核反应堆物理基础(第5-6章)
第5-6节 裂变、聚变和核能的利用

5.核聚变的优越性: (1)放出的能量大。 (2)核废料易处理。 (3)核燃料储量丰富(海水)。
二、核聚变 核聚变的利用——氢弹
弹体
三种炸药:
普通炸药
小 型
普通炸药
爆炸
铀235 外壳
原
子 U235 裂变
弹
氘、氚、重 氢化钾等
引爆装置
氘、氚 聚变
2 1
H
31H42
He
1 0
n
氢弹爆炸形成的磨姑云
一、重核裂变
2. 链式反应 (2)临界体积:裂变物质能够发生链式反应的
最小体积叫做它的临界体积, 相应的质量叫做临界质量。 (3)链式反应的条件:
1、裂变物质的体积大于临界体积 2、有足够浓度的铀235 3、有足够数量的慢中子
一、重核裂变
原子弹是利用链式反应制造的大规模杀伤性核武器。
枪式原子弹
内爆式原子弹
一、重核裂变
原子弹是利用链式反应制造的大规模杀伤性核武器。
1964年10月16日,中国第一颗原子弹爆炸成功。
一、重核裂变
原子弹是利用链式反应制造的大规模杀伤性核武器。
邓稼先
钱学森
1966年10月27日,中国第一颗核导弹爆炸成功, 首次实现了“两弹结合”。
二、核聚变
1.核聚变: 两个质量较轻的核结合成一个质 量较大一点的核,叫做核聚变。
世界核能发电占全部电量1/4
瑞典 46.8%
乌克兰 43.8%
韩国 42.8%
匈牙利 38.3%
亚美尼亚 36.4%
二、核电站
和平利用核能, 服务人类社会。
二、核电站
1.核反应堆
吸收中子、控制速度
第5章 核电厂的严重事故

1.碎片的重新定位
(3)下腔室中碎片床的冷却特性取决于碎片床
的结构(几何形状、颗粒大小、孔隙率以及它们 的空间分布特性)及连续对压力容器的供水能 力。在冷却过程中将有放射性物质进入安全壳。 如果不能冷却燃料碎片,那燃料碎片将在下 腔室中再熔化,形成熔融池。流体的自然对流会 使压力容器下封头局部熔化。下封头损坏后,熔 融的燃料进入堆坑。堆坑中有水,熔融物与水相 互作用可能引发压力容器外蒸汽爆炸。这蒸汽爆 炸可以严重损坏安全壳厂房。
核电厂的严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失 效,威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性,并引 发放射性物质泄漏的一系列过程。 严重事故可分为两大类:堆芯熔化事故和堆芯解体事 故。 堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分,引起堆芯裸露、 升温、直至堆芯熔化的过程。其发展较为缓慢,时间尺度 为小时量级;三哩岛事故属此类。 堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性,引起功 率陡增和燃料碎裂的过程,其发展非常迅速,时间尺度为 秒量级。切尔诺贝利事故属此类。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
在反应堆严重事故环境中,当熔化的堆芯物 质与水接触时,可能发生快速传热,引发蒸汽 爆炸。有可能发生压力容器内和压力容器外两 种典型的蒸汽爆炸。 轻水反应堆风险评价中,蒸汽爆炸是一个争 论的课题。蒸汽爆炸评查小组(1985)得出的 结论是:概率极低,可以忽略。 在低压下的蒸汽爆炸: (a)熔融的燃料初始是在冷却剂水池之上。 (b)落入水池,大的熔融燃料单元的分散,在 燃料和冷却剂之间产生粗粒的混合物,传热较 弱,在交界面膜状沸腾。
DCH
氢气爆炸
安全壳超压失效
如工程措施的干预或通风
5.1 严重事故过程和现象
主事件系统
核反应堆物理分析第五章-栅格的非均匀效应

返回第四章均匀反应堆临界理论第五章栅格的非均匀效应 (1)§5.1 热堆内K∞与非均匀效应的关系(定性分析) (2)§5.2 栅格均匀化 (3)第六章反应性随时间的变化第五章栅格的非均匀效应Heterogeneous Effects of Lattice几点说明:反应堆栅格(Lattice):在非均匀反应堆中,按照某种有规则的图形布置的燃料和其它材料的阵列(P.195,图5-1)。
栅元(Cell):反应堆各栅格中具有相同材料组成和几何形状的单元。
实际反应堆均为非均匀布置。
燃料棒尺寸与堆芯内中子平均自由程相比:轻水堆:λ约大于1cm,与棒径相当,必须细致考虑非均匀效应;快堆:λ约为数十cm,可粗略处理非均匀效应。
§5.1热堆内K ∞与非均匀效应的关系(定性分析)1. 世界上第一个反应堆(CP-I)是非均匀反应堆:•Natural uranium: η=1.33, ε=1.05; •均匀NU 与C :fxp ≤0.59 •K ∞≤0.85。
无法达临界。
2. 参照图5-01, 考虑分析:• 非均匀布置对p 的影响:空间自屏效应⇒p 变大。
