核反应堆工程13.pptx

核能开发与应用核能开发与应用深圳大学核技术研究所深圳大学核技术研究所赵海歌赵海歌2010-2011学年第二学期学年第二学期反应性 =(k-1)/k kex=k-1（过剩增值系数）无量纲单位 反应性表示 的相对变化。百分数表示。意义：反应堆偏离临界状态的程度意义：反应堆偏离临界状态的程度。有时用缓发中子份额度量。=时，为1元。反应堆状态的描述第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化反应堆状态次临界 临界超临界k1kex00影响反应性变化的因素 温度效应、中毒效应、燃耗效应温度效应、中毒效应、燃耗效应温度效应：温度效应：堆芯温度提高，引起堆芯物质密度的减少；中子温度升高，铀核热运动加剧，导致反应性变化，因为堆芯温度变化引起反应性变化的现象称为温度效应。温度升高引起反应件增加称为正温度效应；堆芯温度升高引起反应性减少则称为负温度效应。通常都将反应堆设计成具有负温度效应，不同堆型的温度效应很不一样，压水堆的温度效应最为显著，由温度效应引起的反应性损失称温度反应性。对于压水堆，在额定参数时，损失大约为2一12。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化中毒效应：中毒效应：在核反应堆运行过程中，裂变碎片和它们的许多衰变的产物逐渐积累，在这些物质中，有一些具有很大的热中子吸收截面，特别是135Xe和149Sm。通常把这些有害的裂变产物及其衰变的产物称为核毒物。核定物俘获中子引起反应性减小的现象称为中毒效应；由核毒物引起的反应性损失称为中毒反应性。一般压水堆在额定工况时，它的平衡中毒反应性大约为2一5。燃耗效应燃耗效应：核反应堆运行后，核燃料将不断地燃耗，将引起反应性下降，这种效应称为反应性燃耗效应，简称燃耗效应。由燃耗引起的反应性损失称为燃耗反应性；对于不同的核反应堆、不同的运行功率及运行时间，燃耗反应性的大小差别很大。功率越高，工作时间越长，燃耗就越深，损失的反应性也就越多。一般压水堆在工作末期时，这一损失大约为312%。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化核反应堆在不同的时间和不同的工况下，这些效应又有主次之分。温度效应是主要的：温度效应是主要的：当核反应堆由冷态向热态过度或运行温度发生大幅度变化时；中毒效应显著：中毒效应显著：当反应堆处在高功率下运行或功率大幅度变化时；燃耗效应则愈来愈明显：燃耗效应则愈来愈明显：当核反方堆长期运行时。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化一、温度效应及起因1、堆芯材料密度的变化材料密度变化宏观截面与几何尺寸变化keff变化变化慢化剂的密度变化特别显著例如，当压水堆的压力为140atm，慢化剂温度在293K时，密度为1001.7kg/m3，而温度在523K时，密度为810.1kgm3。由于水的密度变小1、使热中子扩散面积和中子年龄都增大，因而增加了中子的泄漏，使不泄漏几率减小，造成有效增殖因数减小。2、降低了对中子的慢化效率，增加了238U核对中子的共振吸收，逃脱共振俘获几率减小，也使有效增殖因数减小。3、相当于增加燃料的浓度使热中子利用系数增加。为了获得负温度效应，设计时适当选择水铀比，可使这一贡献与为了获得负温度效应，设计时适当选择水铀比，可使这一贡献与以上两项损失比较起来要小。因此，当水的密度减小时，总的效以上两项损失比较起来要小。因此，当水的密度减小时，总的效应使有效增殖因数减小，导致反应性减小。应使有效增殖因数减小，导致反应性减小。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化温度效应温度效应2、中子温度的变化T慢化剂中子温度热中子平均能量微观截面keff变化变化当慢化剂温度升高时热中子谱变硬，这时微观热中子吸收截面和微观热中子裂变截面按1v规律减小。对于低浓缩铀燃料的压水堆，由于燃料的热裂变截面比热吸收截面减小得更快些，因此每次吸收的中子产额随中子温度的升高而减小，从而引起有效增殖因数减小。