核物理科普系列二十一

核反应堆是一种综合的技术装置,用来实现重元素的可控自持链式反应。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。

核反应堆堆芯是核燃料存放的区域,是核动力厂的心脏,核裂变链式反应就在其中进行。

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,然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂,再由冷却剂载带到堆芯外,通过热力系统转化为所需的动力。

核反应堆的基本工作原理

一、核反应堆临界条件

核反应堆内链式反应自续进行的条件一般用有效增殖系数K来表示,K值定义(系统内中子的产生率/系统内中子的消失率)。

若K=1,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,这时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。

若K<1,则堆芯内中子数目将随时间而不断减少,链式反应不能自己延续下去,此时反应堆的状态称为次临界状态。

若K>1,则堆芯内的中子数目将随时间而不断增加,称这种状态为超临界状态。

有效增殖系数K与堆芯系统的材料成份和结构(如易裂变核素的富集度、燃料—慢化剂的比例等)有关,同时也与堆的尺寸和形状有关。

二、核燃料的消耗、转化与增殖

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

由于堆内存在大量中子和铀238原子核,通过铀238对中子的俘获,新燃料钚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。

一个铀235核裂变可以释放出200MeV的能量,相当于3.2E-11J。因此1MW的功率相当于每秒钟有3.12E16个铀235核裂变,每日有2.70E21个铀235裂变。相当于1.05g铀235,这就是说反应堆每发出1MWd的能量需要1.05g铀235裂变。

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MWd/t铀。

目前商用和军用动力堆均采用铀235作核燃料。

天然铀中大量存在的铀238并不能作为核燃料来使用,因为热中子不能使其裂变,快中子虽然能引起铀238核裂变,但裂变截面太小。铀238俘获中子后可以变成易裂变同位素钚239,反应堆内的强中子场为铀238转换成核燃料提供了良好条件。

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,记为CR,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。

大多数现代轻水堆的转化比约为0.6,高温气冷堆具有较高的转化比,为0.8,因此有时被称为先进转化堆。

对于轻水堆由于可实现核燃料的转化,最终被利用的易裂变核约为原来的2.5倍。天然铀中仅含有约0.7%的铀235,如果仅采用轻水堆则最多只能利用0.7%×2.5=1.75%的铀资源;

若CR=1,则每消耗一个易裂变核便可以产生出一个新的易裂变核,此时可转换材料(铀-238等)可以在反应堆内不断转换为易裂变材料达到自给自足,无需要给核反应堆提供新的易裂变材料。

最好是CR>1,这时候反应堆内产生的易裂变核比消耗的还要多,除了自给自足还可以拿出一些易裂变材料供应其他的核反应堆使用。能使CR>1的反应堆称为增殖堆,CR也被记为BR,称为增殖比。

以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良有增殖性能,其增殖比可以达到1.2,主要堆型是采用液态金属钠作为冷却剂的钠冷快堆。

三、堆内中子注量率分布与展平

因此对于同等体积的堆、球形的中子泄漏最小、圆柱次之、长方体堆中子泄漏最大。

根据最佳体积和加工制造方面的原因,实际上采用球形的不多,多数是采用圆柱形的反应堆。

圆柱形均匀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。

堆芯内的体积释热率空间分布是随燃料寿期而变化的,在对堆芯做较详细分析时,堆芯体积释热率分布或者中子注量率分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。

在堆芯外围增加反射层:减少中子泄漏、节省燃料;使得同样成份的反应堆堆芯的尺寸可以更小。

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,使得中子注量率公布更为平坦了。

裂变核反应率密度的强弱取决于堆内中子注量率的水平。

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,从而间接影响运行安全等。

活性区任意点的功率密度与该点的中了注量率成正比,堆内中子注量率的为功率密度的分布。

如果中子注量率的分布不均匀,在中子注量率的峰值处的功率密度最高,而元件的最高发热率或称最大热负荷是受到元件材料的性能与壁温的限制,如果不改善中子注量率分布而只提高中子注量率的绝对值,这种局部过热必然导致该处燃料元件的破裂、烧结等,造成元件事故,危及堆的安全。因此提高堆功率水平的有效措施就是在保证最高热负荷不变的情况下,而能提高整个堆的平均中子注量水平。

要提高堆的平均中子注量率水平,就必须对反应堆的中子注量率为以改善使之更为均匀平坦,即中子注量率展平。

中子注量率分布的展平方法:

1.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中子注量率的展平。在堆芯中心区域加入富集度较低的燃料或半径较小的燃料棒,在堆芯边缘区域加入富集度较高的燃料或半径较大的燃料棒。

2.合理布置控制棒

用控制棒展平中子注量率更是一般在运行中常用的方法。控制棒栅如果布置得宜,可以在堆内形成一个中子注量率分布平坦区,即在原来堆内中子注量率比较高的区域布置控制棒多一些,中子注量率较低的区域布置控制棒少一些。

3.引入合理公布的可燃毒物

如果在中子注量率较高的堆芯中央区域的燃料元件表面涂以相应富集度的可燃毒物,即可以达到中子注量率展平的目的,又可以免除为控制棒下插展平径向中子注量率而造成轴向中子注量率不均匀的缺点。