1、第第1章章 核反应堆的核物理核反应堆的核物理基础基础 1.1 中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用中子性质中子性质n 中子质量中子质量：原子核的核子之一，静止质量在工程计算中近似取1u。n中子的电荷中子的电荷：中子不带电，在靠近原子核时不受核内正电的排斥。n中子的波粒二象性中子的波粒二象性：除非对于能量非常低的中子，一般在反应堆中讨论中子的运动和原子核的相互作用时，都把中子作为一个粒子来描述。n中子按能量分类中子按能量分类：在反应堆物理中，通常按能量大小把中子分成3类：快中子；中能中子；热中子。三种相互作用方式三种相互作用方式 势散射势散射直接相互作用直接相互作用：入射中子直接与靶核内
2、的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。复合核的形成复合核的形成：1AAZZnXX靶核复合核中子与原子核相互作用机理中子与原子核相互作用机理中子的散射中子的散射散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。1110010AAAZZZAZXnXXnXn非弹性散射：非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射射线而返回基态。n弹性散射弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。111001100AAAZZZAAZZXnXXnXnXn在热中子反应堆中，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。辐射俘获（辐射俘获（n，）一般形
3、式：反应堆内典型反应：特点：辐射俘获会产生放射性核，因此会给反应堆设备维护、三废处理及人员防护等带来不少问题。中子的吸收中子的吸收1110AAAZZZXnXX238123992092UnU（n,p）（）（n,）等反应）等反应（n,p）反应一般形式：反应堆内典型反应：（n,）反应一般形式：111011AAAZZZXnXYH1134022AAAZZZXnXYHe1611618071OnNH核裂变核裂变235U裂变的一般形式：概念描述：n易裂变同位素：在各种能量的中子作用下均能发生裂变，但在低能中于作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素；n可裂变同位素：只有在能量高于某一阈值的中子作
4、用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。235123612192092120AAZZUnUXYn公式表示：单位：单位：具有面积的量纲。单位用“靶恩”，记为barn或b。(图)1.2 中子截面和核反应率中子截面和核反应率n描述：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。微观截面微观截面VVVV-=/II IINxNxs-=n描述：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。n公式表示：n计算方法：/dI INdx 0NNA 23106
5、.022 10Nmoln1.水的密度为103kgm3，对能量为0.0253eV的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为0.332b和2.710-4b，计算水的宏观吸收截面。n2.UO2的密度为10.42103kgm3，235U的富集度=3(重量百分比)。已知在0.0253eV时，235U的微观吸收截面为680.9b，238U为2.7b，氧为2.710-4b。确定UO2的宏观吸收截面。n描述：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。n表示：n对于中子与靶核不同类型的相互作用可定义不同类型的平均自由程，如定义散射平均自由程，吸收平均自由程等等。平均自由程平均自由
6、程001()xxxP x dxxedx n描述：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。n表示：n 对于由多种元素组成的均匀混合的物质，反应率应为中子与各种元素核相互作用的反应率之和，即核反应率核反应率Rnv121miiRnvnvnvnv Ln中子通量描述：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。n表示：n由于各个中子具有不同的运动方向，因而它和中子的流动并没有直接的关系，它是标量而不是矢量，所以引入中子通量密度中子通量密度。中子通量密度中子通量密度nvn在实际的反应堆内中子并不具有同一速度或能量而是分布在一个很宽的能量
7、范围内。n中子数关于能量的分布称为中子能谱分布中子能谱分布。n平均截面又称为等效截面等效截面。n要计算平均截面或反应率，必须首先知道中子通量密度按能量的分布平均截面平均截面()()()EEEE dERE dE 截面随中子能量的变化截面随中子能量的变化考察元素反应截面随入射中子能量E变化的特性，可以发现大体上存在着三个区域：n低能区（E1eV）：在该区吸收截面随中子能量的减小而逐渐增大，即与中子的速度成反比，该区域也叫做1/v区；n中能区（1eVE103 eV）：在这个区域，相当一部分重元素核的截面出现了许多共振蜂，因此该区也称为共振区；n快中子区：该区的截面通常很小。在大多数情况下小于10b，
