12-2 裂变的发现,反应堆动力学,双群双区反应堆
反应堆物理的基本理论
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反应堆物理的基本理论反应堆物理是研究核反应堆等大型核系统中的反应、中子输运和热力学过程的学科,是核能力工学和核技术的重要基础。
反应堆物理涉及的基本原理和理论包括核反应、中子输运、中子动力学和热力学等,下面我们就来分析一下这些方面的基本理论。
一、核反应核反应是指核粒子之间的相互作用以及其导致的能量释放或吸收的过程。
核反应可以分为裂变和聚变两种。
1.裂变反应裂变反应是指重核在吸收由中子引起的外部激发的过程中,被分裂成小的核粒子的过程。
通常,这些分裂的核粒子释放出大量的能量,其中包括动能、辐射能以及热能等。
核裂变是核反应堆中产生热能的重要方式。
2.聚变反应聚变反应是指轻核在高温高能环境下发生的互相融合反应。
在聚变反应中,轻核会聚合成更重的原子核,并释放出大量的能量。
聚变反应是太阳等恒星中产生能量的重要方式。
二、中子输运中子输运是指中子在物质中的传输和相互作用的过程。
中子可以通过散射、吸收和释放等过程与物质中的原子核和电子相互作用。
中子输运是反应堆物理中重要的基础理论之一,可以用于描述反应堆中中子的输运和反应过程。
三、中子动力学中子动力学是指描述中子数密度随时间和空间的变化的物理学。
中子数密度可以受到反应堆中的材料、几何形状和边界条件等影响。
中子动力学可以用于分析反应堆的稳态和动态特性。
四、热力学热力学是以能量转化为研究物质热力学性质的学科,对于反应堆物理的研究也有着重要的意义。
熟悉热力学的基本概念和定律对于了解反应堆中能量转换的机理以及反应堆的热力学特性有着重要的作用。
总结综上所述,反应堆物理的基本理论包括核反应、中子输运、中子动力学和热力学等。
这些理论不仅在核能力工学和核技术中有着广泛的应用,而且在科学研究中也有着重要的作用。
理解这些理论可以更好地理解反应堆的运行原理和其在能源、医疗和工业等领域的应用。
反应堆发展历史
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核反应堆热工分析
2、发现天然放射性
1896年,法国物理学家贝克勒尔发现了铀 法国物理学家贝克勒尔发现了铀(U) 放射现象。1903年获诺贝尔奖
3、发现电子
1906年,由于汤姆逊 由于汤姆逊 对电子研究的重要贡 献而被授予诺贝尔物 理奖。
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核反应堆热工分析
1979年美国三哩岛(TMI)事故 1986年 前苏切尔诺贝利事故 这个阶段,核能仍在持续增长,而且是各种能源中增长速度最快的 而且是各种能源中增长速度最快的。同时在 法国,日本,韩国,中国等国家,这个阶段仍坚持发展核电 这个阶段仍坚持发展核电。
本世纪初:美国、德国等国家重新修正自己的核电方针 德国等国家重新修正自己的核电方针,布 什政府提出了核电复苏计划,发展中国家也在积极准备筹建 发展中国家也在积极准备筹建 核电站,核能在本世纪必将大放异彩 核能在本世纪必将大放异彩。
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核反应堆热工分析
世界核能发展状况
核能的优点:
1
污染小:
不排放大量烟尘、 二氧化硫、二氧化 碳和固体废渣 放射性小于火电站
2
需要燃料少: 需要燃料少
每一公斤铀235, 每一公斤铀 经过全部裂变后, 经过全部裂变后 释放出来的能量 是相当于 2,400 ~2,700 吨标准 煤,缓解大量运 缓解大量运 输压力
核反应堆基本工作原理
核燃料,冷却剂,慢化剂,反射层 反射层,控制材料。。。。。。
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核反应堆热工分析
世界第一座反应堆
1942年,费米发明第一座核反应堆 费米发明第一座核反应堆。
芝加哥一号 0.5W
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核科学技术术语
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核科学技术术语---裂变反应堆核科学技术术语---裂变反应堆(Glossary ofterms:nuclear science and technology-Fission reactor),并做了必要的修正。
它涉及了裂变反应堆领域有关的术语及定义。
反应堆堆型名词术语1.1 (核)反应堆(nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。
注释:更广泛的意义上讲,反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆,但一般情况下仅指裂变堆。
1.2 动力(反应)堆power reactor 用于发电、推进和供热等用途的反应堆。
1.3 供热(反应)堆heating reactor 用于向居民和(或)工业设施等供热的反应堆。
