第二章反應(yīng)堆概述

本章重點(diǎn)內(nèi)容

1.各種基本概念、單位換算和相關(guān)計(jì)算。

2.鏈?zhǔn)椒磻?yīng)及其臨界理論，包括四因子公式含義、在反應(yīng)堆中如

何實(shí)現(xiàn)和控制裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)等。

3.反應(yīng)堆的類(lèi)型和基本組成，特別需了解生產(chǎn)堆、核動(dòng)力堆在組

成和機(jī)構(gòu)上的不同特點(diǎn)等。

如前所述，核燃料循環(huán)是以反應(yīng)堆為中心，分為前段和后段，因而反應(yīng)堆

是核燃料循環(huán)的中心環(huán)節(jié)。反應(yīng)堆按中子速度或按用途、慢化劑、冷卻劑、

燃料的種類(lèi)及燃料的布置形式等的不同，具有不同的類(lèi)型。而反應(yīng)堆的類(lèi)型

決定了核燃料的種類(lèi)、形態(tài)和燃料在反應(yīng)堆中的工作狀況。因而，反應(yīng)堆的

類(lèi)型與核燃料循環(huán)有密切的關(guān)系。

2.1反應(yīng)堆內(nèi)的核反應(yīng)

核反應(yīng)概述中子不帶電，容易同原子核發(fā)生核反應(yīng)。核反應(yīng)的類(lèi)型，

隨不同的核素而異，而且與入射中子的能量有很大關(guān)系。我們把發(fā)生某種核反

應(yīng)的概率(即可能性)，用稱(chēng)為核截面。的數(shù)值來(lái)衡量，其單位是靶(恩)(bam,

242282

b),lb=10'cm(10-m)o

反應(yīng)堆內(nèi)最重要的核反應(yīng)有散射、俘獲、裂變等：

(1)散射(n,n)反應(yīng)是中子與原子核碰撞的結(jié)果，僅使中子運(yùn)動(dòng)的方向和速度

改變，中子未被靶核所吸收，其發(fā)生概率用散射截面。s表示。這是指一種彈

性散射，對(duì)熱中子堆工作極其重要，快中子就是靠彈性散射來(lái)慢化成熱中子。

(2)輻射俘獲(n,y)反應(yīng)。如果靶核吸收中子后并不分裂，而形成新的原子核

同時(shí)以Y射線的形式將激發(fā)態(tài)的過(guò)剩能量釋放出來(lái)，這種核反應(yīng)叫做輻射俘

獲(n,y)反應(yīng)，其發(fā)生概率用5表示。

(3)裂變(n,f)反應(yīng)如果靶核吸收中子后分裂成兩個(gè)較輕的碎片，并放出

2-3個(gè)中子和釋放能量，這種核反應(yīng)叫做裂變(n,f)反應(yīng)。其發(fā)生概率用6表示。

俘獲和裂變均屬吸收。因此，核燃料的吸收截面6=5+6。

反應(yīng)堆內(nèi)的其它材料吸收中子后，除了發(fā)生輻射俘獲反應(yīng)外，有的會(huì)釋放

出質(zhì)子p或a粒子。例如，i6om,p)16N反應(yīng)是水中放射性的主要來(lái)源；

10B(n,a)7Li反應(yīng)是它被廣泛用作熱中子堆控制材料的基礎(chǔ)。輻射俘獲反應(yīng)的產(chǎn)

物往往具有放射性(即靶核被活化)，而給設(shè)備維修、三廢處理、人員防護(hù)等帶

來(lái)不少問(wèn)題。

核裂變反應(yīng)是鈾或缽等易裂變?nèi)剂显谥凶愚Z擊下，它們的原子核被激發(fā)，

先變成啞鈴狀，最后像液滴一樣變成質(zhì)量大體相等的兩個(gè)較輕的原子核，同

時(shí)釋放出巨大的能量、2-3個(gè)新中子和明氏y射線。

圖2-1核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)示意圖

以235U為例的裂變反應(yīng)式的普遍形式，可用下式表示：

或F2+v；n+能量

式中v代表每次裂變放出的中子數(shù)，其數(shù)值在一定的入射中子能量下，隨裂變

方式而不同。每次裂變方式各異，其生成的碎片核素也不相同，但都存在著

下列關(guān)系：Zl+Z2=92；Al+A2+v=235+l=236o

235U吸收中子后并不是每次都發(fā)生裂變的，通常用a表示輻射俘獲截面與

裂變截面之比：口旦

a表征了在一定條件下發(fā)生輻射俘獲和裂變之間的相對(duì)關(guān)系。通常我們只

關(guān)心v的平均值。而v和a的大小與易裂變核素種類(lèi)和入射中子的能量有關(guān),

a值列于表2-1中。

以235U為例，a=0.169,當(dāng)235u吸收一個(gè)中子后，就有發(fā)生兩種核反應(yīng)

的可能，或發(fā)生裂變反應(yīng)、或發(fā)生俘獲反應(yīng)，而發(fā)生這兩種反應(yīng)的幾率可通

過(guò)a值估算：

發(fā)生裂變反應(yīng)的幾率為：

———=---=-----=0.8554

Of+%1+a1+0.169

發(fā)生俘獲反應(yīng)的幾率為:

bya0.169Cd/

-----1-=------=------------=0.1446

af+cty1+a1+0.169

由此可見(jiàn)，當(dāng)235U吸收一個(gè)中子后，85.5%的幾率是發(fā)生裂變反應(yīng)，而

14.5%的幾率是發(fā)生俘獲反應(yīng)。其它易裂變核素也可類(lèi)似估算。

核素a裂變幾率，％俘獲幾率，％

235U0.16985.514.5

233u0.089891.88.2

239pu0.36273.426.6

241pu0.364773.326.7

裂變中子概述任何能量的中子能引起易裂變核素的裂變。但裂變截面

隨中子能量的變化而很大變化。以235U為例，在中子能量＞0.1MeV的高能區(qū),

6只有L2b；而中子能量VO.leV的熱能區(qū)，3■可達(dá)到四五百靶以上。

熱中子一詞來(lái)自把中子視同一種同周?chē)橘|(zhì)分子處于熱平衡狀態(tài)的氣體，

但通常是指能量vo.leV的慢中子，而熱中子是專(zhuān)指能量為0.0253eV、速度

為2200m/s（相當(dāng)于室溫2CTC）的慢中子。235u的熱中子截面特別大，這是世界

上優(yōu)先發(fā)展熱中子反應(yīng)堆的物理基礎(chǔ)。

在熱中子反應(yīng)堆中，裂變反應(yīng)基本上都發(fā)生在中子慢化下來(lái)的熱能區(qū)。而

只有動(dòng)能大于約IMeV的快中子能使238u原子核發(fā)生裂變。當(dāng)238u碰上較低

能量的中子時(shí)不發(fā)生裂變而會(huì)發(fā)生輻射俘獲。在大約5-200eV的部分中能區(qū)