8、而且截面随能量的变化比较平滑。微观吸收截面微观吸收截面n非弹性散射截面：非弹性散射有阈能特点，且这阈能的大小与核的质量数有关，质量数愈大的核，其阈能愈小。当中子能量小于阈能时，in为零；而当中子能量大于阈能时，in随着中子能量的增加而增大。n弹性散射截面：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的。s基本上为常数，截面值一般为几b。对于轻核、中等核，中子能量从低能一直到MeV左右范围，s 都近似为常数。对于重核在共振能区将出现共振弹性散射。微观散射截面微观散射截面微观裂变截面微观裂变截面1.3 共振吸收共振吸收n共振分类：可分辨共振，不可分辨共振。n共振参数描述：共振能，峰值截面，能级宽度。n单能
9、级布赖特单能级布赖特维格纳公式：维格纳公式：共振截面共振截面单能级布赖特单能级布赖特维格纳公式维格纳公式2022()4()xrxrEEEEEn描述：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。多普勒效应多普勒效应裂变能量的释放，反应堆功率和中子通量密度裂变能量的释放，反应堆功率和中子通量密度1.4 核裂变过程核裂变过程n裂变能量的释放裂变能量的释放能量形式能量形式能量，能量，MeV裂变碎片的动能168裂变中子的动能5瞬发能量7裂变产物衰变-缓发能量7裂变产物衰变-缓发能量8中微子能量12总共207235
10、U裂变释放的能量n核反应堆的功率与中子通量密度的关系核反应堆的功率与中子通量密度的关系堆内任一点处单位体积内的功率反应堆功率310()()/3.125 10frffrqErW m103.12 10fVPWn例题：例题：一核电站压水堆的热功率为2800MW，电站年负荷因子为0.85，试估算该电站1年(365天)所消耗的235U质量。n裂变产物裂变产物几乎在所有的情况下，裂变碎片都具有过大的中子质子比。它们通常要经过一系列衰变，将过剩中子转变为质子才成为稳定核。毒物：裂变产物中中子吸收截面较大的叫做毒物。典型的有135Xe和149Sm裂变产物与裂变中子的发射裂变产物与裂变中子的发射n裂变中子裂变中
11、子裂变中子数经验公式：裂变中子数经验公式：瞬发中子和缓发中子：瞬发中子和缓发中子：裂变中，99以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。235239()2.4160.133()2.8620.135EEEEn裂变中子能谱裂变中子能谱n裂变中子平均能量裂变中子平均能量1.036()0.453sinh2.29EEeE0()1.982EEE dEMeVMeV1.5 链式裂变反应链式裂变反应n定义：如果每次裂变反应产生的中子数目大于引起核裂变所消耗的中子数目，那么一旦在少数的原子核中引起
12、了裂变反应之后，就有可能不再依靠外界的作用而使裂变反应不断地进行下去。这样的裂变反应称作自持的链式裂变反应。自续链式裂变反应和临界条件自续链式裂变反应和临界条件热中子反应堆内中子循环热中子反应堆内中子循环一代N个裂变中子N个快中子NPF个快中子NPFp个热中子NPFpPT个热中子NPFpPTf个被燃料核吸收的热中子（包括非裂变吸收）新一代NPFpPTf个裂变中子在238U内的快裂变快中子泄漏N(1-PF)共振吸收NPF(1-p)热中子泄漏NPFp(1-PT)结构材料等的非裂变吸收NPFpPT(1-f)裂变参量参量n快中子增殖因数：由一个初始裂变中子所得到的、慢化到238U裂变阈能以下的平均中子
13、数。n逃脱共振俘获概率：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率。n热中子利用系数：被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质(包括燃料在内)吸收的热中子总数的份额。n有效裂变中子数：核燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。n不泄漏几率：中子在慢化过程和热中子在扩散过程中不泄漏概率的乘积。有效增殖因数：有效增殖因数：对给定系统，新生一代的中子数和产生它的直属上一代中子数之比。实际上从中子的平衡关系来定义系统的有效增殖因数当有效增殖因数等于时，中子的产生率恰好等于消失率，系统处于临界状态，这种系统叫做临界系统。有效增殖系数与系统的材料成分和结构有关effk新生一代中子数直属上一
14、代中子数effk系统内中子的产生率系统内中子的总消失(吸收+泄漏)率 FTkpfPP PkpfP PeffF Tk P四因子公式四因子公式n上面热中子反应堆内中子平衡的分析方法称为“四因子模型”。这个模型将堆内中子平衡的关系通过四个因子，对热中子反应堆内中子的循环过程给出了清晰的物理概念和形象的图形，同时通过适当的解析和近似方法来对各个因子进行求解和计算。在早期反应堆物理分析和计算中，它曾被广泛地应用。但是，也要看到它仅仅是对充分热化的热中子反应准内的物理过程的一种近似的、简单的描述，并不能严格地描述一些更为复杂的反应堆内的物理过程。因此，随着计算机及计算方法的发展，该模型逐渐被更复杂、更为精确的模型所代替。kpf
