行速度。碰撞的結(jié)果，或是中子被散射、或中子被原子核所吸收。 ?緩發(fā)中子的發(fā)射在反應(yīng)堆的運行控制中具有十分重要的作用。瞬發(fā)中子的能譜 N(E)和每次裂變放出的平均中子數(shù)是重要的物理量 。 ?這些能量大部分由裂變碎片帶走； 235 236 * 139 9592 92 57 42U U L a Mo 2nn? ? ? ? ?《 核安全綜合知識 》 2. 裂變能及其分配 ?裂變能大部分由裂變碎片帶走，表 21中給出了慢中子誘發(fā)的 235U和239Pu的裂變能量分配，表中的數(shù)值均為平均值。 《 核安全綜合知識 》 2. 裂變能及其分配 ?根據(jù)能量守恒定律，重核發(fā)生二分裂的裂變能可以表示為 Qf =ΔMc2=[M*(Z0, A0)－ M(Z1, A1)－ M(Z2, A2)－ vmn]c2 ? M*(Z0, A0)代表激發(fā)態(tài)復(fù)合核的原子質(zhì)量； M(Z1, A1)， M(Z2, A2)為發(fā)射中子后的碎片經(jīng) β 衰變而形成的兩個穩(wěn)定核的原子質(zhì)量； v為裂變中發(fā)射的中子數(shù)。發(fā)射中子前和發(fā)射中子后的碎片的質(zhì)量分布有些差異，但基本特征是相同的。當(dāng)然連續(xù)β 衰變過程中各核素也仍會繼續(xù)發(fā)射 γ 射線。 ? 在連續(xù) β 衰變過程中，有些核素可能具有較高的激發(fā)能，其激發(fā)能超過中子結(jié)合能，就有可能發(fā)射中子，這時發(fā)射的中子稱為緩發(fā)中子。 ? β 衰變的半衰期一般是大于 10﹣ 2s。 《 核安全綜合知識 》 二、裂變后現(xiàn)象 ? 發(fā)射中子后的碎片稱為次級碎片或稱裂變的初級產(chǎn)物。 ? 發(fā)射中子后的碎片的激發(fā)能小于核子的平均結(jié)合能（ 8?MeV）不足以發(fā)射核子，主要以發(fā)射光子的形式退激。 ? 原子核裂變后產(chǎn)生兩個質(zhì)量不同的碎片，它們受到庫