核能開發(fā)及應用11反應堆材料及物理

核能開發(fā)及應用第四章：材料及物理反應堆壓力容器用來固定和包容堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件，使核燃料的裂變鏈式反應限制在一個密封的金屬殼內(nèi)進行。把燃料元件包殼稱為防止放射物質(zhì)外逸的第一道屏障。包容整個堆芯的壓力容器及一回路管路系統(tǒng)稱為第二道屏障。壓力容器外形尺寸大、質(zhì)量大，加工制造技術(shù)難度大，特別是隨著核電站單堆容量增大，壓力容器的尺寸也越來越大。例如，電功率為1200MW的核電站，其壓力容器高13.3M，內(nèi)徑5m，壁厚240mm，質(zhì)量達540t。主焊縫厚達200—300mm，因此焊接質(zhì)量和檢驗工序復雜，在制造過程中需反復熱處理和反復探傷檢驗。壓力容器選材原則要保證材質(zhì)純度，要求材質(zhì)中的硫化物、氧化物等非金屬雜質(zhì)盡量少，磷和硫含量及低熔點元素含量應盡量低，且分布均勻。材料應具有適當?shù)膹姸群妥銐虻捻g性，脆性斷裂是反應堆壓力容器最嚴重的失效形式，材料對脆性斷裂的基本抗力是材料的韌性，保證并盡力提高材料的韌性是防止脆性斷裂的根本途徑。材料應具有低的輻照敏感性，反應堆壓力容器由于受中子輻照的結(jié)果，提高了材料的強度，但降低了塑性，因而加劇了脆性破壞的可能性。為了防止出現(xiàn)脆性破壞，應控制和降低材料的輻照脆化傾向。導熱性能好，在溫度變化時熱應力較小。便于加工制造，成本低廉。當前壓水堆的壓力容器材料普遍選用低合金鋼。低合金鋼及其焊縫在快中子積分通量大于1018cm2的輻照后，脆性轉(zhuǎn)變溫度明顯升高，這是危及反應堆壓力容器安全性的重要因素。改善低合金鋼抗輻照脆化能力的主要措施有：嚴格限制銅和磷這兩種元素的含量；添加少量鋁、釩、鉻、鉑、鎳等元素；減少鋼的輻照損傷。反應堆壓力容器是由容器本體以及用雙頭螺栓連接的反應堆容器頂蓋組成。反應堆容器是由低合金鍛鋼環(huán)形鍛件焊接而成。這些無縱焊縫的單個環(huán)形鍛件用環(huán)焊連成一體，便構(gòu)成了壓力容器。反應堆壓力容器包容堆內(nèi)構(gòu)件、堆芯，以及作為冷卻劑和慢化劑的水。為了防止銹蝕，凡是與水接觸的容器內(nèi)表面．都堆焊不銹鋼覆面層，其厚度不小于5mm。反應堆壓力容器頂蓋由法蘭和本體焊接成一個整體。頂蓋法蘭上鉆有若干個螺栓孔，法蘭支撐面上有二道放置密封環(huán)用的槽。在法蘭上，鉆有若干個末穿透的螺紋孔。法蘭段上還包括有：①與反應堆容器頂蓋匹配的不銹鋼支撐面。②一根泄漏探測管，為了能進行探漏，這根管子傾斜穿過法蘭后，頭部露出在兩只O形密封環(huán)之間的支撐面上。內(nèi)密封環(huán)的泄漏是由引漏管線上的一臺溫度傳感器進行探測。當反應堆在額定功率下穩(wěn)態(tài)運行時，內(nèi)密封環(huán)不允許泄漏；在啟動和停堆時，內(nèi)密封環(huán)允許的最大泄漏率為20L/h。若泄漏率大于20L／h或泄漏流溫度高于70Co時，反應堆容器就應加以檢查。外密封環(huán)也要經(jīng)常進行目視檢查，以便查出其可能的泄漏。③一個支撐臺肩，用來掛吊籃。頂蓋本體一般都采用半球形頂蓋，半球形頂蓋用板材熱鍛成形。焊在頂蓋上的部件有吊餌、控制棒驅(qū)動機構(gòu)管座和溫度測量接管等。壓力容器筒體從上而下由下面幾個部分組成。接管段：反應堆的進出水口從這里引出，根據(jù)一回路環(huán)路數(shù)量的不同有不同的接口數(shù)，例如兩個環(huán)路就有四個接口。由于簡體的這一部分開有大的接口，為了強度補償，因此這一部分簡體較厚。出口接管的內(nèi)側(cè)有一節(jié)圍筒，使出口接管與堆芯吊籃開口之間形成連續(xù)過渡。每個接管的外端焊一段不銹鋼接管，這樣可以在現(xiàn)場把一回路管道與壓力容器接管焊接相連。筒身段(也稱堆芯包容環(huán)段)：由上筒體和下簡體兩段組成。