chapter08反應堆的燃耗效應

反應堆的燃耗效應本科教學（48學時）2023/2/30哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉BU最大Xe濃度平衡Xe濃度t1t2t30AB50.反應堆內的重核素轉變⑴反應堆內的重核素的變化堆芯內重核素的核子數(shù)一般是隨時間變化的：發(fā)生衰變，或者吸收中子、發(fā)生(n,γ)反應轉變?yōu)榱硗庖环N核素；其可能是其它核素的衰變產物，或者其它核素發(fā)生(n,γ)反應的產物。從核子數(shù)平衡的角度有：2023/2/31哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉2ABC衰變(n,γ)吸收衰變50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉3①產生率Ⅰ.(n,γ)產生率其由核素B發(fā)生(n,γ)反應導致的產生率為：Ⅱ.衰變產生率其由核素C發(fā)生衰變導致的產生率為：ΔN2＝λB·NB50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉4②消耗率Ⅰ.吸收消失率其通過吸收反應導致的消失率為：Ⅱ.衰變消失率其通過自身衰變導致的消失率為：ΔN4＝λA·NA50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉5③動力學方程根據(jù)以上各項，重核A的變化率為：上式也稱為核素A的燃耗方程。50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉6⑵以235U為核燃料的反應堆中的重元素轉變在反應堆中，重同位素主要包括：235U，236U，238U，239Pu，240Pu，241Pu和242Pu。①235U235U涉及的主要反應如下：235U的半衰期為7.038×108a，其衰變導致的變化可以忽略不計。50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉7②238U238U涉及的主要反應如下：238U的半衰期為4.468×109a，其衰變導致的變化可以忽略不計。50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉8③239Pu239Pu涉及的主要反應如下：239Pu的半衰期為24110a，其衰變導致的變化可以忽略不計。50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉9④240Pu240Pu涉及的主要反應如下：240Pu的半衰期為6565a，因此其衰變導致的變化可以忽略不計。50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉10⑤241Pu241Pu涉及的主要反應如下：241Pu的半衰期為14.35a，因此其衰變導致的影響較小，可忽略不計。⑥242Pu242Pu的吸收截面很小。因而對于242Pu以上的重核可以不予考慮。50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉11⑶燃耗方程①235U235U的半衰期為7.038×108a，不考慮其衰變效應，從而有：②238U238U的半衰期為4.468×109a，不考慮其衰變效應，從而有：50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉12③239Pu239Pu的半衰期為24110a，不考慮其衰變效應有：50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉13④240Pu240Pu的半衰期為6565a，不考慮其衰變效應有：⑤241Pu241Pu的半衰期為14.35a，不考慮其衰變效應有：50.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉1450.反應堆內的重核素轉變2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉15從上圖可見，隨著反應堆運行：235U的含量逐漸下降，從而剩余反應性下降；由于重核素的轉換，會產生一些易裂變核素，使得反應性下降的速度有所減緩。雖然238U不是易裂變核素，但是其能夠通過發(fā)生(n,γ)反應轉變?yōu)槠渌囊琢炎兒怂?。這對核燃料的利用顯然是有利的。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉16⑴燃耗深度（burnup）【定義】燃耗深度

對燃料貧化程度的一種度量。通常將其定義為單位質量燃料所發(fā)出的能量，即：其常用單位為：MW·d/t。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉17一般在工程運用中，還可以采用“有效滿功率小時(EFPH)”或“有效滿功率天(EFPD)”來作為單位，其含義如下：EFPH：1個EFPH表示反應堆在100%功率下運行1個小時；EFPD：1個EFPD表示反應堆在100%功率下運行1天。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉18【定義】卸料燃耗深度

