核反应堆物理分析-第一章：核反应堆的核物理基础

孙征原子能院反应堆工程设计部高等核反应堆物理2014.09Tel：6935766613691586453知止而后有定，定而后能静，静而后能安，安而后能虑，虑而后能得。物格而后知至，知至而后意诚，意诚而后心正，心正而后身修。-《大学》What’stherushifwearebuildingsomethingforeternity.•教材及参考书•教材：谢仲生.《核反应堆物理分析》（上、下册）•教学内容：全书十四章，64课时•参考书：•J.R.拉马什著，洪流译.《核反应堆物理导论》原子能出版社，1977年.•谢仲生，邓力著.《中子输运理论数值计算方法》西北工业大学出版社，2005•G.I.贝尔，S.格拉斯登著.《核反应堆理论》•原子能出版社，1979年.•(美)奥特.《核反应堆动力学导论》第一章：核反应堆的核物理基础(107)第二章：单速中子扩散理论(81)第三章：中子慢化与慢化能谱(109)第四章：均匀反应堆的临界理论(179)第五章：栅格的非均匀效应(114)第六章：反应性随时间的变化(77)第七章：温度效应与反应性控制(74)第八章：核反应堆动力学(81)目录第九章：中子输运方程(149)第十章：分群扩散理论(110)第十一章：多群扩散方程的数值解法(74)第十二章：中子的热化(67)第十三章：微扰理论(71)第十四章：核燃料管理(75)共计：1368个公式。第一章:核反应堆的核物理基础核反应堆是一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。它由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和吸收剂等材料组成。1.核反应堆（reactor,nuclearreactor）反应堆可分为均匀反应堆和非均匀反应堆。现在绝大多数都是非均匀反应堆。它又可按用途、中子能量、结构、慢化剂、冷却剂、核燃料等进行分类。1.按用途可分为研究反应堆、动力反应堆、生产反应堆和特殊用途反应堆。研究反应堆，用来进行基础研究或应用研究。动力反应堆，民用可供发电和生产热能，军用可作为核潜艇等舰船动力。生产反应堆，用来生产钚、氚和同位素。特殊用途反应堆，用于专门目的，如验证某种反应堆设计的模式堆等。中国先进研究堆CARR中国实验快堆CEFRFig.1Thehorizontalcut-viewofCARRVerticalchannelsCNS:ColdneutronsourceguidetubeHNS:HotneutronsourceguidetubeCI,NI:isotopeholeMT:MaterialirradiationmonitoringholeNTD:NTDsiliconholeAT:NAAholeSRDM:SafetyroddrivemechanismHorizontalbeamtubesHT1:ColdneutronsourcebeamtubeHT2:Multi-filtrationneutronbeamtubeHT3,HT4,HT6,HT8,HT9:ThermalneutronbeamtubeHT5:LongtangentialbeamtubeHT7:Hotneutronsourcebeamtube动力堆秦山核电站大亚湾核电站中国海军夏级弹道导弹核潜艇核动力航空母舰2.按引起核裂变的中子平均能量可分为热中子反应堆、中能中子反应堆和快中子反应堆。热中子反应堆，主要由热中子（E1eV）引起核裂变反应；中能中子反应堆，主要由中能中子（1eV~0.1MeV）引起核裂变反应；快中子反应堆，主要由快中子（E0.1MeV）引起核裂变反应。3.按结构可分为压力容器式堆、压力管式堆和池式堆。4.按慢化剂和冷却剂可分为轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和石墨沸水堆、液态金属冷却快堆。轻水堆，轻水既作慢化剂也作冷却剂，根据堆中水的工作状态又分为压水堆和沸水堆。