1.4 研究(反应)堆research reactor 主要作基础研究或应用研究用的反应堆,例如:a. 高通量反应堆b. 脉冲反应堆c. 材料试验反应堆d. 零功率反应堆1.5 生产(反应)堆production reactor 主要用于生产易裂变材料的反应堆。
除另有说明外,通常指生产钚的反应堆。
1.6 增殖(反应)堆breeder reactor 转换比大于1的反应堆。
1.7 空间反应堆space reactor 将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。
1.8 微型中子源反应堆miniature neutron source reactor 用高浓金属铀作燃料元件,金属铍作反射层,轻水慢化,自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆,可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。
1.9 零功率(反应)堆临界装置zero-power reactor;zero-energy reactor critical assembly 设计在极低功率下运行,不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。
1.10 脉冲(反应)堆pulsed reactor 用于产生短持续时间、强中子脉冲的反应堆。
《裂变反应堆》 知识清单
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《裂变反应堆》知识清单一、什么是裂变反应堆裂变反应堆,简单来说,就是一种能够通过核裂变过程产生大量能量的装置。
核裂变是指重原子核(如铀、钚等)在吸收一个中子后分裂成两个或多个较轻原子核,并同时释放出能量和更多中子的过程。
在裂变反应堆中,通过控制这些中子的数量和速度,使得核裂变反应能够持续稳定地进行,从而不断地释放出能量。
这些能量可以被转化为电能、热能等形式,为我们的生活和工业生产提供动力。
二、裂变反应堆的工作原理裂变反应堆的工作原理基于核链式反应。
当一个重原子核吸收一个中子并发生裂变时,会释放出两个或三个新的中子,以及大量的能量。
如果这些新产生的中子能够继续引发其他原子核的裂变,就会形成链式反应。
为了控制反应的速率,反应堆中通常会使用控制棒来吸收多余的中子。
控制棒一般由能够强烈吸收中子的材料制成,如硼、镉等。
通过调节控制棒插入反应堆的深度,可以控制参与裂变的中子数量,从而调节反应堆的功率输出。
此外,反应堆中还需要有冷却剂来带走裂变产生的热量,防止反应堆过热。
常见的冷却剂有水、氦气、钠等。
三、裂变反应堆的分类1、按中子能谱分类热中子反应堆:在这种反应堆中,裂变主要由速度较慢(热运动速度)的中子引发。
热中子反应堆通常使用低浓缩铀作为燃料,水作为冷却剂和慢化剂。
快中子反应堆:快中子反应堆中的裂变由速度较快的中子引发。
这种反应堆可以使用更广泛的核燃料,包括贫铀和钍等。
2、按用途分类动力堆:主要用于发电和提供动力,如核电站中的反应堆。
研究堆:用于科学研究和实验,为核物理、材料科学等领域提供研究条件。
生产堆:用于生产放射性同位素或其他核材料。
四、裂变反应堆的组成部分1、核燃料核燃料是反应堆的核心部分,通常是铀、钚等可裂变物质。
核燃料需要经过一定的加工和处理,制成合适的形状和浓度,以保证反应的顺利进行。
2、慢化剂慢化剂的作用是将裂变产生的快中子减速为热中子,以便更容易引发后续的裂变反应。
常见的慢化剂有水、重水和石墨等。
【2024版】第四章核能材料
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2.3裂变堆类型
裂变反应根据堆内中子能量大小,分为快中子反 应堆和热中子反应堆等堆型。以水作为慢化剂的热中 子反应堆根据氢原子中的中子数不同,可以分为轻水 堆(LWR) 、重水堆等;轻水堆根据冷却剂状态不同可 以分为压水堆、沸水堆等。
压水堆(PWR):使用加压轻水作冷却剂和慢化剂 ,水压约15.5MPa,水在堆内不沸腾,驱动汽轮发电 机组的蒸汽在反应堆以外产生,借助于蒸汽发生器实 现,蒸汽压力为6~7MPa。燃料为浓缩铀或MOX燃 料。
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%(质量) Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性,少量的氧也可以强化 合金,在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂;后者会降 低其断裂韧性。
锆-2.5铌合金主要性能:
微观组织和断裂韧性
2 裂变反应堆材料
2.1裂变原理和裂变反 应堆 铀-235或钚-239
等重元素的原子核在 吸收一个中子后发生 裂变,分裂成两个质 量大致相同的新原子 核,同时放出2~3个 中子,这些中子又会 引发其他的铀-235或 钚-239原子核裂变, 如此形成链式反应。
反应堆原理