在簡身段的下部，由因科鎳合金制成的導向鍵焊在內(nèi)表面上，用來給堆內(nèi)構(gòu)件導向并限制位移。過渡段把半球形的下封頭和容器的簡體段連接起來。下封頭由熱軋鋼板按壓成半球形封頭。下封頭上裝有幾十根因科鎳導向套管，為堆內(nèi)中子通量測量系統(tǒng)提供導向，利用部分穿透焊工藝將導向套管焊在下封頭內(nèi)。根據(jù)反應堆壓力容器在電站或艦船上所處的位置．各自都采用不同的支撐結(jié)構(gòu)。早期的壓力容器底部無通量測量裝置，在堆的底部設(shè)有壓力容器支撐裙，將支撐裙焊在壓力容器的下封頭或接管段上，利用支撐裙和支撐柱將壓力容器定位。近代壓水堆的壓力容器增大，并采用上進上出的回路連接，下封頭設(shè)有中子通量測量管，需要有較大的下堆腔。因此，在核電站中，在壓力容器支撐結(jié)構(gòu)上取消了支撐裙而利用冷卻劑進出口的接管作為壓力容器的支撐，整個壓力容器依靠接管和與接管相連的鋼墊支撐在混凝土的基礎(chǔ)上。支撐結(jié)構(gòu)采用強迫通風冷卻，使混凝土的表面溫度低于允許值。此外，為了減少壓力容器熱應力及散熱損失，壓力容器的表面包程一層絕熱材料。反應堆堆內(nèi)構(gòu)件反應堆的堆內(nèi)構(gòu)件包括吊籃部件、壓緊部件、堆內(nèi)溫度測量系統(tǒng)和中子通量測量管等。堆內(nèi)構(gòu)件的作用是：①使堆芯燃料組件、控制棒組件、可燃毒物組件、中子源組件和阻力塞組件定位及壓緊，以防止這些組件在運行過程中移動；②保證燃料組件和控制棒組件對中，對控制棒組件的運動起導向作用；⑦分隔堆內(nèi)冷卻劑，使冷卻劑按一定方向流動，以導出堆芯熱量，冷卻堆內(nèi)各部件；④固定和引導堆芯溫度和中子通量測量裝置，補償堆芯和支撐部件的膨脹空間；⑤減弱中子和射線對壓力容器的輻照．保護壓力容器，延長壓力容器的使用壽命。把若干個燃料元件棒組裝成為便于裝卸、搬運及更換的棒束組合體稱為燃料組件。燃料組件是一個整體。工作環(huán)境：壓水堆的燃料組件在堆芯中處在高溫、高壓、強中子輻照、沖刷和水力振動等惡劣條件下長期工作，因此燃料組件性能的好壞直接關(guān)系到反應堆的安全可靠性、經(jīng)濟性和先進性。壓水反應堆普遍采用低濃鈾燃料、彈簧定位格架、無盒的棒束燃料組件。燃料組件由燃料元件棒、定位格架、組件骨架等部件所組成。元件棒可按14x14、15x15或17x17排列成正方形的柵格；每個組件設(shè)有16~24根控制棒導向管，組件的中心位置為中子通量測管，其余為燃料元件棒的位置。排列方式：目前電站壓水堆普遍采用17x17排列的燃料組件，每個組件有289個柵元，設(shè)有24根控制棒導向管和一根堆內(nèi)中子通量測量管，其余264個柵元裝有燃料捧。整個捧束沿高度方向設(shè)有8~I0層彈簧定位格架，將元件棒按一定間距定位并構(gòu)成一束。壓水堆燃料元件棒由燃料芯塊、燃料包殼管、壓緊彈簧、上下端塞等幾部分組成。用UO2做燃料的芯塊，其最高工作溫度應低于UO2的熔點。在目前的設(shè)計中．一般取使用溫度2500~2600℃左右，鋯合金包殼的工作溫度限制在350℃以下。UO2芯塊放置在鋯-4合金包殼管中，裝上端塞，把燃料芯塊封焊在里面，從而構(gòu)成燃料元件棒。包殼既保證了燃料元件棒的機械強度，又將核燃料及其裂變產(chǎn)物包容住，構(gòu)成了強放射性的裂變產(chǎn)物與外界環(huán)境之間的第一道屏障。燃料元件棒內(nèi)有足夠的預留空間和間隙，可以容納燃料裂變時釋放出的裂變氣體．允許包殼和燃料有不同的熱膨脹，保證包殼和端塞焊縫都不會超過允許應力。間隙內(nèi)充填一定壓力的氦氣，以改善間隙內(nèi)的熱傳導性能。在燃料芯塊柱的兩端裝有隔熱塊，以防止燃料產(chǎn)生的熱量向兩端傳出。在燃料芯塊柱與上部端塞之間裝有一個不銹鋼螺旋形壓緊彈簧，以防止運輸或操作過程中芯塊在包殼管內(nèi)竄動。堆芯具有很高的功率密度，為防止元件過熱，必須保證元件棒能獲得充分的冷卻，同時還必須限制堆內(nèi)燃料元件的最大表面熱流密度，實踐中通常限定燃料元件棒單位長度發(fā)熱率。

