第2章中子慢化与扩散课件.ppt

1、1第第2章章 中子慢化和扩散中子慢化和扩散n中子与散射核碰撞而降低能量的过程称为中子的慢化过程。显然，对于热中子反应堆而言，慢化过程是一个非常重要的物理过程。n处于与周围介质同样温度的热中子在系统中要进行扩散。同样，扩散过程也是一个非常重要的物理过程。n本章首先介绍热中子反应堆内的中子循环和链式裂变反应产生的条件。其次介绍中子的慢化过程和扩散过程的特点以及对反应堆内的链式裂变反应起着的重要作用。.22.1 链式裂变反应链式裂变反应n2.1.1 热中子反应堆内的中子循环热中子反应堆内的中子循环.3中子循环N个裂变中子在238U内快裂变增殖倍N个快中子NPF个快中子N(1PF)个快中子泄漏NPF(

2、1p)个中子被238U吸收NPFp个热中子NPFp PT个热中子NPFp PT f个热中子被燃料吸收新一代NPFp PTf个裂变中子NPFp PT(1f)个热中子被控制棒结构材料等吸收NPFp(1PT)个热中子泄漏NPFp PT f(1-/)个热中子被芯块非裂变吸收.4快中子增殖因数 的快中子数仅由热中子裂变所产生变所产生的快中子总数热中子和快中子引起裂的快中子数仅由热中子裂变所产生以下的快中子数慢化到MeV1.1.5逃脱共振吸收几率np为一个中子经过共振能区而不被吸收的几率，即逃脱共振吸收几率。主要是逃脱238U的共振吸收，238U的共振能区：6.67，20.9，36.8，66.5，102.

3、5eV。（见表1-7）.6热中子利用因数 被吸收的热中子总数燃料吸收的热中子数faMaaaaf8585.7有效裂变中子数n为有效裂变中子数，它的定义为燃料每吸收一个热中子所产生的裂变中子数：n 5885555885555558555)(NNNNNffffaaf.8中子循环举例nN1=100个快中子，其中:n2个快中子引起238U的裂变并放出5个次级快中子，n加上其余98个快中子，共：n103个快中子，其中:n2个快中子泄漏到反应堆外，其余n101个快中子，其中:n5个共振中子被238U俘获，其余n96个中子被慢化为热中子，其中：n3个热中子在扩散过程中被泄漏到反应堆堆外，其余n93个热中子，其

4、中:n17个热中子被慢化剂/冷却剂和结构材料俘获，其余n76个热中子被U俘获，其中：n10个热中子被235U俘获不裂变，n26个热中子被238U俘获，n40个热中子引起235U裂变并放出第二代中子nN2=100个快中子.92.1.2 自持链式裂变反应的临界条件自持链式裂变反应的临界条件n从热中子反应堆内的中子循环可知，能否实现自持的链式反应，取决于下列几个过程：n（1）燃料吸收热中子引起的裂变n主要是热中子引起235U的裂变，这是产生中子的主要来源；n（2）238U的快中子增殖n能量大于1.1MeV的中子引起238U的裂变，产生裂变中子。对于天然铀，这些裂变中子约占燃料裂变中子的3左右；n（3

5、）慢化过程中的共振吸收n（4）慢化剂以及结构材料等物质的辐射俘获n（5）中子的泄漏.10从中子循环nP=PFPT表示中子在慢化、扩散过程中不泄漏几率。n无限大反应堆，中子不泄漏几率P1。这时的增殖因数称为无限介质的增殖因数kn kpf数堆内上一代裂变中子总堆内一代裂变中子数effkPpfkeff.11影响因素n（燃料性质）；（燃料性质）np和f两个因素是互相制约的，它们与燃料和慢化剂所占的份额有关。n燃料份额，慢化剂份额，f将，而p将。n燃料份额，慢化剂份额，f将，而p将。n反之正好相反。在实际应用上，必须找出一种能使乘积pf为最大的成分和布置，以使链式反应得以维持。n堆芯尺寸，不泄漏几率P，

