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文檔簡介

第5章燃耗及中毒主講馬續(xù)波maxb@核科學與工程學院反應堆工程教研室核反應堆物理分析

在前面我們研究了反應堆臨界的條件:堆芯做得多大,燃料/慢化劑如何配比。。。如果我們設計了一個剛剛能臨界的反應堆,那么這個反應堆運行很短時間就不能臨界了!

WHY?反應堆運行過程中堆芯成分的變化

反應堆運行時,核裂變使得核燃料逐漸消耗,裂變產物逐漸積累;俘獲反應使得各種錒系元素產生…總之,反應堆運行期間堆芯的成分是在不斷(緩慢)變化。因此,堆的有效增殖系數(shù)k(反應性)也是不斷(緩慢)變化。當有效增殖系數(shù)k變得小于1時,反應堆就不能繼續(xù)運行了,需要更換堆芯的燃料了。反應堆動態(tài)學

核燃料同位素和裂變產物同位素成分隨時間的變化以及它們對反應性和中子通量密度分布的影響。變化較緩慢,以小時或日為單位來度量—燃耗研究反應堆的啟動、停堆和功率調節(jié)過程中,中子通量密度和功率隨時間的變化,這種變化很迅速(一般以秒為單位度量)—中子動力學7.1核燃料中重同位素成分隨時間的變化重同位素燃耗鏈鈾-钚燃料循環(huán)中重同位素燃耗鏈釷-鈾燃料循環(huán)裂變產物(FissionProduct)裂變產物:裂變碎片及隨后衰變形成的各種同位素,300余種工程計算:吸收截面大或裂變產額較大的主要同位素:135Xe,149Sm,103Rh,155Eu,etc:快飽和裂變產物其它裂變產物按截面大小及濃度隨時間的變化特性歸并為兩組“假想的集總裂變產物”(原子爐的爐渣):慢飽和裂變產物(SSFP):吸收截面相對大一點,其濃度隨運行時間的增加而緩慢的趨于飽和非飽和裂變產物(NSFP):吸收截面很小吸收截面可根據(jù)經驗公式或用該組裂變產物的吸收截面對其裂變產額進行加權平均而近似求得。核燃料中重同位素的燃耗方程每一個核素的來龍去脈

ADECB衰變俘獲衰變吸收(含裂變)燃耗方程(核素平衡方程)

變系數(shù)的偏微分方程組非線性:中子通量密度與核成分的相關性

求解困難引入一些假設可以將其化為常微分方程1、燃耗區(qū)把堆芯分成若干區(qū)(燃耗區(qū)),在每個燃耗區(qū)內,認為:

中子通量與空間位置無關,各材料的核密度與空間位置無關(取平均值)(劃分燃耗區(qū)時應使得同一區(qū)內材料相同)2、時間步把整個堆芯壽期(例如1年)分成多個時間段(例如半個月為一段),每段稱為一個時間步。在每個時間步中,假設中子通量不隨時間變化。3、能量分群如此變系數(shù)偏微分方程變成了

常系數(shù)常微分方程對每個燃耗區(qū)、每個時間步寫燃耗方程7.1.3燃耗方程的求解解析方法數(shù)值方法國際著名的燃耗/活化程序ORIGEN:美國ORNL開發(fā)的點燃耗程序FISPIN:英國UKAEA開發(fā)的點燃耗程序FISPACT:英國UKAEA開發(fā)的材料活化程序BISONC:日本/波蘭開發(fā)的一維SN輸運燃耗程序裂變產物中毒裂變產物:

指裂變碎片及其衰變產物,300多種。裂變產物中毒

意思是反應堆因裂變產物的生成而中毒。中毒者是反應堆,放毒者是某些裂變產物。毒物某些裂變產物的熱中子吸收截面特別大。例如Xe-135,熱中子吸收截面高達3,000,000靶。 這類裂變產物稱為毒物毒物吸收中子、引起反應堆的反應性下降的現(xiàn)象稱為裂變產物中毒

在反應堆的設計和運行中必須考慮裂變產物中毒這個因素。

1、為防止被毒死,反應堆要有足夠的后備反應性

2、注意由此引起的不安全因素(切爾諾貝利事故就與裂變產物中毒有關。)裂變產物中毒近似分析根據(jù)“四因子公式”,單群近似下的有效增殖因數(shù)為假定裂變產物對p和影響不大,則有裂變產物積累時有效增殖因子等于根據(jù)反應性定義,得裂變產物所引起的反應性變化為重要的裂變產物:135Xe,149Sm由于裂變產物的存在吸收中子而引起的反應性變化稱為裂變產物中毒。上式僅用于裂變產物中毒近似計算/定性分析,適用條件:單群近似、偏離臨界較小思考:如何精確計算裂變產物中毒?135Xe中毒熱中子吸收截面非常大