1．燃料芯塊設(shè)計要綜合考慮物理、熱工、結(jié)構(gòu)等方面的因素，燃料芯塊由低富集度的二氧化鈾粉末經(jīng)冷壓后燒結(jié)而成，經(jīng)滾磨成一定尺寸的圓柱體。由于芯塊在高溫和輻照作用下會發(fā)生不均勻的腫脹，使燃料芯塊形成砂漏形，從而使燃料元件變成竹節(jié)狀，燃料芯塊一般都做成兩端淺碟形加倒角。另外，為獲得合適的芯塊顯微結(jié)構(gòu)，采用粉末壓制的制塊工藝并加入一些制孔劑，使燒結(jié)后的芯塊內(nèi)部存在一些細孔，既可以容納絕大部分裂變氣體，又使芯塊致密化效應減少。這些對于防止燃料芯塊的輻照腫脹引起包殼蠕變導致包完破損都有明顯的效果。UO2芯塊容易從它的周圍吸收水分，在反應堆啟動后，燃料吸收的水分將釋放出來，并在輻照作用下分解為氫氧根和氫，其中氫被鋯合金吸收形成氫化鋯，使材料性能變脆，而產(chǎn)生氫脆效應。許多反應堆內(nèi)都曾發(fā)生過鋯的氫脆破壞，因此，應該控制芯塊的含水量。2、芯塊密度芯塊的密度對導熱系數(shù)有很大影響。所以為了使芯塊的溫度下降，希望密度高，但是在高燃耗的情況下，為了減小腫脹需要有氣孔，這種情況下低密度芯塊有好處?，F(xiàn)代壓水堆一般取95％UO2理論密度為芯塊的密度。在徑向溫度梯度和輻照的影響下，燃料芯塊出現(xiàn)收縮導致燃料密實化，從而造成燃料包殼的塌陷。一般說來，燃料密實化的速率取決于燃料的氣孔尺寸、密度和晶粒大小等因素。3．集氣空腔和充填氣體芯塊和包殼間留有軸向空腔和徑向間隙，它們的作用是：補償芯塊軸向的熱膨脹和腫脹；容納從芯塊中放出的裂變氣體，把由于裂變氣體造成的內(nèi)壓上升限制在適當?shù)闹?，以避免包殼或密封焊接處的應力過大。此外，為了降低運行過程中包殼管的內(nèi)外壓差，防止包殼管的蠕變塌陷和改善燃料元件的傳熱性能，現(xiàn)代壓水堆燃料元件棒設(shè)計都采用了預充壓技術(shù)，即在包殼管內(nèi)腔預先充有3MPa的惰性氣體氦，當燃料元件棒工作到接近壽期終了時，包殼管內(nèi)氦氣加上裂變氣體的總壓力同包殼管外面冷卻劑的工作壓力值相近。4．燃料元件包殼目前壓水堆燃料元件包殼管幾乎都是用鋯-4合金冷拉而成的。燃料元件包殼的外徑一般是根據(jù)設(shè)計要求定出的，同時還要考慮水鈾比等各種因素。壓水堆燃料元件包殼的壁厚主要是從結(jié)構(gòu)強度和腐蝕兩方面考慮。元件是靠包殼本身的強度抵抗冷卻劑的外壓，不發(fā)生塌陷而保持其形狀。隨著燃耗的加深，包殼管因燃料腫脹和裂變氣體壓力而造成的周向變形不應超過設(shè)計標準所確定的極限值。另外要注意下面兩點：①燃料包殼到燃料壽期末的吸氫量不得超過容許值(不應高于600mg/kg)；②包殼的腐蝕量不得大到破壞包殼材料完整性程度。元件棒壽期末包殼壁最大腐蝕穿透深度應低于其原來壁厚的10％．或限制氧化層的最大厚度不超過2~3μm?？刂瓢艚M件是核反應堆控制部件。在正常運行情況下，用它啟動、停堆、調(diào)節(jié)反應堆的功率；在事故情況下，依靠它快速下插，致使反應堆在極短的時間內(nèi)緊急停堆，從而保證反應堆的安全。因3—11爾出了一個柬捧控制組件‘M。束棒控制組件包括一組24根吸收捧和用作吸收棒支撐結(jié)構(gòu)的星形架；星形架與安置在反應堆容器封頭上的控制棒驅(qū)動機構(gòu)的傳動軸相嚙合?？刂瓢艨刂瓢艚M件是核反應堆控制部件。在正常運行情況下，用它啟動、停堆、調(diào)節(jié)反應堆的功率；在事故情況下，依靠它快速下插，致使反應堆在極短的時間內(nèi)緊急停堆，從而保證反應堆的安全。目前，壓水反應堆控制棒通常以銀-銦-鎘合金(質(zhì)量百分數(shù)分別為80％、15％和5％)作為吸收體，做成細棒狀，并用不銹鋼作為包殼。每個控制棒組件帶有24根控制棒，每根控制棒插在燃料組件的導向管內(nèi)，依靠星形架連接成一束，由一臺控制棒驅(qū)動機構(gòu)傳動，使控制棒在導向管內(nèi)上下移動。束棒型控制組件的優(yōu)點是：①棒徑細、數(shù)量多，吸收材料均勻分布在堆芯中，使堆芯內(nèi)中子通量及功率分布更為均勻；②由于單根控制棒細而長，增大了撓性，在保證控制棒導向管對中的前提下，可相對放寬裝配工藝要求，而不致引起卡捧；而且由于提高了單位質(zhì)量和單位體積內(nèi)控制棒材料的吸收率，大大減少了控制棒的總質(zhì)量；③因為棒徑小，所以控制棒提升時所留下的水隙對功率分布畸變影響?。徊恍枇碓O(shè)擠水棒，從而簡化堆內(nèi)結(jié)構(gòu)，降低了反應堆壓力容器的高度。根據(jù)運行要求，控制棒組件分為調(diào)節(jié)棒和安全棒兩組。調(diào)節(jié)棒組件主要用來調(diào)節(jié)負荷，抵消部分剩余反應性，補償運行時各種因素引起的反應性波動。安全棒組件在正常運行工況下提到堆芯之外，當發(fā)生緊急事故時，要求在短時間(約為2s)內(nèi)迅速插入堆芯而停堆。