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。当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后,平均可放出25个中子,即第二代中子数目要比第一代多。粗粗看来链式反应自续下去似乎是不成问题的,但实际情况并非如此。下面以热中子核反应堆为例加以讨论。热堆的堆芯是由核燃料、慢化剂、冷却剂及各种结构材料组成的,因此堆芯中的中子不可避免地要有一部分被非裂变材料吸收。此外还有一部分中子要从堆芯中泄漏出去。即使是被裂变材料吸收的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子,其余的引发俘获反应,不产生中子。所以下一代中子数不一定比上一代多,必须进行具体分析。

      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。它的定义是:K有效(系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率)系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+系统内中子的泄漏率只要知道了系统的宏观截面和中子注量率,上式中的产生率、吸收率等,都可以很容易地计算出来。若恰好堆芯的有效增殖系数K有=1,则堆芯内中子的产生率恰好等于中子的消失率。这样在堆芯内进行的链式裂变反应将以恒定的速率不断进行下去,也就是说链式反应过程处于稳定状态。这时反应堆的状态称为临界状态。若有效增殖系数K有<1,则堆心内中子数目将随时间而不断减少,链式反应不能自己延续下去。此时反应堆的状态称为次临界状态。若有效增殖系数K有>1,则堆芯内的中子数目将随时间而不断地增加,这种状态称为超临界状态。

      根据上述讨论,立即可以得出反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是:K有效=1即核反应堆处于临界状态。这时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。显然有效增殖系数K有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。它包括了若干个环节,首先是快中子倍增过程,部分裂变中子由于能量较高(高于铀-238的裂变阈能)可引起一些铀-238核裂变,快中子在慢化过程中,要经过共振能区,必然有一部分中子被共振吸收而损失掉;逃脱了共振吸收的中子被慢化成热中子,热中子在扩散过程中被堆芯的各种材料吸收,被慢化剂、冷却剂和结构材料等物质吸收造成热中子损失;部分被核燃料吸收的热中子很大可能要发生裂变,但也有较小的可能不发生裂变。上述讨论中尚未考虑中子泄漏的影响。实际上在快中子慢化和热中子扩散过程中都有一部分中子会泄漏出堆外。