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探秘核反应堆:物理学与工程的完美结合
核反应堆,即为核反应堆炉,是核能利用的关键部件。
在核反应
堆中,核材料被控制地放在反应堆芯区,核反应产生热量,然后通过
冷却剂中的热量转化成动力,最终产生电能。
接下来就让我们深入了
解一下核反应堆的原理和构造。
核反应堆中核反应链的研究是核反应堆的基础。
核反应是指核子
之间发生的能量转移或核素的转变,其反应链包括核裂变和核聚变两
种方式。
核裂变是指重核被撞击后分裂成两个相对较小的原子核,在
这个过程中释放出大量的热能;而核聚变是指轻核通过相撞的方式合
并成重核,也会释放大量热能。
因此,核反应堆中使用的核材料包括
铀或钚等重核和氢氦等轻核。
反应堆芯区是核反应堆最重要的部分,由燃料棒和冷却剂组成。
燃料棒用于装载放置核燃料,通常采用钢和铜合金制作。
而冷却剂则
是用于吸收热量转化为动力的介质,一般包括水、氦气和液态金属等。
核反应堆的控制和调节是非常关键的,一旦掌控不好,就会出现
核燃料爆炸等严重后果。
核反应堆中的控制棒使用高密度的降温材料
制作,其作用类似于汽车刹车。
当需要调节反应堆热量时,控制棒被
插入到燃料棒中,减慢核反应的速度;而当需要增加反应堆热量时,
控制棒则被完全拔出。
随着科技的不断发展,新型的核反应堆也在不断涌现。
例如,钍
盐核反应堆是一种采用液态核燃料的新型反应堆,具有更高的热效率、
更高的安全性和更小的核废料量。
同时,核能的高效利用也是我们不断探索和发展的方向。
反应堆物理学

反应堆物理学反应堆物理学是研究核反应堆中核物质的行为和性质的学科。
核反应堆是一种能够产生和控制核能的装置,它在能源生产、医疗、工业和科学研究等领域发挥着重要作用。
本文将从核反应堆物理学的基本原理、反应堆的类型、安全性和应用等方面进行介绍。
一、核反应堆物理学的基本原理核反应堆物理学的基本原理是通过控制和利用核反应引发的链式反应来产生能量。
核反应堆中的燃料通过裂变或聚变反应释放出巨大的能量。
裂变是指重核裂变为两个或更多的轻核,聚变是指轻核聚变为更重的核。
当裂变或聚变反应发生时,会释放出大量的能量,并产生中子。
二、反应堆的类型根据燃料的类型和反应过程的性质,核反应堆可以分为裂变反应堆和聚变反应堆两种类型。
裂变反应堆是目前应用广泛的一种核反应堆。
它使用铀或钚等重核作为燃料,通过中子撞击使核裂变,释放出大量的热能。
常见的裂变反应堆有压水堆、沸水堆和重水堆等。
聚变反应堆是利用轻核如氘和氚等发生聚变反应来产生能量的一种核反应堆。
聚变反应是太阳和恒星内部的能量来源,它能释放出更大的能量,且产生的废料更少。
然而,目前聚变反应堆的技术仍在研究和开发中。
三、反应堆的安全性核反应堆的安全性是核能发展的重要问题。
在核反应堆物理学中,安全性是指在正常运行和事故情况下,保持反应堆的稳定和可控。
核反应堆物理学家通过设计合理的反应堆结构和控制系统,以及制定严格的操作规程,来确保反应堆的安全性。
核反应堆的安全性问题主要包括反应堆的稳定性、冷却剂的循环和废物处理等。
稳定性是指反应堆在不同功率下的运行情况,包括稳定的能量产生和中子控制。
冷却剂的循环是指反应堆中冷却剂的流动,确保燃料棒的温度不会超过安全范围。
废物处理是指对核反应堆产生的废物进行安全处理和储存,防止对环境和人类健康造成危害。
四、反应堆的应用核反应堆在能源生产、医疗、工业和科学研究等领域具有广泛应用。
在能源生产方面,核反应堆是一种清洁、高效的能源来源。
核能发电不会产生大气污染物和温室气体,且能量密度高,能够满足大规模的能源需求。
《核裂变和裂变反应堆》课件2

(1)1 kg铀235中含有的原子核数为:
×6.02×1023个=2.562×1024个 每1 个20 30 轴50 核裂变放出200 MeV的能量,则1 kg铀核裂变能释放
ΔE=2.562×1024×200 MeV=5.124×1026 MeV=5.124×1032×1.6×10-19 J=8.2×1013 J.
子.如果发生链式反应,铀块的体积必须大于等于临界体积,否 则中子穿过铀块时,可能不与铀核发生碰撞,从而反应不能 继续下去,故C选项正确,D选项错误.
答案:BC
巩固练习1:关于重核裂变,以下说法正确的是( ) A.重核裂变的能量等于它俘获中子时得到的能量 B.中子从铀块中通过时,一定发生链式反应 C.重核裂变释放出大量能量,产生明显的质量亏损,
(2)设与1 kg铀235相当的优质煤是m kg,则有:
m×2.94×107 J/kg=8.2×1013 J
m
8.21013 2.94107
kg=2.789×106 kg=2789 t
答案:(1)8.2×1013 J (2)2789 t
梯度练习 基础强化 1.关于裂变反应,下列说法中正确的是( ) A.用中子轰击铀核发生裂变,一定分裂为质量差不多的两块 B.铀核裂变为中等质量的原子核一定释放能量 C.铀核发生裂变时可能产生二、三或四部分 D.所有重核元素用中子轰击均能发生裂变反应 答案:BC
巩固练习2:已知一个铀235核裂变时能释放200 MeV的能量, 问1 kg铀完全裂变能释放多少能量?相当于多少吨燃烧值 为2.94×107 J/kg的煤所放出的能量?