內(nèi)，輻射俘獲截面會(huì)達(dá)到高于正常值幾百倍的很大數(shù)值，稱(chēng)為共振俘獲。它

減少了可用于引發(fā)235U裂變的中子數(shù)目，在反應(yīng)堆物理計(jì)算中具有重要意義。

238U核的輻射俘獲產(chǎn)物239U經(jīng)過(guò)兩次P衰變后生成易裂變核素239PU,如下式

所示：空u+；nf*u+y

與上類(lèi)似，如果堆內(nèi)裝有牡，232Th的輻射俘獲產(chǎn)物233Th經(jīng)過(guò)兩次P衰變

會(huì)生成易裂變核素233U,如下式所示：

2彌Th+：nf2^如十丫

以上兩種核反應(yīng)作為核燃料增殖的基礎(chǔ)，對(duì)于充分利用鈾、牡資源是非常

重要的。

由裂變過(guò)程產(chǎn)生的中子稱(chēng)為裂變中子（fissionneutron）,,裂變中子分為瞬

發(fā)中子和緩發(fā)中子。

瞬發(fā)中子:對(duì)235U核裂變過(guò)程中放出的中子,99.3%以上都是在10“4s（i（）fs,

百萬(wàn)億分子一秒）的裂變瞬間釋放出來(lái)的，這樣的中子叫瞬發(fā)中子，它們的

能量分布在0.05-10MeV范圍內(nèi)，平均能量約為2MeV,相當(dāng)于20000km/s

的速度，是屬于快中子。

緩發(fā)中子：另有0.65%的中子（約16個(gè)中子）是隨著特定裂變碎片在8

衰變過(guò)程中逐步衰變而放射出來(lái)的，由于這種中子發(fā)射具有長(zhǎng)達(dá)秒量級(jí)以上

的半衰期（在裂變瞬間后將持續(xù)幾分鐘之久），這樣的中子叫緩發(fā)中子，它們

的能量分布在250-560keV范圍內(nèi)，低于瞬發(fā)中子的能量。緩發(fā)中子能延長(zhǎng)每

一代中子的壽命、提高裂變系統(tǒng)的功率上升速率、增加反應(yīng)堆周期等對(duì)反應(yīng)

堆的控制起著重要影響。

由于復(fù)合核的分裂方式多種多樣，每次分裂釋放出中子的數(shù)目可從1個(gè)到

7個(gè)。對(duì)于大量的核裂變反應(yīng)，在一定的入射中子能量下，某種易裂變核素每

次裂變的中子產(chǎn)額即產(chǎn)生的平均中子數(shù)v（包括瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子）卻是一

定的，雖然不會(huì)是整數(shù)。對(duì)于熱中子引起235U裂變的情況下，v=2.42。

在核反應(yīng)中，鑒于存在著吸收而不發(fā)生裂變的可能性，我們把易裂變核素

每吸收一個(gè)中子所產(chǎn)生的次級(jí)中子數(shù)稱(chēng)為“，則

T]=VO//（O/+GY）=v/（l+a）

對(duì)于熱中子被235U吸收的情況下,口=2.07。

表2-1表示三種易裂變核素的一些核常數(shù)。

表2-1三種易裂變核素的一些核常數(shù)

易裂變核素233U235U239pu

卡1?于熱中子（能量為0.025eV）

每次裂變的中子產(chǎn)額V2.492.422.87

裂變截面Of,b531582743

輻射俘獲截面5,b47.798.6269

俘獲裂變比a=o7/o/0.090.1690.362

每次吸收的中子產(chǎn)額n2.282.072.11

對(duì)于快中子（能量為2MeV）

每次裂變的中子產(chǎn)額V2.682.653.18

裂變截面R,b1.931.281.95

輻射俘獲截面5,b0.040.060.04

俘獲裂變比a0.020.050.02

每次吸收的中子產(chǎn)額n2.632.523.12

裂變產(chǎn)物235U的熱中子裂變方式在40種以上，生成的初級(jí)裂變產(chǎn)物在80

種以上，其質(zhì)量數(shù)A的范圍從72（相當(dāng)于Z=30的鋅Zn）到161（相當(dāng)于Z=65

的鍬Tb）。下式表示其一種裂變方式：

弋步黑+3）+瞬發(fā)能量約180MeV

實(shí)際上鈾核裂變的具體途徑是多種多樣的，分裂成質(zhì)量數(shù)正好相等的兩種碎

片的幾率很小，大約只占0.01%,而大多數(shù)情況下，裂變產(chǎn)生的兩個(gè)碎片的

質(zhì)量數(shù)之比約為3:2,因此，大量235U分裂所產(chǎn)生的兩組碎片，輕組和重組：

輕組碎片一質(zhì)量數(shù)由72-117

重組碎片一質(zhì)量數(shù)由119-161

其中生成率最大是質(zhì)量數(shù)為95和139的碎片。由于多數(shù)裂變產(chǎn)物還要發(fā)生連

續(xù)衰變，但其中大部分的半衰期很短，因此235U的裂變產(chǎn)物的化學(xué)組成主要

由103Ru」03Rh、106Ru」06Rh、^Zr.95Nb99宣、137?$、3JJ、147Pm和等長(zhǎng)

壽命的放射性核素以及一些穩(wěn)定核素來(lái)決定。這些裂變產(chǎn)物的放射性給反應(yīng)

堆和后處理工廠的設(shè)計(jì)和運(yùn)行帶來(lái)許多困難。例如，某些中子吸收截面很大

的裂變產(chǎn)物（中子毒物）在堆內(nèi)的積累將直接對(duì)中子的平衡產(chǎn)生極其不利的

影響。這個(gè)問(wèn)題在燃耗較淺的生產(chǎn)堆中，矛盾并不突出；但在輻照時(shí)間較長(zhǎng)、

燃耗較深的動(dòng)力堆中變得十分尖銳。其次，某些半衰期較長(zhǎng)、產(chǎn)率較高的放

射性核素的積累，將使輻照燃料卸出后的貯存、運(yùn)輸和后處理等過(guò)程復(fù)雜化。

三分裂變（termary）:

生成三個(gè)核碎片而至少有兩個(gè)碎片具有中等質(zhì)量數(shù)的裂變現(xiàn)象。由1946年在法國(guó)工作的錢(qián)三強(qiáng)

和何澤慧首先發(fā)現(xiàn)。

三分裂變的一種模式是除兩個(gè)質(zhì)量相近的重碎片外，第三個(gè)是一個(gè)輕帶電粒子（a、氤、人和

質(zhì)子）或輕核（鋰、鉞、碳、氧等），稱(chēng)為伴隨輕粒子的三分裂變。發(fā)射輕帶電粒子的三分裂變概

率約為二分裂變概率的1/300,輕帶電粒子主要在與碎片飛行方向成90°方向出射。

三分裂變的另一種模式是分裂成三個(gè)質(zhì)量上差不多的碎片，有時(shí)把這種三分裂變稱(chēng)為大三分裂

變。發(fā)生大三分裂變的概率不僅隨入射炮彈能量而增加，而且隨反應(yīng)生成的復(fù)合核的裂變參數(shù)而增

加。400MeV4,,Ar轟擊232Th的大三分裂變概率可以達(dá)到二分裂變概率的3%。這種裂變的機(jī)制目

前還沒(méi)有完全研究清楚。

裂變碎片具有很大動(dòng)能，最大的測(cè)得值達(dá)到98MeV,但由于它們的質(zhì)量和

電荷也很大，所以在介質(zhì)中的射程很短，在UO2中約為0.014mm,這對(duì)于防

止它們從燃料元件逸出是很有利的。

由于裂變碎片含中子偏多，其中子與質(zhì)子之比（N:Z）遠(yuǎn)超過(guò)穩(wěn)定性范圍，所

以它們幾乎全部呈P放射性，其衰變產(chǎn)物也呈P放射性，一般地每一碎片要

經(jīng)過(guò)4-5級(jí)0衰變后才能形成一種穩(wěn)定核素。因此，在裂變產(chǎn)物中存在著300

多種放射性同位素和穩(wěn)定同位素。大部分裂變產(chǎn)物除了放出P粒子外，還放

出Y射線（屬于緩發(fā)）。少數(shù)具有足夠激發(fā)能的裂變碎片如漠-87（半衰期為55.6s）

和碘-137（半衰期為2.45s）等，在P衰變過(guò)程中還放出中子，這便是上述的緩發(fā)

