注册核安全工程师-核安全综合知识【02】核反应堆工程基础

考试大纲要求熟悉核裂变及核能的利用、核反应堆的基本工作原理、反应性与反应性的控制、堆内的释热与传热。

《核安全综合知识》备考笔记【02】

绘图：花漾春天 软件：MindMaster 书籍：《核安全综合知识》，环境保护部核与辐射安全中心编写

第二章 核反应堆工程基础

考试内容

熟悉核裂变及核能的利用、核反应堆的基本工作原理、反应性与反应性的控制、堆内的释热与传热。

引言

一、核能利用

1942年12月1日，美国科学家费米建立石墨反应堆，首次实现原子核链式反应

核能是公认的经济、清洁、技术先进、具有广阔发展前景的能源

二、核反应堆

用来实现重元素的可控自持链式裂变反应

由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成

链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，再通过热传导、对流换热和热辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂，却由冷却剂带到堆芯外，通过热力系统转化为所需的动力。

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

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

弹性散射：中子与核的整个系统的动量和动能在碰撞前后不变，但中子会把一部分动能传给原子核，使自己逐渐慢化。

非弹性散射：入射中子的一部分动能转变成靶核的内能，使靶核处理于激发态，然后通过发射γ射线又返回到基态。

散射前后，中子与靶核系统的动量守恒，但动能不守恒。

对于U(238），中子能量大于45keV才能发生非弹性散射

中子的慢化：裂变产生的中子称为裂变中子，其能量比较高，该中子经过与原子核的多次散射反应后，能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化

吸收反应：中子吸收(n,a)包括中子俘获（n,c）和中子裂变（n,f）

辐射俘获（n,g)：最常见的吸收反应，中子被 原子核吸收后形成一种新核素，并放出g射线。

一般反应式

反应堆内重要的辐射俘获反应有

二、核反应截面和核反应率密度

核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率大小的物理量。

微观截面

宏观截面

工程实践上要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题，所以又引入一个新的物理量宏观截面，符号为S，它反映的是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率。宏观截面的定义是：S=Ns

中子注量率与核反应率

中子注量率：也称中子通量，或中子通量密度。设单位体积的中子数为 n，称为中子密度，相应的中子速度为 ，中子注量率定义为中子密度 n 与中子速度V的乘积j=nV

核反应率：核反应率R表示每单位时间、每单位体积内中子与物质原子核发生作用的总平均次数。R=Sj=SnV

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。

低能区(一般指 E<1eV)

在该能区吸收截面s随中子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成反比，故这个区域亦称为吸收截面的 1/V 区。

中能区 1eV<E<

在此能区内许多重元素核的截面出现了许多峰值，这些峰称为共振峰。

快中子区E>

那里的截面一般都很小，通常小于 10 靶，而且截面随能量的变化也趋于平滑。

三、中子的慢化

要建造低能中子引发裂变的反应堆，就一定要设法让中子的能量降下来，这可以通过向堆中放置慢化剂、让中子与慢化剂核发生散射反应来实现。

核反应堆中常用的慢化剂有水(氢)、重水()和石墨(碳)等在核反应堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化比”这两个量来衡量慢化剂的优劣。

四、核反应堆临界条件

续链式裂变反应是核反应堆的物理基础。当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出 2.5个中子。粗看起来，链式反应自持下去似平是不成问题的，但实际情况并非如此。

热中子反应堆的堆芯是中核燃料、慢化剂、冷却剂及各种结构材料组成的，因此堆芯中的中子不可避免地要有一部分被非裂变材料吸收。

此外，还有一部分中子要从堆芯中泄漏出去。即使是被裂变材料吸收的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子，还有相当大的份额要引发俘获反应，不仅不产生中子而要损失一部分中子。

有效增殖系数

用来表示核反应堆内链式反应自持进行的条件

系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+系统内中子的泄漏率

若有效增殖系数 k（有效）=1，则系统内中子的产生率恰好等于中子的消失率。这样在堆芯内进行的链式裂变反应将以恒定的速率不断进行下去，也就是说链式反应过程处于稳定状态，这时反应堆的状态称为临界状态。