I eff (Homo.)=280b, I eff (Hete.)=9b; K ∞上升至1.08.•非均匀布置对f 的影响:f 变小,但此效应小于上面p 的效应。
•非均匀布置对ε的影响:略有上升。
•非均匀布置对η的影响:稍有变化,不明显(能谱受到影响,计算可得知)。
•总结论:图5-02。
注意最佳栅格,慢化不足栅格,过分慢化栅格等概念。
a 321೯్ൻછଋ೯్ᅄ6.12āᐜৃดೱܤᒦᔇĂৢᑩᒦᔇਜ਼ེᒦᔇࡼహମॊݚā(点击图片可放大显示)§5.2栅格均匀化1. 栅元均匀化:• 栅元边界净流为零(假设堆芯为由相同栅元构成的无限阵列);• 保持体积份额不变,方到圆,图5-4(a),P.203;• 在保持核反应率密度不变的原则下,用通量密度分布(含空间和能量)作权重函数,求出等效的平均核截面。
核反应堆课后题

第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行?2.水在压水堆中起什么作用?3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么?4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备?5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点?6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低?7.在同样的堆功率情况下,重水堆的堆芯为什么比压水堆的大?8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点?9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的?10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点?11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用?12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么?13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题?14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高?第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期?8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性?9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些,它们分别是怎样生成的?2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料?3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用?6.对燃料包壳材料有哪些基本要求?目前常用什么材料?7.为什么错合金用作包壳时,其使用温度要限制在350℃以下?8.何谓错合金的氢脆效应,引起氢脆效应的氢来源何处?9.错合金包壳的氢脆效应有何危害,应如何减轻这种不利影响?10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象,应采取什么防范措施?11.控制棒直径较细有什么好处?12.定位格架采用什么材料制戚,为什么?13.定位格架有何功用?14.对用作控制棒的材料有什么基本要求?15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些?16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
第6章栅格非均匀效应

Qg , j =
1 Vj
∫ ∫
∆E g V j
Q(r , E )dVdE
Pij , g =
'
Σ t , g ,i Vj
∫∫
0
exp − τ g (r ' − r ) 4π r ' − r Σ t , g dl
2
[
Vi V j r ' −r
]dV dV
j
i
(6-11) (6-12)
τ g (r − r ) = ∫
Vi , i = 1, , I ;
∑V
i
= V , Vi ∩V j = 0 , i ≠ j
1 2 i I
当区域划分足够小时,可假设: • 每一子区的截面参数为常数或可用该区的平均值表示 • 每一子区内的中子源强或中子通量密度等于常数(平 源或平通量密度近似) 2. 对能量变量采用分群近似求解,采用G群近似。
I
(6-14)
