核电厂安全专业实务 第1章 核反应堆工程.pdf
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1、核电厂安全专业实务核电厂把核裂变产生的热能变成电2目录刖百核电厂基础知识 二核电厂安全专业实务3刖百 站在历史高度观察核电厂安全专业-核领域的核电厂安全专业是核科学与法律综合性学科;-核电厂安全专业实务主要内容归结为:核电厂反应堆管理规定的背景、目的、范围、执行等;核电厂反应堆管理规定形成是科学、法律、政治和很多其它因素 的综合结果;-讲稿是根据核反应堆工程学科发展;浏览管理规定框架,从历史 高度来阐述核电厂安全专业实务;-经验告诉人们从历史高度观察科学和法律会对事物理解的更好。探讨了三里岛、切尔诺贝利事故发生的科学、法律和社会背景,希望作为例 子,能够帮助理解核电厂安全专业实务。4-核电厂基
2、础知识核能概念 裂变发现 1932年查德威克(James Chadwick)发现中子;(第二册4页)1938年哈恩和斯特拉斯曼(Hahn and Strassman)从中子轰击铀 核的产物中发现钢;1939年迈特纳和福里施(Frisch and Meitner)应用液滴模型概念 解释了裂变;(第二册36页)5*核能概念 质量亏损 1939年原子核裂变发现所以激动人心和令人眼花缭乱,其价值在于观察到质量亏损;-原子核质量总是小于所组成的核子(!)质量之和。把质量亏损解释为核子束缚能量等于:E=m c2 著名爱因斯坦质能转换公式(A.Einstein1905)6核能概念 铀裂变应用 铀核裂变表示为
3、:U-235-FPa+FPb+Energy 发现从裂变释放的总能量近似为:200Mev/裂变;铀核内每个核子的束缚能近似为:7.59Mev/核子 碳原子燃烧释放的能量为:4ev铀核裂变AFRAGMENUCLEUSZUNEUTRON:NEW NEUTRON=c=核能概念 链式反应系统 尽管有巨大能量释放,但是,要维持反应还需要继续 提供中子;1939年科学家实验清晰地呈现出,每次核裂变反应会 发射2至3个中子;这意味着核链式反应成为可能。9核能概念中子慢化理论 科学家费米开发出中子慢化模型(费米中子年龄理 论);中子生成时具有高能;裂变可能性(截面)大小与中子能量有关;当中子通过物质时,中子通过
4、碰撞来慢化(损失能量)。10核能概念-影响链式反应系统的因素 燃料的成份;周围材料的成份;燃料的物理布置;其它材料的物理布置;燃料的可裂变同位素数量。11第一节核反应堆的基本工作原理一、中子与原子核的相互作用二、核反应截面和核反应率三、中子的慢化四、核反应堆临界条件五、核燃料的消耗、转化与增殖六、堆内中子通量密度分布与展平12一、中子与原子核的相互作用-反应堆内可能发生多种不同类型的核反 应。1.散射反应 中子与原子核发生散射反应时,中子改 变了飞行方向和飞行速度。散射反应有两种不同的机制。一种称为 弹性散射,另一种称为非弹性散射。13散射反应 非弹性散射的反应式如下:-AZX+%n-(A 1
5、ZX)*f dzX)*+%n I-AZX+y14散射反应 中子的慢化 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反 应,其能量会逐步减少,这种过程称为中子的 慢化。在热中子反应堆中,中子慢化主要依靠弹性散 射。在快中子反应堆内,虽然没有慢化剂,但中子 通过与铀一238的非弹性散射,能量也会有所 降低。15俘获反应俘获反应俘获反应亦称为(n,Y)反应。中子被 原子核吸收后,形成一种新核素,并放 出Y射线。16俘获反应-它的一般反应式如下:AZX+nf(A+X)*f A+%X+Y17俘获反应 反应堆内重要的俘获反应有:23892U+10n=23992U+Y.239 U-(l23分)-239 即一(上2
6、.35天)-239 pu 这就是在反应堆中将铀一238转化为核燃料钵-239的过程。18俘获反应类似的反应还有:2329oTh+lon=2339oTh+Y23390Th一窜-22分)233gPa(B-27。4233-这就是将自然界中蕴藏量丰富的社元素转化为核燃料铀一233的 过程。19裂变反应 裂变反应 易裂变材料(fissile material)易裂变燃料(fissile fuel)-核裂变是堆内最重要的核反应。铀一233(半衰期16万年)、铀-235(半衰期7.1亿年)、钎一239(半衰期2.4万年)等核素在 各种能量的中子作用下均能发生裂变,通常被称为易裂变燃料。杯一241(半衰期13