此外，控制捧組件應能抑制反應堆可能出現(xiàn)的氙振蕩。可燃毒物組件壓水堆中采用硼溶液化學控制可減少控制棒的數(shù)量，降低反應堆的功率峰值因子，加深卸料燃耗。但當慢化劑溫度升高時，液體毒物硼將隨水的體積膨脹而被排出堆芯，如果硼濃度超過一定的數(shù)值，將使反應推出現(xiàn)正的慢化劑溫度系數(shù)，影響反應堆自穩(wěn)調(diào)節(jié)性能。為使反應堆保持有負溫度系數(shù)，在運行時通常將硼濃度限制在1000mg/kg之內(nèi)。因此在采用硼溶液化學控制的同時，還需要使用一定數(shù)量的固體可燃毒物。另外，在船用反應堆中為了使系統(tǒng)簡化，也可以不加硼運行，這時主要靠加可燃毒物來控制后備反應性。固體可燃毒物采用吸收中子能力較強，又能隨著反應堆運行與核燃料一起消耗的核素。常用的有硼玻璃、碳化硼和三氧化二釓等。將這些材料制成棒狀或管狀，然后外面再加包殼放入堆芯內(nèi)。固體可燃毒物棒一般設(shè)置在燃料組件的導向管內(nèi)，每個燃料組件內(nèi)插入可燃毒物棒的數(shù)目和布置形式由堆物理設(shè)計確定。固體可燃毒物的合理布置，將進一步改善堆芯的功率分布。適當縮短可燃毒物棒的軸向尺寸，非對稱地布置偏于堆芯下半部，可起到展平軸向功率分布的作用。中子源組件反應堆初次啟動和再次啟動都需要有中子源來“點火”。中子源設(shè)置在堆芯或堆芯鄰近區(qū)域，每秒鐘放出107~108個中子。依靠這些中子在堆芯內(nèi)引起核裂變反應，從而提高堆芯內(nèi)中子數(shù)量，克服核測儀器的盲區(qū)，使反應堆能安全、迅速地啟動。在反應堆內(nèi)中子源棒的數(shù)量一般不多，它們通常與阻力塞和可燃毒物棒一起組成一束。例如大亞灣核電站的反應堆有兩個帶中子源的組件，在每組的24根棒中有一根初級中子源棒，一根次級中子源棒，16根可燃毒物棒和6根阻力塞?？刂瓢趄?qū)動機構(gòu)通過它的動作帶動控制棒組件在堆芯內(nèi)上下移動，以實現(xiàn)反應堆的啟動、功率調(diào)節(jié)、停堆和事故情況下的安全控制。因此，它是確保反應堆安全可控的重要部件。對控制棒驅(qū)動機構(gòu)的主要要求：①控制棒須緩慢提升和快速落下，但最大和最小速度比不應超過100：1，否則會使驅(qū)動機構(gòu)過于復雜，可靠性降低；②控制棒在任何事故情況下應朝向使反應堆更加安全的方向動作，例如斷電時靠重力作用自行插入堆芯；③控制棒驅(qū)動機構(gòu)須在反應堆環(huán)境的溫度、壓力條件下可靠地工作；在壓水堆中，驅(qū)動機構(gòu)的一部分或全部在耐壓密封殼內(nèi)直接受到高溫水和強輻照的作用；④須有后備的能量儲備，以便在事故斷電時仍能將控制棒全部插入堆芯，能量儲存的形式有重力、彈簧、高壓氣瓶、水力儲能器和蓄電池等；⑤為了減小快速落棒時反應堆結(jié)構(gòu)、控制捧驅(qū)動機構(gòu)所受到的機械沖擊力和避免發(fā)生損壞，在控制棒落下的終端須設(shè)置某種緩沖和制動裝置；⑥控制棒驅(qū)動機構(gòu)必須響應快，能使控制棒平滑動作和準確停止在需要的位置上，并給出位置指示；⑦對船用反應堆，要求控制棒驅(qū)動機構(gòu)在振動、沖擊、搖擺和傾斜情況下可靠地工作。對所有反應堆都要求在地震、爆炸等事故情況下能確實安全停堆，同時又避免不必要的頻繁停堆。驅(qū)動機構(gòu)的動力形式有電力、水力和氣動三種，各有一定的優(yōu)缺點。在壓水堆中廣泛使用的是電力驅(qū)動。壓水堆的控制棒驅(qū)動機構(gòu)，通常有長棒控制機構(gòu)和短棒控制機構(gòu)兩種。長控制捧驅(qū)動機構(gòu)的動作要求為：在正常運行情況下要求標的移動速度緩慢，每秒鐘的行程約為10mm左右；在快速停堆或事故情況時要求驅(qū)動機構(gòu)在得到事故停堆訊號后，能自動脫開，使控制棒組件靠自重快速插入堆芯。從得到訊號到控制棒完全插入堆芯的緊急停堆時間一般不超過2s。短控制棒驅(qū)動機構(gòu)不參與反應堆的啟動、停堆和調(diào)節(jié)功率，而專門用來抑制反應堆在運行過程中由于氙濃度變化引起堆芯軸向功率分布的畸變和抑制氙振蕩現(xiàn)象，以保證堆芯安全運行。由于反應堆在運行過程中各種內(nèi)外因素均會引起反應堆的反應性變化，故控制棒動作頻繁。要求控制棒驅(qū)動機構(gòu)在反應堆運行過程中進行近百萬次的動作而不發(fā)生故障，同時．考慮到反應堆裝換料時，驅(qū)動機構(gòu)的軸應能使控制棒組件適應遠距離拆裝，加上壓水堆的高壓密封要求，這給控制棒驅(qū)動機構(gòu)的設(shè)計和制造提出了較高的要求。目前常見的驅(qū)動機構(gòu)有磁阻馬達型、磁力提升型、液壓驅(qū)動型及齒輪齒條等各種形式。國外壓水堆核電站大多數(shù)的長棒驅(qū)動機構(gòu)采用銷爪式磁力提升機構(gòu)。它具有磨損少、壽命長、控制簡單、制造方便及使用安全可靠等優(yōu)點。反應性

