反应堆的中毒效应
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
高温气冷堆的固有安全性能指标
高温气冷堆的固有安全性能指标高温气冷堆的固有安全性能指标引言：高温气冷堆作为一种新型的核能反应堆，具有很多优势，例如可以产生高效的、低污染的能源，具备较高的燃烧效率和灵活性等。
然而，由于核能的特殊性，核能反应堆的安全性一直备受关注。
高温气冷堆的固有安全性能指标是评估和确保反应堆在不同工况下能够安全运行的重要指标。
本文将重点介绍高温气冷堆的固有安全性能指标，以期为相关研究和实践提供参考。
一、高温气冷堆的固有安全概念固有安全是指从设计上寻求一种自动稳定的能力，使核能反应堆在发生事故或异常工况时，不依赖外部设备或人为干预，能够自动稳定或安全关闭，避免辐射物质的泄漏和核事故的发生。
固有安全目标是从设计和材料选择上，使得核能反应堆在整个运行过程中遵循内在的、固有的安全原理，从而降低事故的概率和后果。
二、高温气冷堆的固有安全性能指标1. 温度系数和迁移率温度系数是指当温度发生变化时，反应堆中核反应的快中子速度变化的比例。
高温气冷堆一般采用的核燃料是球形颗粒状结构，具有较高的热导率和热容量，可以稳定反应堆温度。
迁移率是指核燃料中燃料粒子之间的热和质量传递速率，其快速迁移率可以有效控制核反应堆的温度。
2. 阳性温度系数和功率反应系数阳性温度系数是指当反应堆发生运行异常、温度升高时，反应速度加快的现象。
高温气冷堆一般能够保持负的温度系数，即温度升高时核反应速率减小，稳定了燃料球的温度。
功率反应系数是指当反应堆功率调整时，反应速率的变化幅度。
高温气冷堆应保持功率反应系数尽可能小，使反应堆在功率调整时稳定。
3. α和β效应α效应是指当反应堆出现小规模挂探棒时，反应堆功率会有所增加的情况。
β效应是指当反应堆出现大规模挂探棒或控制棒全插时，反应堆功率会有所下降的情况。
高温气冷堆的α效应和β效应应该保持较小，以确保反应堆在控制棒运动情况下的稳定性。
4. 安全壳和冷却系统高温气冷堆一般应当设置安全壳，以防止放射性物质泄漏和核事故的发生。
第8章 核反应堆动力学-2011.5.23(核反应堆物理分析)
增加了两代中子之间的平均时间间隔，延迟了中子密度的变 化率。反应堆控制正是利用缓发中子的作用才得以实现的。
1. 核反应堆动力学方程
单群中子扩散方程中考虑缓发中子后的中子源项：
6
S(r ,t) (1 )ka(r ,t) iCi (r , t) i 1
只适于反应堆偏离临界状态不远 和扰动不太大的问题。
例：均匀平板反应堆，三个活性区， 在t=0时刻，I区引入一个正反应性 阶跃(增加9.5%)，反应堆超临 界；随后在0.01s 内反应性线性下 降到-。
8.3 阶跃扰动时点堆模型动态方程的解
t=0时刻以前，ρ=0，并引入一阶跃反应性 ρ，如不考虑反 馈效应，点堆方程为一阶线性常系数微分方程组,其解为：
n(t) iCi (t)
i 1,2,,6
定义中子每代时间 l / keff
点堆方程改写为
dn(t )
dt
(t)
n(t)
6 i 1
iCi (t)
dCi (t) dt
i
n(t)
iCi
(t)
i 1,2,,6
3.点堆模型适用范围
点堆模型不适应与空间有关的动力 学效应，如反应性局部扰动和过渡 过程中中子通量密度空间分布随时 间的快速畸变。
迅速下降，而在短时间内瞬变项衰减之后，中子通量密度 将按指数规律下降，其周期约为80 s，即大约每184 s功 率下降一个量级 反应堆停堆时，中子通量密度需下降10个数量级以上，其 关闭时间要求至少30min，反应堆设计需要考虑
中子源
为了在启动时满足最低要求的中子计数率（避免启动 盲区），必须在堆芯装入中子源。
CB1=1100ppm，N1=450cps，N2＝410cps CB2=980ppm，N1’=1050cps，N2’＝1300cps
核反应堆物理分析10
吴宏春 西安交通大学11 堆芯物理设计基础 2 堆芯初始参数的选择 3 堆芯物理设计计算 4 反应堆物理启动试验 5 换料堆芯安全评价21 堆芯物理设计基础常用的设计准则包括： (1)堆芯具有负的反应性反馈 (2)最大反应性的引入率不超过限制 (3)反应堆具有足够的停堆裕量 (4)反应堆满足平均和最大燃耗深度限值 (5)反应堆运行中不发生功率振荡堆芯物理设计主要包括三方面的内容：（1）提出初始的堆芯参考方案，计算堆芯寿期内剩余 反应性的变化、反应堆功率随空间和时间的变化以及 功率不均匀系数，确保堆芯设计满足反应堆寿期要求 和功率不均匀性的限值。