五、核燃料的消耗、转化与增殖

达到临界的反应堆可以实现自持链式反应，不断地释放出裂变能。这一过程也是核燃料的消耗过程。

如果反应堆中新生产出来的燃料量超过了它所消耗的核燃料量那么这种反应堆就称为增殖堆。

利用增殖堆就可以源源不断地把本来不是易裂变核燃料的U（238） 转化为易裂变核燃料Pu（239），实现对铀资源的充分利用。

六、堆内中子注量率分布与功率展平

均匀裸堆的中子注量率分布

对于一个不带反射层的反应堆(称为裸堆)根据中子输运在扩散近似下的波动方程和相应边界条件可求得各种几何形状均匀裸堆反应堆的中子注量率分布

带反射层反应堆的中子注量率分布

裸堆的中子泄漏是较大的，为了减少中子泄漏，节省燃料，往往在堆芯外围加上反射层把泄漏到堆芯外面的中子通过散射再返回堆芯，以减少堆内中子的泄漏，使得同样成分的反应堆堆芯的尺寸可以减小，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，中子注量率的分布将发生变化。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注量率将会增加，使得中子注量率分布更为平坦了。

中子注量率的局部效应

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。

控制棒对中子注量率分布的扰动

控制棒的布置对功率分布影响也很大。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，即紧急控制的停堆棒、功率调节和温度调节的调节棒和补偿反应性缓慢变化的补偿棒。

水腔对中子注量率的扰动

在堆内由于各种原因常常出现水腔或水隙，如充水管道、元件盒间的水隙、控制棒提升元件盒的换料等。这些水腔的出现，将严重影响水腔中及水腔周围的热中子注量率分布。

功率密度分布展平的重要性

堆内中子注量率的绝对值与相对分布将直接影响反应堆的功率水平与功率密度的分布，从而间接地影响运行安全等。

活性区任意点的功率密度与该点的中子注量率成正比。堆内中子注量率的分布决定堆内功率密度的分布。

功率密度分布的展平方法

堆芯径向分区装载：堆芯径向分区装载不同富集度的燃料来实现功率密度分布的展平。

合理布置控制棒：用控制棒改变中子注量率分布

引入合理分布的可燃毒物：合理地布置可燃毒物也能够改善反应堆功率密度分布。

第二节 反应性与反应性的控制

一、反应性概述

反应堆内的核链式反应过程是中子产生与中子消失的过程。这些过程集中反映在有效增殖系数这个因子上

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。

中子消失占优势，堆内中子数随时间而减少，反应堆处于次临界状态。

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。

总是会由于这种或那种因素而使之偏离 1。即

称为过剩增殖系数，它代表堆内有效增殖系数偏离临界的程度，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。