中子。

裂變產(chǎn)物中的某些核素如筑-135和鈔-149具有相當(dāng)大的熱中子吸收截面，

它們將消耗堆內(nèi)很多中子，稱(chēng)為核毒物。核毒物會(huì)影響反應(yīng)堆停堆后的重新

起動(dòng)和引起功率分布的空間振蕩。

有些裂變產(chǎn)物有較長(zhǎng)的半衰期和很強(qiáng)的放射性，給乏燃料的貯存、運(yùn)輸、

處理和最終處置帶來(lái)一系列特殊的困難和問(wèn)題，在發(fā)展核能中必須認(rèn)真對(duì)待

和妥善解決。

核裂變釋放的能量在核裂變時(shí)釋放的能量中，如果把裂變產(chǎn)物衰變過(guò)

程放出的能量包括在內(nèi)，那么每次鈾-235核裂變釋放的總能量大約是200

MeV,其分布如表2-2所示。

表2-2235U核裂變釋放的能量

能量形式能量/MeV

裂變碎片的動(dòng)能168

裂變中子的動(dòng)能5

瞬發(fā)Y射線7

裂變產(chǎn)物放出的緩發(fā)Y射線7

裂變產(chǎn)物放出的緩發(fā)0粒子8

可利用的能量195

不可利用的中微子能量12

裂變釋放的總能量207

在表中所包括的能量中：

?中微子不帶電，質(zhì)量又很小，它幾乎不與堆內(nèi)任何物質(zhì)發(fā)生作用，因此這

部分能量是不可利用的。

?占可利用能量的86%的裂變碎片動(dòng)能，在核燃料內(nèi)就轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮埽?/p>

?裂變中子大部分在堆內(nèi)被各種材料減速，將其動(dòng)能轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮埽?/p>

?歸丫射線也基本上都被堆內(nèi)材料所吸收而轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮堋?/p>

除了裂變直接釋放的能量以外，裂變中子被堆內(nèi)各種材料吸收而發(fā)生輻射

俘獲反應(yīng)所放出的丫射線能量，大致有3-12MeV,沒(méi)有計(jì)入表中，其絕大部

分也均在堆內(nèi)轉(zhuǎn)化為熱能。所以每次裂變提供的可利用能量應(yīng)為198-207

MeV,在典型的動(dòng)力堆中散失的丫射線能量可達(dá)5MeV,這部分能量未被利

用，因此每次裂變放出的能量近視地可按200MeV計(jì)算。

現(xiàn)在對(duì)所用能量一熱量單位進(jìn)行換算：

200MeV=200MeVX(1.602X10,9MJ/MeV)=3.204X1017MJ

為得到1MW?d=86400MJ(8.64X1010J)的熱能，需要

864004-(3.204X10-17)=2.7XIO21次裂變

由于有一部分235u消耗于輻射俘獲，所以每兆瓦熱功率每天實(shí)際消耗的235u

核數(shù)應(yīng)為：

2.7X1021X(l+a)=2.7X1021X1.169=3.15X1021個(gè)

這相當(dāng)于：

3.15X1021X235/(6.023X1023)=1.23g235U

因?yàn)?35g235u相當(dāng)于阿伏加德羅常數(shù)(NA=6.023X1023)個(gè)原子，其中LO5g235u

發(fā)生了裂變。

同理，對(duì)239pu,每產(chǎn)生1MW?d的熱能需燃耗1.45g239pu,其中的L07g

239Pli發(fā)生裂變。

同理，對(duì)233U,每產(chǎn)生1MW-d的熱能需燃耗L13g233u,其中的1.04g233U

發(fā)生裂變。

在一座電功率為1000MW即熱功率為3000MW的典型反應(yīng)堆中，鈾-235

的消耗率為3.69kg/d（或4.351^缽-239吊或3.391^鈾-233吊），如果換用煤，

將需要約9000t/d標(biāo)準(zhǔn)煤。

2.2鏈?zhǔn)椒磻?yīng)與臨界理論

2.2.1鏈?zhǔn)椒磻?yīng)

中子是實(shí)現(xiàn)裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的媒介。在反應(yīng)堆中要使裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)能繼續(xù)下

去，就必須保持中子的平衡，即中子數(shù)目不變，至少不隨時(shí)間而減少。中子

在一個(gè)具體的反應(yīng)堆系統(tǒng)中，總是經(jīng)歷著產(chǎn)生、運(yùn)動(dòng)和消亡的過(guò)程。中子不

僅因?yàn)楸幌到y(tǒng)中的各種原子核所吸收而消失，泄漏出系統(tǒng)以外也是一種損失。

當(dāng)被鈾核吸收并引起了裂變的中子，在它本身消亡的同時(shí)能產(chǎn)生新一代中子;

這些中子經(jīng)慢化成為熱中子后，又引起另外的鈾核裂變，產(chǎn)生第二代中子；

第二代中子再引起核裂變產(chǎn)生第三代中子；依此發(fā)展下去，如圖21所示。顯

然，如果沒(méi)有中子損失，只要開(kāi)始有一個(gè)核發(fā)生裂變，短時(shí)間內(nèi)將有很多核

相繼裂變，形成劇烈的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)并放出大量能量。由此可見(jiàn)，堆內(nèi)自持鏈?zhǔn)?/p>

反應(yīng)的實(shí)現(xiàn)，主要取決于堆內(nèi)中子的行為，也就是它產(chǎn)生和消耗的相對(duì)關(guān)系。

這種相對(duì)關(guān)系通常可用中子增殖因數(shù)（或叫中子倍增系數(shù)）來(lái)表示。我們把

系統(tǒng)中某一代中子數(shù)對(duì)于上一代中子數(shù)之比，稱(chēng)為中子增殖因數(shù)k。其定義為：

堆內(nèi)一代裂變中子總數(shù)

一堆內(nèi)上一代裂變中子總數(shù)

顯然，這是描述反應(yīng)堆整體性質(zhì)的一個(gè)參數(shù)，它適用于各種型式的反應(yīng)堆，

故具有普遍意義。從上述定義容易看出：

?當(dāng)k=l時(shí)，堆內(nèi)中子數(shù)目保持動(dòng)態(tài)平衡，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)得以穩(wěn)定進(jìn)行，在每秒

鐘內(nèi)發(fā)生恒定的裂變數(shù)，每次裂變放出200MeV的能量，意味著反應(yīng)堆功

率在一定的水平上維持不變。這時(shí)的反應(yīng)堆被稱(chēng)為處于臨界狀態(tài)；

?當(dāng)k>l時(shí)，裂變中子一代比一代多，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)發(fā)散，意味著反應(yīng)堆功率不

斷增長(zhǎng)。這時(shí)的反應(yīng)堆被稱(chēng)為處于超臨界狀態(tài)，如反應(yīng)堆啟動(dòng)和提升功率

時(shí)的狀態(tài)；

?當(dāng)k<l時(shí)，裂變中子一代比一代減少，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)收斂且不能維持，意味著

反應(yīng)堆功率將逐漸減小，這時(shí)的反應(yīng)堆被稱(chēng)為處于次臨界狀態(tài)，如反應(yīng)堆

減功率和實(shí)際上等于零的停堆狀杰。

中子增殖因數(shù)是反應(yīng)堆最主要的特性參數(shù)。顯然，裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)只能在k