7、.2年)易裂变核素(fissile nucleus)可转换材料(fertil material)可裂变材料(fissional material)而社一232、铀一238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂 变,通常称之为可转换材料。-目前热中子反应堆内主要采用铀一235作核燃料。铀裂变时一般 产生两个中等质量的核,叫做裂变碎片;同时发出平均2.5个中 子,还释放出约200兆电子伏的能量。20二、核反应截面和核反应率 核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率的物理量。-1.微观截面-微观截面。是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量。它的量纲是面积。通常采用“靶”作为微观截面的单位
8、,1靶=10-24cm2。-为了区分各种不同的核反应,要给微观截面O带上不同的下标。通常用下标中邙由;;引1分别表示散射、弹性散射、非弹性 散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面。21核反应截面和核反应率 2.宏观截面 宏观截面的定义是:S=Na-核密度的常用单位。可用式(L1)计算:N=pN/A(1.1)其中p是物质的密度(g/crn3),A是该物质的原子质量数,N。是 阿佛加德罗常数。-从宏观截面的定义可知,它是中子与单位体积中所有原子核发生 相互作用概率的一种度量。-从定义可知,宏观截面的量纲是长度的倒数。常用1/cm为单位。22核反应截面和核反应率 3.中子通量密度与核反应率密
9、度 核反应率密度 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数。核反应率密度一般用R表示。中子通量密度-为了导出曾达式,定义另一个重要的物理量:中子通量密度0)(简 称中子通量或中子注量率):P=nV-其中n是中子密度,即单位体积中的中子数目,V是中子飞行的速 度。-中子通量密度是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程。23中子通量密度与核反应率密度-利用中子通量密度和宏观截面,就可以计算核反应率密度:R=SCD-该式是非常有用的。例如已经知道了堆芯中核燃料的浓度和分布,就可以算出堆芯的宏观裂变截面石;如果还知道了堆芯的中子通 量密度。,就可计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生
10、多少 次裂变反应,进而可以算出堆芯的发热强度等。-这个公式使我们可以从宏观上了解核反应的强度。24核反应截面和核反应率 4,截面随中子能量变化的规律-核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,可以发现大体上存 在三个区域。-低能区 一般指E l,则堆芯内的中子数 目将随时间而不断地增加,称这种状态为超临 界状态。反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是 Keff=1即核反应堆处于临界状态。36核反应堆临界条件-这时核反应堆芯部的大小称为临界尺寸(或临界体积),在临界情况下反应堆 所装载的核燃料量叫做临界质量。显然有效增殖系数Lff与堆芯系
11、统的材料 成分和结构(例如易裂变核素的富集度、燃料一慢化剂的比例等)有关。同时也 与堆的尺寸和形状有关。37核反应堆临界条件 中子循环 中子循环就是指裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中燃料核引发 裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程。它包括了若干个环节。首先是快中子倍增过程,部分裂变中子由于能量 较高(高于铀一238的裂变阈能)可引起一些铀一238核裂变;快中子在慢化过程中,要经过共振能区,必然有一部分中子被共振吸收 而损失掉;逃脱了共振吸收的中子被慢化成热中子,热中子在扩散过程中被堆芯的 各种材料吸收,被慢化剂、冷却剂和结构材料等物质吸收造成热中子损 失;部分被核燃料吸收的热中子很大可能
12、要发生裂变,但也有较小的可能不 发生裂变。-上述讨论中尚未考虑中子泄漏的影响。实际上在快中子慢化和热中子扩 散过程中都有一部分中子会泄漏出堆外。38四因子公式 自持式链式反应(无限介质)中,把链式反应的材料贡献简化为 代数表达式:Koo=q p f q(Average Number of Fast Neutrons)快中子平均数目(燃 料吸收一个热中子产生中子数);(Neutrons from high to low energy)中子从高能到低能引起裂变产生的中子数与热中子引起裂变产生中子数之比(快中子增 殖系数);p(Resonance Escape Probability)逃脱共振(俘获