中子温度升高时，慢化剂的微观吸收截面减小，导致热中子扩散面积增大，使热中子不泄漏几率减小，引起有效增殖因数减小。由此可知，当中子温度变化时，将由此可知，当中子温度变化时，将会导致反应性发生变化，但其作用比起慢化剂密度变化会导致反应性发生变化，但其作用比起慢化剂密度变化的影响要小些。的影响要小些。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化温度效应温度效应3、铀核共振吸收的变化 核燃料温度变化时，铀核共振吸收截面的曲线形状将发生变化。当核燃料升温时，铀核的热运动更加剧烈，这时共振曲线加宽变平，峰值降低。通常称为温度展宽或通常称为温度展宽或多普勒展宽多普勒展宽。共振峰宽以后，由于峰值面降低，燃料的自屏效应减弱，使元件内的共振通量密度分布趋于平坦。即元件内的平均共振通量密度有所增加，同时共振能区被加宽，因而使铀核对中子的共振俘获增多，逃脱共振俘获几率减小，最后导致有效增殖因数减小，这样共振共振俘获随温度升高而增加的现象，称为俘获随温度升高而增加的现象，称为“多普勒效应多普勒效应”。在核反应堆运行中，当功率发生变化时，由于燃料温度对功率变化的影响差不多是瞬时的，因此多普勒效应立即表现出来，它对核反应堆功率自动调节起着重要作用。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化温度效应温度效应二、温度系数1、温度系数定义：堆芯温度每变化1度(K)时所引起的反应性变化称为反应性温度系数简称温度系数，以T表示.即T为平均温度注意T的符号的意义。负温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。例如，由于误操作或其他原因，在运行过程中控制棒突然失控向上提了一段，致使k突然上升，这时中子通量(堆功率)将骤然增加，温度也将突然上升。若T 0，则反应堆因具有温度稳定性，从而有自动降温以利于安全的趋势。又如，当一回路发生失水事故时，堆芯导热情况恶化，堆内温度急剧上升反应堆有可能超出热工安全范围而导致严重后果。但是，若反应堆具有负的温度系数，则随着温度升高，k值将变小，从而使中子通量(堆功率)也跟着下降。这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升，从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。可见，负温度系数对反应堆的安全是有利的。负温度系数对反应堆的安全是有利的。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化温度效应温度效应2、总的温度系数瞬时温度系数：常把燃料温度系数称为瞬时温度系数。延时温度系数：慢化剂温度系数称为延时温度系数。核反应堆总的温度系数等于堆芯各种成分的温度系数核反应堆总的温度系数等于堆芯各种成分的温度系数的总和，起主要作用的是燃料、慢化剂温度系数。的总和，起主要作用的是燃料、慢化剂温度系数。式中T和 分别为堆芯中第j种成分的温度和温度系数。其中起主要作用的是燃料温度系数和慢化剂温度系数。第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化温度效应温度效应注意:一般说来，慢化剂或燃料温度系数，并不是常数，它们是随温度非线性变化的，它们与核反应堆的运行温度、运行工况、控制棒栅的位置、氙毒及燃耗等情况有关，因此，核反应堆温度系数通常用实验方法测定，再用理论方法拟合成半经验计算式.例如压水堆慢化剂温度系数可用下列公式表示第四讲：核反应堆物理第四讲：核反应堆物理反应性的变化反应性的变化温度效应温度效应3、燃料温度系数：燃料温度每变化一度(K)时所引起的反应性变化称为燃料温度系数 4、慢化剂温度系数：慢化剂温度每变化一度(K)时所引起的反应性变化称为慢化剂温度系数三、流量效应与空泡系数如果核反应堆功率自动调节系统没有投入或失灵时，冷却剂流量突然增加，例如主泵从半速运行转为全速运行或备用支路投入时，由于G0，核反应堆处在超临界状态，堆功率将迅速增加达一极大值，随后由于燃料温度系数的负反馈，使堆功率又逐渐下降，最后达到的稳定，可能引起严重后果，当冷却剂流量变化过大时，引入正反应性G过大，会发生“短周期事故”，如果流量变化前处于较高的功率运行，加上冷却剂流量增加引起的功率波动可能超过该工况下所允许的运行功率，影响热工安全。