【文档说明】注册核安全工程师考前培训课件综合第二章XXXX.pptx，共(68)页，749.346 KB，由精品优选上传

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核安全综合知识注册核安全工程师考试复习2013年7月周志伟电话：13521657815Email：zhouzhw@mail.tsinghua.edu.cn《核安全综合知识》第二章核反应堆工程基础复习内容:第一节核裂变及核能的利用一、自发裂变与诱发裂变二、裂变后现象第二节核反应堆的基本工作原理

一、中子与原子核的相互作用二、核反应截面和核反应率密度三、中子的慢化四、核反应堆临界条件五、核燃料的消耗、转化与增殖六、堆内中子通量分布与功率展平《核安全综合知识》第三节反应性与反应性的控制一、反应性概念二、影响反应性

变化的各种因素三、反应性的控制第四节核反应堆内的释热与传热一、核反应堆热源及其分布二、传热的基本方式三、单相流体的对流换热四、沸腾传热五、沸腾危机六、临界热流密度和偏离泡核沸腾比《核安全综合知识》第一节核裂变及核能的利用知识要点：裂变的发现自发裂变

诱发裂变裂变后现象⚫裂变碎片的质量分布⚫裂变能及其分配⚫裂变中子《核安全综合知识》引言核裂变的发现：哈恩和斯特拉斯曼对上述工作进行了复核，于1939年1月正式确认，中子束辐照铀靶的产物中，观察到了Ba和La的放射性同位素。迈特纳（Meitner

L）和福里施（FrischO）对上述实验事实进行了解释，指出铀核的稳定性很差，在俘获中子之后本身分裂为质量差别不很大的两个核，裂变（Fission）一词就是由他们提出来的。裂变现象的发现，立刻引起人们极大的注意。这不仅是因为在

裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反应，从而使原子能的大规模利用成为可能。发现裂变到链式反应堆的建立，仅仅花了4年的时间，1942年12月第一个铀堆在美国投入运行。本节重点讨论核裂

变及其有关问题。《核安全综合知识》一、自发裂变与诱发裂变在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变；在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象称为诱发裂变。1．自发裂变自发裂变的一般表达式：在自发裂变的母核与裂

变产物间满足如下的关系：A=A1+A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒和电荷数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。121212AAAZZZXYY⎯⎯→+《核安全综合知识》1．自发裂变自发裂变能Qf,s，定义为两个

裂变产物Y1（Z1，A1）和Y2（Z2，A2）的动能之和，即由能量守恒可以导出：和式中B为结合能。自发裂变发生的条件：Qf,s＞0，即两裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能。仔细研究比结合能曲线可以发

现，对于不是很重的核，例如A＞90，就可满足此条件。22f,s1122(,)(,)(,)QMZAcMZAMZAc=−+),(),(),(2211f,sAZBAZBAZBQ−+=《核安全综合知识》1．自发裂变裂变碎片是很不稳定的原子核，

一方面碎片处于较高的激发态，另一方面它们是远离稳定线的丰中子核而发射中子，所以自发裂变核又是一种很强的中子源。超钚元素的某些核素，如244Cm、249Bk、252Cf、255Fm等具有自发裂变的性质，尤其

以252Cf最为突出。1g的252Cf体积甚小于1cm3，而每秒可发射2.31×1012个中子。《核安全综合知识》⚫原子和原子核（3）单选题例：自发裂变核又是一种很强的（A）。A中子源,B质子源，C可见光源，D负离子源。多选题例：具有自发裂变性质的核素包

括，其中(BCDE)。A238UB244CmC249BkD252CfE255Fm《核安全综合知识》2．诱发裂变能发生自发裂变的核素不多，大量的裂变过程是诱发裂变；当具有一定能量的某粒子轰击靶核时，形成的复合核发生裂

变，其过程记为A(a,f1)f2或A(a,f)，其中a是入射粒子f1、f2、或f代表裂变碎片或裂变；诱发裂变中，中子诱发裂变是最重要的；中子与靶核没有库仑势垒，能量很低的中子就可以进入核内使其激发而发生裂变。裂变过程又有中子发

射，可能形成链式反应热中子（入射中子能量为0.0253eV）即可引起235U诱发裂变：235U(n,f)，236235*12nUUYY+⎯⎯→⎯⎯→+《核安全综合知识》2．诱发裂变处于激发态的复合核2