（2）在反应性控制方案设计中，通过计算反应堆运行 过程中的各种反应性效应，包括堆芯各类反应性反馈 系数，如燃料温度系数、慢化剂温度系数；反应堆功 率亏损；各种裂变产物中毒的效应以及各种控制毒物 的价值等，设计合理的反应性控制方案以确保能够在 反应堆运行过程中有效地控制和补偿反应性的变化， 并确保反应堆具有足够的停堆裕量。
（3）在堆芯燃料管理方案设计中，通过燃耗分析并 根据燃耗计算结果，进行燃料管理方案优化和换料 安全评价，使得反应堆在满足安全限值的条件下实 现更好的经济效益。
2 堆芯初始参数的选择燃料参数的确定燃料初始参数的选择通常包括燃料富集度的确定、 燃料棒径的选择、包壳材料及厚度以及燃料栅格的水 铀比。
根据线性燃耗的假 设，可以初步给出某个 卸料燃耗深度目标下的 富集度选择范围。
燃料棒直径的选择需要综合考虑物理和热工的 影响。
从物理的角度看，燃料棒越细，空间自屏效应 的影响越小，逃脱共振俘获概率会减小，同样富集 度下会降低燃料的初始剩余反应性。
从热工的角度看，在满足燃料表面热流密度要求 的条件下，更细的燃料棒意味着线功率密度的减小， 从而增大了热工裕量，有利于反应堆安全。
燃料棒变细带来的燃料平均温度降低也减小 了温度效应导致的反应性损失，补偿一部分由于 共振吸收增大导致的反应性减低。
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
反应堆的轴向功率偏差和运行控制
反应堆的轴向功率偏差和运行控制摘要：近几年来社会经济的快速发展，我国核电厂发展规模也在逐步扩大，而反应堆控制系统是其最核心的控制系统，若存在着一定的问题，将会阻碍核电站发展，所以为解决问题，我们应分析反应堆轴向功率产生偏差的主要原因，通常是由可燃毒物效应、燃耗影响其功率。
只有提出有效的运行控制策略，才能够保障各项生产运作顺利开展，也能实现利润最大化的目的，最后，得以在瞬息万变的市场中更长久的立足和发展。
关键词：反应堆；轴向功率；偏差；运行控制前言：核电厂的发展速度的加快，所面临的挑战也越来越大，其中反应堆控制系统能否处于稳定运转状态，关乎核电长发展、实际上该系统会受到很多因素的影响，而出现不稳定情况，导致反应堆的轴向功率产生偏差。
所以笔者认为我们应提出可行策略，确保反应堆可以处于稳定运转状态。
如：通过调节反应堆冷却剂中的硼酸浓度，实现人为控制的目的，希望以下论述观点内容的提出，可以为相关人员提供参考和借鉴，保障我国核电厂进一步发展。
一、反应堆的轴向功率基本概述核电厂是我国社会经济发展中的重要组成部分，随着其发展规模扩大的同时，也开始了解到反应控制系统维护的重要性，它也是核电站最核心的控制系统。
随着时代的不断演变，反应堆的轴向功率也在逐步得到进步，而单从和物理方面考虑反应堆轴向功率分布，应具备均匀性，这样才能降低能源损失，帮助核电厂实现利润最大化的目的[1]。
二、反应堆的轴向功率偏差主要因素（一）慢化剂温度效应造成反应堆轴向功率出现偏差的因素有很多，其中慢化剂温度效应是其主要因素之一，由于堆芯温度由底部到顶部逐步升高所致，使得反应堆系统处于不稳定状态。
其中慢化剂主要为硼水，通过调节硼浓度来控制堆芯反应快慢的。
比如：当慢化剂中的膨胀度达到一定的值时，它会随着慢化剂温度的上升而出现反应，当然它也会随着浓度的增加而引入的负反应性逐渐减少。
（二）多普勒效应多普勒效应是导致反应堆轴向功率产生偏差的一个因素，其中反应堆功率增加，燃料温度也会随之增加，而燃料温度系数总是会产处于负值状态，这也是由于随着燃料有效温度的增加，导致其负值越来越减少所致。
压水反应堆结构与材料
二．因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成很薄的板材， 所以单位堆芯体积中能布置较大的放热面积，这就有 效地提高了反应堆的平均容积比功率。
三．即使采用导热性能较差的二氧化铀为燃料的板状元 件，其中心温度一般也不超过900℃。