解析:解答本题可按以下思维过程进行
一个铀235裂变释放的能量→1 kg铀的原子核数→1 kg铀235裂 变释放的能量→相当于x吨煤释放的能量
核反应及其应用之反应堆

No.8
核聚变(Nuclear fusion)
指由质量小的原子, 主要是指氘或氚,在 一定条件下(如超高 温和高压),发生原 子核互相聚合作用, 生成新的质量更重的 原子核,并伴随着巨 大的能量释放的一种 核反应形式。
2021年6月23日8时7分
No.9
核聚变的两大优点
核聚变能可为人类提供“取之不尽用之不竭”的能源。 地球上仅在海水中就有45万亿吨氘,1升海水中所含的 氘,经过核聚变可提供相当于300升汽油燃烧后释放出 的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂 变元素所能释出的全部核裂变能的1000万倍,可以说 是取之不竭的能源。至于氚,虽然自然界中不存在,但 靠中子同锂作用可以产生,而海水中也含有大量锂。
高温气冷堆的核燃料是富集度为90%以上(也有的高温气 冷堆采用中、低富集度)的二氧化铀或碳化铀。首先将二 氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球,其外部包裹 着热解碳涂层和碳化硅涂层.将这种包敷颗粒燃料与石墨 粉基体均匀混合之后,外面再包一些石墨粉,经复杂的 工艺加工制成直径达60mm的球形燃料元件。由于每颗 包敷颗粒燃料小球有多层包壳,而且包敷颗粒燃料小球 间有石墨包围,所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。
在压水堆核电厂中,一回路的冷却剂通过堆芯时被加热, 随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产 生蒸汽。
2021年6月23日8时7分
No.15
压水堆优缺点
用轻水作慢化剂和冷却剂的压水堆最显著的特点是结 构紧凑,堆芯的功率密度大。
压水堆核电站结构紧凑,堆芯功率密度大,加上轻水 的价格便宜,导致压水堆在经济上基建费用低和建设 周期短。
重水堆的功率密度低。由于重水慢化能力比轻水低,为了使裂变产生的快中 子得到充分的慢化,堆内慢化剂的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天 然铀等原因,同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。
反应堆介绍

热中子反应堆反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的装置。
所以把它叫做“堆”,是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度) 和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而构成的。
后来,其他不用石墨的核反应装置,仍沿用这种叫法。
热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。
目前,已经实用化的核反应堆有轻水堆和重水堆(重水是氢的同位素氘(重氢)同氧的化合物)之别。
目前使用的多为轻水堆。
在轻水堆中,水被兼作减速(和石墨一样起控制反应速度的作用)和冷却用。
轻水堆又可分为压水型和沸腾水型的,现在大多数核电站用的都是压水型的。
压水堆最初被用作核潜艇的动力。
它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分。
一次系统的冷却水保持在约160气压这样的高压,所以加热到约325℃仍能保持为液体状态。
为了吸收核裂变中的中子,水中加入一点硼,用以调整核反应的速度。
一次冷却水直接同核袭变部分接触,将它产生的热量带走。
经由蒸气发生器进行热交换,使二次冷却水被加热至沸腾。
二次冷却水在60大气压下被加热到275℃,成为蒸气用以驱动发电用的汽轮机。
压水堆利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀235作为核燃料。
铀235是铀的一种放射性同位素,是自然界中唯一存在的裂变核燃料。
裂变中产生的中子,或被燃料棒中铀238所吸收,或使铀235发生裂变,或逸出于燃料棒之外。
如中子速度快,则使铀235发生裂变的机会就小了,所以要用水(轻水或重水)和石墨作为减速材料,放在燃料棒四周,使中子速度减慢以有助于使铀235发生裂变。
减速后的中子能量最后都变为热能,为了把它运到外部,需要使用冷却材料(通常也用水)。
把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中,当它插入燃料中时,产生的中子数量达不到临界值,裂变无法连续进行下去。
当控制棒拔起来时,中子数目加多,通过连销反应,铀的裂变便可连续进行下去。
这种速度变慢的中子称为热中子,利用热中子使铀235裂变的核反应堆,称为热中子反应堆。
核裂变与核聚变(课件)高中物理(人教版2019选择性必修第三册)

成了核反应。在惯性约束下,可以用激光从各个方向照射参加反应的物质,
使它们“挤”在一起发生反应。
惯性约束示意图
判一判
(1)只要铀块的体积大于临界体积,就可以发生链式反应。
( × )
(2)中子从铀块中通过时,一定发生链式反应。