36U*是裂变核；Y1、Y2代表两个初级裂变碎片（如139Br和97Kr），按其碎片质量的大小，称为重碎片和轻碎片，一般也处于激发态。诱发裂变的一般表达式为12121*nXXYYAAAAZZZZ++⎯⎯→⎯⎯→+《核安全综合知识》二、裂变后现象

裂变后现象是指裂变碎片的各种性质及其随后的衰变过程及产物，如碎片的质量、能量、释放的中子、射线等。原子核裂变后产生两个质量不同的碎片，它们受到库仑排斥而飞离出去，使得裂变释放的能量大部分转化成碎片的动能，这两个

碎片称为初级碎片。初级碎片是很不稳定的原子核，这一方面是由于碎片具有很高的激发能，另一方面它们是远离稳定线的丰中子核，因而能直接发射中子（通常发射1～3个中子）。发射中子后的碎片的激发能小于核子的平均结合能（8MeV）不足以发射核子，主

要以发射光子的形式退激。初级碎片发射的中子和光子是在裂变后小于10－16s的短时间内完成的，所以称为瞬发裂变中子和瞬发光子。《核安全综合知识》二、裂变后现象发射中子后的碎片称为次级碎片或称裂变的初级产物。发射光子后初级产物仍是丰中子核，经过多次β衰变链，最

后转变成为稳定的核素。β衰变的半衰期一般是大于10﹣2s。相对于瞬发裂变中子和γ射线，这是慢过程。在连续β衰变过程中，有些核素可能具有较高的激发能，其激发能超过中子结合能，就有可能发射中子，这时发射的中子称为缓发中子。缓发裂变中子的产额占裂变中子数的1%左右。当然连续β衰变

过程中各核素也仍会继续发射γ射线。《核安全综合知识》⚫裂变后的过程可由图2-1示意：受激裂变成碎片瞬发中子瞬发衰变缓发中子稳定核裂变产物初级产物Y1Y2aAA+1nnnnnβ－β－ve－ve－10－14s10－2

0s10－17s10－14s＞10－2s《核安全综合知识》1．裂变碎片的质量分布裂变碎片的质量分布，又称裂变碎片按质量分布的产额，具有一定的规律性。发射中子前和发射中子后的碎片的质量分布有些差异，但基本特征是相同的。在二分裂情况下，碎片Y1、Y2的

质量AY1、AY2的分布有两种情况：对Z≤84（如84Po）和Z≥100（如100Fm、101Md等）的核素，AY1=AY2的对称分布的概率最大，被称为对称裂变；对于90≤Z≤98（90Th～98Cf）的核素

其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变；随激发能的提高，非对称裂变向对称裂变过渡。《核安全综合知识》2.裂变能及其分配根据能量守恒定律，重核发生二分裂的裂变能可以表示为Qf=ΔMc2=[M*(Z0,A0)－M(Z1,A1)－M(Z2,A2)－vmn

]c2M*(Z0,A0)代表激发态复合核的原子质量；M(Z1,A1)，M(Z2,A2)为发射中子后的碎片经β衰变而形成的两个稳定核的原子质量；v为裂变中发射的中子数。若用最终形成的稳定核表示裂变产物，的热中子诱发裂变为由各核素的原子质量代入，

裂变能Qf=208MeV。这些能量大部分由裂变碎片带走；235236*1399592925742UULaMo2nn+→→++《核安全综合知识》2.裂变能及其分配裂变能大部分由裂变碎片带走，表2-1中给出了慢中子诱发的235U和239Pu的裂变

能量分配，表中的数值均为平均值。表2-21慢中子诱发裂变每次裂变的能量分配单位：MeV靶核235U239Pu轻碎片99.8101.8重碎片68.473.8裂变中子4.85.8瞬发7.57裂变产物7.88裂变产物

6.86.2中微子（测不到）（12）（12）可探测总能量195202《核安全综合知识》3.裂变中子裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分，缓发中子约占总数的1%。瞬发中子的能谱N(E)和每次裂变放出的平均中子数是重要的物理量。缓发中子产生于裂变碎片的某些β衰变链中，缓发中子的半衰期就是中

子发射体的β衰变母核的β衰变的半衰期。缓发中子的发射在反应堆的运行控制中具有十分重要的作用。《核安全综合知识》第二节核反应堆的基本工作原理一、中子与原子核的相互作用在核反应堆堆芯，有大量的中子在飞行，不断地与各种原子核发生碰撞。碰撞的结果，或是中子被散射、或中子被原子核所吸收。如中子是