群常数及首次碰撞概率可事先求得,上式为一线性方程组,可用迭代方法求解 CPM方法关键是首次碰撞概率计算,与几何及材料有关,专门程序计算。
19
6.3.2 碰撞概率方程的解及少群常数计算
碰撞概率形式的积分方程可用源迭代方法求解。 迭代方程为: Σ
(n) t , g ,i g ,i i
φ V = ∑∑ Σ
∆E g V x ∆E g V
x = a, f , s, ;
g = 1, , G
12
非均匀反应堆计算
1. 栅格均匀化,考虑非均匀效应计算出等效均匀化 系统的均匀化常数; 2. 将非均匀系统等效为均匀系统,利用上面计算的 均匀化常数,采用均匀反应堆理论计算临界大小、 中子通量密度分布、功率分布等。 上述处理方法叫做非均匀反应堆的均匀化处理。
《核反应堆物理基础》课件——第六章 核燃料管理

单循环燃料管理:X(i,j),BP(i,j)和控制运行方案;在对这组变 量进行决策时,需要详细考虑燃料组件和控制毒物在堆芯内的 空间分布。
当得到的解不能满足需求时,则需要调整外部决策变量, 重新进行多循环分析,求出新的值。
• 核电厂堆芯燃料管理的主要任务就是要在满足电力系统的能量需 求的条件下,在电厂设计规范和技术要求的限制下,为核电厂一 系列的运行循环作出其经济安全运行的全部决策。
• 其核心问题就是如何在保证电厂安全运行的条件下,是核电厂的 单位能量成本最低。
8
⑵燃料管理的内容
①堆芯燃料管理策略以及初步换料方案的确定 • 这部分内容主要包括下列决策变量的确定:
5 循反应堆的换料方程:
• 设批反料应 数堆定内义燃为料:组件总数为NT,每次换料更换的燃料组件数为N。则
n NT N
• N则称为一批换料量。 • 在循环长度不变的情况下,提高批料数n,就增加了燃料在堆芯的停
留时间,从而:
• 增加了卸料燃耗深度; • 需要提高新料的富集度。
6
⑶循环燃耗和卸料燃耗
41
堆芯计算模块
截面处理接口程序
• 由组件计算程序产生的各种工况下组件的等效均匀化少群截面数据 库,只能提供离散的有限数量状态下的截面数据。
• 实际运行过程中,反应堆的状态时连续变化的,因此必须通过最小 二乘法拟合处理,将燃料组件的宏观截面与各独立变量的关系用数 值形式表示,使用时通过插值来求得各非参考工况下的截面值。
21
三、外-内换料方案 (一)燃料布置与换料方案 布置方案 • 堆芯由内向外仍然分为若干个区域:
核反应堆物理-复习重点--答案

第一章核反应堆的核物理基础(6学时)1.什么是核能?包括哪两种类型?核能的优点和缺点是什么?核能:原子核结构发生变化时释放出的能量,主要包括裂变能和聚变能。
优点:1)污染小:2)需要燃料少;3)重量轻、体积小、不需要空气,装一炉料可运行很长时间。
缺点:1)次锕系核素具有几百万年的半衰期,且具有毒性,需要妥善保存;2)裂变产物带有强的放射性,但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上;3)需要考虑排除剩余发热。
2.核反应堆的定义。
核反应堆可按哪些进行分类,可划分为哪些类型?属于哪种类型的核反应堆?核反应堆:一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
核反应堆分类:3.原子核基本性质。
核素:具有确定质子数Z和核子数A的原子核。
同位素:质子数Z相同而中子数N不同的核素。
同量素:质量数A相同,而质子数Z和中子数N各不相同的核素.同中子数:只有中子数N相同的核素。
原子核能级:最低能量状态叫做基态,比基态高的能量状态称激发态.激发态是不稳定的,会自发跃迁到基态,并以放出射线的形式释放出多余的能量.核力的基本特点:1)核力的短程性2)核力的饱和性3)核力与电荷无关4.原子核的衰变。
包括:放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义;理解衰变常数的物理意义;核衰变的主要类型、反应式、衰变过程,穿透能力和电离能力。
放射性同位素:不稳定的同位素,会自发进行衰变,称为放射性同位素。
核衰变:有些元素的原子核是不稳定的,它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核,这种现象称为核衰变,也称放射性衰变。
衰变常数:它是单位时间内衰变几率的一种量度;物理意义是单位时间内的衰变几率,标志着衰变的快慢。
半衰期:原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命:任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
衰变类型细分前后变化射线性质ααZ减少2,A减少4 电离本领强,穿透本领小ββ—Z增加1,A不变电离本领较弱,穿透本领较强β+ Z减少1,A不变电子俘获Z减少1,A不变γγ激发态向基态跃迁电离本领几乎没有,穿透能力很强5.结合能与原子核的稳定性。