新的燃料從進入堆芯開始，經(jīng)過若干個循環(huán)，最后卸出堆芯時達到的燃耗深度?！径x】平均卸料燃耗深度

一批燃料在卸出堆芯時所達到的燃耗深度的平均值稱為這批燃料的平均卸料燃耗。對于目前的壓水堆，其平均卸料燃耗深度一般可達45000MW·d/t以上。其中重核素的轉換起到了很重要的作用。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉19⑶堆芯壽期與中毒的關系反應堆的壽期不僅與初始剩余反應性有關，而且還與該時刻的135Xe中毒情況相關。一般所討論的堆芯壽期指的是平衡135Xe濃度情況下的堆芯壽期。平衡濃度135Xe和最大135Xe濃度情況下的堆芯內壽期的關系可見下圖。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉2051.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉21BU最大Xe濃度平衡Xe濃度t1t2t30AB51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉22①A點之前的時間對于A點之前的區(qū)域，此時即使在最大135Xe濃度情況下，也有：ρex>0這意味著，即使停堆后堆芯的135Xe濃度達到最大135Xe濃度，也不會出現(xiàn)強迫停堆的現(xiàn)象，即此時反應堆可以達到臨界。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉23②A、B兩點之間的時間對于A點和B點之間的區(qū)域，我們可以看到：在平衡135Xe濃度下，ρex>0，此時反應堆可以達到臨界；在最大135Xe濃度下，ρex<0，此時反應堆無法達到臨界。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉24這意味著：如果在反應堆正常運行時，堆芯的135Xe濃度為平衡135Xe濃度，反應堆還是可以正常運行的；停堆后，135Xe濃度將先增加至最大135Xe濃度，然后再減小，此時將會出現(xiàn)“強迫停堆”的情況。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉25在這個階段，反應堆在停堆之后：在反應堆的剩余反應性降低到負值之前就立即再次啟動反應堆；在反應堆經(jīng)過強迫停堆時間后，等到剩余反應性再次上升到0以上之后，再啟動反應堆。51.燃耗2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉26③B點之后的時間當燃耗深度達到B點之后時，此時不論是在最大135Xe濃度、還是在平衡135Xe濃度下，堆芯的剩余反應性都是小于0的。這意味著，無論如何反應堆都無法到達臨界。此時必須對其進行換料。B點所對應的時間，即是反應堆堆芯壽期。在最大135Xe濃度情況下的堆芯壽期比平衡135Xe濃度情況下的堆芯壽期要短。52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉27⑴轉換與轉換比①核燃料的轉換在反應堆重核素的轉換中，有一種對核燃料的利用是有利的，即“轉換”過程。它是指某些重核素與中子發(fā)生反應后可以生成易裂變核素?！径x】轉換

通過可轉換物質產生易裂變同位素的過程叫做轉換。在熱中子反應堆中，比較重要的兩個轉換過程為鈾-钚轉換和釷-鈾轉換。52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉28ⅰ)238U→239Pu轉換其過程為：上述轉換稱為鈾-钚轉換。實際情況中，轉換情況更為復雜。52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉2952.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉30ⅱ)232Th→233U轉換其過程為：上述轉換稱為釷-鈾轉換。52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉31②轉換比對于轉換過程的效率，通常用轉換比來描述?！径x】轉換比

反應堆中每消耗一個易裂變核所產生的新易裂變核的數(shù)目。其表達式：52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉32在一般的壓水堆中，一般都存在238U→239Pu轉換。假設最初的易裂變核的數(shù)目為N，反應堆的轉換比為CR，那么最后總的易裂變核數(shù)目Ntot為：52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉33當0<CR<1時，對于一個實際的反應堆，其最后實際可利用的易裂變核數(shù)目會比反應堆最初裝料的時候多。對于一般的壓水堆，CR≈0.6，最后可利用的易裂變核數(shù)目是原來的2.5倍。這意味著，可利用的易裂變核素為原來的2.5倍，輕水堆對天然鈾資源的利用率達1.8%，這對核能的利用顯然是有利的。52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉34⑵核燃料的增殖如果CR>1，那么每消耗一個易裂變核素，所得到的新的易裂變核素除了維持反應堆的運行以外，還可以有剩余的部分以供其它反應堆使用。此時的轉換比稱為增殖比，并用BR表示。相應的，此時的反應堆稱為增殖堆。52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉35如果假設每一個中子被易裂變核吸收，便有：易裂變核裂變放出η個裂變中子；可轉換核的快中子裂變產生的中子數(shù)為F。從而總共所產生的裂變中子數(shù)為η＋F。在這些中子中：1個中子用以維持鏈式裂變反應；A個中子被其它材料（不包括可轉換核素）吸收；L個中子泄漏出堆芯。52.核燃料的轉換與增殖2023/2/3哈爾濱工程大學核科學與技術學院李偉36可以被可轉換核吸收的中子數(shù)為：BR＝η－1－A－L＋F如果認為每個中子被一個可轉換核吸收便會產生一個易裂變核，那么有：BR＝η－1－A－L＋F如果想要BR>1，那么必須滿足：η>252.核燃料的轉換與增殖2023