6、如P1，则有四因子公式：kpf，可以写为nkeff=kP=1 临界条件.12从中子数守恒的观点来看n 则中子的产生率与消失率处于动态平衡。因而，反应堆有比较稳定的中子通量密度。该系统处于临界状态。n 说明中子的消失率大于产生率。因而，系统中的中子将越来越少，该系统处于次临界状态。n 说明随着裂变链的进行，中子的消失率小于产生率。因而，系统中的中子将越来越多，该系统处于超临界状态。泄漏）中子的消失率（吸收中子的产生率effk1effk1effk1effk.13复习题n习题1n在某个用U-235作燃料的热中子反应堆内，裂变放出的中子中有25逃出堆芯，留在堆芯内的中子有30被堆内慢化剂、结构材料和其

7、它非裂变材料所吸收，其余的被燃料吸收，被U-235吸收的中子中有85引起裂变，如果2.42，试问这时的反应堆是否临界?keff多大？n习题2n热中子反应堆无限增殖因数为1.10，快中子增殖因数、逃脱共振吸收几率和热中子利用因数的乘积为0.65，求该堆所用核燃料中U-235的富集度为多少？.14答案1：n因为燃料为U-235，所以1，p1。nP=1-25%=0.75,f=1-0.3=0.7,=0.85*2.42=2.057nkeff=kP=pfPn=1*1*0.7*2.057*0.75=1.0799.15答案2：n查表：靶恩n 代入上式，有结果：7.2,6.98,2.582855f5858855

8、557.26.982.5822.582418.2NNNNff6923.165.01.1pfk8555558/)(ffNN83.5558NN%76.183.55111158855NNNNN.162.2 中子的慢化中子的慢化n反应堆堆芯中产生的裂变中子，都是快中子。其平均能量约为2MeV。这些中子在引起燃料核下次裂变(以维持链式反应)以前，由于与系统中介质的原子核进行连续的弹性和非弹性碰撞的结果，其能量通常降低了几个数量级。例如，在热中子反应堆内几乎所有的裂变中子在引起燃料核进一步裂变之前，都已慢化到热能。.17慢化的物理机制无限大、均匀、非增殖介质n 弹性散射 动量、动能守恒 低能中子与低质n慢

9、化 量数核的散射。n 非弹性散射 动量守恒、动能不守恒 高能中n 子与大质量数核的散射。n压水堆内中子的慢化主要是中子与轻核的弹性散射。在弹性散射中，快中子将自己的动能传递给慢化剂H原子核，而本身被慢化成热中子。如果有大量的中等核或重核存在时，那么由这些核引起的非弹性碰撞可能对中子的慢化有重要的作用，必须予以考虑。.182.2.1 弹性碰撞理论弹性碰撞理论n在讨论中子与原子核弹性碰撞的问题时，可以用两种方便的参考系。这就是实验室(L)系和质心(C)系。前者假定靶核是静止的，而后者把中子-核系统的质量中心当作是静止的。在L系里，基本上是用一个外界观察者的观点来看问题的，而在C系里，则用一个随中子

10、和核所组成系统的质量中心运动的观察者的观点来进行研究。对于理论处理，后一个参考系比较简单些，虽然实验测量是在前一个参考系中进行的。.19图2-3 实验室(L)系和质心系(C)里中子的散射.20L系n碰撞前：中子 质量为1，速度为v1；靶核 质量为A，速度为0。n碰撞后：质量中心速度（相对于静止核）速度为vm。n碰撞前后总动量相等 1vvv)1(0v11AAAmm.21C系中 nC系中，假定质量中心是静止的，所以靶核以vm的速度向质心接近。n碰前中子与靶核的相对速度是v1，故中子接近质心的速度为v1-vm n 1v1vvvv1111AAAm.22C系n在C系里，中子和散射核似乎分别以 和 的速度