《核反应堆物理分析》基本概念总结

m 2 ,巴恩—1b=1028 m2 。
(P8)
6)宏观截面:一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。设 为材料密 度, A 为该元素的原子量,N 0 =6.0221367×1023 mol 1 , 则 N dI / I ,N N 0 单位: (P9) m 1
反应堆物理分析(修订本-谢仲生主编) 基本概念总结
西安交大出版社(原子能出版社)
有稳定的分布,称之为中子慢化能谱。 3) E '
(P36)
1 1 1 cosc E , ① c 00 时 E ' Emax E ,此时碰撞前后中子没有能量损失; 2
弹性散射。
(P5)
4)共振现象:当入射中子的能量具有某些特定值,恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时, 中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著地增加,这种现象就叫做共振现象。
INx N x
(P4)
I I / I ,单位 5)微观截面:表征一个入射中子与单位面积内一个靶核发生作用的几率大小; σ
(P30)
即 : k eff
第2章 中子慢化和慢化能谱
1)慢化过程:中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。 (P36)
2)中子慢化能谱:当反应堆处于稳定时,在慢化过程中,堆内中子密度(或中子通量密度)按能量具
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裂变产物
氙(135Xe)中毒
裂变反应直接产生的裂变碎片和随后放射性衰变产生的 各种同位素统称为裂变产物
这些裂变产生的强吸收裂变产物,一般分为两类:寿命 长的称为“结渣”,寿命短的称为“中毒”。
在所有的裂变产物中,氙(135Xe)和钐(149Sm)显得特别 重要。热中子吸收截面大,对反应性影响大。
核反应堆物理分析
第5章 燃耗与中毒 Email: XSR-INE@ 2008年12月
本章要解决的问题
从本章开始,研究在核电站运行中出现的物理问 题和分析一些参数的变化。
核电站运行中的物理问题,按时间分成两类: 核燃料同位素和裂变产物随时间变化,对反应 性和中子通量密度分布的影响,变化速率是缓 慢的。 堆启动、停堆和功率变化过程中,中子通量密 度和功率随时间的变化,变化是迅速的,称为 中子动力学问题。
V
⎢ ⎣
g
σ
5 a,
gφ
g
N
5
(
r
,
t
)
+
σ
9 a,
gφ
g
N
9
(
r
,
t
)
+
g
g
σ
1 a
,
gφ
g
N1
(r
,
t
⎤ )⎥
dV
⎦
转换过程提高了燃料的利用率,在CR=0.6下,被利 用的裂变核素提高了,是原来的1/(1-0.6)=2.5倍。
转换比CR>1时,称为增殖比,以BR表示,反应堆称 为增殖反应堆。
在热中子通量密度为1014中子/cm2s下,运行约40 小时之后, 碘-135和氙-135 的浓度基本上达到平衡浓度。
13
运行时氙(135Xe)的浓度
其平衡值是:
NI
(t=∞)=
γ
I Σf λI
φ
N
Xe
(t=∞)=
(γ I λ
+γXe )Σf φ Xe +σaXeφ
平衡氙浓度引起的反应性变化,即氙中毒。
3
第5章 燃耗与中毒
第一节 核燃料重同位素随时间的变化
核燃料中重同位素随时间的变化
主要是分析235U、236U、238U、239Pu、240Pu、 241Pu等重核素随时间的变化。
5
求解的方程
核素A 的产生和消失都有两种途径,核素A 的原子密度 随时间变化: dN A = 产生率-消失率 dt
14
停堆后的氙中毒
氙的消失有两条途径,由中子吸收或和衰变,在中子 通量密度为0.756× 1013cm-2s-1时,这两条途经基本 相等,动力堆中子通量密度一般大于此值,氙主要靠 中子吸收而消失。
因此,停堆后会出现浓度上升,如氙浓度在停堆后10
小时左右达到最大值,可能是稳定功率下的两倍多, 即停堆时的“碘坑”现象。
= NCσ γ ,Cφ + λB N B − N Aσ a, Aφ − λAN A
式中,右边第一项为核素C
吸收
吸收中子而形成核素A的产
B 衰变
生率,第二项为核素B衰变
而形成核素A的产生率,第
A
三、四项分别为核素A由于 吸收中子和衰变而造成的消
C
俘获
衰变
失率。
6
1
235U、238U和239Pu的燃耗方程
exp(−λXet ) − exp(−λI t)
其中φ0是停堆前的中子通量密度。
16
停堆后氙浓度出现最大值
对时间求导,令t=0,得出:
dN Xe (t ) dt
t =0
=
⎡ ⎢ ⎣
σ
γ Xe