21時(shí)才能發(fā)生。

雖然每次鈾-235核裂變，平均都會(huì)產(chǎn)生2.42個(gè)中子，但不是所有的中子都

有機(jī)會(huì)再遇上鈾-235核，而且即使跟鈾-235核發(fā)生碰撞，也不是每次碰撞都

引起核裂變，有a/（l+a）=14.5%的中子被俘獲損失，使可用的中子減少為2.07

個(gè)；系統(tǒng)中還有鈾-238和慢化劑材料，中子被其它核素吸收的可能性是很大

的；同時(shí)反應(yīng)堆還要考慮中子的泄漏問(wèn)題等。因此，實(shí)現(xiàn)k=l的自持鏈?zhǔn)椒?/p>

應(yīng)，并不是那么容易，而是需要一定的條件。事實(shí)上，系統(tǒng)中各種可能的核

反應(yīng)互相競(jìng)爭(zhēng)，發(fā)生哪種核反應(yīng)的機(jī)會(huì)全看核截面（°）的大小。正如上所述,

截面是某種核素的一個(gè)原子核與一個(gè)中子發(fā)生某種核反應(yīng)的概率，可稱(chēng)為微

觀截面。而常把。XN的乘積，作為單位體積內(nèi)某種核素的所有原子核與中子

發(fā)生某種核反應(yīng)的概率，叫做宏觀截面X,其單位為cmL此處N=PNA/A（單

位為原子數(shù)/ci!?）,式中p是該核素的質(zhì)量密度（單位為g/cnP）,NA為阿伏加

德羅常數(shù)=6.023X1023（單位為moH）,A是該核素的原子量（單位為gmolD。

則在中子通量密度（P的作用下，各種核反應(yīng)（散射、輻射俘獲或裂變）的反

應(yīng)率R可寫(xiě)成：

R=X<p次數(shù)/（cm3?s）

上述每次鈾-235核裂變產(chǎn)生的2.42個(gè)中子經(jīng)俘獲損失，使可用的中子減少

為2.07個(gè)后，至少還需有一個(gè)中子再被一個(gè)鈾-235核素吸收以維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng),

剩下容許泄漏或被其它材料吸收而損失的中子數(shù)只有1.07個(gè)，裕量是不大的。

為了滿(mǎn)足堆內(nèi)k21的要求，必須盡可能減少中子的消耗和損失。泄漏到

堆外的中子數(shù)在全部中子中所占的比例，對(duì)于給定的堆結(jié)構(gòu)而言，取決于堆

芯（即燃料裝載區(qū)）的大小。堆芯體積越大，泄漏的所占的比重越小。假定

反應(yīng)堆堆芯的尺寸是無(wú)限大，則可不必考慮中子的泄漏問(wèn)題，從而可使問(wèn)題

得到簡(jiǎn)化。此時(shí)的中子增殖因數(shù)稱(chēng)為無(wú)限增殖因數(shù)，并用ks表示；而相對(duì)地,

把有限系統(tǒng)的中子增殖因數(shù)k,用keff表示?？砂延邢尴到y(tǒng)的中子增殖因數(shù)稱(chēng)

為有效中子增殖因數(shù)，并寫(xiě)成下式：

kett=kooY

式中Y就是中子不泄漏概率，正如以上所述，k8是假設(shè)Y=1即系統(tǒng)為無(wú)限大

時(shí)（此時(shí)的泄漏等于零）的中子增殖因數(shù)。它完全取決于系統(tǒng)工程內(nèi)部的組

成和布置，也就是中子被核燃料和其它材料吸收的相對(duì)份額，而與系統(tǒng)的幾

何形狀及尺寸無(wú)關(guān)。對(duì)于一個(gè)有限大小的系統(tǒng)，Y恒小于1,因此ks必須大

于1才能維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。顯然，k8大于1越多，容許泄漏出去的中子越多，

反應(yīng)堆也可以做得越小。為了實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，需要把Y保持在1/1.08=0.926

以上。因此，天然鈾石墨裸堆的臨界尺寸一般均在5.5m以上。

對(duì)于熱中子反應(yīng)堆，常把ks寫(xiě)成四個(gè)因子的乘積，以簡(jiǎn)化計(jì)算和便于分析,

稱(chēng)為四因子公式:

koo=

式中：n為次級(jí)中子數(shù)，￡為快中子增殖因子，P為逃脫共振吸收幾率，/為

熱中子利用因子。下面分別說(shuō)明這四個(gè)因數(shù)的含義。

（1）次級(jí)中子數(shù)n

n即是易裂變核素俘獲一個(gè)熱中子時(shí)產(chǎn)生的快中子的平均數(shù)。由于不是所

有被核燃料吸收的熱中子都能引起核分裂，故（v為一次核裂變產(chǎn)生的中

子數(shù)），通常把“叫做次級(jí)中子數(shù)。

純核素的n值可用下式計(jì)算：

H=V（O//Oa）

式中R為熱中子裂變截面，Oa為熱中子總吸收截面。通過(guò)實(shí)驗(yàn)測(cè)定的幾種易

裂變核素的。八呢、小V值見(jiàn)表2-1。

對(duì)于235U和238U同位素的混合物，

式中：V25代表235U一次核裂變產(chǎn)生的中子數(shù);

235

N25和N28分別代表U和238U在同位素混合物中的原子數(shù);

S25和628分別代表235U和238U的總吸收截面;

。儂代表235U的裂變截面。

如對(duì)天然鈾而言：

N100-0.72

--2-8=--------=

N250.72

而0/25=582.2b,oa25=680.8b,oa28=2.70b,故:

582.2

r|=2.42x

680.8+138x2.7

很顯然，對(duì)于濃縮鈾燃料將會(huì)得到比天然鈾更大的11值。

（2）快中子增殖因子￡

由于238U在快中子作用下也會(huì)發(fā)生核裂變（裂變閾能量大約為L(zhǎng)IMeV）,

結(jié)果使快中子數(shù)增加。由各種能量中子引起的裂變而產(chǎn)生的快中子總數(shù)與僅由

熱中子裂變而產(chǎn)生的快中子數(shù)之比，稱(chēng)為快中子增殖因子，并以￡表示。按定

義，￡的值恒大于1。

當(dāng)反應(yīng)堆燃料元件的排列間距大時(shí)，只

2

)

有同一釋熱元件內(nèi)產(chǎn)生的快中子才能引起以

區(qū)

浮

該元件內(nèi)238u核的分裂（中子跑出該元件外姿

舉

將被慢化劑減速），因此￡值只與釋熱元件

°直一市一f-*F

的尺寸有關(guān)。圖2-2示出了這種情況下￡值鈾棒半徑，cm

圖2-2非均勻堆e與鈾棒半徑的關(guān)系

與圓柱形鈾棒半徑的關(guān)系。

若慢化劑與釋熱元件是緊密配置的話，那么未完全減速而從慢化劑返回釋

熱元件的快中子也能顯著地引起238U核的分裂而使E值增大。均勻堆慢化劑

和燃料的體積比一般都很大，因而快中子增殖因子實(shí)際上接近等于lon-￡的

乘積代表核燃料吸收一個(gè)熱中子引起分裂而得到的快中子總數(shù)。

（3）逃脫共振吸收幾率p

快中子在減速為熱中子的過(guò)程中，要經(jīng)