11、相互接近着。n因此，质量为1的中子沿着它运动方向的动量是 ，而质量为A的核的动量也是 ，但沿着相反方向。这样，在碰撞前对于质量中心的总动量是零，而根据动量守恒原理，在碰撞后总动量也必为零。)1/(v1AA)1/(v1A)1/(v1AA)1/(v1AA.23C系里n在碰撞以后，C系里的中子沿着与原方向成角的方向离开质心，这就是C系中的散射角。这时反冲核必须沿相反方向运动，因为质心永远在两个粒子的连线上。如果 是C系里碰撞后的中子速度，而n 是核的速度，那末总动量为零的条件可以表示成n (2-13)baAvv avbv.24C系n上面已经看到，在C系里，中子和核的碰撞前的速度分别由(2-12)式和

12、(2-11)式给出。因此，能量守恒条件可以写成n (2-14)n等式左边表示碰撞前的总动能，而右边是碰撞后的总动能。由式(2-13)和式(2-14)可以解出和222121v21v21)1v(21)1v(21baAAAAA1vv1vv11AAAba.25C系n把这些结果与式(2-11)和式(2-12)相比较，可以看出，在C系里，中子与核碰撞后的速度与它们碰撞前的速度完全相等。因此，一个位于碰撞粒子质量中心的观察者，在碰撞前会看到中子和核沿相反方向、以反比于它们质量的速度向他接近，而在碰撞后粒子就好象沿着相反方向(通常不同于原方向)离开他而运动，它们各自的速度不变。.26参考系的转换n为了决定中子

13、在碰撞时的动能损失，必须把C系中得到的结果变回L系。要进行这种变换，需要利用两系统恒以速度(即L系中的质心速度)作相对运动的关系。因此，在L系内中子碰撞后的速度，可以由C系内中子碰撞后速度矢量加上L系内质心运动矢量得到。.27图2-4 由C系到L系的变换.28L系n设 是L系内中子碰撞后的速度，则由余弦定律，n代入式(2-11)、(2-12)得出的 和 值，结果得2vcosvv2vvv2222amammvav2221221212122)1()1cos2(vcos)1(v2)1v()1v(vAAAAAAAA.29能量比率n散射前中子的动能E1是 ，而散射后动能E2是 。因此，由式(2-15)可以

14、得到碰撞后中子能量与碰撞前能量的比率为21v21m22v21m22212212)1(1cos2vvAAAEE2)11(AAcos)1()1(2112EE.30比率E2/E1 n最大值，即最小的能量损失，它发生在0，即掠射碰撞。这时cos1，而式(2-18)就变成 或n最小值，也就是可能最大的能量交换，发生在，即迎头碰撞时，cos-，(2-18)就变成 或11maxEE1minEE1maxEE1minEE.31数值 与靶核的质量数A有关 n对于氢，A1，因此，0。这样，中子在与氢核碰撞一次时，有可能失去全部动能。n对于氘，A=2，=0.111。因此，中子在与氘核碰撞时，可能最大损失能量的份额为1

15、-0.11188.9n对于碳，A12，0.716。因此，中子在与碳核碰撞时，可能最大损失能量的分数为1-0.71628.4 n.32n展开成级数n当A50时，取级数展开式中的前两项，而不会产生严重误差：n此时，每一碰撞的最大能量损失是n若A100，在一次碰撞中，中子可能损失的能量大约为4%。若A200，则大约为2%。3212841AAAA4111max4)1(EAEE.33经验散射定律 n中子散射是球对称的，即各向同性的。n原来能量为E1的中子，在散射后可能具有能量在E2和E2dE2范围内的几率是n在散射后，中子能量落在某一个特定间隔中的几率与最后能量无关。实际上等于E除以E1(1-)。后一个

