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1、二、 闪烁计数器 卢瑟夫就是利用显微镜观测 ZnS 的质子闪光进行的第一个人工核反应的。五十年代后，随着光电倍增管的出现，配合发光闪烁体形成了完整的闪烁计数器。,原理： 1. 射线使晶体原子电离、激发退激时所发出的荧光。 2. 荧光进入光电倍增管，在其阴极上打出光电子，经多级放大，输出脉冲信号，被二次仪表记录、分析。,二、 闪烁体 闪烁体分有机与无机体两种。 1. 有机闪烁体 （CH 化合物）。 固体有： 蒽、芪、萘、对联三苯等。 液体有： 有机溶液加发光物质及波长转换剂（POPOP）。 塑料：有机闪烁液聚合而成，可做得较大。如苯乙烯等。,2. 无机闪烁体 NaI (Tl) 、CsI (Tl)
2、 、ZnS（Ag）。前两者可测射线，后者用来测量粒子。 其探测原理是：射线进入晶体内产生 电子 空穴 对，导带上的自由电子经杂质带填充空穴，放出荧光光子。,三、光电倍增管 光电倍增管是将光能转换为电能的电子器件。其构造的示意图如右下：,三、半导体探测器： 是六十年代发展起来的探测器，时间分辨和能量分辨很高的粒子探测器。它结构简单，工作稳定，电压低，使用方便，价廉。得到广泛应用。,1、原理： 入射粒子在P-N结中，使价带电子跳到导带，形成电子 空穴对。在反向工作电压的加速下分别向负、正电极漂移，在收集极形成输出脉冲，输出脉冲幅度为：,硅的禁带宽 锗的禁带宽：,在射线与物质相互作用过程中,气体探测
3、器的平均电离能约为30eV,而半导体探测器的平均电离能约为3eV.这样,对于同样入射能量的粒子,在半导体探测器中产生的电子-空穴对数比气体探测器产生的电子-离子对数要高一个量级. 它的信号幅度要大得多,所引起的幅度谱的能量分辨率要高得多,这是半导体探测器的突出优点 .,二、 结构： 金硅面垒半导体探测器，是在N型半导体硅表面蒸一层金，形成 P 型半导体，因而形成了PN 结。金层约几微米厚，适于粒子探测。也可蒸铝代金，更坚固。 结电容Cd 与外加电压有关，所以输出端接电荷灵敏放大器以消除这一影响。,式中 S为探测器面积，为P N 结密度，V 为外加反向偏压。随着V的增大，结电容变小，使输出脉冲变
4、大。,第五章 核电站,核电站总体介绍,核能的转换与传输 核能热能机械能电能,核电厂系统构成,核岛系统 一回路主系统 专设安全设施 核辅助系统 三废处理系统 常规岛系统 汽轮机回路 循环冷却水回路 电气系统,5.1核反应堆原理与类型,5.1.1 核反应堆原理,1、中子和原子核的相互作用,1）、散射反应（弹性散射、非弹性散射）,能量较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步降低，这个过程称为中子的慢化。 中子慢化主要通过弹性散射。,2）、( n, ) 反应，又称辐射俘获反应,3）、（n,f）裂变反应,2、核反应截面和核反应率 1）、微观反应截面 ,表示一个入射粒子与单位面积靶上，一个核发生
5、作用的几率。 单位是：巴 ( b)，1b = 10-24 cm2, = - dI / Idx 是一个入射粒子通过单位路径，引起核反应的几率。 也即：一个入射粒子与单位体积内所有靶核发生核反应的几率。 单位： cm-1,2）、宏观截面,N为靶核密度，可用下式计算。,3）、中子通量与核反应率密度,核反应率密度：在单位时间内(1s)单位体积 (1cm3)物质内，发生核反应的次数。用R来表示。 中子通量（中子通量密度或中子注量率）：=nv n-中子密度；v-中子飞行速度 所以中子通量是单位体积内所有中子在单位时间飞行的总路程。 利用中子通量和宏观反应截面，则核反应率密度为,核反应截面取决于入射中子的能
6、量和靶核性质； 大体分为三个区：低能区、中能区和快中子区。 低能区满足1/v定律； 中能区存在共振峰； 快中子区截面都很小。,3、截面随中子能量变化规律,几种核素的热中子截面,4、中子的慢化,重核对中子是透明 的。而轻核可以使中子速度下降很快。常用慢化剂材料：轻水、重水、石墨、铍等。 在反应堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化比”来衡量慢化剂。 慢化能力是慢化剂的宏观散射截面s与每次碰撞中子损失的能量的乘积。s 单凭慢化能力不能全面反应慢化剂性能的好坏，还要看吸收截面a的大小。 定义s/a为慢化比,常用慢化剂里水的慢化能力最强，堆芯小，但水的慢化比小，所以要用低浓缩铀； 重水和石墨的慢化比小大，