過(guò)幾個(gè)相當(dāng)于238U共振吸收的能值（見(jiàn)圖

2-3）而可能有一部分中子為238U核所吸收,

它們并不引起核分裂。其余的中子則逐漸被

減速到熱能。最后減速為熱中子的總數(shù)和快

中子總數(shù)（這里沒(méi)有考慮中子泄漏）的比值

圖2-323叼的全截面隨中子能量

而變化的示意圖

即稱(chēng)為逃脫共振吸收幾率，以P表示之。

由此可見(jiàn)，核燃料因吸收一個(gè)中子而產(chǎn)生的新的熱中子數(shù)即等于T&P。

顯然P值首先是與慢化劑中核燃料的濃度有關(guān)的：活性區(qū)中238U越少，即

慢化劑中核燃料的濃度越小，則逃脫共振吸收幾率越大。在極端情況下，若

活性區(qū)只由慢化劑組成時(shí)，p=l;而當(dāng)活性區(qū)僅有核燃料組成時(shí)，p值接近于

0o實(shí)際上在用天然鈾作燃料的反應(yīng)堆內(nèi)，p值一般在0.85-0.95范圍內(nèi)。

0)

鈾與慢化劑的均勻混合物的共振吸收幾

g=20cm

率特別大，而非均勻堆的情況下，大多數(shù)減啾8

M

葬

速了的中子不是在軸中通過(guò)共振級(jí)，而是在窿M7\

林M

策

慢化劑中通過(guò)，因而逃脫了共振吸收。堆內(nèi)XiFOcm

工藝管道的配置及釋熱元件直徑的選擇，應(yīng)

輸棒直徑G),cm

保證逃脫共振吸收所要求的條件。圖2-4示

圖2-4石墨一鈾反應(yīng)堆的逃脫共振吸收幾率

出了它們之間的關(guān)系。P與鈾棒直徑d及工藝管道間距a的關(guān)系

(4)熱中子利用因子f

熱中子不僅被核燃料、而且也被構(gòu)成活性區(qū)的非裂變材料所吸收，這些材

料包括慢化劑、冷卻劑、元件外殼、核燃料中的雜質(zhì)、結(jié)構(gòu)材料、控制棒和

裂變碎片等。核燃料所吸收的熱中子數(shù)與被吸收的熱中子總數(shù)之比，即稱(chēng)為

熱中子利用因子，用/表示。它表示在所有被吸收的熱中子中，有多大份額

被核燃料吸收。和P相同，/值是與核燃料在慢化劑中的濃度緊密相關(guān)的，但

它的變化趨勢(shì)與P相反，當(dāng)活性區(qū)完全由慢化劑組成時(shí)，尸0;反之當(dāng)活性區(qū)

完全由核燃料組成時(shí)，則/=1。經(jīng)驗(yàn)表明：為取得良好的中子增殖效果，必須

使p?/乘積為最大的條件，這時(shí)在天然鈾反應(yīng)堆內(nèi)/值一般亦在0.85-0.95的

范圍內(nèi)。

對(duì)活性區(qū)為核燃料和慢化劑的均勻混合物組成的均勻堆來(lái)說(shuō)，熱中子利用

因子可用下列簡(jiǎn)單公式表示：

f=______VuEau_______=_________E_au_______

4,一&+2

VaMau

▼u

式中：Eau和EaM分別表示核燃料和慢化劑的宏觀吸收截面（二1=NOa,其中N

為1CH?內(nèi)相應(yīng)材料的原子核數(shù)）；

Vu和VM分別表示核燃料和慢化劑的體積。

對(duì)非均勻反應(yīng)堆的熱中子利用因子的計(jì)算較為復(fù)雜，總的來(lái)說(shuō)，非均勻反

應(yīng)堆的熱中子利用因子小于具有同樣活性區(qū)組成的均勻反應(yīng)堆。

由上述四因子的含義分析，設(shè)想一個(gè)無(wú)泄漏系統(tǒng)，讓我們從n個(gè)裂變中子

出發(fā)，來(lái)描述一代中子從產(chǎn)生到消亡的全過(guò)程。這n個(gè)快中子因同慢化劑的

原子核相碰撞，把能量傳給后者而迅速慢化下來(lái)，其中一部分中子在慢化過(guò)

程中被238U核共振俘獲，只有np個(gè)快中子成功地慢化至熱中子。

np個(gè)熱中子并不是全部會(huì)遇上核燃料，其中一部分熱中子被其它材料吸

收損失，只有np/個(gè)熱中子成功地被核燃料吸收。

令可代表核燃料（包括235U和238U）每吸收一個(gè)熱中子所產(chǎn)生的平均裂變

中子數(shù)。由于238U核吸收熱中子不發(fā)生裂變，235U核吸收熱中子后發(fā)生裂變

的概率也只有約85.5%,每次裂變產(chǎn)生v個(gè)快中子，所以每次吸收的有效中子

產(chǎn)額n遠(yuǎn)小于V（注意天然鈾的n遠(yuǎn)小于純235u的T］值）。

核燃料吸收np/個(gè)熱中子的結(jié)果，產(chǎn)生np/n個(gè)裂變中子。其中具有足夠

高能量（約＞lMeV）的一小部分中子會(huì)引起238U核的裂變，使裂變中子數(shù)增

力口至Unp/羋個(gè)?，F(xiàn)在已回到我們的出發(fā)點(diǎn)，np/華就是下一代的裂變中子數(shù),

它對(duì)于上一代的裂變中子數(shù)n之比，就是無(wú)限介質(zhì)中子增殖因數(shù)

k=o=nfp&p\/7n=wp?/

綜合對(duì)四個(gè)因子的上述分析可以得出：核燃料在第一代中子中每吸收一個(gè)

中子所帶來(lái)的被核燃料俘獲的第二代熱中子數(shù)就等于小￡、p、f的乘積。

為了對(duì)中子的這個(gè)增殖過(guò)程有個(gè)更具體的了解，下面以天然鈾非均勻堆典

型的中子平衡圖為例說(shuō)明之。為了避免用分?jǐn)?shù)，以第一代被核燃料吸收的熱

中子為100作為基準(zhǔn)。

快中子增殖因子

8=138/134=1.03

逃脫共振吸收幾率

個(gè)共振中子被吸收

15238Up=l23/138=0.89

15個(gè)熱中子被慢化劑、冷卻劑和結(jié)構(gòu)材料吸收108個(gè)第二代熱中子全部被天然鈾吸收

熱中子利用因子

圖2-5熱中子平衡示意圖/=108/123=0.878

從這一中子平衡圖中可以看出：

次級(jí)中子數(shù)4=134/100=1.34

快中子增殖因子￡=138/134=1.03

逃脫共振吸收幾率p=123/138=0.89

熱中子利用因子7=108/123=0.878

故在無(wú)限大介質(zhì)中的中子增殖系數(shù)

k8=ip&p?/

=1.34x1.03x0.89x0.878

=1.08

顯然，這里koo>L0,故有可能用選定成分的介質(zhì)來(lái)制作有限尺寸的活性區(qū)。

實(shí)際上對(duì)有限尺寸的反應(yīng)堆，由于不可避免地存在中子的泄漏，因而keff

不可能等于ks,而只能是keff=k8Y。Y稱(chēng)為中子不泄漏幾率。這里

被吸收的中子數(shù)

一被吸收的中子數(shù)+泄漏的中子數(shù)