16、因数正是每一碰撞的可能最大能量减小数。)1()(1222EdEdEEp.34平均散射角余弦 n对于一个重质量的散射核，A1，由式(2-30)得coscos。换句话说，这时L系的散射角等于C系的散射角。所以，如果较重核的散射在C系内是球对称的话，那末在L系内也是一样。n一般说来，如果在C系内的散射是各向同性，则L系内的平均散射角余弦由下式给出40400coscosddA320.352.2.2平均对数能降 n对数能降定义n碰撞前后中子对数能降的变化为 n平均对数能降：n EEu0ln2112lnEEuuln11)()(lnln111122222121EEEEdEEpdEEpEEEE.36能量与对数

17、能降的关系.37平均对数能降表达式n普通：n若A12，可以得到一个很好的近似：n甚至当A2时，上式的误差也只是3.3%。)11ln(2)1(12AAAA3/22A.38求碰撞次数n只与介质核性质有关，与中子能量无关。与A大致成反比。对于轻核，较大，碰撞一次，中子损失的能量较大，慢化更有效。n平均碰撞次数：n例：E1=2MeV,E2=0.0253eV,=0.158,求N=?21lnEEN 115158.0025.0102ln6N.39表表2-1 8种核素的散射性质种核素的散射性质 元 素质量数平均对数能降热化中子碰撞数氢11.00018氘20.72525氦40.42543锂70.26867铍90

18、.20987碳120.158115氧160.120151铀-2382380.008382170.402.2.4 连续慢化年龄近似连续慢化年龄近似n对数能降是碰撞数的连续函数，对于所有的整数值n它都正好等于所需的值n(图2-7)。正是模型的这一特性使得易于对其进行数学处理，而且获得连续慢化模型这一名称。.41慢化密度 n慢化中子的空间分布和总的不泄漏几率有关，此时感兴趣的是慢化密度而不是中子通量密度。中子慢化密度随能量的变化较为平缓。n中子慢化密度的定义：在r处单位时间、单位体积内慢化到能量E以下的中子数，用q(r,E)来表示。.42中子直线飞行距离的均方值n均方值n代入点源的慢化密度n得总的慢

19、化中子数的中子数且年龄慢化到穿行dVrrrV)()(2202022),(4),(4drrqrdrrqrr2/34/)4(),(2rerq261sr.43年龄的物理意义n在数值上等于中子由产生地点(该处年龄为零)到年龄为的地点所穿行(净矢量)距离均方值的六分之一。n中子的费米年龄与中子在慢化过程中所移动的均方距离有关，因而称年龄的平方根为慢化长度。它是中子在慢化过程中飞行的净矢量（或直飞）距离的一种量度。261sr.44表表2-2 293K下裂变源中子的年龄下裂变源中子的年龄慢 化 剂年龄/10-4m21.4eV热能水2627重水111130铍85100石墨(堆用级)310370.452.2.6

20、 慢化剂的性质 n慢化剂的特性常用慢化能力s和慢化比sa来描述。前者表示单位体积慢化剂全部核的慢化能力。另外，还要求慢化剂的吸收截面要小，即慢化比要大。显然，吸收截面大的核素是不宜作慢化剂的。.46表表2-3 不同材料的慢化能力和慢化比不同材料的慢化能力和慢化比慢化剂水重水氦铍石墨s/m-1153171.610-317.66.4s/a721200083159170.47重水和轻水的比较慢化能力慢化比价格燃料体积放射性换料轻水大小便宜富集铀稠密栅(欠慢化)停堆换料重水小大贵天然铀大(过慢化)3H连续换料.482.3中子的扩散中子的扩散n由于中子与原子核的多次碰撞，使得中子在反应堆内以杂乱无章的折

21、线进行运动。这种运动的结果，使原来在反应堆内某一位置具有某一能量和某一运动方向的中子，稍晚些时间将在反应堆内另一位置，以另一能量和另一运动方向出现。这时，我们说中子从第一种能量和位置输运到了第二种能量和位置，研究这种现象的理论叫输运理论。.492.3.2 斐克定律斐克定律n描述：单位时间内穿过垂直于流动方向的单位面积的净中子数和中子通量密度的关系。n假设n(1)无限均匀介质 ；n(2)弱吸收介质，即介质的吸收截面很小；n(3)在实验室坐标系中散射是各向同性的；n(4)中子通量密度是随位置缓慢变化的函数。sa.50图2-10 推导斐克定律示意图.51散射中子n在dV中散射的中子数：n因各向同性散