被235U燃料核所吸收，就可能使其裂变。核反应堆内存在的几种主要的核反应：1．散射反应：⚫中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行速度。⚫散射反应有两种不同的机制。一种称为弹性散射，另一种称为非弹性散射。《核安全综合知识》1．散射反应非弹性散

射的反应式如下：裂变产生的中子称为裂变中子，其能量比较高，该中子经过与原子核的多次散射反应后，能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化。弹性散射最重要的特点是，中子与核整个系统的动量和动能在碰撞前后不变。中子会把一部分动能传给原子核，使自己逐渐慢化。非弹性散射反应中，入

射中子的一部分动能转变成靶核的内能，使靶核处于激发态，通过发射γ射线返回到基态，散射前后中子与靶核系统的动量守恒，但动能不守恒。11**100n()()nAAAZZZXXX++→→+γAZX→+《核

安全综合知识》1．散射反应入射中子的动能高于靶核的第一激发态能量时才能使靶核激发，从而发生非弹性散射反应。对238U，中子能量大于45keV才能发生非弹性散射。高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射。在有慢化剂的热中子反应堆中，中子慢化主要依靠与慢化

剂的弹性散射。在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与238U的非弹性散射，能量也会有所降低。《核安全综合知识》2．吸收反应中子吸收（n，a）包括中子俘获（n，c）：（n，γ）、（n，p）、（n，d）、（n，α）、（n，2n）中子裂变（

n，f）。核裂变反应（n，f）是反应堆中最重要的反应。热中子反应堆内主要采用235U作核燃料。中子引起235U的裂变表示为：235U（n，γ）反应：121223512361920920()AAZZUnUXXn+→→+++→)(→+23692236921023592UUnU《核安全

综合知识》2．吸收反应233U，235U，239Pu和241Pu在各种能量中子的作用下都可以引起裂变，通常被称为易裂变核素。232Th和238U只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为转换材料。《核安全综合知识》二、核反应截面和核反应率密度

核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率大小的物理量。1．微观截面微观截面的物理意义是一个中子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，是一个中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量区分各种不同的核反应，微观截面带上不同的下标，s、

e、in、f、r、a、t分别表示散射、弹性散射、非弹性散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面。对某一种核反应的微观截面σi称为分截面。分截面之和称为全微观截面（也称总微观截面）。《核安全综合知

识》2．宏观截面宏观截面，符号为∑，它反映的是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率。宏观截面的定义是：∑＝N宏观截面是一个中子在介质穿过单位距离与核发生核反应的概率。宏观截面的量纲是长度的倒数。常用1/cm为单位。平均自由程λ定义为

中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离。宏观截面∑是中子通过靶核单位距离与靶核发生核反应的概率，所以当中子穿过的距离为宏观截面∑倒数时，平均而言就会发生一次核反应。故平均自由程λ就为宏观截面∑的倒数：1/=《核安全综合知识》3．中子通量与核反应率中子通量密度

定义为中子密度n与中子速度v的乘积：φ=nv中子与堆内物质原子核发生的核反应率R：R=Σφ核反应率R表示每单位时间、每单位体积内中子与物质原子核发生作用的总平均次数。中子通量可以理解为单位体积中所有中

子在单位时间内飞行的总路程，也称为轨迹长度。应该注意到，中子通量密度是标量，不是矢量，它与中子的流动并没有直接的关系。《核安全综合知识》4．截面随中子能量变化的规律核截面的数值决定于入射中子的能量

和靶核的性质。对许多核素，大体上存在三个区域：低能区（一般指E＜1eV），在该能区吸收截面σa随中子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成反比，故这个区域亦称为吸收截面的1/v区。中能区（1eV＜E＜104eV），在此能区内许多重元素核的截面出现了许多峰值，

这些峰一般称为共振峰。快中子区，E＞104eV，那里的截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量的变化也趋于平滑。易裂变核的裂变截面σf随中子能量的变化呈现相同的规律。在低能区其裂变截面随中子能量减小而增加，且σf值很大。《核安全综合知识》图2-

3235U核在三个能区的裂变截面曲线NoImage中子能量，eV裂变截面（b）10－410－310－210－11101102103104105106107238U235U0.1110100100010000《核安全综合知识》三、中子的慢化核燃料原子核裂变时放出的中子