0.025eV:2.7E6b0.08eV:共振峰熱能平均:3E6b

熱堆需考慮135Xe中毒高能區(qū)吸收截面顯著變小快堆135Xe中毒不嚴重235U裂變直接產額:0.00228135I衰變間接產額:0.06386(較大)簡化135Xe及135I濃度隨時間變化方程135Xe:吸收截面大半衰期短啟動:很快趨近飽和停堆:很快衰變考慮135Xe中毒反應性快速變化反應堆啟動時135Xe中毒新堆芯:135I與135Xe初始濃度等于零(初始條件)。若反應堆在t=0時刻開始啟動,并很快達到滿功率,可近似認為在t=0時刻中子通量密度瞬時達到了額定值,并一直保持不變。135I與135Xe濃度隨時間的變化當t足夠大時,135I與135Xe的平衡濃度為平衡氙中毒:由平衡氙濃度所引起的反應性變化值

中子通量密度低時,平衡氙中毒小,甚至可以忽略;在高中子通量密度下運行的反應堆中,可認為平衡氙中毒與中子通量密度值無關。

當>1014~1015cm-2s-1時,上式可簡化為0.04~0.05停堆后135Xe中毒停堆后:=0,135Xe的裂變產額=0;135I繼續(xù)衰變?yōu)?35Xe,但135Xe不再有吸收中子而消失,只能通過衰變消失,而135Xe得半衰期大于135I半衰期,因此停堆后:一段時間內135Xe濃度有可能增加135Xe濃度有可能到達一極值后,開始逐漸減小,因為??135Xe產生途徑:135Xe消失途徑:直接裂變、135I衰變135Xe吸收中子、135Xe衰變停堆后135Xe中毒初始條件:停堆時刻停堆后135I、135Xe濃度的變化求解得停堆后135I、135Xe濃度變化分析停堆后135Xe的變化規(guī)律因為所以只要??最大氙濃度發(fā)生時間tmax若0>>Xe/aXe≈1013cm-2s-1,則停堆后最大氙濃度時間與中子通量密度無關動力堆~1014cm-2s-1tmax與停堆前運行功率有關碘坑:NXe先↑后↓,ex先↓后↑現(xiàn)象碘坑時間tI:停堆時刻開始直到剩余反應性又回升到停堆時刻時所經歷的時間允許停堆時間tp:在tI內,若剩余反應性還大于零,則反應堆可靠移動控制棒來啟動,這段時間為tp強迫停堆時間tf:若剩余反應性小于或等于零,則反應堆無法啟動,這段時間為tf碘坑深度:停堆后反應堆剩余反應性下降到最小值的程度。碘坑的危害影響核動力裝置的機動性。戰(zhàn)時,核潛艇或核動力航空母艦如果掉進碘坑出不來,軍艦失去動力,后果不堪設想!民用堆掉進碘坑里,影響生產,經濟損失巨大。防止掉入碘坑的若干辦法盡量不要突然停堆,慢慢地停WHY潛艇之類核動力裝置,停堆時不要停死,保持一個很低功率。使反應堆總有足夠大的后備反應性。(即使掉到坑底,后備反應性仍然是正的)反應堆中沒有任何控制毒物情況下的超臨界反應性稱為反應堆的后備反應性或剩余反應性。碘坑中啟動或提升功率的危險性開堆或提升堆功率時,隨著通量的上升,氙大量燒損,相當于引入正的反應性。提棒引入正反應性燒氙引入正反應性兩個正反應性疊加。

一旦掉入碘坑,如果不耐心等待,急于從碘坑中爬出,必然要大量提出控制棒。切爾諾貝利核電廠在碘坑中強升功率,把大部分控制棒都提到了堆頂。一旦有事,來不及下插,釀成核電史上空前之悲劇。碘坑深度與停堆前運行的中子通量密度(功率)有關。停堆前運行功率越高,碘坑深度越深如剩余反應性不足以補償其氙中毒,則出現(xiàn)強迫停堆現(xiàn)象停堆后氙中毒變化還與停堆方式有關:如采用逐步降低功率方式來停堆,停堆后碘坑深度比突然停堆所引起的碘坑深度淺得多如果在停堆后還存在大量135Xe情況下又重新啟動,135Xe濃度很快下降,氙中毒迅速減少,將出現(xiàn)正反應性,堆內剩余反應性很快增加,則控制棒需插到足夠深度功率過渡時135Xe中毒