ρ=(k-1)/kkex=k-1（過剩增值系數(shù)）無量綱單位

反應性表示的相對變化。百分數(shù)表示。意義：反應堆偏離臨界狀態(tài)的程度。有時用緩發(fā)中子份額度量。ρ=時，為1元。反應堆狀態(tài)的描述第四講：核反應堆物理——反應性的變化反應堆狀態(tài)次臨界臨界超臨界k<1=1>1kex<0=0>0ρ<0=0>0影響反應性變化的因素

溫度效應、中毒效應、燃耗效應溫度效應：堆芯溫度提高，引起堆芯物質(zhì)密度的減少；中子溫度升高，鈾核熱運動加劇，導致反應性變化，因為堆芯溫度變化引起反應性變化的現(xiàn)象稱為溫度效應。溫度升高引起反應件增加稱為正溫度效應；堆芯溫度升高引起反應性減少則稱為負溫度效應。通常都將反應堆設(shè)計成具有負溫度效應，不同堆型的溫度效應很不一樣，壓水堆的溫度效應最為顯著，由溫度效應引起的反應性損失稱溫度反應性。對于壓水堆，在額定參數(shù)時，損失大約為2％一12％。第四講：核反應堆物理——反應性的變化中毒效應：在核反應堆運行過程中，裂變碎片和它們的許多衰變的產(chǎn)物逐漸積累，在這些物質(zhì)中，有一些具有很大的熱中子吸收截面，特別是135Xe和149Sm。通常把這些有害的裂變產(chǎn)物及其衰變的產(chǎn)物稱為核毒物。核毒物俘獲中子引起反應性減小的現(xiàn)象稱為中毒效應；由核毒物引起的反應性損失稱為中毒反應性。一般壓水堆在額定工況時，它的平衡中毒反應性大約為2％一5％。燃耗效應：核反應堆運行后，核燃料將不斷地燃耗，將引起反應性下降，這種效應稱為反應性燃耗效應，簡稱燃耗效應。由燃耗引起的反應性損失稱為燃耗反應性；對于不同的核反應堆、不同的運行功率及運行時間，燃耗反應性的大小差別很大。功率越高，工作時間越長，燃耗就越深，損失的反應性也就越多。一般壓水堆在工作末期時，這一損失大約為3％—12%。第四講：核反應堆物理——反應性的變化核反應堆在不同的時間和不同的工況下，這些效應又有主次之分。溫度效應是主要的：當核反應堆由冷態(tài)向熱態(tài)過度或運行溫度發(fā)生大幅度變化時；中毒效應顯著：當反應堆處在高功率下運行或功率大幅度變化時；燃耗效應則愈來愈明顯：當核反方堆長期運行時。第四講：核反應堆物理——反應性的變化一、溫度效應及起因1、堆芯材料密度的變化材料密度變化——宏觀截面與幾何尺寸變化——keff變化——ρ變化慢化劑的密度變化特別顯著．例如，當壓水堆的壓力為140atm，慢化劑溫度在293K時，密度為1001.7kg/m3，而溫度在523K時，密度為810.1kg／m3。由于水的密度變小1、使熱中子擴散面積和中子年齡都增大，因而增加了中子的泄漏，使不泄漏幾率減小，造成有效增殖因數(shù)減小。2、降低了對中子的慢化效率，增加了238U核對中子的共振吸收，逃脫共振俘獲幾率減小，也使有效增殖因數(shù)減小。3、相當于增加燃料的濃度．使熱中子利用系數(shù)增加。為了獲得負溫度效應，設(shè)計時適當選擇水鈾比，可使這一貢獻與以上兩項損失比較起來要小。因此，當水的密度減小時，總的效應使有效增殖因數(shù)減小，導致反應性減小。第四講：核反應堆物理——反應性的變化——溫度效應2、中子溫度的變化T慢化劑——中子溫度——熱中子平均能量——微觀截面——keff變化——ρ變化當慢化劑溫度升高時①熱中子譜變硬，這時微觀熱中子吸收截面和微觀熱中子裂變截面按1／v規(guī)律減小。對于低濃縮鈾燃料的壓水堆，由于燃料的熱裂變截面比熱吸收截面減小得更快些，因此每次吸收的中子產(chǎn)額隨中子溫度的升高而減小，從而引起有效增殖因數(shù)減小。②中子溫度升高時，慢化劑的微觀吸收截面減小，導致熱中子擴散面積增大，使熱中子不泄漏幾率減小，引起有效增殖因數(shù)減小。由此可知，當中子溫度變化時，將會導致反應性發(fā)生變化，但其作用比起慢化劑密度變化的影響要小些。第四講：核反應堆物理——反應性的變化——溫度效應3、鈾核共振吸收的變化核燃料溫度變化時，鈾核共振吸收截面的曲線形狀將發(fā)生變化。當核燃料升溫時，鈾核的熱運動更加劇烈，這時共振曲線加寬變平，峰值降低。通常稱為溫度展寬或多普勒展寬。共振峰寬以后，由于峰值面降低，燃料的自屏效應減弱，使元件內(nèi)的共振通量密度分布趨于平坦。即元件內(nèi)的平均共振通量密度有所增加，同時共振能區(qū)被加寬，因而使鈾核對中子的共振俘獲增多，逃脫共振俘獲幾率減小，最后導致有效增殖因數(shù)減小，這樣共振俘獲隨溫度升高而增加的現(xiàn)象，稱為“多普勒效應”。在核反應堆運行中，當功率發(fā)生變化時，由于燃料溫度對功率變化的影響差不多是瞬時的，因此多普勒效應立即表現(xiàn)出來，它對核反應堆功率自動調(diào)節(jié)起著重要作用。第四講：核反應堆物理——反應性的變化——溫度效應二、溫度系數(shù)1、溫度系數(shù)定義：堆芯溫度每變化1度(K)時所引起的反應性變化稱為反應性溫度系數(shù)簡稱溫度系數(shù)，以T表示.即T為平均溫度注意T的符號的意義。負溫度系數(shù)對于反應堆安全運行有重要意義。例如，由于誤操作或其他原因，在運行過程中控制棒突然失控向上提了一段，致使k突然上升，這時中子通量(堆功率)將驟然增加，溫度也將突然上升。若T<0，則反應堆因具有溫度穩(wěn)定性，從而有自動降溫以利于安全的趨勢。又如，當一回路發(fā)生失水事故時，堆芯導熱情況惡化，堆內(nèi)溫度急劇上升．反應堆有可能超出熱工安全范圍而導致嚴重后果。但是，若反應堆具有負的溫度系數(shù)，則隨著溫度升高，k值將變小，從而使中子通量(堆功率)也跟著下降。這樣就能在一定程度上減緩或限制反應堆溫度的上升，從而有可能減緩或限制這種事故的進一步擴大?？梢?，負溫度系數(shù)對反應堆的安全是有利的。第四講：核反應堆物理——反應性的變化——溫度效應2、總的溫度系數(shù)瞬時溫度系數(shù)：常把燃料溫度系數(shù)稱為瞬時溫度系數(shù)。延時溫度系數(shù)：慢化劑溫度系數(shù)稱為延時溫度系數(shù)。核反應堆總的溫度系數(shù)等于堆芯各種成分的溫度系數(shù)的總和，起主要作用的是燃料、慢化劑溫度系數(shù)。式中T和分別為堆芯中第j種成分的溫度和溫度系數(shù)。其中起主要作用的是燃料溫度系數(shù)和慢化劑溫度系數(shù)。第四講：核反應堆物理——反應性的變化——溫度效應注意:一般說來，慢化劑或燃料溫度系數(shù)，并不是常數(shù)，它們是隨溫度非線性變化的，它們與核反應堆的運行溫度、運行工況、控制棒柵的位置、氙毒及燃耗等情況有關(guān)，因此，核反應堆溫度系數(shù)通常用實驗方法測定，再用理論方法擬合成半經(jīng)驗計算式.例如壓水堆慢化劑溫度系數(shù)可用下列公式表示第四講：核反應堆物理——反應性的變化——溫度效應3、燃料溫度系數(shù)：燃料溫度每變化一度(K)時所引起的反應性變化稱為燃料溫度系數(shù)