应用中往往用过剩增殖系数的相对值r来表示，简称之为反应性，即

反应性实际上表示了相邻两代中子数的相对变化率。

反应堆在运行过程中，反应性的变化

燃料和重同位素成分的变化。

裂变产物的产生与积累，造成“中毒”和“结渣”效应

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，从而使有效增殖系数发生变化。

其他效应: 如空洞效应，气泡效应等。

反应堆中重要的反应性值

剩余反应性：在反应堆中没有任何控制毒物(如控制棒、可燃毒物和么学补偿毒物等)的条件下，反应堆的反应性称为剩余反应性。

控制毒物的价值：控制毒物投入堆芯时所引起的反应性变化的绝对量为控制毒物的价值，亦称控制毒物的反应性当量。

停堆深度：当全部控制毒物投入堆芯时的反应堆所达到的次临界度。

二、反应性系数

反应堆内的中子数量以及随时间的变化，可以通过反应性确定。而影响反应性的因素很多，例如燃耗、温度、压力、裂变产物等都会影响反应性。

定义

x为某一个因素。如考虑温度的影响，就是反应性温度系数，简称温度系数；冷却剂的空泡份额的影响称为反应性空泡系数，简称空泡系数。

温度系数

温度系数是指温度变化 1K或1℃引起反应性的变化，即

堆芯中各种成分(燃料、慢化剂和冷却剂等)的温度及其温度系数都是不同的。反应堆总的温度系数等于各成分的温度系数的总和

燃料温度系数

核燃料温度变化1K或1℃引起的反应性的变化

燃料温度系数主要是由燃料的共振吸收多普勒效应引起的，故又称多普勒反应性系数。

慢化剂温度系数

慢化剂温度变化 1K 所引起的反应性的变化

慢化剂温度效应是一种滞后效应。

热堆中的慢化剂材料一般具有以下特点：中子散射截面较大、中子吸收截面较小和每次碰撞中子能量损失较大。

压力系数

压力系数为在反应堆中，冷却剂压力变化所引起的反应性变化，即

压力系数主要是由压力变化会引起慢化剂的密度变化导致的，因此有时候也称为慢化剂密度系数。

空泡系数

空泡系数是指冷却剂内的空泡份额变化百分之所引起的反应性变化，即

影响

慢化剂对中子吸收的减少，从而使反应堆的热中子利用因数提高

中子泄漏会增加，慢化能力会变小

中子能谱会被硬化

功率系数

单位功率变化所引起的反应性变化，也称为反应性微分功率系数，简称功率系数，即

P为反应堆的功率，反应堆的功率发生变化时，堆内核燃料的温度、慢化剂的温度以及冷却剂中的空泡份额都会发生变化，从而引起反应性的总变化。

功率系数 是所有和功率有关的反应性系数的总合。

三、影响反应性变化的因素

燃料和重同位素成分的变化

核反应堆中常用的慢化剂有水(氢)、重水()和石墨(碳)等在核反应堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化比”这两个量来衡量慢化剂的优劣。

氙毒、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

四、反应性的控制

在反应堆运行过程中，由于核燃料的消耗和裂变产物的积累，反应堆内的反应性不断减少;此外，温度变化、反应堆功率的变化也会引起反应性变化。

为了对反应堆实现启动、停闭、提升/降低功率等过程，还必须进行反应性外部控制。

反应性控制设计的主要任务

采取各种切实有效的控制方式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满足反应堆的长期运行的需要

通过控制毒物适当的空间布置和最佳操作程序，使堆在整个寿期内保持较平坦的功率分布，使功率峰值因子尽可能小，在外界负荷变化时，能够调节反应堆功率，以适应外负荷变化

在反应堆出现事故时，能够迅速地停堆，并保持适当的深度。

反应性控制分为三种类型

紧急停堆控制。当反应堆出现异常工况需要紧急停堆时，要求控制系统能迅速引入一个大的负反应性，快速停堆，并达到一定深度。

功率调节控制。当外界负荷或堆芯温度发生变化时，要求控制系统必须引入一个适当反应性，以满足反应堆功率调节的需要。在操作上要求既简单又灵活。

补偿控制。用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性，所要控制的反应性当量是大的，但由于这些反应性的变化是很缓慢的，所以相应的控制毒物的过程也是十分缓慢的。

向堆芯加入或提出控制毒物的三种方式

控制棒：在堆芯内插入可移动的含有中子吸收材料的控制棒。按其作用不同可分为补偿棒、调节棒和安全棒三种。补偿棒用于补偿控制，调节棒用于功率控制，安全棒用于紧急停堆控制。

可燃毒物：堆芯寿期的长短通常取决于反应堆初始燃料装载量。为增大堆芯的初始燃料装载量，通常在堆芯内装入中子吸收截面较大的物质，作为固定不动的控制棒装入堆芯，用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。这种物质称为可燃毒物。

可溶毒物：可溶毒物是一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂中的物质。

第三节 核反应堆内的释热与传热

一、核反应堆热源及其分布

核燃料裂变时会释放出巨大的能量。一般认为每一个U或Pu的原子核，裂变时大约要释放出200 MeV 的能量。

裂变能分配

堆的热源来自裂变过程释放出来的能量，每次裂变释放出来的可利用总能量平均约为200MeV(不包括裂变过程释放出由中微子带走无法利用的约 12 MeV 能量)。

裂变产物衰变产生的g射线和b射线在反应堆停闭以后很长一段时间内仍继续释放，因此必须考虑停堆后对燃料元件进行长期的冷却，对乏燃料发热也要引起足够的重视。

堆内释热率分布

核反应堆中子物理学揭示了均匀裸堆热中子注量率的理论分布规律。

目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯。圆柱形均匀裸堆的热中子注量率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，即