( × )
(3)重核裂变释放出大量能量,产生明显的质量亏损,所以核子数要减
1个U235发生裂变亏损质量:
Δm = (mu+ mn) - (mBa+mKr+3mn)= 0.3578×10-27kg
1个U235发生裂变释放的能量:ΔE= ∆ = ∆ × . =200.55MeV
1kg铀中含有的铀核数为:
N
1000
1000
NA
6.02 10 23 2.562 10 24
核废料具有很强的放射性,需要装入特制的容器深埋地下。
核电站
原子核的链式反应可以在人工控制下进行,使核能较平缓地释放出来,
这样释放的核能就可以为人类的和平建设服务。
小试牛刀
【例题】(多选)关于核反应堆,下列说法正确的是(
A.铀棒是核燃料,裂变时释放核能
B.镉棒的作用是控制反应堆的功率
C.石墨的作用是吸收中子
这种反应叫核裂变的链式反应。
铀块的大小是链式反应能否进行的重要因素。原
子核的体积非常小,原子内部的空隙很大,如果铀块
不够大,中子在铀块中通过时,就有可能不到铀核而
跑到铀核外面去,链式反应不能继续。只有当铀核足
够大时,裂变产生的中子才有足够的概率打中某个核,
使链式反应进行下去。
(2)临界体积和临界质量:使裂变物质能够发生链式反应的最小体积叫做
《裂变反应堆》 知识清单

《裂变反应堆》知识清单一、什么是裂变反应堆裂变反应堆,简单来说,就是一种能够通过核裂变过程产生大量能量的装置。
核裂变,指的是重原子核(如铀、钚等)在吸收一个中子后分裂成两个或多个质量较小的原子核,并释放出巨大能量和新的中子的过程。
在裂变反应堆中,这些核燃料被精心布置在特定的结构中,以实现可控的链式反应,从而持续稳定地输出能量。
二、裂变反应堆的工作原理要理解裂变反应堆的工作原理,首先得明白链式反应这个概念。
当一个重原子核发生裂变时,会释放出两到三个中子。
如果这些中子能够继续撞击其他的重原子核并引发新的裂变,就形成了链式反应。
在反应堆中,通过控制中子的速度、数量以及燃料的浓度和分布,来确保链式反应以适当的速度进行,既不会过快导致失控,也不会过慢而无法维持反应。
为了控制反应速度,通常会使用控制棒。
控制棒一般由能够强烈吸收中子的材料制成,如硼、镉等。
通过插入或抽出控制棒,可以调节中子被吸收的数量,从而控制反应的速率。
此外,还会使用冷却剂来带走反应产生的热量,防止反应堆过热。
常见的冷却剂有水、氦气、液态金属等。
三、裂变反应堆的分类裂变反应堆按照不同的标准,可以分为多种类型。
按用途分,有用于发电的动力堆,用于生产核材料的生产堆,以及用于研究的研究堆等。
按冷却剂和慢化剂的类型分,有水冷堆(以水为冷却剂和慢化剂)、气冷堆(以气体如氦气为冷却剂)、液态金属冷却堆(如钠冷堆)等。
按中子能量分,有快中子堆和热中子堆。
快中子堆中,裂变主要由快中子引发;而热中子堆中,中子经过慢化后成为热中子再引发裂变。
四、裂变反应堆的关键部件1、核燃料核燃料通常是铀-235 或钚-239 等易裂变材料。
铀矿石经过开采、加工和浓缩,才能得到高浓度的铀-235 作为燃料。
2、堆芯堆芯是反应堆的核心部分,里面放置着核燃料组件和控制棒。
3、压力容器用于容纳堆芯和冷却剂,承受高温高压,保证反应堆的安全运行。
4、冷却系统负责将反应堆产生的热量及时带走,以维持合适的工作温度。
世界上第一个核反应堆
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世界上第一个核反应堆为纪念第一次原子弹实验建在美国新墨西哥州的石碑1942年12月2日15点20分,著名物理学家艾立科·费米(1901—1954)点燃了世界上第一座原子反应堆,为人类打开了原子世界的大门。
半个多世纪以来,核能一方面以它前所未有的能量为人类服务,就像阿拉丁手里的神灯;另一方面也用它不可遏制的威力制造灾难,就像潘多拉盒子里放出来的魔鬼。
自1954年世界上第一座原子能电站在前苏联建成以来,至今世界上已有商业核反应堆400座以上,美国电力需求的21%来自核电。
核电站是利用可裂变物质铀-235(235U)发生连锁裂变反应释放的能量把水变成蒸汽来发电的。
核电的成本比火力发电便宜,在减少二氧化碳(CO2)的排放量方面也起到了其他能源不可替代的作用,被称为是“最新式、最干净、最方便、最安全、成本最低”的电力资源。
美国原子能委员会主席路易斯·施特劳斯曾夸口说:“我们的子孙后代将永远享用便宜得几乎无需计量的(核)电力。
”然而,这些核物质虽拥有巨大的能量,它的泄漏及弃物也给人类及环境带来了长久而巨大的危害。
自1945年7月16日美国在新墨西哥州的荒漠上进行了第一颗原子弹爆炸以来,至今为止,全世界共进行了2000多次核试验。
从1945年日本广岛和长崎原子弹爆炸到美国在比基尼岛进行的核实验污染事件,以及接二连三的核潜艇、核电站事故的发生,使人们对核能的恐惧远大于由其带来的便利而产生的喜悦。
除此之外,随着核能日益广泛的使用,放射性固体废弃物的数量也在与日俱增。
核废料的处理大都采用就地贮存在贮存地中,但由于这种物质的半衰期长达几千年乃至上万年,对人类是一种巨大的潜在威胁。
目前,一些发达国家将核废料作为垃圾输送国外,仅1988年,通过经济合作与发展组织的欧洲国家边界运出的有毒物质就达250万吨,很多国家对此反映强烈。
核废料犹如过街老鼠,难寻一劳永逸的弃置之地。
1996年9月,联合国通过了《全面禁止核试验条约》,旨在全球范围内永远停止核试验,但目前仍有少数国家拒绝在该条约上签字。