22、射，射向dA方向的几率与dV所在的点对于dA所张立体角成正比而为：ndV中每秒向dA 散射的中子数为dVS24/cosrdA2r4vcos)(dAdrS.52散射中子（续1）n射向dA方向的中子要与经过的路径上发生散射，离开原来方向，能够到达dA的几率为：，（，弱吸收介质）。ndV中能到达dA的中子数为：reSrSSerdAd24cosv.53散射中子（续2）n采用球坐标：n 代表负Z方向的中子流密度，即单位时间，穿过单位表面的中子数，对于x,y平面上方向下穿过dA的总中子数：n将在r0点展开为泰勒级数，展开到一次项：ddrdrdsinv2 0202/0sincos4drddedArSS.)(

23、)()()(0000zzyyxxrzJ.54散射中子（续3）n则每秒向下穿过dA的总中子数是 n则每秒沿负z方向穿过单位面积的中子数为n最终 202/00sincos)(4rrsddrdredAt 202/00sincos)(4rrszddrdreJt020)(64zJtstsZ.55散射中子（续4）n由于我们研究的介质为弱吸收介质，即 ,则 ，所以式(2-45)可改写为同理，我们可以算得单位时间沿着正z方向穿过xy平面上的单位面积的中子数0ast00)(614zJsZ00)(614zJsZ0)(31zJJJsZZZ.56散射中子（续5）n同理，可得沿x及y正方向的净中子流密度n扩散系数，并用

24、符号D表示。具有长度m的单位。n斐克定律也可表示成 n 0)(31xJsx0)(31yJsykjiJzyxJJJsD31DgradJDJ.57斐克定律（续）斐克定律（续）n斐克定律，它表示中子流密度正比于负的中子通量密度梯度。n斐克定律表明，堆内任一处净中子流动的方向与负的中子通量密度梯度()的方向相同。因为中子通量密度梯度 的方向是指中子通量密度增加的方向，所以中子流密度的方向是指中子通量密度减小最快的方向。DgradJ.582.3.3 中子的泄漏中子的泄漏.59中子的泄漏（续中子的泄漏（续1）n/xy平面：dVzDdxdydzzDdxdyzzDdxdyJJzdzzzdzz)()()(222

25、2.60中子的泄漏（续中子的泄漏（续2）n同理，可对x和y方向的中子消失率进行类似的处理。n/xz平面：n/yz平面：n总泄漏为上面三式之和除以dV为单位体积泄漏率，dVyDdxdzJJydyy)()(22dVxDdydzJJxdxx)()(222222222222222)()(DzyxDzyxD.612.3.4 中子扩散方程中子扩散方程n产生项-吸收项-泄漏项变化项tnSa泄漏率tndivDgradSatvSDa12.62稳态中子扩散方程n首先我们研究稳态问题，即中子通量密度不随时间t变化 02SDa.632为拉普拉斯算符 n直角坐标：n柱坐标：n球坐标：2222222zyx22222222

26、11zrrrr222222sin1)(sinsin12rrrrr.64扩散方程边界条件n(1)在扩散方程适用的区域内，扩散方程的解必须是非负的实数，且处处有界。n(2)在具有不同扩散性质的两种介质的交界面处，垂直于交界面方向上的净中子流密度相等，两种介质内的中子通量密度相等。.65图2-12 在两种介质的交界面处中子的扩散.66内交界面n连续条件BxAxJJBBAAdxdDdxdDBA.67(3)外边界处 n即在介质与真空交界面上，在物理边界以外的外推边界上，中子通量密度为零。.682.3.6扩散方程的简单输运修正扩散方程的简单输运修正n扩散系数D的修正 n修正前，n修正后，n外推距离d的修正