所以掌控流量效应对于防止“冷水事故”的发生，确保核反应堆安全运行，有重大意义。冷却剂流量效应，实质上是一种温度效应冷却剂流量效应，实质上是一种温度效应。当空泡率x增加时，慢化剂的平均密度变小。由于水对中子的慢化作用要比吸收作用更重要，当空泡串增加时，中子谱发生变化，热中子数相对减小，所以，水堆的空泡系数是负的，即空泡反应性效应是负的，这一事实特别重要。因为当空泡率x增加时，反应性变小，堆功率下降，引起堆芯温度下降，堆芯慢化剂沸腾受到抑制，所所以水堆具有内在的安全性。以水堆具有内在的安全性。四、温度系数与反应堆稳定性的关系若温度系数为正时当核反应堆处于稳定运行时，由于某种原因使堆芯温度升高引起反应性增大使反应堆功率随之增加，堆功率的增加在冷却条件不变条件下又进一步引起堆芯温度升高，从而又使反应性进一步增大，堆功率变化更迅速地进一步提高导致维功率无限制增长，若不用控制系统干预，则最终会导致堆芯烧毁；当核反应维稳定运行时，由于某种原因使堆芯温度略有下降，则反应性也下降，引起堆功率减小，于是堆芯温度进一步下降，使反应性进一步减小，堆功率变化更迅速更进一步降低，直至核反应堆自动停闭。显然，这种反应性效应的正反演将使核反应维具有内在的不稳定性。在核反应堆设计时，不希望出现正温度系数。在核反应堆设计时，不希望出现正温度系数。具有负温度系数的反应堆，反应性变化与温度变化反号，当稳定运行的核反应堆的反应性稍有增加时，如果不改变冷却剂的流量率，堆芯温度会升高，则反应性会下降，直到堆芯在较高温度下使核反应堆达到一个新的稳定状态。同理，当稳定反应堆的反应性减小时，如果冷却剂流量率不变，堆芯温度会降低，则反应性会增加，使核反应堆在一较低温度下达到一个新的稳定状态，这种负温度效应使核反应堆具有内在的稳定性。负温度系数对核反应堆安全运行具有重要意义。假定，在运行过程中，由于误操作或其它原因，控制棒突然向上提升一段，引入一正反应性，堆处于超临界状态，堆功率随之骤然增加，堆芯温度升高，由于温度负反馈作用，反应性减小，抑制了堆功率的增长。又如当一回路发生失水事故时，堆芯导热情况恶化，堆芯温度急剧上长，核反应堆有可能超出热工安全限值而导致严重后果，若堆具有负温度系数，随着堆芯温度升高，反应性变小，使堆功率随之下降。这样就能在一定程度上减缓或限制堆芯温度上升，从而有可能减缓或限制这种事故的扩大，可见负温度系数对核反应堆的安全可见负温度系数对核反应堆的安全是有利的。是有利的。(1)压水堆的自稳性 压水堆的自稳性是指在一定工况下稳态运行的压水堆的自稳性是指在一定工况下稳态运行的压水堆动力装置，引入一小反应性扰动后，即使压水堆动力装置，引入一小反应性扰动后，即使不用外部控制，仅靠堆芯燃料和慢化剂的负温度不用外部控制，仅靠堆芯燃料和慢化剂的负温度效应便能抵抗反应性的干扰，经过一段过渡过程效应便能抵抗反应性的干扰，经过一段过渡过程后，系统自动达到新的稳态。后，系统自动达到新的稳态。例如，压水准动力装置在某一堆功率下稳定运行，突然引入一个正反应性扰动，如果二回路负荷保持不变，反应堆功率会立即上升，燃料温度随即升高，慢化剂的平均温度也缓慢地增加，由于燃料和慢化剂的负温度效应产生一个负反应性，从而抑制了反应堆功率的上升速率，堆功率达到峰值后开始很快下降，然后缓慢下降，当温度效应引入的负反应性逐渐抵消外界引入的正反应性时，最后系统达到新的稳定状态。此时反应堆的功率仍为扰动前的稳态功率水平，燃料和慢化剂的温度比扰动前稳态下的相应值有所增加。汽轮机冷凝器中的真空度下降，使蒸汽发生器的给水温度提高，减小一回路冷却剂带出的热量，使堆芯升温，反应性减小，堆功率下降，使一回路冷却剂温度下降，最后使堆功率减小。并稳定在一新的功率水平上。蒸汽发生器的出口蒸汽压力下降，使蒸汽发生器二次侧水的沸腾温度降低，从而改善蒸汽发生器的热交换率，引起堆芯平均温度下阵，反应性增加，使堆功率增加到新的水平，以确保获得所需要的蒸汽压力。