(完整版)反应堆工整理讲解
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第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆:专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆:主要用于实验研究动力堆:用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为:轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中,动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素;原子核由质子和中子组成(H除外),质子和中子通称为核子,核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电,半径为121310~10cm--,其中质子带正电,质量为1u,中子不带电,质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素,其化学性质相同,在元素周期表中占同一个位置,丰度。
例P有7种同位素,但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态,激发态原子核内部的能量是量子化的,即非连续,可分为基态和激发态,激发态能级不稳定,易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性,衰变与衰变规律一般而言,质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的,而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变:原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变,常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言,衰变是不确定的;对大量同类原子核而言,衰变是按指数规律进行的,即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子(He 核,两个中子和两个质子组成)Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子(正/负),内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态,释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ,其反应的是原子核本身特性,与外界条件无关。
河北省沧州市2024高三冲刺(高考物理)统编版(五四制)质量检测(冲刺卷)完整试卷
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河北省沧州市2024高三冲刺(高考物理)统编版(五四制)质量检测(冲刺卷)完整试卷一、单项选择题(本题包含8小题,每小题4分,共32分。
在每小题给出的四个选项中,只有一项是符合题目要求的)(共8题)第(1)题科学史家猜测图为伽利略研究小球从离水平桌面一定高度的轨道下滑到桌面后做平抛运动的手稿。
手稿记录了小球释放点距水平桌面的高度h,落地点与桌子边缘的水平距离x。
将手稿中的数据整理如表格所示(长度计量单位为Punti),由表格数据可推断()…3008002.70.00890.00003046.19…60011311.90.00310.00000546.17…80013061.60.00200.00000346.17…100014601.50.00150.00000146.17…A.与成正比B.与成正比C.与成正比D.与成正比第(2)题如图所示,水平天花板上的P、Q两点各固定一个光滑定滑轮,两根细绳穿过定滑轮分别连接A、B、C三个带电绝缘小球,三个小球保持静止状态且处于同一高度,定滑轮与小球在同一竖直面内。
已知A、C球的质量均为m,B球的质量为M,、均为正三角形,重力加速度为g。
则()A.A、B、C可能带同种电荷B.B球的电荷量最小C.D.A、B球之间库仑力大小为第(3)题如图所示,小球a、b的质量分别是m和2m,a从倾角为30°的光滑固定斜面的顶端无初速下滑,b从斜面等高处以初速度v0平抛,比较a、b落地的运动过程有()A.所用的时间相同B.a、b都做匀变速运动C.落地前的速度相同D.速度的变化量相同第(4)题2022年12月9日,我国具有自主知识产权的第四代核电项目华能石岛湾高温气冷堆示范工程1、2号反应堆达到初始满功率,实现了“两堆带一机”模式下的稳定运行。
这为该堆型今后商业化运行打下了坚实的基础。
已知该反应堆的工作原理是利用中子轰击核燃料释放核能来发电的,其中的一个反应过程生成和,并放出粒子X;具有放射性,衰变后会变成,并放出粒子Y。