27、：n修正前：n修正后：331SSDD或331)1(310trtrSDD或sd132trd171.0.692.3.7 点源产生的单速中子扩散点源产生的单速中子扩散n设在非增殖无限大均匀介质内有一个点中子源，每秒产生S个单速中子，各向同性地向周围介质扩散。让我们来求解介质内的中子通量密度分布。n取球坐标来解点源的扩散是最方便的，假定中子源位于球坐标原点，则球坐标系中的拉普拉氏算符的表达式为22222222sin1)(sinsin1)(1rrrrrr.70点源扩散n无源扩散方程 n等式两边同时除以扩散系数D，则扩散方程变为n(r0)n即02aD0122L01)(1222Ldrdrdrdr012222

28、Ldrdrdrd.71边界条件 n（1）除r0处，中子通量密度为有限值；n（2）中子源强度与中子流密度的关系：n解点源扩散方程时，令新的变量SrJrr)(4lim20rdrddrdrdrddrdrdrd22222.72解n则有n由于L20，所以方程的解为n即n常数A1，A2由边界条件定。n（1）当r时，有限，得A20。所以，有 01222LdrdLrLreAeA21reAreALrLr21reALr1.73系数A1n 由边界条件（2），设J是以源为中心，半径为r的球表面上的中子流密度，则每秒穿过整个球面的中子总数为4r2J，该数的极限值应等于源的强度S，即等于点源每秒向所有方向发射中子的总数。

29、可以解得常数A1.74系数A1n系数A1n则中子通量密度分布的最后表达式为 110212020204)1(4lim)/1(4lim)(4lim4limDALreDArLreDArdrdDrJrSLrrLrrrrreDSrLr4)(.75例2-2n假想的单速中子源向周围的“无限大”石墨块发射106/s。试确定离源0.27,0.54和1.08m远处的中子通量密度。(假设石墨的L0.54m，D0.0094m n解smesmesme2654.0/08.162654.0/54.062754.0/27.06/101.108.10094.0410)08.1(/108.554.00094.0410)54.0(

30、/109.127.00094.0410)27.0(中子中子中子.76扩散长度扩散长度n扩散长度是核反应堆物理中一个极其重要的参数。为了进一步地说明扩散长度的物理意义，我们讨论热中子从产生地点到被吸收地点穿行距离的均方值。考虑在无限介质内每秒放出S个中子的点源。一个中子在0点产生，之后相继沿1，2而运动，最终在P点被吸收(图2-14)。相邻两次碰撞之间的直线距离i是中子的散射自由程。这是一个有统计涨落的量，其平均值s称为散射平均自由程，即s1/s。.77扩散长度（续扩散长度（续1）n中子直线飞行距离平方的平均值n因此 n扩散长度的平方值是直线飞行距离均方值的1/6，所谓直线飞行距离是指中子产生点

31、到被吸收点的直线距离。扩散长度L的大小将影响反应堆的热中子泄漏，若L越大，则平均说来中子在介质中扩散漂移得越远，因而热中子泄漏到反应堆外的几率也就越大。L2也称扩散面积。20/3202261)(LdrerLdrrprrLr2261rL.78徙动面积徙动面积 n徙动面积定义为扩散面积（L2）与中子年龄（）之和，即n根据扩散面积和中子年龄的定义，式（2-65）可以写成n徙动面积M2是中子作为快（裂变）中子产生出来，直到它成为热中子并在介质中扩散被吸收所穿行直线距离均方值的六分之一。22LM)(61222dsrrM.79年龄和扩散面积年龄和扩散面积 慢化剂T/10-4m2L2/10-4m2H2O278.1D2O1313.0 x104Be102480石墨3683500.80徙动长度徙动长度n徙动长度为徙动面积的方根。由上述的推导可知，徙动长度M是影响堆芯中子泄漏程度的重要参数，M越大，则中子不泄漏概率越小。.