a
Iφ0
σ
φ Xe
a0
− γ Xeλ + λXe
Xe
⎤ ⎥
Σ
f
φ0
⎦
只要
φ0
< γ λ Xe Xe
γ
在运行中会出现: 启动和功率变化时,出现氙(135Xe)中毒,影 响反应性, 停堆时出现碘坑现象 大堆时可能出现氙振荡
11
氙(135Xe)浓度满足的方程
满足方程
dN I (t) dt
=γ IΣfφ
− λI NI (t)
dN Xe (t) dt
=
λI
NI
(t)
+γ
Xe Σ
fφ
−(λXe
exp ⎡⎣- λXe +σaXeφ t⎤⎦ -exp -λIt
12
2
堆启动后碘-135 和氙-135 浓度随时间变化
一个新堆芯,碘-135 和氙135 的初始浓度都等于零。 堆开始启动,并近似地认为 中子通量密度瞬时地达到了 额定值,并保持不变。
碘-135 和氙-135 的浓度随运 行时间增加而增加。当t 足 够大后,碘-135和氙-135 都 达到了平衡(或饱和)浓度, 即碘-135 或氙-135 核的产生 率正好等于其消失率,浓度 将保持不变。
Σ
F a
− ΣaF
Δρ
Xe
(∞)=k
′-k k
≈பைடு நூலகம்
f ′-f =Σa f
+
Σ
Xe a
Σ
F a
Σa
Σa
=
−
Σ
Xe a
Σa
= γΣ f Σa
φ
λXe σ Xe
a
+φ
平衡氙毒性与中子通量密度水平有关。在中子通量密度
大于1014cm-2s-1时,便可以忽略衰变的影响。氙中毒造
成的反应性量为0.04~0.05。 Δρ Xe(∞)=γΣΣaf
Iσ
Xe a
= 2.76×1011
cm-2s-1
导数就小于零,就不会出现最大氙中毒现象。动力堆 的中子通量密度在1014cm-2s-1左右。 所以,停堆后, 135Xe浓度从平衡值上升,达到一最大值(可能是稳定 功率下的两倍多),然后下降。这称为碘坑现象。
在 φ0远大于1013cm-2s-1时,氙浓度达到最大值的时间 基本上于中子通量密度无关,大约在停堆后11小时。
BU
=
C5
× 10 B
3
α
F
,
BU
=
1 B
αU
αF
= WB WF
× 100% = WB WF
× WU WU
= WB WU
× WU WF
=
αU
1 103
1 C5
B为发出1MWd的能量所消耗易裂变核素的质量(kg), c5为核燃料中易裂变核素的初始富集度。对热中子反应 堆,B大约为1.23×10-3/MWd。
根据反应性的定义,可以导出裂变产物所引起的反应性
变化近似为:
Δρ = −
Σ
P a
=
−
Σ
P a
Σ
F a
+
Σ
M a
Σa
Σ
F a
,
Σ
M a
和Σ
P a
分别为燃料、慢化剂和裂变产物的热中子宏
观吸收截面。
9
10
氙(135Xe)带来的问题
氙(135Xe) 吸收截面很大,半衰期短。在启动和 停堆时会很快饱和和很快衰变,带来堆运行上的 问题。
2
反应性的定义
反应性表示系统偏离临界的程度,用ρ标记。
定义为
ρ = k −1 k
反应性实际上表示了相邻两代中子的相对变化。
ρ=0,即增殖因子=1,反应堆为临界状态, ρ <0,即增殖因子<1,反应堆为次临界状
态,
ρ >0,即增殖因子>1,反应堆为超临界状态。
反应性常以pcm为单位,1pcm=10-5。
[ ] N Xe
(t)
=
N Xe
(∞)exp(−λXet )
+
λI NI (∞) λI − λXe
exp(−λXet) − exp(−λI t )
代入初始的平衡值:
[ ] N Xe (t )
=
(γ I + γ Xe )Σ f φ0
σ
φ Xe
a0
+
λXe
exp(−λXet )
+
γ IΣ λI −
f φ0 λXe
+σ
aXeφ)N Xe
(t)
初始条件是浓度都为零。
其解是:
N(I t)=
γ
IΣfφ λI
⎡⎣1-exp (-λIt)⎤⎦
{ ( ) } ( ) NX(e t)=
γI +γXe Σf φ λ Xe +σaXeφ
1-exp ⎡⎣-
λ Xe +σaXeφ
t ⎤⎦
{ ( ) } ( ) + γIΣfφ σaXeφ+λ Xe -γI
26
第6章 堆内核燃料管理
第一节 核燃料的转换与增殖
核燃料的转换
将可转换同位素转换成易裂变同位素的过程叫 “转换”。
反应堆中核燃料转换过程有两类:
铀钚循环
238U ⎯(⎯n,γ ⎯)→ 239U ⎯⎯β −⎯→ 239 Np ⎯⎯β −⎯→ 239 Pu
23min
2.3d
钍铀循环
232Th ⎯(⎯n,γ ⎯)→ 233Th ⎯⎯β −⎯→ 233Pa ⎯⎯β − → 233U
17
18
3
氙振荡
空间氙振荡是由于135Xe浓度空间变化而引起空间中子通 量密度和功率的振荡问题。
机理分析:当某个原因使堆芯中子通量出现了不对称, 在高中子通量区,135Xe烧掉快,从局部看此处氙毒下 降,从而引起通量进一步增加,而在低中子通量区, 135Xe烧掉慢,引起通量进一步下降。