都是高能中子，其平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV。要建造低能中子引发裂变的反应堆，就一定要设法让中子的能量降下来。这可以通过向堆中放置慢化剂、让中子与慢化剂核发生散射反应来实现。中子与氢核碰撞时，有可能碰一次就损失全部能

量；中子与238U发生一次碰撞，可损失的最大能量都不到碰撞前能量的1%。必须采用轻元素来做慢化剂。核反应堆中常用的慢化剂有水（氢）、重水（氘）和石墨（碳）等。在核反应堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化

比”这两个量来衡量慢化剂的优劣。《核安全综合知识》三、中子的慢化慢化能力是慢化剂的宏观散射截面∑s与中子每次散射碰撞后平均对数能量缩减的乘积。慢化比定义为∑s/∑a，。显然这个物理量才比较全面地反映了慢化剂的优劣。好的慢化剂不仅应该具有较大的慢化能力

，还应该具有大的慢化比。水的慢化能力最强，用水作慢化剂的反应堆芯体积可以做得较小。但水的慢化比较小，因为它的吸收截面较大，所以水堆必须用浓缩铀作燃料。重水和石墨的慢化比都比较大，因为它们的吸收截面很小。因此重水堆和石墨堆都可以采

用天然铀作核燃料。但是这两种物质的慢化能力比水要小得多，故重水堆和石墨堆（尤其是后者）的堆芯体积要比轻水堆大得多。《核安全综合知识》三、中子的慢化在慢化过程中逃脱共振吸收的中子份额就称为逃脱共振吸收几率，一般用p来表示。逃脱共振吸收后的中子继续通过散射反应而慢化，当中子的速度降低到

与周围介质中的核处于热平衡状态了，慢化过程也就结束了。与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时热中子的最可几速度是2200m/s，相应的能量是0.0253eV。《核安全综合知识》三、中子的慢化裂变中子慢化为热中子，

把2MeV的中子慢化到1eV，中子必须与水中的氢原子核平均碰撞18次。慢化所需的时间称为慢化时间。在常见的慢化剂中，慢化时间为10－6—10－4s，对于水，慢化时间约6×10－6s。热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间。在常见

的慢化剂中，热中子的扩散时间在10－4—10－1s之间，扩散过程要比慢化过程慢得多。快中子的慢化时间和热中子的扩散时间越长，中子在介质中慢化和扩散时越有机会从反应堆泄漏出去。《核安全综合知识》四、核反应堆临界条件自续链式裂变反应是核反应堆的物理基础。核反应堆内链式反应自续进行的条

件可以方便地用有效增殖系数K有效来表示。它定义为新一代中子与老一代中子之比，也可以看成系统内中子的产生率与系统内中子的消失率之比：K有效=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消失率）若有效增殖系数K有效＝1，状态

称为临界状态；若有效增殖系数K有效＜1，状态称为次临界状态；若有效增殖系数K有效＞1，状态称为超临界状态。《核安全综合知识》四、核反应堆临界条件⚫反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是：K有效＝1，核反应堆处于临界状态。⚫临界状态核

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。⚫有效增殖系数K有效与堆芯系统的材料成分和结构（例如易裂变核素的富集度、燃料与慢化剂的比例等）有关。同时也与堆的尺寸和形状有关。⚫中子循环就是指裂变中子经过慢化成为热

中子、热中子击中燃料核引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程。《核安全综合知识》五、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238U原子核，通过238U对中子的俘获，新燃料239Pu原子核将被生产出来。1MW的热功率相当于每秒钟有3.12×1016个235U核裂变，如果反应堆要发出1MWd的能量，则有2.70×1021个23

5U核裂变，相当于有1.05g的235U发生了裂变。考虑到在裂变的同时必然有一部分235U由于发生（n，）反应而浪费掉（对235U，其σf=582.2靶，σr=98.6靶），因此发出1MWd的能量实际上要消耗的

235U为1.23g：《核安全综合知识》五、核燃料的消耗、转化与增殖两个因素影响着核燃料的燃耗深度：第一，随着可裂变核的消耗，反应堆的有效增殖系数K有效会不断下降。当K有效降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不

能再燃烧了。第二，反应堆运行时，燃料元件处于高温、高压、强中子辐照条件下，元件包壳会受到一定损伤。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的《核安全综合知识》五、核燃料的消耗、转化与

增殖反应堆中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初始装置铀放出的能量，其单位是MWd/tU。需注意的是，这里指的铀，包括235U和238U，并非只是235U。大多数现代轻水堆的转化比CR≈