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22.54 中子与物质的相互作用及应用(2004年春季)第十二讲补充材料(2004年4月1日)裂变的发现,反应堆动力学,双群双区反应堆_______________________________________________________________________________参考文献:Emililo G. Segre, “The Discovery of Nuclear Fission”, Physics Today, July(1989), pp.38-43.J. R. Lamarsh, Introduction to Nuclear Reactor Theory(Addison-Wesley, Reading, 1966)以下内容是对4月1日课程的补充,当时在讨论了临界条件(见第12讲)之后,我们提到了其它3个题目:(1)简要回顾了1938年裂变的发现,具体叙述见Segre于1989年发表在Physics Today上的一篇文章;(2)缓发中子对临界反应堆时间特性的影响;(3)考虑具有反射体的双群反应堆的中子慢化和扩散问题。
当然对于每一个题目这里都无法详尽展开。
我们将进一步的阅读留给有兴趣的同学,这里只是抛砖引玉。
1.裂变的发现对于核工系的所有人而言,这也许是最重要的科学事件之一。
对于它的关注不仅是因为它对社会产生了巨大的政治和社会影响,而且也是一个有关科学发现和个人因素如何在人类发展中起作用的实例。
在J. Chadwick1932年发现中子之后不久(见作业1),一些顶级的核物理和化学实验室就开始使用中子轰击铀,希望合成超铀元素(原子序数Z为93或更高的核素)。
在1934到1938年间,Fermi在罗马,Curie和Joliot在巴黎,Hahn和Meitner,以及后来的Strassmann在柏林,都积极地报告了各自的结果,但都给出了错误的解释。
没人意识到轰击实际上导致了铀核的分裂。
突破来自O. Hahn和F. Strassmann于1938年12月22日发表于Naturwissenschaften 27,11 (1939)的文章。
他们谨慎地(因为他们认为自己是核化学家而非核物理学家)提出,之前所信在他们的实验中发现的元素,如镭,锕和钍,实际上是更轻的元素钡,镧,和铈。
在元素周期表中,后面的元素都要比前面的高一行。
因此,若非发生了裂变,铀与中子是无法生成钡的。
正是由于这项工作,Hahn得到了1944年的诺贝尔化学奖。
你也许会问,为何这项划时代的发现不被认为是物理学的成就?为何没有承认Strassmann的贡献?毕竟他是文章的合作者,也是这项科学贡献的发现者?为何无人承认Meitner?她是Hahn在1938年7月前的亲密合作伙伴,之后由于政治避难逃到瑞典——她是奥地利犹太人而希特勒在3月吞并了奥地利。
今天将论述和辩论这些问题及其相关问题。
这个发现马上引出了两个简单的问题——谁发生了裂变,235U还是238U?共有多少中子产生?我们都知道上面的答案对于核能利用和核武器都至关重要。
这一发现的军事价值是个历史问题;核战争的阴影一直笼罩全球。
在反映二战的精彩记录片中,我们推荐Richard Rhodes,Making of Atomic Bomb (1986)。
我们将引用Segre的一段话来结束这一简要的回忆(他因发现了反质子而获得1959年的诺贝尔物理学奖)——“裂变的发现具有一个不寻常的复杂的历史;人们犯了许多错误,但是自然也确实让这个问题很复杂。
人们不得不研究铀的放射性和它的两种长寿命同位素235U 和238U 。
正如人们所知的,重些的那个同位素,238U 在慢中子轰击时不发生裂变反应。
而轻的那个同位素,235U ,自然丰度为0.7%,能够发生慢中子裂变。
这是一种诡异的结构。
总之,对我而言,人会被自己的头脑蒙蔽,只看到他所想看的东西。
”2. 瞬时和延迟临界正如在第12章所讲述的,临界的概念是指在一个增殖系统中,例如反应堆,系统材料的组成(燃料含量,或燃料和慢化剂的比例,和决定反应率的各种截面)与系统几何结构和尺寸之间所形成的平衡。
通过对临界反应堆扩散方程的求解知道,这一平衡表现为材料曲率B m 和几何曲率B g 是相同的。
当这一条件得到满足时,没有源的稳态扩散方程就会有非无效解,这意味着它可以在没有外部源的情况下实现稳态通量,或者换句话说,第(n+1)代和第n 代的中子数之比为1。
另一种描述临界状态的方法是通过合适的动力学方程来得到通量的时间变化关系。
假设我们忽略空间和能量的影响而设想一个无限大的无外部源的反应堆。
那么随时间变化的通量可以描述为)()()(1t v dtt d v a f φφΣ−Σ= (12S-1) 其解为,]/)1exp[()0()(p t k t A −=∞φφ (12S-2)在(12S-2)中,我们定义了无限增殖系数a f v k ΣΣ=∞/,且瞬发中子的寿命为。
根据这个简单的结果,如果反应堆是超临界的,,通量将以指数速度增长,其周期为a p v Σ=/1A 1>∞k )1/(−=∞k T p A (12S-3)作一粗略的近似,如果取寿命为典型的10-4sec ,而p A )1(−∞k 为10-3,则T ~0.1sec 。
这意味着在1秒种的时间内,通量将会增长e 10~2.2×104倍。
这种变化率,如果是真的话,将没有任何实际办法可以控制——因为反应堆通常是通过插入和抽出控制棒进行控制的;构成控制棒的材料具有很高的中子吸收截面,比如金属镉。
既然反应堆并不是像我们刚才所说的这样,而是以安全的方式运行,那么这里的估计有什么错误吗?答案是我们忽略了缓发中子。
众所周知,裂变产生的中子并非都是瞬时发射的。