由于中子的泄漏與反應(yīng)堆活性區(qū)的表面積成正比，而堆內(nèi)產(chǎn)生的中子數(shù)與

活性區(qū)的體積成正比，因此中子的相對(duì)泄漏就與活性區(qū)的表面積與其體積之

比成正比（如果反應(yīng)堆無(wú)反射層）。這一比例不僅與反應(yīng)堆活性區(qū)的結(jié)構(gòu)和尺

寸有關(guān)，而且與其幾何形狀有關(guān)。如在體積一定的各種幾何形狀中，由于球

形具有最小的表面積，故對(duì)于某一確定的燃料和慢化劑而言，當(dāng)反應(yīng)堆為球

形時(shí)不泄漏幾率最大。

符合keff=l的活性區(qū)尺寸即稱(chēng)之為臨界尺寸。臨界尺寸恰好能保證裂變鏈

式反應(yīng)的發(fā)生和繼續(xù)，但為了補(bǔ)償中毒和其他不利效應(yīng)以及用于堆功率的調(diào)

節(jié)，有必要保存一定的后備反應(yīng)性，因此往往是把反應(yīng)堆活性區(qū)做成超臨界

狀態(tài)，即是使活性區(qū)尺寸超過(guò)臨界尺寸。

使用中子反射層是減少中子泄漏并縮小活性區(qū)臨界尺寸的有效措施之一。

反射層即是用一定材料包覆反應(yīng)堆活性區(qū)，并能將中子散射回反應(yīng)堆內(nèi)的物

體。對(duì)熱中子反應(yīng)堆而言，最好的反射層材料應(yīng)是原子量最小而又不明顯吸

收熱中子的元素，如重水、皺（或其氧化物）和石墨等。

反射層減少了中子的泄漏，即是相對(duì)地增加了活性區(qū)的尺寸，通常把由反

射層所代替的活性區(qū)部分的量，叫做反射層節(jié)省（增量）。

采用富集燃料，也可減少活性區(qū)的臨界尺寸。表2-3列出了核燃料富集度

（加濃度）和ks的對(duì)應(yīng)關(guān)系。

表2-3鈾富集度和ks的關(guān)系

235U的含量，%0.7212510100

次級(jí)中子數(shù)(11)1.341.501.741.932.012.08

kcc1.081.241.501.691.781.92

顯然，k8越大越有利于臨界尺寸的減小。

對(duì)于一定型式的反應(yīng)堆，其臨界尺寸可能在相當(dāng)大的范圍內(nèi)變化。表2-4

列出了各種不同類(lèi)型反應(yīng)堆的臨界質(zhì)量和堆芯大小。表列數(shù)據(jù)僅僅表明了數(shù)

量級(jí)的大小，因?yàn)榉磻?yīng)堆的尺寸還會(huì)受到燃料與慢化劑裝料量的比率以及各

種中子毒物的影響。

表2-4各種反應(yīng)堆的大小

燃料富集度臨界質(zhì)量燃料裝料量慢化劑數(shù)量堆芯尺寸

堆型用途

%(235U)kg(235u)103kg(鈾)103kgm

天然鈾石墨堆動(dòng)力天然250-2500250-25001200-250012-14

天然鈾重水堆動(dòng)力天然35-7030-90100-3004-6

低濃鈾石墨堆動(dòng)力2-2.5?900?150?1000?9

低濃鈾重水堆原型動(dòng)力1-210-2015-4040-1503-5

低濃鈾輕水堆動(dòng)力2-330-4050-1502-5

高濃鈾石墨堆試驗(yàn)905-7kg?50?1

高濃鈾重水堆試驗(yàn)901.2-3.53-7kg0.1-10.5-1

高濃鈾輕水堆試驗(yàn)10-901-3.54-8kg0.4-1

快中子堆原型動(dòng)力20-30?700kg（缽）?300kg（缽）1-1.5

2.2.2反應(yīng)堆的臨界控制

反應(yīng)堆的臨界控制實(shí)際上就是反應(yīng)堆的反應(yīng)性的控制。

反應(yīng)堆的反應(yīng)性和后備反應(yīng)性為了起動(dòng)反應(yīng)堆和把功率提高到需要的

水平，須使當(dāng)功率達(dá)到規(guī)定水平時(shí)，再調(diào)節(jié)到并保持keff=l。停堆時(shí)

須使履任＜1。在設(shè)計(jì)反應(yīng)堆時(shí)必須考慮到這種調(diào)節(jié)?的可能性，不能把反應(yīng)

堆做得正好等于臨界大小。而是要把反應(yīng)堆設(shè)計(jì)成具有一定的后備反應(yīng)性。

反應(yīng)堆的反應(yīng)性是表征鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)介質(zhì)或系統(tǒng)偏離臨界的程度，用〃表示

之。其定義如下：

p-(k-1)/k

式中k實(shí)際上是kefT,為簡(jiǎn)便起見(jiàn)，其下標(biāo)就省略了。

在臨界狀態(tài)下，k=l,反應(yīng)性〃為零。在超臨界狀態(tài)下，k>l,反應(yīng)性〃>0。

在次臨界狀態(tài)下，k<1,反應(yīng)性〃<0。是無(wú)量綱數(shù)，通常以百分?jǐn)?shù)(％Ak/k)

或pcm(lpcm=l()B=o.ooi%Ak/k)來(lái)表示。也可以用緩發(fā)中子總份額p作為單

位，即以'元($)，來(lái)表示。1元的反應(yīng)性表示數(shù)值為小的反應(yīng)性。

后備反應(yīng)性是指在所有的控制毒物(如控制元件、可燃毒物和化學(xué)補(bǔ)償毒

物)全部移出堆芯的條件下反應(yīng)堆具有的反應(yīng)性。也就是說(shuō)，在反應(yīng)堆中沒(méi)

有控制材料時(shí)的正的Ak稱(chēng)為后備反應(yīng)性或中子增殖因數(shù)裕量。后備反應(yīng)性不

僅為調(diào)節(jié)功率所必須，而且反應(yīng)堆帶功率運(yùn)行時(shí)的溫度效應(yīng)及功率變化所帶

來(lái)的反應(yīng)性的虧損的補(bǔ)償，要求它在冷態(tài)下比熱態(tài)下具有更多的后備反應(yīng)性。

一般說(shuō)來(lái)，一個(gè)新的堆芯在冷態(tài)無(wú)中毒情況下的初始后備反應(yīng)性為最大。此

外，在反應(yīng)堆運(yùn)行周期內(nèi)，由于核燃料的燃耗和積累起來(lái)的裂變產(chǎn)物對(duì)中子

的吸收與日俱增，中子增殖因數(shù)k會(huì)逐漸下降，要使反應(yīng)堆帶功率運(yùn)行相當(dāng)

長(zhǎng)的時(shí)間，以減少換料停堆頻度，提高經(jīng)濟(jì)實(shí)效，必須在裝料時(shí)給反應(yīng)堆留

有足夠的后備反應(yīng)性，即多裝一些核燃料。各種反應(yīng)堆新裝料時(shí)的最大后備

反應(yīng)性可從0.002到目前為0.30,裝料量從略大于臨界質(zhì)量直到臨界質(zhì)量的好

多倍。

反應(yīng)性的控制在反應(yīng)堆的起動(dòng)或停閉時(shí)都需要改變反應(yīng)性。事實(shí)上，在正

常的穩(wěn)杰工況運(yùn)行時(shí)，反應(yīng)性隨介質(zhì)的溫度、密度和堆內(nèi)吸收中子的毒物數(shù)

量而經(jīng)常變化，為保持有效中子增殖因數(shù)k=l,必須不斷地調(diào)整反應(yīng)性。

控制反應(yīng)性的最常用的方法是:

