量几乎也都在堆内转化为热能。 若设以23U为燃料的反应堆平均热中子通量密度为g(1/cm2s),23U的热中子宏观裂变 截面为∑(l/cm),3U所占体积为V(cm3),每次裂变所放出的能量为∑s(MW·s),则反应 堆功率P(MW)为: 92sv∑ (1-1) 23U所占体积可由反应堆装料的2U质量m(g)求得V=,其中p为铀的密度(g:cm3), 将∑5=28.0cm-1,E5=200MeV,1W=6.243×102Mev/s代人,可得反应堆功率为P (Mw)的反应堆每天裂变次数(即裂变率)为 裂变率=P×100×8640=2.68×102P(裂变数|d) 200×1.60×1013 (1-2) 即功率为P(MW)的反应堆每天消耗268×102P个235U原子。再乘以3U的克原子量并除 以阿伏加德罗常数后,则换算成为每天需要进行裂变的3U(即燃耗率) 燃耗率≈2.68×1021P 602×103=1.05Pg (1-3) 这表明每天使1g2U裂变产生的热功率约为1MW。考虑到3U在反应堆内是以裂变和辐 射俘获两种方式消耗的,所以实际每天消耗的23U比上面这个值要大aJo倍,3U吸收热中 子的微观截面为σ。=σ1+σ;=578.8b,热中子微观裂变截面为σr=531.1b,故实际燃耗率 为1.05P×1.169=1.23Pg/d这种估算中没有考虑燃料中38U裂变的影响。 天然铀中235U的含量仅约占0.7%,其余大部分是8U238U吸收中子后经过两次9衰 变生成为易裂变的9Pu核 受U+hn→翌U2-翌Np2→谓P 38U称为可转换材料。 链式裂变反应可以在很短的时间内产生很多次核裂变,因而释放出巨大的能量,如果不加 以控制就会造成巨大的破坏力。人们对利用核能的装置即核反应堆采取了一些措施,在核裂 变的过程中,使上一代轰击燃料核的中子数目和下一代轰击燃料核的中子数目基本相等,即达 到一个临界状态。这时,由燃料核裂变反应所释放出来的核能基本稳定。因而,核电站反应堆 内的燃料核裂变为受控核裂变。 1.2核电站动力装置 不同类型反应堆的核电站,其动力回路不同。压水堆核电站动力装置主要由反应堆一次 冷却剂(水)回路(又称一回路)、二次汽、水回路(又称二回路)及其辅助系统组成。反应堆就是 由燃料核发生受控自持链式裂变反应释放能量的锅炉(又称核锅炉)。-次冷却剂(又称载热 剂)从核反应堆内带出裂变产生的热能。温度升高了的冷却剂在蒸汽发生器一次侧的U型传 热管内将热量传到U型管外二次侧的工质(水),完成核裂变能转换为热能的能量转换过程; 1b:1×10-2m2=1×10