13、)几率;f(Thermal Utilization)热中子利用系数(中子被燃料吸收与 被所有材料吸收之比)39六因子公式-真实物理系统链式反应模式的简化代数表达式:Keff=K 00 Pnlth Pnlfst Pnlth 热中子不泄漏几率(non-leakage probability);Pnlfst快中子不泄漏几率;表达式Pnl很大程度取决于系统的物理几何形状;-即定材料会得到临界相应几何尺寸的方案称为反应堆“临界尺寸”;-费米(Fermi)和他的同事完成了与此相关的著名实验;-关键点:系统自持(链式反应)能力不取决于中子总数的大小。40五、核燃料的消耗、转化与增殖-达到临界的反应堆可以实现
14、自续链式反应,不断地释 放出裂变能。这一过程也是核燃料的消耗过程。然而,由于堆内存 在大量中子和铀一238原子核,通过铀一238对中子的 俘获,新燃料钎一239原子核将被生产出来。如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗 的核燃料,那么这种反应堆就称为增殖堆。显然,利 用增殖堆就可以源源不断地把本来不适合作核燃料的 铀一238转化为核燃料,实现对铀资源的充分利用。41i核燃料的消耗、转化与增殖 燃料的消耗速率和燃耗深度 反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一 物理量来衡量。在动力堆中,它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量,其单位是兆瓦日/吨铀。需注意的是,这里指的铀包括铀一235和铀
15、一238,并非只是铀一235o 铀一238俘获中子后可以变成易裂变同位素钵一239。反应堆内的强中子场为铀一238转换成易裂变核燃料提 供了良好条件。42核燃料的消耗、转化与增殖 转化比 为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力,引入一个称为转化比的量,其定义是:CR=(易裂变核的平均生成率)/(易裂变 核的平均消耗率)43核燃料的消耗、转化与增殖 CR1 当然,最吸引人的是CR1的情况。这时候反应堆内 产生的易裂变核比消耗掉的还要多,除了自给自足,还可以拿出一些易裂变材料供应其它的核反应堆使用。能使CR1的反应堆称为增殖堆,也被记为BR,称为 增殖比。毫无疑问,只有发展增殖堆才能充分地利用
16、大自然赐给人类的宝贵的铀和社资源。以钎一239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良的增 殖性能,其增殖比可以达到1.2o46i六、堆内中子通量密度分布与展平-Io裸堆的中子通量密度分布 现在探讨反应堆内中子通量密度的分布 规律。对于一个不带反射层的堆(称之为 裸堆)的中子通量密度分布的规律,根据 波动方程和相应边界条件可求得各种几 何形状反应堆的中子通量密度分布。47堆内中子通量密度分布与展平目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯,圆 柱形均匀堆的热中子通量密度分布在高度方向 上为余弦分布,半径方向上为零阶贝塞尔函数 分布,/、T(2.405r)(兀2)。(r,z)=Go,o cos 其中4为外推
17、半径,4为外推高度,单位是m。有了均匀堆的热中子逋量密度分布后,我们就 可以得到均匀堆的释热率分布了见图13,这 样得到的是把全堆芯均匀化之后的结果。48j堆内中子通量密度分布与展平值得注意的是,堆芯内的体积释热率空 间分布是随燃耗寿期而变化的,在对堆 芯做较详细分析时,堆芯体积释热率分 布或者中子通量密度分布随寿期的变化 应由反应堆物理计算得到。49i堆内中子通量密度分布与展平-20带反射层反应堆的中子通量密度分布 裸堆的中子泄漏是较大的,为了减少中子泄漏,节省 核燃料,往往在堆芯外围加上反射层把泄漏到堆芯外 面的中子散射返回堆芯,这样减少了堆内中子的泄漏,使得同样成份的反应堆堆芯的尺寸可以
18、更小,因此实 际上运行的反应堆都是带反射层的。有了反射层以后,中子通量密度的分布将发生变化。很显然由于有了反射层的反射作用,原来在堆芯边缘 地区的中子通量密度将会增加,使得中子通量密度分 布更为平坦了。50j堆内中子通量密度分布与展平 3中子通量密度的局部效应-(1)燃料富集度分区布置-燃料布置对功率分布影响很大。压水堆通常把燃料元件以适当的 栅距排列成为栅阵,并且用不同富集度的燃料元件分区布置。图 1-4是压水堆三区布置时的归一化功率分布,通常I区的燃料富集 度是最低的,III区的燃料富集度最高。在实际的换料程序中,并 不是一次换全部的料,而是把新换进去的燃料放在III区,原来III 区的燃