4、慢化劑溫度系數(shù)：慢化劑溫度每變化一度(K)時所引起的反應性變化稱為慢化劑溫度系數(shù)三、流量效應與空泡系數(shù)如果核反應堆功率自動調(diào)節(jié)系統(tǒng)沒有投入或失靈時，冷卻劑流量突然增加，例如主泵從半速運行轉(zhuǎn)為全速運行或備用支路投入時，由于G＞0，核反應堆處在超臨界狀態(tài)，堆功率將迅速增加達一極大值，隨后由于燃料溫度系數(shù)的負反饋，使堆功率又逐漸下降，最后達到的穩(wěn)定，可能引起嚴重后果，當冷卻劑流量變化過大時，引入正反應性G過大，會發(fā)生“短周期事故”，如果流量變化前處于較高的功率運行，加上冷卻劑流量增加引起的功率波動可能超過該工況下所允許的運行功率，影響熱工安全。所以掌控流量效應對于防止“冷水事故”的發(fā)生，確保核反應堆安全運行，有重大意義。冷卻劑流量效應，實質(zhì)上是一種溫度效應。當空泡率x增加時，慢化劑的平均密度變小。由于水對中子的慢化作用要比吸收作用更重要，當空泡串增加時，中子譜發(fā)生變化，熱中子數(shù)相對減小，所以，水堆的空泡系數(shù)是負的，即空泡反應性效應是負的，這一事實特別重要。因為當空泡率x增加時，反應性變小，堆功率下降，引起堆芯溫度下降，堆芯慢化劑沸騰受到抑制，所以水堆具有內(nèi)在的安全性。四、溫度系數(shù)與反應堆穩(wěn)定性的關(guān)系若溫度系數(shù)為正時當核反應堆處于穩(wěn)定運行時，由于某種原因使堆芯溫度升高．引起反應性增大使反應堆功率隨之增加，堆功率的增加，在冷卻條件不變條件下又進一步引起堆芯溫度升高，從而又使反應性進一步增大，堆功率變化更迅速地進一步提高．導致堆功率無限制增長，若不用控制系統(tǒng)干預，則最終會導致堆芯燒毀；當核反應堆穩(wěn)定運行時，由于某種原因使堆芯溫度略有下降，則反應性也下降，引起堆功率減小，于是堆芯溫度進一步下降，使反應性進一步減小，堆功率變化更迅速更進一步降低，直至核反應堆自動停閉。顯然，這種反應性效應的正反演將使核反應維具有內(nèi)在的不穩(wěn)定性。在核反應堆設(shè)計時，不希望出現(xiàn)正溫度系數(shù)。

具有負溫度系數(shù)的反應堆，反應性變化與溫度變化反號，當穩(wěn)定運行的核反應堆的反應性稍有增加時，如果不改變冷卻劑的流量率，堆芯溫度會升高，則反應性會下降，直到堆芯在較高溫度下使核反應堆達到一個新的穩(wěn)定狀態(tài)。同理，當穩(wěn)定反應堆的反應性減小時，如果冷卻劑流量率不變，堆芯溫度會降低，則反應性會增加，使核反應堆在一較低溫度下達到一個新的穩(wěn)定狀態(tài)，這種負溫度效應使核反應堆具有內(nèi)在的穩(wěn)定性。負溫度系數(shù)對核反應堆安全運行具有重要意義。假定，在運行過程中，由于誤操作或其它原因，控制棒突然向上提升一段，引入一正反應性，堆處于超臨界狀態(tài)，堆功率隨之驟然增加，堆芯溫度升高，由于溫度負反饋作用，反應性減小，抑制了堆功率的增長。又如當一回路發(fā)生失水事故時，堆芯導熱情況惡化，堆芯溫度急劇上長，核反應堆有可能超出熱工安全限值而導致嚴重后果，若堆具有負溫度系數(shù)，隨著堆芯溫度升高，反應性變小，使堆功率隨之下降。這樣就能在一定程度上減緩或限制堆芯溫度上升，從而有可能減緩或限制這種事故的擴大，可見負溫度系數(shù)對核反應堆的安全是有利的。(1)壓水堆的自穩(wěn)性

壓水堆的自穩(wěn)性是指在一定工況下穩(wěn)態(tài)運行的壓水堆動力裝置，引入一小反應性擾動后，即使不用外部控制，僅靠堆芯燃料和慢化劑的負溫度效應便能抵抗反應性的干擾，經(jīng)過一段過渡過程后，系統(tǒng)自動達到新的穩(wěn)態(tài)。例如，壓水準動力裝置在某一堆功率下穩(wěn)定運行，突然引入一個正反應性擾動，如果二回路負荷保持不變，反應堆功率會立即上升，燃料溫度隨即升高，慢化劑的平均溫度也緩慢地增加，由于燃料和慢化劑的負溫度效應產(chǎn)生一個負反應性，從而抑制了反應堆功率的上升速率，堆功率達到峰值后開始很快下降，然后緩慢下降，當溫度效應引入的負反應性逐漸抵消外界引入的正反應性時，最后系統(tǒng)達到新的穩(wěn)定狀態(tài)。此時反應堆的功率仍為擾動前的穩(wěn)態(tài)功率水平，燃料和慢化劑的溫度比擾動前穩(wěn)態(tài)下的相應值有所增加。

汽輪機冷凝器中的真空度下降，使蒸汽發(fā)生器的給水溫度提高，減小一回路冷卻劑帶出的熱量，使堆芯升溫，反應性減小，堆功率下降，使一回路冷卻劑溫度下降，最后使堆功率減小。并穩(wěn)定在一新的功率水平上。蒸汽發(fā)生器的出口蒸汽壓力下降，使蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水的沸騰溫度降低，從而改善蒸汽發(fā)生器的熱交換率，引起堆芯平均溫度下陣，反應性增加，使堆功率增加到新的水平，以確保獲得所需要的蒸汽壓力。中毒效應：核毒物引起的反應性損失，稱中毒效應。毒物的由來：某些中子吸收截面較大的裂變產(chǎn)物。這種裂變產(chǎn)物：穩(wěn)定或長壽命的，稱為“結(jié)渣”；短壽命的，稱為“毒物”。其中135xe和149Sm特別重要，它們不僅具有很大的熱中子吸收截面，而且它們的先驅(qū)核還具有較大的裂變產(chǎn)額。它們的產(chǎn)生和消失對核反應堆的反應性及運行有很大的影響。其余裂變產(chǎn)物，由于它們的熱中子吸收截而和裂變產(chǎn)額數(shù)值比135xe和149Sm相應值小得多，影響較小。由于135xe對中子的吸收截面與中子能量有很大關(guān)系，它對快中子的吸收截面很小，而對熱中子的吸收截面卻很大，因而氙毒只對熱中子反應堆有著重要意義。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__中毒效應毒物反應性考察有效增值因數(shù)：毒物對、、基本無影響影響也不大——對中子的彈性散射影響不大焦點集中在考慮鈾均勻熱堆。、為無毒、有毒時熱中子利用系數(shù)第四講：核反應堆物理——反應性的變化__中毒效應第四講：核反應堆物理——反應性的變化__中毒效應令無毒和有毒時的有效增值因數(shù)為和