①在堆芯插入可移動(dòng)的吸收材料棒，即控制棒。通常用強(qiáng)吸收熱中子的材料

如鎘(Cd,°a=2450b)、硼(天然B,呢=759b或富集1°B,<ra=4000b)或

鈴(Hf,oa=102b),制成控制棒，插入堆芯，通過(guò)改變它的插入深度以改

變四因子公式中的熱中子利用因子力來(lái)實(shí)現(xiàn)對(duì)k的調(diào)整。

②在堆芯內(nèi)放置固定的吸收材料，隨燃料一起燃耗，起補(bǔ)償堆芯反應(yīng)性的作

用。這種吸收材料稱(chēng)為可燃毒物。這種可燃毒物如硼或軋(Gd)的化合物,

或做成細(xì)管、細(xì)棒，插入到燃料組件中；或與燃料攙混在一起裝入燃料棒,

均按一定方式布置在堆芯內(nèi)。隨著燃料燃耗的加深，可燃毒物的原子核數(shù)

目因吸收中子而逐漸減少，就相當(dāng)于把原先吸納的反應(yīng)性逐漸釋放出來(lái)。

通常希望可燃毒物到運(yùn)行周期末完全耗盡，無(wú)殘留毒物的伴生吸收帶來(lái)燃

耗損失。在這方面，Gd的吸收截面比1嚙大10倍，燃耗速度快，明顯優(yōu)

于硼。

③在冷卻劑中可調(diào)節(jié)地注入可溶性的中子吸收劑像硼酸之類(lèi)的化學(xué)補(bǔ)償毒

物?？赏ㄟ^(guò)改變硼濃度，實(shí)現(xiàn)部分反應(yīng)性的吸納或釋放。這種控制方式稱(chēng)

為化學(xué)補(bǔ)償控制。

定期換料的動(dòng)力堆為補(bǔ)償長(zhǎng)期燃耗，在每一個(gè)運(yùn)行周期之始，裝有相當(dāng)多

的富余燃料，這部分易裂變核素所提供的后備反應(yīng)性也要靠控制系統(tǒng)來(lái)調(diào)整,

即把起補(bǔ)償作用的控制棒插入堆芯，隨著運(yùn)行周期中燃料的燃耗和裂變產(chǎn)物

的積累使后備反應(yīng)性逐漸減小時(shí)，再把補(bǔ)償棒逐漸抽出堆外，直到完全抽出。

這時(shí)反應(yīng)堆已達(dá)到運(yùn)行周期之末，非換裝新料不能繼續(xù)運(yùn)行。

因此，反應(yīng)性控制的任務(wù)是：

①在確保安全的前提下，采用不同的控制方式使反應(yīng)堆在運(yùn)行中具有所需的

反應(yīng)性，以滿(mǎn)足反應(yīng)堆長(zhǎng)期運(yùn)行的需要;

②通過(guò)控制毒物適當(dāng)?shù)目臻g布置和最佳的提棒程序，使反應(yīng)堆在整個(gè)堆芯壽

期內(nèi)保持平坦的功率密度分布，避免出現(xiàn)顯著的中子通量密度畸變；

③正常運(yùn)行時(shí)調(diào)節(jié)反應(yīng)性使之適應(yīng)負(fù)荷的變化；

④在反應(yīng)堆出現(xiàn)事故時(shí)，能迅速安全地停閉反應(yīng)堆，并保持適當(dāng)?shù)耐６焉疃取?/p>

此外，為了在事故情況下的快速停堆，還設(shè)置有專(zhuān)門(mén)的安全棒。安全棒具

有超過(guò)最大后備反應(yīng)性的吸收中子能力，平時(shí)將安全棒置于堆芯之外，發(fā)生

事故時(shí)靠重力或其它外力在O.Lls的時(shí)間內(nèi)自動(dòng)快速插入堆芯，將鏈?zhǔn)椒磻?yīng)熄

滅，以免造成損害和危險(xiǎn)。功率保護(hù)電路系統(tǒng)通常設(shè)定在反應(yīng)堆功率超過(guò)設(shè)

計(jì)值10%-20%時(shí)使安全棒動(dòng)作，實(shí)行停堆保護(hù)。

中子數(shù)的增長(zhǎng)過(guò)程

堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)之所以能這樣有效地加以控制，主要是利用了緩發(fā)中子的作

用。當(dāng)中子增殖因子k>l時(shí)，中子一代比一代增多，中子數(shù)和裂變率將按指

數(shù)規(guī)律上升。令no為初始中子數(shù)，Ak=k-1為某一代中子的增長(zhǎng)比率，1為系

統(tǒng)內(nèi)每一代中子的平均壽命（s）,則t秒后系統(tǒng)內(nèi)的中子數(shù)將達(dá)到：

n=noe<Ak//）t

令//△k=T,稱(chēng)作反應(yīng)堆周期，它是中子數(shù)或堆功率增加到e（約=2.718）倍

所需的時(shí)間，秒。則上式可寫(xiě)成：

n=n（）et/T

每一代中子壽命I包括核裂變時(shí)間、快中子的慢化時(shí)間和熱中子被吸收前

在系統(tǒng)內(nèi)的擴(kuò)散時(shí)間。核裂變可以認(rèn)為是瞬間的，在一個(gè)熱中子裂變系統(tǒng)內(nèi)，

慢化時(shí)間只有O.OOOOLO.OOOls,而擴(kuò)散時(shí)間約需O.OOOLO.OOls,后者占支配地

位，所以每代中子壽命/約等于熱中子擴(kuò)散的時(shí)間0.001So在一個(gè)純235u的快

中子裂變系統(tǒng)內(nèi)，每代中子壽命甚至可短到10-8S的數(shù)值。即使在一個(gè)熱中子

裂變系統(tǒng)內(nèi)，中子也會(huì)每秒再生一千代。只要k略大于1,比如說(shuō)取1.005,相

當(dāng)于周期T=0.2s(Z=0.001s),就會(huì)使中子數(shù)增長(zhǎng)速率(n/no)等于e；5=150倍7s。

反應(yīng)性微小的變化就會(huì)造成堆功率如此快地上升，似乎反應(yīng)堆變得難以控制，

這不是既長(zhǎng)又重的控制棒的遲緩動(dòng)作所能對(duì)付得了的。幸好事實(shí)不是這樣簡(jiǎn)