有一定比例β的裂变中子是缓发的——这些中子来自于裂变碎片的各种衰变,包括过程相对缓慢、弱相互作用的β衰变。
235U ,238U ,和239Pu 都有六组缓发中子,其半衰期从~0.2到~54秒(见Lamarsh p.102 的Table3-8)。
总的缓发中子比例分别为0.0064,0.0148,和0.002。
通过修改周期T 的估计值,我们可以把缓发中子也考虑进来,使用平均中子寿命,它将比A p明显地大。
同时,我们可以使用有效增殖系数k 代替无限增殖系数,以使对增殖效果的计算计算更为准确。
因此,反应堆随时间变化的方程为∞k )0()(]1)1[()(βφφβφ+−−=t k dtt d A (12S-4) 其中我们记中子的平均寿命为,A ∑=+−=61)1(i i i p ββA A A (12S-5)重要的是由于(12S-5)第二项中缓发中子的存在,中子的平均寿命成为0.1秒的量级。
中子寿命的改变使周期T 变为10-1/10-3~100秒。
这样反应堆的中子变为在100秒后增大e 倍——这样就可以通过移动控制棒对反应堆进行控制。
我们不难求解方程(12S-4)从而得到})/]1)1exp{[(1()1(1)0(}/]1)1exp{[()0()(A A t k kt k t −−−−−+−−=βββφβφφ (12S-6) 当1)1(<−k β时,指数部分将随时间衰减掉,其稳态为)0()1(1)(φββφk t −−→ (12S-7)因此,长时间后,通量相对于初始值的增加为ρβρβφφ−−→)1()0(/)(t (12S-8) 这里引入一个量称为反应度, ,1k k k k ∆=−≡ρ ρ−=11k (12S-9) 在反应堆动力学的术语中,由于增减燃料或插抽控制棒造成的增殖系数的改变都可以使用反应度ρ描述。
从(12S-8)可以看出,当反应度的值等于缓发中子份额时,其值会有一个阶跃。
当这种情况发生时,反应堆通常被称为“瞬时临界”,这意味着反应度已经足够大以至于系统不需要缓发中子就可以达到临界。
这就像我们前面所描述的那样:通量将以指数增长——产生爆炸。
3. 双群反射反应堆在初级的反应堆物理中,双群双区反应堆是一个经典的模型。
对于如何分析系统的临界,即使只是定性地理解也是很有意义的,因为这个深入认识的过程提供了许多实际计算(包括许多能组和多反应堆区域)的基础。
多反应堆区域虽然在细节上要更复杂一些,但是它们的物理基础是相同的。
我们来考虑一个由堆芯和反射体组成的反应堆中存在的快中子和热中子。
使用数字编号区分截面、通量等:1-堆芯中的快中子2-堆芯中的热中子3-反射体中的快中子4-反射体中的热中子并且写出稳态下的扩散方程0)(22111121=Σ+Σ−Σ−Σ−∇φφf f R a v v D0)(222211=Σ−∇+Σφφa R D(12S-10) 0)(33323=Σ−Σ−∇φR a D 0)(334424=Σ+Σ−∇φφR a D其中为“移出”截面,指的是一个中子从快中子转变为热中子。
你可以用很简单的表达式来估计它的值,但我们在这里不深入讨论,重点是讨论总体问题。
R Σ通过观察系统的4个方程(12S-10)知道,这个系统通过慢化、扩散和裂变而相互联系在一起。
堆芯内的快中子来自堆芯的热中子裂变,同时也通过堆芯的慢化和向反射层的泄漏而损失。
反射体中的快中子来自堆芯的泄漏并且通过慢化为热中子而损失。
堆芯的热中子由慢化产生,因泄漏到反射体而损失。
反射体中的热中子由慢化和泄漏产生。
得到这个模型之后,所面临的数学问题就是对这个耦合的二阶微分方程进行求解,同时在堆芯——反射层的交界面与反射层的外边界应用适当的边界条件。
虽然堆芯内的快中子和热中子通量并没有明显的对称性,但是1φ和2φ满足同一组方程。
但这并不意味着它们是相同的,因为它们具有不同的边界条件。
为了找出这个对称性,我们将(12S-10)写为更加紧凑的形式,2111122()αφαφ0∇+−=0)(2222121=−∇+φαφα(12S-11)0)(3332=−∇φα0)(3434442=+−∇φαφα其中111111/)(D v R a f Σ−Σ−Σ=α 2121/D R Σ=α1212/D v f Σ=α 2222/D a Σ=α33333/)(D R a Σ+Σ=α 4343/D R Σ=α (12S-12)034=α 4444/D a Σ=α注意到在(12S-11)中,1φ和2φ是明显相互耦合的,而它们与3φ和4φ的耦合只是通过交界面的边界条件进行的。
因此我们可以通过前两个方程来得到一个只包含1φ的方程和一个只包含2φ的方程。
结果是0))((121121112222=−+∇−∇φααφαα(12S-13)0))((221122222112=−−∇+∇φααφαα待解方程具有如下形式, 0))((2222=−∇+∇φνµ1,2φφφ=或 (12S-14221122αανµ−=−(12S-15)2112221122αααανµ+=下面我们考虑一个球形堆芯并且写出下述形式的通解())()(r CW r AZ r +=φ (12S-16)0)()(22=+∇r Z µ, r r r Z µsin 1~)( (12S-17) 0)()(22=−∇r W ν, r rr W νsin 1~)( (12S-18)⎟⎟⎠⎞⎜⎜⎝⎛⎟⎟⎠⎞⎜⎜⎝⎛=⎟⎟⎠⎞⎜⎜⎝⎛)()()()(221121r W r Z C A C A r r φφ (12S-19) 注意到我们只保留了在系统任意位置都有限的解。