若材料的吸收截面很小，即

則

即毒物引起的有效增殖因數(shù)相對降低量等于毒性r。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__中毒效應——————毒性進一步推導可證明：即：中毒反應性近似的與毒性r成正比,與熱中子利用系數(shù)f成正比。135Xe中毒熱堆中毒效應幾乎完全由135Xe引起。微觀吸收截面大：2.7×106b產(chǎn)額：0.00228，但先驅(qū)核直接裂變產(chǎn)額高。約有5％的135Xe是由裂變直接產(chǎn)生的，而大約有95％的135Xe則是由裂變碎片135Te衰變而來的。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__中毒效應135Xe的吸收截面與中子能量的關(guān)系銻

碲銫燃耗反應堆壽期新堆芯(或換料后的堆芯)燃料裝載量比臨界燃料裝載量多，k（kex)比較大，必須用控制毒物來補償這些過剩反應性。隨著運行時間的加長，有效增殖因數(shù)逐漸地減小。當反應堆的有效增殖因數(shù)降到1時，反應堆滿功率運行的時間就稱為堆芯壽期。為了確定堆芯壽期，需要進行燃耗計算。計算思路：計算在無控制毒物的情況下堆芯的有效增殖因數(shù)(其中包括在平衡氙濃度條件下和最大氙濃度條件下的有效增殖因數(shù))隨時間的變化關(guān)系。在實際計算時，需考慮在堆芯壽期末，反應堆運行時控制棒調(diào)節(jié)所需要的一定反應性。因此堆芯壽期末的有效增殖因數(shù)應稍大于1(例如取k＝1.005)。燃耗深度1g235U全部裂變所放出的能量約為1MW·d，實際上發(fā)出1MW·d的能量需要消耗核燃料1.23g。用鈍235U為燃料的堆，其燃耗深度的極限值為106MW·d鈾量級；采用低濃縮鈾的壓水堆，若不考慮239Pu的影響，其燃耗深度的極限值為104MW·d/t鈾量級。實際上并不是初始量的核燃料都能完全被利用。燃耗深度主要由反應堆的消耗情況來決定。它與堆型選擇、燃料性質(zhì)、熱工、堆芯結(jié)構(gòu)、提捧程序以及裝換料方式等因素有關(guān)。日前壓水堆的平均燃耗深度可達到3xl04MW·d/t以上。反應性變化反應堆正常運行第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制提升功率，慢化劑及燃料的溫度升高。當溫度系數(shù)T為負值時，ρ要變小。平衡氙毒的建立以及釤毒的逐漸累積，ρ變小。燃料不斷消耗，使ρ變小。反應堆工況變化時，ρ值也要變化1.適當?shù)某跏己髠浞磻?.調(diào)整后備反應性的手段反應性控制中的物理量1、剩余反應性：在任何時刻，通過對控制元件和其他用于控制反應性的毒物的調(diào)節(jié)，所能獲得的最大反應性。記為ρex。剩余反應性的大小與反應堆的運行時間及運行工況有關(guān)。一個新堆的剩余反應性稱為“初始剩余反應性”。一般說來．一個新的堆芯，在冷態(tài)無中毒情況下，它的初始剩余反應性為最大。2、停堆深度：當全部控制毒物都投入堆芯時，核反應堆所達到的負反應性。用ρs來表示。停堆深度與核反應堆運行時間和運行工況有關(guān)。為確保核反應堆的安全，要求在熱態(tài)、平衡氙中毒的工況下，必須具有足夠大的停堆深度。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制

否則，當堆芯逐漸冷卻和氙-135逐漸地衰變后，核反應堆的反應性就逐漸增加，停堆深度就逐漸地減小，這樣堆芯有可能又重新恢復到臨界或超臨界的危險狀態(tài)。一般壓水堆，規(guī)定冷態(tài)無中毒時的停堆深度為3％一5％，在核反應堆物理設(shè)計時，還保證任一組控制棒被卡在堆芯外的情況下，冷態(tài)和無中毒時的停堆深度必須大于2-3$。3．總的被控制當量總的被控當量等于初始剩余反應性與停堆深度之和，用表示。即＝

ex+

s

一組控制棒組件完全插入后在堆芯內(nèi)引起的反應性變化，定義為該組控制棒組件反應性當量。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制反應性控制的任務采取各種切實有效的控制方式，在確保安全的前提下，控制核反應堆剩余反應性，以滿足核反應堆長期運行的需要；通過控制毒物適當?shù)目臻g布置和最佳的提棒方式，使反應堆在整個堆芯壽期內(nèi)保持較平坦的功率分布，使功率峰因子盡可能地?。辉谕饨缲摵勺兓瘯r，能調(diào)節(jié)核反應堆功率．使它能適應外負荷變化；在核反應堆出現(xiàn)事故時，能迅速安全地停堆，并保持適當?shù)耐６焉疃?。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制反應性的控制分成三類：1．緊急控制：當核反應堆需要緊急停堆時，核反應堆的控制系統(tǒng)能迅速引入一大負反應性，以快速停堆，并達到一定的停堆深度，要求緊急停堆系統(tǒng)有極高的可靠性，以確保核反應堆安全。2．功率調(diào)節(jié)：當外界負荷或堆芯溫度發(fā)生變化時．核反應堆控制系統(tǒng)必須引入適當?shù)姆磻?，以滿足核反應堆功率調(diào)節(jié)的需要。