降功率時,曲線與突然停堆類似,但變化程度有差別升功率時,曲線形狀與功率下降時剛好相反。氙振蕩大型熱中子反應堆內,局部區(qū)域內中子通量密度的變化會引起局部區(qū)域Xe-135濃度和局部區(qū)域中子通量密度平衡關系的變化。反之,后者的變化也會一起前者的變化。這兩者之間的反饋作用會使堆芯內Xe-135和熱中子通量密度分布產生空間振蕩現(xiàn)象。大型、高通量反應堆可能發(fā)生振蕩中,Xe-135濃度差別,總量變化不大,對Keff影響不顯著。局部測量熱管位置轉移;功率因子改變;局部溫度升高;溫度場交替變化,溫度應力快堆;沸水堆149Sm中毒

149Sm:40800b(0.025eV)反應堆啟動時149Sm的中毒149Pm、149Sm的平衡濃度與的關系平衡釤中毒(假設f/a=0.6)達到平衡釤濃度所需時間t值應遠大于0.28×106s反應堆停堆后149Sm濃度隨時間的變化7.3堆芯壽期與燃耗深度堆芯壽期:一個新裝料堆芯從開始運行到有效增殖因子降到1時,反應堆滿功率運行的時間。(?核電站壽期)如何確定燃耗壽期?燃耗計算(廣義:擴散計算+燃耗計算)燃耗計算的主要內容和步驟:1.空間擴散/輸運計算求解:群常數(shù)計算、中子通量密度分布、有效增殖因子等2.燃耗計算求解:燃耗步長末各種重同位素的核子密度、平衡氙及最大氙濃度及其對反應性的影響;其它裂變產物的核子密度等滿功率天EFPD:反應堆在名義功率下運行的天數(shù)P0為核電廠的名義功率;C為該循環(huán)的容量因子t≤TL1時,反應堆停堆后隨時可以啟動;TL1≤t≤TL2,反應堆停堆后在某一段時間內(強迫停堆期間)不能啟動7.3.2燃耗深度燃耗深度:裝入堆芯的單位重量核燃料所產生的總能量的一種度量(1)裝入堆芯的單位質量燃料所發(fā)出的能量,J/kg。核工程中,以裝入堆內每噸鈾所發(fā)出的熱能作為燃耗單位,即MWd/t,1MWd/t=86.4MJ/kg(2)燃耗掉的易裂變同位素質量(WB)和裝載的易裂變同位素質量(WF)的比值(3)燃耗掉的易裂變同位素的質量WB(kg)與裝載的燃料質量WU(t)的比值說明第一種定義在描述核電廠燃耗深度時用得最為普遍。因為大家都用的是富集度差不多的燃料,用此定義的燃耗深度可以比較各核電廠的燃料利用水平。當需要對不同堆型的燃料利用程度進行比較時,此定義就未必合適了。此時可以采用用第二種定義。第三中定義用得較少卸料燃耗深度:從堆芯中卸出的燃料所達到的燃耗深度卸料燃耗深度由ex影響。物理角度:ex大,可燃耗時間越長;工程角度:燃料元件機械性能影響平均燃耗深度關系核電廠的經濟性,改善措施有:不同富集度核燃料分區(qū)裝料采用化學補償液和可燃毒物提高過剩反應性和展平功率分布采用穩(wěn)定性好的燃料形式選用穩(wěn)定性好、吸收截面小的材料作燃料元件的包殼材料改進加工工藝、提高加工精度7.4核燃料的轉換與增殖鈾-钚燃料循環(huán)釷-鈾燃料循環(huán)天然鈾中235U的豐度為0.71%,238U為99.28%轉換比CR

假定N個易裂變同位素原子核消耗掉,在CR<1的情況下,最終被消耗掉的易裂變同位素核總數(shù)量為:當CR=1時,自持當CR>1時,CR稱為增殖比

對于輕水堆:CR≈0.6,易裂變核利用率為原來的2.5倍,天然鈾利用率為1.8%左右。根據(jù)中子平衡:CR=(-1)-A-L+F

其中:A,L,F分別是相對于易裂變核每吸收一個中子時其它材料吸收的中子數(shù),泄露的中子數(shù),可轉換材料的快中子倍增中子數(shù)。

要實現(xiàn)增殖,>2對于235U及239Pu:

高能區(qū)增殖,快中子增殖堆熱堆無法增殖對于233U:

快堆、熱堆影響反應堆增殖特性的有關參數(shù)思考:?重水堆/高溫氣冷堆的增殖特性?一座百萬千瓦電功率的快堆核電站,一年只需補充大約1噸天然鈾或2噸的貧鈾!印度核電問題據(jù)報道,印度若干年后將擁有1200萬KW的核發(fā)電能

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