0.6，由于实现核燃料的转化，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235U，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。《核安全综合知识》五、核燃料的消耗、转化与增殖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（238U等）可以在反应堆内不断转换为易裂变材料，达到自给自足，无需给核反应堆供应新的易裂变材料了。最吸引人的是CR＞1的情况。这时候反应堆内产生的易裂变核比消耗掉的还要多，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。毫无疑问，只有发展增殖堆才能充分地利用大自然赐给人类的宝贵的铀和钍资源常用的核辐射类型及特征在快中子反应堆有可

能实现燃料的增殖。以239Pu作为燃料的快中子反应堆具有非常优良的增殖性能，其增殖比有可能达到1.2。《核安全综合知识》六、堆内中子通量分布与功率展平1．裸堆的中子通量密度分布《核安全综合知识》2．带反射层反应堆的中子通量

密度分布⚫裸堆的中子泄漏是较大的，为了减少中子泄漏，节省燃料，往往在堆芯外围加上反射层，把泄漏到堆芯外面的中子通过散射再返回堆芯，以减少堆内中子的泄漏，使得同样成分的反应堆堆芯的尺寸可以减小，因此实际上运行的反应堆都是带

反射层的。⚫有了反射层以后，中子通量密度的分布将发生变化。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通量密度将会增加，使得中子通量密度分布更为平坦了。《核安全综合知识》带反射层反应堆的中子通量密度分布《核安全综合知识》3．中子通量的局部

效应（1）燃料富集度分区布置燃料布置对功率分布影响很大。压水堆通常把燃料元件以适当的栅距排列成为栅阵，并且用不同富集度的燃料元件分区布置（2）控制棒对中子通量分布的扰动控制棒的布置对功率分布影响也很大。几乎所有的反应堆都有控制棒。（3）水腔对中子通量密度的扰动。水腔的出现，将严重影响水

腔中及水腔周围的热中子通量分布《核安全综合知识》4．功率密度分布展平的重要性提高堆功率水平的有效措施应是在保证最高热负荷不变的情况下，提高整个堆的平均功率水平。要提高堆的平均功率水平，就必须采取措施改善堆内功率密度的分布使之更

为均匀平坦，即功率密度分布的展平，如果是单一燃料情况，功率密度分布的展平实际上就是中子通量的展平。5．功率密度分布的展平方法（1）堆芯径向分区装载（2）合理布置控制棒（3）引入合理分布的可燃毒物《核安全综合知识》第三节反应性与反应性的控制一、反应性概念反应堆

内的核链式反应过程是中子产生与中子消失的过程。这些过程集中反映在有效增殖系数K有效这个因子上。K有效＞1，中子产生占优势，堆内中子数将随时间而增加，反应堆处于超临界状态。K有效＜1，中子消失占优势，堆内中子数随时间而减少，反应堆处于次临界状态。K有效=1，堆内中子产

生与消失相平衡，堆内中子数将稳定在一定水平上，反应堆处于临界状态。由于这种或那种因素而使之偏离1，定义K过剩=K有效-1《核安全综合知识》一、反应性概念K过剩称之为过剩增殖系数，它代表堆内有效增殖系数偏离临界的程度，作为反应堆超临界度（或次临界度）的一种量度。但在应用中往

往用过剩增殖系数的相对值ρ来表示，简称之为反应性：。反应性实际上表示了相邻两代中子的相对变化。反应性可以用百分比为单位，由于ρ量较小，在实际中常以pcm为单位，1pcm＝10-5。有效有效有效过剩KKKK1−==《核安全综合知识》一、反应性概念应堆在运行过程中，反应性将不断发生变化。变化的原

因主要有以下几种：（1）燃料和重同位素成分的变化。如可裂变核燃料235U吸收中子而消耗，238U吸收中子产生239Pu，239Pu吸收中子产生240Pu等。（2）裂变产物的产生与积累，造成“中毒”和“结渣”效应。（3）温度效应：由于堆内温度的变化影响各种材料的密度和

截面，从而使K有效发生变化。（4）其他效应：如空洞效应，气泡效应等。《核安全综合知识》二、影响反应性变化的各种因素1．燃料和重同位素成分的变化2．氙毒、碘坑与结渣：氙（135Xe）的产生途径；Xe平衡