7、所以可以采用天然铀，但的重水和石墨慢化能力比水小得多，故堆芯尺寸较大。重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。 逃脱共振吸收中子的份额称为逃脱共振吸收几率，用P表示。 慢化所需时间称为慢化时间，热中子从产生到被吸收经历的时间称为扩散时间，慢化时间和扩散时间越长，中子越容易泄漏。,对给定系统，新生一代的中子数和产生它的直属上一代中子数之比。,5、核反应堆临界条件,1）、有效增殖因数,实际上反应堆的大小是有限的，也就是说中子有表面泄漏。,当一个裂变核俘获一个中子产生裂变以后，新产生的中子中，平均至少应该再有一个中子去引起另外一个核的裂变。 一个反应堆能否实现自续的链式裂变反应，就取决于裂变、非裂变吸收
8、和泄漏等过程中中子的产生率和消失率之间的平衡关系。,2）、自续裂变反应的条件,k=1临界状态 k1超临界状态,自续裂变反应的临界条件： k=1临界状态,临界尺寸 在堆芯几何形状、组成一定条件下，堆芯达到临界的最小几何尺寸 核电厂反应堆最初装料，大于临界尺寸 。 浓缩度越高，临界尺寸 越小。 K=1情况下装载的核燃料量叫做临界质量。,核反应的控制 核反应堆是裂变反应发生的地方,发生核反应的关键是具有一定能量的中子。 我们关注核反应堆中 的中子在两个方面： 1 单位时间单位空间运动中子的数量 决定每时每刻核反应的次数反应堆功率 2 中子数量的变化决定核反应次数的减少、持续还是 增加,核反应的控制：
9、控制中子的数量,中子增殖系数,反应性,使中子数增加的过程称为引入正反应性 使中子数减少的过程称为引入负反应性,使反应性变化的因素,反应堆 控制方式,堆芯的温度变化、冷却剂的汽化（空泡） 裂变产物中的中子吸收物生成（碘、XeSm） 投入或取出中子吸收物质（硼、银铟镉）,固体：控制棒（碳化硼、银铟镉）的插入和提升 液体：冷却剂中硼酸的浓度调节,消耗-U-235 转化-U-238Pu-239 增殖U-238Pu-239 燃耗深度：反应堆中反应核燃料燃烧的充分程度。堆芯中每吨铀（U-235和 U-238 ）放出的能量，单位MW日/t铀。 每个铀-235原子核的裂变会放出约200兆电子伏特的能量（相当于
10、3.210-11J）。这个能量看似很小，但由于每克铀-235中含有大量的铀-235原子，当其全部发生裂变时可放出接近1MWd的能量（一个30万KW电功率的核电厂，每天仅消耗约1.1Kg铀-235）。,6、核燃料的消耗、转化与增殖,受两方面因素影响： 燃耗深时，K下降，容易导致次临界。 包壳元件寿命限制 转化比：在反应堆中燃料通过转化生成的易裂变核的生成率与消耗率之比。用CR表示。 轻水堆CR=0.6，气冷堆CR=0.8 CR1的反应堆称为增殖堆。CR称作增殖比，用BR表示。,5.1.2 核反应堆的类型 反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等
11、因素可建造成各种类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。 按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆； 按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。,按用途分有： （1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究； （2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239； （3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见后。,核反应堆的分类 热堆 快堆(FBR),轻水堆 重水堆 石墨堆,金属冷 气冷,压水堆(PWR) 沸水堆(BWR) 超临界水堆,轻水冷 重水冷 (CANDU),轻水冷 切尔诺贝利 气冷,高温气冷堆(HTGR),钠冷 铅冷,核反应堆的分类 用途: 研究堆 军用生产堆 动力 开发进程: 实验堆 原型堆 示范堆 商用 以上都是裂变堆 聚变堆 (ITER) 国际热核反应堆,核电厂 船舰 空间,