虽然板状元件有上述一些重要优点,然而浓缩铀的消耗 相当可观。因此，目前这种类型的板状元件多半还只 能用在要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆上。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受放射性辐照的条件下工作的特殊 要求，要求压力壳材料有较高的机械性能，抗辐照性能及热稳定性。
为了防止高温含硼水对压力壳材料的腐蚀，压力壳的内表面堆焊一层几毫 米厚的不锈钢衬里。反应堆压力壳是一个圆柱形高压容器，压力壳由壳体 和顶盖两部分组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、接管和法兰等部 件组焊而成。顶盖由半圆形上封头、法兰和其它附件等组焊而成。
板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元件通常由铀-锆合金 或弥散型燃料轧制而成，铀的浓度为20%-90%。与UO2陶 瓷棒状元件相比，板状元件有如下一些特点：
三．由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散型燃料的稳定性 好，因而它的燃耗可以很深，一般在10000兆瓦日/吨铀以 上，这就保证了较高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。
燃料芯块的稳定性 在某些因素的影响下，燃料芯块出现 的收缩会导致燃料的密实化，从而造成燃料包壳的塌陷
燃料芯块的含水量 许多反应堆内都曾发生过 锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围吸 收水分。在反应堆启动后，燃料吸收的水分将 释放出来，并在辅照作用下分解为氢和氢氧根。 其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆，从而使包 壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力作用 下也会发生破损。因此，应该注意控制燃料棒 的含水量，通常规定每3.66米不得超过60毫 克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。
压水堆核电站控制(第一章)
反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
核反应堆物理分析(第九讲)核反应堆动力学
3
• 解决反应性的迅速变化引起的中子通量密度 随时间的瞬态变化：中子动力学(neutron kinetics)。 • 反应堆瞬态过程中，存在着一些反馈效应， 本章不考虑。
4
8.1 缓发中子的作用
1.1 基本概念：
裂变中子(fission neutron): 由裂变过程产生 并保持它们初始能量的中子。 分为瞬发和 缓发两种。
39
3.2 常数缓发中子源近似
• 由于先驱核半衰期较长，在某些反应性瞬变 中(e.g.停堆插棒)可以认为缓发中子源保持 为常数：
C (t ) = l / k
i =1 i i
6
n0
eff
• 可得解析解： n0 0 − n(t ) = [ 0 exp( t) − ] 0 − l / keff
36
(p241)
37
8.3* 点堆方程的近似解法
• 方程(iii)、(iv)是个耦合的一阶微分方程组， 同时由于反应性的反馈作用(温度效应、中毒 等)，该方程一般也是非线性的： 6 dn (t ) − = n(t ) + i Ci (t ) (iii )
dt l / keff
i =1
• 缓发中子产生率= i Ci (r , t )
i =1
18
6
• 考虑缓发中子的单群扩散方程：
1 ( r , t ) 2 = D (r , t ) − a (r , t ) + (1 − )k a (r , t ) v t + i Ci (r , t )
t /T
实际使用的还有倍增周期Td,，Td=0.693T
技术类《核反应堆物理》第6部分-核反应堆动力学
87Br(55.6s)
缓发中子先驱核Br-87的衰变情况