3．補償控制：由于動力堆的初始剩余反應性比較大．在堆芯壽期初期，在堆芯中必須引入較多的控制毒物。隨著反應堆的運行，剩余反應性不斷地減小，為了保持核反應堆穩(wěn)定運行，必須逐漸從堆芯移出相應的控制毒物。由于這些反應性的變化是很緩慢的，所以相應控制毒物的移動也是很緩慢的。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制從表5．1中可知，熱中子反應堆的剩余反應性和總的被控制反應性，要比快中子反應堆大得多。這是因為快中子堆中燃料的增殖補償了燃耗；同時溫度效應、中毒效應對快中子堆的影響比它們對熱中子的影響小。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制反應性控制的基本原理考察有效增值因數(shù)：、基本不變。當熱中子反應堆的燃料濃縮度以及燃料與慢化劑的性質(zhì)、成分確定后。控制無效焦點集中在與控制原理：主要通過控制熱中子利用系數(shù)和不泄露幾率來實現(xiàn)。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制控制方法：毒物控制法控制棒法：用吸收截面很高的材料制成控制捧，并插入堆芯或反射層內(nèi)，移動控制棒即可達到控制目的可以通過控制堆芯附加吸收物質(zhì)來控制f

，當堆芯控制材料增加(如向堆芯插入控制棒)時，非裂變材料吸收的份額增加，易裂變物質(zhì)吸收中子的份額相對減小，使得f值變小，反之亦然。改變f值得大小達到改變反應性的目的。通常，動力堆都采用控制棒來控制快變化的反應性。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制控制棒的優(yōu)點：控制的速度快、靈活機動且可靠有效。缺點是：因為它能強烈吸收中子，故移動控制棒對堆內(nèi)通量分布的擾動較大，導致中子通量分布不均勻性增大發(fā)生某種形式的畸變。從而增加了堆芯的中子泄漏，減小中子不泄漏幾率。大型反應堆的后備反應性控制量較大，控制棒數(shù)量較多，這個缺點就更為突出。彌補方法：在采用控制棒的同時，還采用了化學控制劑如硼(10B)的“載硼運行”方案，即在水中加硼酸．通過對10B濃度的控制，實現(xiàn)部分反應性的控制。由于硼在慢化劑中分布均勻，因而濃度改變時堆內(nèi)中子通量變化也比較均勻。這種辦法可彌補控制棒的不足，而且也比較經(jīng)濟便宜。慢化劑中含硼量太高，就會使慢化劑的溫度系數(shù)變正。這是不利于安全運行的?？扇级疚锕埽嗉丛诙研緝?nèi)以一定分布放置硼鋼管等強中子吸收劑。隨著反應堆運行中燃耗的加深，10B原子核數(shù)目逐漸減少，這就相當于有反應性逐漸“放出”，從而起到了控制反應性的作用。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制壓水堆的控制方法初始剩余反應性很大，總的被控當量很大。輕水堆的柵格較稠密，控制棒的效率比較低，如果全部采用控制棒來控制，則需要很多控制體。壓水堆堆芯體積較小，要安排眾多的控制棒是很困難的：壓力容器項蓋開孔增加，使壓力容器頂蓋的強度大大下降，增加設(shè)計制造的難度。聯(lián)合控制：目前大型壓水推部采用控制棒，固體可燃毒物和冷卻劑中加硼酸溶液二種控制方式聯(lián)合使用；小型壓水推可采用控制棒和固體可燃毒物并用的方式來控制。三種基本本控制方法的特點。1、控制棒法利用驅(qū)動機構(gòu)升降，改變中子的非裂變吸收和泄漏量控制反應性。特點：移動速度快，操作可靠靈活，控制反應性準確度高，主要用來控制反應性的快速變化。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制根據(jù)用途不同，控制棒一般可分為三類：

(1)調(diào)節(jié)棒調(diào)節(jié)反應性微小變化，用來調(diào)節(jié)堆功率的，反應堆穩(wěn)定運行時用它來跟蹤各種意外的反應堆擾動(這類反應性擾動的特點是快，但數(shù)值不大)，一組調(diào)節(jié)棒的反應性不能超過1元，這樣即使操縱入員誤操作，一組調(diào)節(jié)棒全抽出，也不會使反應堆達到瞬發(fā)臨界狀態(tài)。

(2)補償棒補償棒用來補償隨時間變化比較慢，但數(shù)值比較大的反應性．如補償溫度、中毒、燃耗效應引起的反應性損失：在反應堆運行初期，補償棒幾乎全部插入堆芯，以抵消反應堆的后備反應性。到核反應堆運行末期時，補償棒全部由堆芯抽出。由于補償棒數(shù)量較多，動作較慢，一般采用手動操作。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制(3)安全棒安全棒是用來在緊急情況下關(guān)閉反應堆的，平時抽出堆心，如出現(xiàn)某種事故需要馬上停堆。就將安全棒迅速插入堆芯，使堆處于次臨界狀態(tài)。安全棒的反應性當量大，動作快，通常采用掉棒方式，并使它處于控制效率較高的位置上，一旦有事故信號或停堆命令，便立即掉棒。附加安全設(shè)施：硼球、硼酸（緊急停堆）控制棒優(yōu)點：快速、靈活、可靠有效不利點：物理上：造成中子通量密度畸變。工程上：機構(gòu)復雜，設(shè)計加工帶來困難。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制２、固體可燃毒物法在反應堆中插入硼鋼管等，補償燃耗。10B的熱中子吸收截面高達347×10-24cm2（347ｂ），反應堆用碳化硼中10B豐度應大于19%。

10B俘獲中子的主反應為：

10B+n→7Li+4He

具有高中子吸收能力，中子俘獲截面高，吸收能譜寬，沒有二次輻射污染；價格低廉，原料來源廣泛。注意：只能補償緩慢變化的反應性，跟隨不了反應性的突然變化。第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制3、液體毒物控制法如硼酸等與冷卻劑均勻混合，用調(diào)節(jié)硼的濃度來控制反應性。（棒控與化控相結(jié)合）優(yōu)點：易操作、分布均勻，不會引起功率畸變，濃度可調(diào)。不占位置，不需驅(qū)動機構(gòu)。經(jīng)濟性好。缺點：濃度對溫度系數(shù)有顯著的影響T上升水的密度下降硼核減少反應性增加到一定程度會使慢化劑溫度系數(shù)出現(xiàn)正值第四講：核反應堆物理——反應性的變化__反應性控制控制棒的作用控制棒是強吸收體，移動速度快、操作可靠、使用靈活、控制反應性的準確度高．它是各種類型反應堆中緊急控制和功率調(diào)節(jié)所不可缺少的