、碘坑、振荡；149Sm3．温度效应：燃料温度系数（多普勒效应）、慢化剂温度系数4．其他效应：空泡、棒弯曲、压力、孔道三、反应性的控制反应性控制设计的主要任务是：⚫采取各种切实有效的控制方式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满足反应堆的长期运行的需要；⚫通过控制毒物

适当的空间布置和最佳操作程序，使堆在整个寿期内保持较平坦的功率分布，使功率峰值因子尽可能小，在外界负荷变化时，能够调节反应堆功率，以适应外负荷变化；⚫在反应堆出现事故时，能够迅速地停堆，并保持适当的深度《核安全综合知识》三、反应性的控制总的反应性控

制需要量应当等于剩余反应性与停堆余量之和。剩余反应性是堆芯中没有任何控制毒物时的反应性。控制毒物是指反应堆中用于反应性控制的各种中子吸收体，如控制棒。可燃毒物好化学补偿毒物。停堆余量是当全部控制毒物都投入堆芯时

，反应堆所达到的负反应性称为停堆余量，或称为停堆深度。《核安全综合知识》三、反应性的控制⚫根据控制毒物在调节过程中的作用和要求，可把反应性控制分为三种类型：（1）紧急停堆控制。当反应堆出现异常工况需要紧急停堆时，要求控制系统能迅速引入一个

大的负反应性，快速停堆，并达到一定深度。（2）功率调节控制。当外界负荷或堆芯温度发生变化时，要求控制系统必须引入一个适当反应性，以满足反应堆功率调节的需要。在操作上要求既简单又灵活。（3）补偿控制。用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性，所要控制

的反应性当量是大的，但由于这些反应性的变化是很缓慢的，所以相应的控制毒物的过程也是十分缓慢的。《核安全综合知识》三、反应性的控制向堆芯加入或提出控制毒物有三种方式：（1）控制棒：在堆芯内插入可移动的含有中子吸收材料的控制棒

；（2）可燃毒物：堆芯寿期的长短通常取决于反应堆初始燃料装载量；（3）可溶毒物：可溶毒物是一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂中的物质。由于向冷却剂增加或减少毒物量的速率十分缓慢，所以反应性的引入速率相当小。因此，化学补偿控制只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度

变化等引起的缓慢的反应性变化表2-3给出了几种主要反应堆堆型下的反应性数值《核安全综合知识》第四节核反应堆内的释热与传热一、核反应堆热源及其分布核燃料裂变时会释放出巨大的能量。不同核燃料元素的裂变能有所不同，但

一般认为每一个235U，233U或239Pu的原子核，裂变时大约要释放出200MeV的能量。不包括裂变过程释放出由中微子带走无法利用的约12MeV能量1．裂变能分配绝大部分的能量集中在裂变碎片动能，84%，短程，芯块中子动能，5MeV

，几到几十厘米，主要在慢化剂；（n，）反应，7MeV，全堆；裂变能的绝大部分90%在燃料元件内转换为热能，少量约5%在慢化剂内释放，其余5%是在反射层、热屏蔽等部件转换成热能。在压水动力堆工程设计中，通常取燃料元件的释热量占堆占总释热量的97.4%。

见表2-4；特别要引起重视的是，裂变产物衰变产生的射线和射线在反应堆停闭以后很长一段时间内仍能继续释放，因此，必须考虑停堆后对燃料元件进行长期的冷却，对乏燃料发热也要引起足够的重视《核安全综合知识》一、核反应堆热源

及其分布2．堆内释热率分布由均匀裸堆的热中子通量分布，可得到均匀裸堆的释热率分布:其中，为堆芯中心点最大体积释热率。计算实际的功率分布非常复杂，往往需要大型的物理计算程序计算才能得到反应堆的功率输出是由传热能力来决

定的，因此局部的功率峰值会限制整个反应堆的输出功率。为了尽可能提高反应堆的总输出功率，就需要进行功率展平。功率展平的主要措施有燃料元件分区布置，合理设计和布置控制棒（例如采用束棒及部分长度控制棒），堆芯内可燃毒物的合理布置，采用化学补偿溶液以及堆芯周围设置反射层(

)max0eeπ,2.405cosVVrzqrzqJRL=《核安全综合知识》二、传热的基本方式热传递的现象千变万化，错综复杂，但总可以把它们归纳成三种基本的热传递方式，即热传导、对流和热辐射1．热传导热量从物体中温度较高的部分传递到温度较低的部