均匀裸堆的释热率分布

反应堆的功率输出是由传热能力来决定的，因此局部的功率峰值会限制整个反应堆的输出功率。为了尽可能提高反应堆的总输出功率，就需要进行功率展平。

功率展平的主要措施有燃料元件分区布置，合理设计和布置控制棒(例如采用束棒及部分长度控制棒)，堆内可燃毒物的合理布置，采用化学补偿溶液以及堆芯周围设置反射层等

二、传热的基本方式

热传导

热量从物体中温度较高的部分传递到温度较低的部分，或者从温度较高的物体传递到与之接触的温度较低的另一物体的过程称为热传导 (又称导热)。

傅里叶导热定律：单位时间通过该层的导热热量与其温度变化率及平板面积F成正比，即

k为比例系数，称为热导率(也称热导率)，单位 W/(m·C);为温度，负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反。

稳态工况下导热微分方程的一般形式

公式左端第一项表示从微元体表面传导出去的热量(相差一个负号)，第二项表示微元体内产生的热量，因此该式实际上体现了能量守恒的关系。导热微分方程是求解物体内温度分布的主要工具。

分析燃料元件的温度场的意义

要保证在任何情况下不会发生燃料元件熔化，就必须知道燃料元件内的温度分布

由于温度梯度会造成热应力，因此在燃料芯块和结构材料设计的时候要考虑温度的空间分布，而且材料在高温下的蠕变和脆裂等现象都与温度有密切关系

包壳表面和冷却剂的化学反应也与温度密切相关

从反应堆物理的角度考虑，燃料和慢化剂的温度变化会引入反应性的变化，影响到反应堆的控制。

对流和对流传热

对流换热是指流体与固体表面之间通过流体的对流发生的热量传输。对流换热是在流体流动进程中发生的热量传递现象，它是依靠流体质点的移动进行热量传递的，与流体的流动情况密切相关。

对流传热的类型

对流传热牛顿冷却公式

影响对流传热的因素

流体流动的原因

流动分为强迫流动和自然对流两类。

流体的流态

流体的流态分层流和湍流。由于两种流态的机理不同，热传递的规律也随之而异。

流体有无相变发生

在某些换热过程中，参与传热的液体因受热(或放热)而发生沸腾(或凝结)。流体有相变的换热过程与无相变的对流传热过程有很大差别。

流体的物理性质

不同流体如空气、水和油等，它们的物理性质不同。

换热面的几何因素

包括换热面的形状、大小以及换热面在流体中的相对位置。

热辐射

物体通过电磁波来传递能量的方式称为辐射传热。

热辐射的特点

任何物体，只要温度高于 0K，就会不停地向周围空间发出热辐射

可以在真空和空气中传播

伴随能量形式的转变

具有强烈的方向性

辐射能与温度和波长均有关

发射辐射取决于温度的 4 次方

三、沸腾传热

概述

沸腾是指液体受热超过其饱和温度时，在液体内部和表面发生汽化的现象。沸腾传热是指热量从壁面传给液体，使液体沸腾汽化的对流传热过程。

沸腾分类

池内沸腾：又称大容器内沸腾。液体处于受热面一侧的较大空间中，依靠汽泡的扰动和自然对流而流动。

管内沸腾：液体以一定流速流经加热管时所发生的沸腾现象。这时所生成的汽泡不能自由上浮，而是与液体混在一起，形成管内汽液两相流。

池式沸腾

图中 B 点是沸腾起始点，B 点之前的传热是单相液自然对流传热。从 B点开始，发现随着气泡的生成，传热系数成十上百倍迅速增大，但是到了C 点以后，不上升反而下降了。

流动沸腾

与池式沸腾的区别在于，流体是在流动过程中被加热的，流体的流动可以是自然循环，也可以是靠泵驱动的强迫循环。