重水堆，重水作慢化剂，重水（或轻水）作冷却剂。石墨气冷堆和石墨沸水堆，均用石墨作慢化剂，分别用二氧化碳或氦气和沸腾轻水作冷却剂。液态金属冷却快堆，无慢化剂，通常以液态金属钠作冷却剂。5.按核燃料可分为天然铀反应堆和富集铀反应堆，常采用金属铀和铀或钚的氧化物作核燃料压水反应堆是一种动力反应堆。它具有一个能承受高温高压（约300oC,约15MPa)的压水堆本体。压水堆本体是压水反应堆的堆芯、堆内构件、压力容器和控制棒驱动机构的总称。2压水反应堆压水堆核电厂是利用压水反应堆将核裂变反应产生的核能转换为热能，再产生蒸汽发电的电厂。3压水堆核电厂压水堆核电厂的组成压水堆核电厂主要由核岛（nuclearisland,NI）、常规岛（conventionalisland,CI）和电厂配套设施（balanceofplant,BOP）组成。核岛是压水堆核电厂的核心，其作用是生产核蒸汽。核岛包括压水堆厂房（安全壳）和反应堆辅助厂房以及装设在其内部的系统和设备。常规岛主要包括核汽轮发电机组及其厂房和设置在厂房内的二回路系统及设施，其内容与常规化石燃料电厂类似。电厂配套设施是指核电厂中除核岛和常规岛外的其他建筑物和构筑物以及系统。稳压器反应堆汽轮机主泵蒸汽发生器发电机给水泵凝汽器循环泵控制棒压水堆核电厂工作原理图工作原理174反应堆发展概况第一代核电系统时期：20世纪50～60年代早期原型堆国家：美、苏、英、法、加堆型：GCR、LGR、PWR、BWR、HWR、FBR用途：军用生产堆、军用动力堆、核电厂原型机组、实验特点：（1）具有研究探索的试验原型堆性质。（2）设计粗糙，结构松散，体积较大。（3）没有系统、规范、科学的安全标准。（4）发电成本较高。代表：美国1957年临界的首座用于发电的60MW压水堆（希平港）18第二代核电系统时期：20世纪70年代～80年代商业堆国家：世界各国堆型：PWR、BWR、VVER、CANDU、HTGR、AGR、LMFBR用途：商业发电特点：“确定论”安全设计理念19第三代核能系统（1）时期：90年代后期特点：“确定论”与“概率论”安全设计理念，满足URD要求（寿期、安全裕度和可用率等指标）。1983年开始，美国电力研究院（EPRI）在美国核管理委员会（NRC）支持下，于1990年为第三代轻水堆核电厂制定了用户要求文件（URD）。欧洲于1994年颁布了欧州用户要求文件（EUR）第一版。AP1000EPR西屋公司研制法马通和西门子于1991年共同开发20第三代核能系统（2）先进沸水堆（ABWR是目前唯一有运行电厂和经过运行考验的第三代先进型核电厂）21第四代核能系统(Gen-IV)(1)第四代核能系统（Gen-IV）的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，即“GIF”。拟用2-3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。22第四代核能系统(Gen-IV)(2)持久性：该目标包括两个方面：从长远看有利于节省自然资源（铀）；废物量最少化；·经济竞争性：目标是降低投资费用与运行费用；·安全和可靠性：目标是（如果可能）排除疏散核电厂外部人员的必要性；·加强防扩散和实体保护能力。研发目标23六种推荐堆型堆型缩写能谱燃料循环钠冷快堆系统SFR快闭式铅合金冷却堆系统LFR快闭式气冷快堆系统GFR快闭式超常高温堆系统VHTR热一次超临界水冷堆系统SCWR热和快一次/闭式熔盐堆系统MSR热闭式第四代核能系统(Gen-IV)(3)24SodiumFastreactor钠冷快堆LeadFastReactor铅冷快堆GasFastReactor气冷快堆Gen-IV推荐堆型25VeryHighTemperatureReactor甚高温反应堆SupercriticalWaterReactor超临界水冷堆MoltenSaltReactor熔盐堆Gen-IV推荐堆型26275反应堆物理（reactorphysics，neutornics）反应堆物理是研究在各种增殖系统及有关介质内中子的时间、空间及能量分布的一门科学。