分，或者从温度较高的物体传递到与之接触的温度较低的另一物体的过程称为热传导；从微观角度来看，气体、液体、固体的导热机理不同：分子热扩散、振动、自由电子；传热学研究的范围只是以宏观方法去研究导热过程，通常只使用宏观量把导热过程与物体的温度分布联系起来。《核安全综合知识》1

．热传导分析一维导热过程的基本公式是傅里叶定律：λ为导热系数（也称热导率），单位W/(m·℃)，t为温度；负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反稳态工况下导热微分方程的一般形式为：式中qv为释热率，W/m3燃

料元件温度场分析在反应堆热工分析中有着重要的地位。dtQFdx=−0vTq+=《核安全综合知识》2．对流和对流换热核动力厂中存在大量的对流换热现象，必须重点分析。研究对流体换热的目的有两个,一是为了得到冷却剂通道内的温度分

布，从而保证冷却剂的温度低于许可极限温度；另一个目的是找到决定通道壁面传热系数的关键因素，以便于选择材料和流动参数使得传热系数尽可能大。对流是指流体各部分之间发生相对位移，从而把热量从一处带到另一处的热传递现象。对流仅能发生在流体中，而且必然伴随有载热现象。工程上常遇

到的不是单纯的对流方式，而是流体流过另一固体表面时对流和导热联合起作用的热量传递，称为对流换热。流体流过固体表面，当流体和固体温度不同时，它们之间必然会发生热量传递。紧贴固体表壁处总有一薄层流体作层流流动，其中垂直于壁面的方向上仅有分子

能量的传递，即只存在导热，而层流薄层以外的区域，热量的传递主要依靠对流。《核安全综合知识》2．对流和对流换热对流换热的基本计算式为牛顿冷却公式：其中，F为与流体接触的壁面面积，m2；Tw是固体的壁面温度；T

b是流体的平均温度；h是对流换热系数，单位为W/（m2·℃）求解对流换热问题，关键是求出对流换热系数h，而它与许多因素有关，一般只能通过实验得出各种特定条件下适用的计算表达式wb()qhFTT=−《核安全综合知识》2．对流和对流换热影响对流换热的因素有五个方面：（1）流体流动的原因:强迫、自然

（2）流体的流态：层流、紊流（3）流体有无相变发生：沸腾、凝结、两相流（4）流体的物理性质：流体工质（5）换热面的几何因素：尺寸、形状、换热表面《核安全综合知识》3.热辐射一切物体都有辐射粒子（光子）的能力，辐射粒子具有的能量称为辐射能。

物体通过电磁波来传递能量的方式称为辐射。物体会因各种原因发出辐射能，其中因热的原因而发出辐射能的现象就是热辐射。自然界中各个物体都不停地向空间发出热辐射，同时又不断地吸收其他物体发出的热辐射。辐射与吸收过程的综合结果就造成了以辐射方

式进行的物体间的热量传递，这就是辐射换热。热辐射可以在真空中传播，而导热和对流换热这两种热传递方式只能在有物质存在的条件下才能实现。另一个特点是辐射换热不仅产生能量的转移，而且还伴随着能量形式的转化，

即发射时从热能转换成辐射能，而被吸收时又从辐射能转换为热能。《核安全综合知识》3.热辐射一种称做绝对黑体（简称黑体）的理想物体在同温度的物体中具有最大的辐射本领和吸收本领。黑体在单位时间内向所有方向辐射出的热量称为辐射能力E，它可按下式计算：其中，F为物体的辐射表面积，m2；σ0为

黑体辐射常数，其值为5.67×10-8W/(m2·K4)；T为表面的热力学温度，K。实际物体的辐射能力小于同温度下黑体的值，上式修改为：ε称为该物体的发射率，与物体的种类及表面状态有关，其值总是小于1。在压水堆稳态工况下，堆内的温度不是很高，辐射换热量相对于导热和对流小得多，一般可以

忽略不计。但在事故工况下，堆内可达到相当高的温度，就要考虑热辐射的作用了。40EFT=40EFT=《核安全综合知识》三、单相流体的对流换热在核动力厂的许多系统中，如反应堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽发

生器或凝汽器的传热管内，水与壁面之间的传热都是单相流体的强迫对流换热。《核安全综合知识》四、沸腾传热1.沸腾传热概述沸腾传热通常是最有效的传热机理，在压水堆中它存在于蒸汽发生器、稳压器的电加热器表面等传热设备之中。压水堆正常运行时，在设计上允许包壳表面的温度超