單。

在235U核裂變時(shí)，并不是所有的下一代中子一齊釋放，而是有大約0.65%

的中子平均要延遲13秒才釋放出來(lái)。這些延遲釋放的中子叫做緩發(fā)中子。一

般情況下，只要把k限制在1.0065以下，光靠瞬發(fā)中子不足以使k達(dá)到1。

在這種情況下緩發(fā)中子起著決定作用，它把每代中子的平均壽命I從0.001s

延長(zhǎng)到大約0.1s(相當(dāng)于13x0.0065)。這樣一來(lái)，上述的熱中子裂變系統(tǒng)的功

率上升速率，就不是e5=150倍/s,而是每秒5%,即e°-05F.O5倍/s；反應(yīng)堆周

期T也不是0.2s,而是20s,這樣反應(yīng)堆就完全可以控制了。對(duì)于快中子裂變

系統(tǒng)，緩發(fā)中子同樣起遲緩作用。通常把緩發(fā)中子在全部裂變中子中所占的份

額，用力代表。緩發(fā)中子的特性及其對(duì)每代中子平均壽命的影響列于表2-3。

表2-3熱中子裂變系統(tǒng)中緩發(fā)中子的特性及其對(duì)每代中子平均壽命的影響

易裂變核素233JJ235U239Pli

緩發(fā)中子份額(#)0.00270.00650.0021

緩發(fā)中子平均壽命，S17.912.714.7

434343

不包括緩發(fā)中子的每代中子的平均壽命，S10'-1010--10'10'-10-

包括緩發(fā)中子的每代中子的平均壽命，S0.0480.0830.031

反應(yīng)性〃=/?標(biāo)志著反應(yīng)堆處于瞬發(fā)臨界(promptcritical)狀態(tài)。要注意的

是，如果中子增殖因子k2l+￡,緩發(fā)中子便失去控制作用，每代中子壽命變

得相對(duì)地極短，堆功率會(huì)急劇上升而無(wú)法控制。這種p>￡的瞬發(fā)超臨界

(promptsupercritical)狀態(tài)，在運(yùn)行中必須絕對(duì)防止。有許多研究試驗(yàn)堆把

最大后備反應(yīng)性做得＜/，即限制Ak20.005,以排除瞬發(fā)臨界的可能性。動(dòng)力

堆則應(yīng)注意使調(diào)節(jié)棒所吸納的后備反應(yīng)性＜￡,以確保反應(yīng)堆在整根棒提出的

情況下也不會(huì)達(dá)到瞬發(fā)臨界。

然而，應(yīng)當(dāng)說(shuō)明，即使一個(gè)反應(yīng)堆進(jìn)入瞬發(fā)超臨界狀態(tài)，仍大不同于原子

彈。以為反應(yīng)堆會(huì)像原子彈那樣爆炸，是錯(cuò)誤的概念。因?yàn)樵跊](méi)有外力約束的

情況下，當(dāng)功率上升、產(chǎn)生大量熱能時(shí)，熱膨脹和機(jī)械解體會(huì)使核燃料迅速分

散，整個(gè)系統(tǒng)便會(huì)很快落到次臨界(k＜l)狀態(tài)。所以，絕不會(huì)發(fā)生接近于核

爆炸甚至化學(xué)炸藥爆炸那樣的事件，但可能發(fā)生一回路的蒸汽爆炸和大面積的

放射性污染。迄今最嚴(yán)重的核電廠事故一1986年蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故證

明了這一點(diǎn)。

2.3反應(yīng)堆的類(lèi)型和組成

2.3.1反應(yīng)堆的類(lèi)型

反應(yīng)堆可從多種不同的著眼點(diǎn)分類(lèi)。如表2-4所示，反應(yīng)堆可按用途、中子

能量、核燃料布置和類(lèi)型、慢化劑和冷卻劑種類(lèi)等不同角度分類(lèi)。按表2-4中

的特征，可有幾百種不同組合方式，但只有幾十種是可實(shí)現(xiàn)的，經(jīng)過(guò)約六十年

的研究和開(kāi)發(fā)，迄今獲得成功的或在繼續(xù)發(fā)展的堆型不過(guò)十幾種，其中商業(yè)上

獲得成功的陸上發(fā)電堆不過(guò)六七種，推進(jìn)動(dòng)力堆成功的暫限于海上，主要使

用壓水堆。發(fā)電用動(dòng)力堆已集中于壓水堆、沸水堆、壓力管式重水堆(CANDU)、

高溫氣冷堆、快中子增殖堆等少數(shù)幾種具有經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力或潛力的堆型。下面簡(jiǎn)

述幾種重要的反應(yīng)堆分類(lèi)方法及其相應(yīng)特點(diǎn)。

(1)按用途分類(lèi)的反應(yīng)堆

從應(yīng)用的角度看，可把反應(yīng)堆按用途分為動(dòng)力堆、生產(chǎn)堆、研究試驗(yàn)堆和

特殊用途堆等四大類(lèi)。動(dòng)力堆主要用于核能發(fā)電、供熱和作為推進(jìn)動(dòng)力。目前

世界各國(guó)正在大力建造的各種類(lèi)型的動(dòng)力反應(yīng)堆。生產(chǎn)堆主要用于生產(chǎn)易裂變

材料239PU和/或產(chǎn)氟3H。在上世紀(jì)50-60年代，美、蘇等國(guó)為生產(chǎn)軍用缽，曾

大批建造這種類(lèi)型的反應(yīng)堆，但到了70年代末期，軍用缽的儲(chǔ)量已達(dá)到相當(dāng)

表2-4反應(yīng)堆的分類(lèi)

分類(lèi)方法名稱(chēng)和特征

A1動(dòng)力堆，用于發(fā)電、供熱和作為推進(jìn)動(dòng)力，有陸上發(fā)電堆、供熱堆、

發(fā)電供熱兩用堆、艦船推進(jìn)用堆、飛機(jī)推進(jìn)用堆、火箭推進(jìn)用堆等

A2生產(chǎn)堆，有生產(chǎn)裂變?nèi)剂?39PU和（或）3H的核燃料生產(chǎn)堆、同位素

A.用途生產(chǎn)堆、生產(chǎn)發(fā)電兩用堆等

A3研究試驗(yàn)堆，有研究堆、零功率堆、材料試驗(yàn)堆、高通量試驗(yàn)堆、脈

沖試驗(yàn)堆、中子源堆等

A4特殊用途'堆，如材料改性堆、食品輻照堆、醫(yī)療輻照堆等

B1熱中子堆，其中裂變反應(yīng)主要由熱中子（能量約為0.0253eV）引起

B2中能中子堆，其中裂變反應(yīng)主要由超熱中子（能量約為0.2eV“keV）引

B.中子能量起

B3快中子堆，其中裂變反應(yīng)主要由快中子（能量超過(guò)O.lMeV）引起

C.核燃料和慢C1均勻堆，其中核燃料和慢化劑均勻混合（如鈾化合物溶解熱中子堆和中

化劑布置能中子堆或懸浮在慢化劑中，形成溶液或漿液）

（限于熱中子堆

C2非均勻堆，其中固體或液體核燃料（如熔鹽）同慢化劑不相混合

和中能中子堆）

D1天然軸（限于熱中子堆）

D2低富集鈾，或U-Pu混合氧化物（MOX）反應(yīng)堆

D3高富集鈾反應(yīng)堆

D.核燃料D4以缽加轉(zhuǎn)換原料為燃料、可實(shí)現(xiàn)U-Pu燃料循環(huán)的缽堆（有快中子增

殖堆、先進(jìn)熱中子堆等堆型）

D5以裂變?nèi)剂霞覶h為燃料、可實(shí)現(xiàn)Th-U燃料循環(huán)的牡堆（有輕水增殖

堆、熔鹽增殖堆、重水堆、高溫氣冷堆等堆型）

E1石墨堆

E2重水堆，其中坎杜（CANDU）型為壓力管式天然鈾重水堆

E.慢化劑

E3輕水堆，包括壓水堆和沸水堆

E4氫化錯(cuò)反應(yīng)堆

F1氣冷堆，可用空氣、CO2、He、水蒸汽等冷卻劑，如重水氣冷堆、石

墨氣冷堆、高溫氣冷堆、氣冷快中子堆等

F2液冷堆，可用水、重水、有機(jī)溶液等冷卻劑，如石墨水冷堆、沸水冷

F.冷卻劑卻石墨堆、沸水冷卻重水堆、有機(jī)液冷卻重水堆等

F3液態(tài)金屬冷卻堆，可用鈉、K-Na合金、鉛、Bi-Pb合金等冷卻劑，如

石墨鈉冷堆、鈉冷快中子堆等