某些与中子学有关的安全问题、核动力系统中的燃料经济与管理问题、新型裂变材料及能量转换问题等也都属于本学科的研究领域。研究的核心是中子增殖系统的物理性能。28建立在两方面知识基础上的一门学科：一，中子核反应的一些基本实验结果，作为反应堆物理的基本数据；二，描述中子群体空间运动及增殖过程的数学模型。研究方法：利用已知核截面规律，用数学模型或实验方法定量描述中子群体时间、空间的输运及增殖过程，并计算出一些主要的物理参量来表述中子增殖系统的物理性能。包括临界特性、反应性、功率分布、动态参数、燃耗、增殖特性等。研究内容：核能发展技术路线的物理研究；中子物理微观常数的整理、评价和编辑；反应堆物理实验数据的测量、整理、评价和编辑以及新的反应堆物理实验用设备的研制和新测量技术方法的研发；反应堆物理计算用数学模型及计算程序的研发；与中子增殖系统临界有关的安全概念的研究；各种新型反应堆的概念及在反应堆内可裂变材料实现转换或增殖的研究。6放射性和原子核衰变原子核的稳定性，是指原子核不会自发地改变其质子数、中子数和它的基本性质。可分为稳定原子核和不稳定原子核（即放射性原子核）。原子核的稳定性存在以下规律。（1）原子核中的质子数等于和大于84的原子核是不稳定的。即原子序数84以后的元素均为放射性元素。（2）具有少于84个质子的原子核，质子数和中子数均为偶数时，其核稳定。（3）质子数或中子数等于2，8，20，28，50，82，126的原子核特别稳定。这些数称为幻数。质子数和中子数都是幻数的原子核，称为双幻数核。（4）中子数和质子数之比n/p，在Z＜20时n/p=1，原子核稳定。随着原子序数增加，n/p值增大，比值越大，稳定性越差。原子核的稳定性放射性：某些核素自发地放出粒子或γ射线，或在轨道电子俘获后放出X射线，或发生自发裂变的性质。放射性核素：能自发放射出各种射线的核素。放射性核素分为天然放射性核素和人工放射性核素天然放射性核素：自然界天然存在的放射性核素。人工放射性核素：利用反应堆或加速器等人工生产的放射性核素。目前已知的2000多种放射性核素中，绝大多数是人工放射性核素。原子核衰变原子核衰变是一个原子核自发放射出α或β等粒子而本身转变成另一种原子核的现象。原子核衰变主要有α衰变、β衰变、γ衰变、同质异能跃迁和自发裂变等几种形式。α粒子是氦原子核β粒子是高速电子γ射线是高能光子1）衰变：α粒子是氦的原子核，它由2个质子和2个中子组成。α衰变的反应式如下：QYX4A2ZAZ衰变过程：原子核衰变时发射出α粒子，即发射出核，衰变后子核Z减少2，A减少4。He42α粒子是氦原子核β-衰变、β＋衰变、电子俘获。衰变：2）β-衰变条件：核内中子多，n→变P，放出一个负电子。QYXA1ZAZ衰变过程：母核发射负电子，即发射β-粒子，同时伴有反中微子发射，衰变后的子核Z增加1，而A不变，核内有一个中子转化为一个质子。β粒子是高速电子γ射线是高能光子3）衰变：射线定义为原子核从较高能级跃迁到低能级时所放出的电磁波。射线的波长比X射线波长短，约在10-11－10-13m之间。衰变过程：原子核在衰变或反应以后往往处于激发态，从激发态到较低能态和基态的跃迁，一般以放出射线的方式来进行的概率为最大。QXXAZmAZTcTc9943h02.6tm99432/1（Eγ=0.141MeV）（4）同质异能跃迁：同质异能素发生的γ跃迁。一般而言，原子核处于激发态的寿命都非常短暂，典型值为10-14s。但是，也有一些激发态处于亚稳态，其寿命较长，足以被观察到（一般长于0.1s），处于这种寿命较长的激发态的核素，称为同质异能素。同质异能素，在核素符号的质量数后加m表示，它与处于基态的核素具有相同的电荷数和质量数。例如，60mCo（钴）与60Co的电荷数和质量数都相同，但二者半衰期不同，前者T1/2=10.5min，后者T1/2=5.27a。（5）自发裂变：处于基态或同