19、料往里挪到II区,II区的再挪到I区,I区的乏燃料换出来进 入乏燃料储存池。燃料元件采用分区布置后,在半径方向上的功 率分布已经不是零阶贝塞尔函数分布了。51j堆内中子通量密度分布与展平-(2)控制棒对通量密度的扰动-控制棒的布置对功率分布影响也很大。几乎所有的反 应堆都有控制棒,它对堆芯功率分布的影响可以由图 1-5进行分析。图中的虚线是没有控制棒情况下的径向 功率分布,在均匀堆情况下是零阶贝塞尔函数分布;图中实线所示是在堆中插入控制棒后的径向功率分布。由于控制棒是热中子的强吸收材料,在控制棒附近使 得中子通量密度下降很多,因此把控制棒布置在反应 堆的合适位置,可以得到比较理想的功率分布。5
20、2j堆内中子通量密度分布与展平 控制棒对反应堆的轴向功率分布也有很大的影响。通 常控制棒可以分三大类,即停堆棒、调节棒和补偿棒。停堆棒在正常运行工况时在堆芯的外面,只有在需要 停堆的时候才迅速插入堆芯。补偿棒是用于抵消寿期 初大量的剩余反应性的。如图1-6所示,在寿期初,补 偿棒往往插得比较深,而在寿期末,随着燃耗的加深,慢慢地拔出来了。这样,在不同的寿期,产生了堆芯 功率不同的轴向分布。53j堆内中子通量密度分布与展平 实际上,各种不同形状堆的堆内通量密度分布并不完 全是理想的情况。因为堆内总插有一定数目的控制棒 或其它管道,这些控制棒或管道的插入都势必使堆内 通量密度场发生扰动。圆柱反应堆
21、在径向是贝塞尔分 布,轴向是余弦分布。当堆内插入控制棒以后,由于 棒对中子的强烈吸收,使径向和轴向的通量密度分布 就发生了畸变。径向在插控制棒的地方出现了凹陷,轴向在棒插下过程中,使余弦的分布凸峰位置移动,位移的情况取决于棒的插入深度。54j堆内中子通量密度分布与展平-实验得知:当棒插入堆芯后,轴向的通量密度峰就开始向下移动;棒不断往堆内下插,轴向的通量密度凸峰就不断下移,但当通量 密度峰下移到一定位置时,棒再继续向下插时,凸峰就开始回升。当插入堆底时,通量密度峰又回到了一开始的位置。在维持同样 功率的前提下,由于控制棒是一种中子强吸收体,又由于中子扩 散规律是密度高的地方的中子向密度低的地方
22、流动,这种现象的 出现是必然的结果。-控制棒插入不同深度对轴向中子通量密度分布的扰动,对于反应 堆的运行安全与提高功率都有直接的影响。由于控制棒的插入使 得堆内轴向通量密度分布更不均匀,在通量密度凸峰处燃料元件 局部过热,容易造成元件事故,由于通量密度不均匀性的提高,堆的平均功率也应降低,所以了解控制棒对轴向通量密度场扰动 的规律,并采取措施限制或减少这一扰动,对于堆的安全运行,无疑是重要的。55图13均匀堆热中子通量密度与体积释热率分布56图14压水堆三区布置时的归一化功率分布10050%/1,中子产生占优势,堆内中子数将随时间而增加,反应堆处于超临界状态。Ke仟vl,中子消失占优势,堆内中
23、子数随时间而减少,反应堆处于次临界状态。Keff=l,堆内中子产生与消失 相平衡,堆内中子数将稳定在一定水平上,反应堆处 于临界状态98反应性概念总是会由于这种或那种因素而使之偏离1。记 K=Keff-l 称之为过剩增殖系数,它代表堆内有效增殖系数超 过临界的余额,作为反应堆超临界度(或次临界度)的一 种量度。在应用中往往用过剩增殖系数的相对值p来表示,简称之为反应性:p=(Keff-1)/Keff 通常使用的工程术语是PCM;PCM=10-5 p 反应堆在运行过程中,反应性将不断发生变化。99反应性概念-变化的原因有以下几种:-(1)燃料和重同位素成份的变化。易裂变核燃料吸收中子而消 耗;可
24、转变核材料吸收中子产生易裂变核燃料等。(2)裂变产物的产生与积累,造成“中毒”和“结渣”效应。(3)温度效应:由于堆内温度的变化,影响各种材料的密度和截面,从而使Ke仟发生变化。(4)其它效应:如空洞效应,气泡效应等。由于以上原因,要保证堆在额定功率下运行一定工作期,必需储 备必要的后备反应性以补偿上述各项所引起的反应性变化。为了 满足实验幅照的需要以及为了调节功率和保证堆的安全停闭,还 需要附加额外的反应性当量。100j反应性与反应性的控制影响反应性变化的各种因素(1)燃料和重同位素成分的变化 在反应堆运行期间,因燃耗而不断减少,也会 因吸收中子而生成同位素PIP”PIP。等,造 成堆内各种
25、重同位素成分的变化。PU239是很 好的易裂变材料,在堆内也要发生裂变反应,这样就延长了堆的换料时间或称之为堆的换料 周期。101反应性变化的各种影响因素(2)伍毒、碘坑与结渣 伴随着核燃料的裂变,各种裂变产物及次级产物将随 之产生并积累起来。这些产物吸收中子直接影响(仟。在几百种裂变产物中,对反应堆链式反应危害最大的 是伍(Xe135)o它的半衰期短,随运行工况的变化而 变化较大;X35的热中子吸收截面a a=2,7X106巴,吸收中子最多。因此直接影响堆的运行状态。为了与 其它裂变产物相区别,称之为“猷毒”。Xe135反应 堆中的产生有两种途径:第一是由U235裂变直接产生,产额r Xel
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