过冷却剂饱和温度，即允许包壳表面局部沸腾，这样的局部沸腾不一定导致冷却剂体积沸腾，包壳表面有小气泡形成，但它一离开表面就很快消失。这种沸腾称为欠热沸腾。在反应堆冷却剂系统出现破口而突然卸压时，堆芯中会出现复杂的沸腾工况。

沸腾可以分为池式沸腾和流动沸腾。池式沸腾就是流体在一个大容积的容器内被加热实现的沸腾。流动沸腾是液体流过传热面时产生的沸腾。在沸水堆的堆芯和蒸汽发生器传热管二次侧出现的都是流动沸腾，稳压器中则是池式沸腾。《核安全综合知识》2.池式沸腾对于池式沸

腾，Nukiyama早在1934年就对其进行了实验研究，得到了图2-11上所示的沸腾曲线。《核安全综合知识》3.流动沸腾流动沸腾与池式沸腾的区别在于流体是在流动过程中被加热的，流体的流动可以是自然循环，也可以是靠泵驱动的强迫循环。见图2-12《核安全综合知识》五、沸

腾危机由于沸腾机理的变化引起传热系数陡降，导致传热壁面湿度骤然升高的现象称为沸腾危机，发生沸腾危机时的热流密度称为临界热流密度。两种沸腾危机:(1)偏离泡核沸腾（DNB），其机理是泡核沸腾在热流密度足够大时突然转变成膜态沸腾，它

发生在含汽率很低或者欠热的液体中；(2)干涸（Dryout），其机理是环状流的液膜由于不断蒸发而破裂甚至蒸干，传热面由于失去液膜覆盖而传热性能变差，这种沸腾危机发生在含汽率很高的环状两相流中。在堆芯中传热恶化的危险主要来自偏离泡核沸腾，但在一回路大破口失水事故中的堆芯裸露

阶段，也有可能出现干涸。《核安全综合知识》⚫由于下列两种原因，堆芯中发生偏离泡核沸腾的后果比发生干涸时严重很多：（1）发生偏离泡核沸腾的必要条件是热流密度特别大，因而一旦传热能力下降时，传热面上热量的积聚和温度的升高将是非常迅猛的。而干涸的出现主要决定

于流量和含汽率，通常热流密度并不很高。（2）在从泡核沸腾转变成膜态沸腾时，传热系数降低的幅度很大，这就更加剧了传热面（例如包壳）温度的上升。而干涸发生后，蒸汽的流速通常很高，而且其中还夹带着液滴，所以发

生干涸时传热系数降低的幅度较小。《核安全综合知识》六、临界热流密度和偏离泡核沸腾比燃料元件表面如果出现了偏离泡核沸腾工况，包壳温度上升很快，这时锆合金的机械特性、化学特性都急剧恶化，致使燃料元件发生破损，所以有时把这种

工况称做“烧毁”。发生偏离泡核沸腾时热流密度的成为临界热流密度记作qDNB。qDNB的大小主要受下列因素影响：（1）质量流速。流速大，流体的扰动强，加热面上难以形成稳定的汽膜，因而使qDNB增大；（2）通道进口处水的欠热度。欠热度越大qDNB越大；（

3）工作压力。压力增加会使饱和温度上升，因而两相流中的含汽率减小，这使qDNB增加；（4）发生DNB处冷却剂的焓。冷却剂的焓越大，越易产生气泡，故qDNB越小；（5）加热表面的粗糙度。粗糙度大，流体搅动加强，使气泡容易脱离壁面，qDNB有所增大。《核安全综合知识》六、临界热流密度和偏离泡核

沸腾比qDNB的数值可以用相关公式进行计算，所用的公式是从大量的试验结果综合出来的，是半经验公式。为了保证反应堆的安全，在设计中要求燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。为定量表达这个要求，引入了偏离泡核沸腾比这个概念，简称D

NBR。DNBR指通过计算得到的燃料元件某点的临界热流密度与该点运行中实际的热流密度的比值，即：()()()DNBqzDNBRzqz=《核安全综合知识》六、临界热流密度和偏离泡核沸腾比DNBR（z）值沿冷却剂通道是变化的，图2-14示出了热流密

度沿轴向呈余弦分布时DNBR沿轴向的分布。显然，某一点DNBR越大，则该点越不易发生偏离泡核沸腾。曲线上最小值称为最小DNBR，记作DNBRmin或MDNBR。