β-
β-
（87Kr）*
87Kr β- 87Rb
β中子发射
稳定
235U热中子裂变的缓发中子数据
组号 半衰期 T1/2,/s
1 55.72
2 22.72
3
6.22
4
2.30
5
0.61
6
0.23
衰变常数 i/s-1
0.0124
平均寿命 0eT
ln
n(t)
ln
n0
t T
1 dn(t) 1 n(t) dt T
T
n(t)
1 dn(t)
dt
➢ 周期T等于反应堆内中子密度相对变化率的倒数。
测定T
➢ 反应堆周期的表达式：
t ln n(t) ln n0 T
➢ 倒周期：
T
t
ln n(t) ln n0
1
T
对数功率与时间的关系
第6部分 核反应堆动力学
主要内容
引言 6.1 中子动力学基础 6.2 点堆动力学 6.3 小反应性阶跃变化时点堆动力学特征 6.4 倒时方程
引言
反应堆处于稳态平衡时，裂变反应产生的中子数恰好与被吸收及泄漏的中子数相等。 因此，中子密度不随时间变化。
运行中的反应堆由于种种原因，如温度效应、毒物效应、燃耗效应、控制棒的运动 和变功率运行等都能引起运行中的反应堆的有效增殖因数的变化，此时中子将处于 不平衡状态。
可以是功率，中子通量密度等单位； ➢ 点堆模型的主要缺点在于，它不能给出与空间有关的细致
效应 。
6.3 小反应性阶跃变化时 点堆动力学特征
有外源的稳定态
➢ 反应堆处于没有外中子源的次临界状态，则中子密度n将 衰减至零。如果此时堆内有一个外中子源，中子密度的变 化将是另一种形式。
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I
NI
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/8/9
47.135Xe中毒
12
②135Xe的动力学方程 Ⅰ.135Xe的产生与消耗的特点 从135Xe的变化链可以看出，其产生和消失均有两
条路径：
产生：裂变直接产生和由135I衰变产生； 消失：通过衰变和发生吸收反应消失。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/8/9
K K
K
f
aF
aP aM
显然有：Δρ < 0。即随着毒物的积累，其往反应堆 引入负反应性。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/8/9
46.中毒效应
4
上式还可改写为：
aP aP aF
q
aF aM
1 aM aF
功率水平越高，则能达到的负反应性越大； 反之则越小。
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47.135Xe中毒
33
⑸碘坑及其影响 ①碘坑发生的条件 停堆后：
135Xe的浓度显示增加到一个最大值，然后逐渐减小； 剩余反应性随时间的变化刚好相反，首先减小到一
个最低值，然后逐渐增大。
Xe Xe
a
0.756 1013 cm2 s1
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李 2019/8/947.135Xe中毒
20
一般当反应堆的运行功率很低、或反应堆内的中 子通量密度较低时，平衡135Xe中毒可以忽略不计。
当反应堆运行在较高功率水平下（比如Φ达到 1014～1015·㎝-2·s-1）时，此时135Xe中毒将达到一个 比较可观的数值。
qXe
1
Xe
I I
aXe
Xe
Xe a
t
Xe aXe
Xe I aXe
I t
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47.135Xe中毒
24
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/8/9
X
N
Xe
Xe a
N
Xe
0
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47.135Xe中毒
17
上式中的
和 N I
N Xe
为平衡时的135I和135Xe的浓度，
从而有：
I
F f
I
N I
Xe
F f
I
由于135I和135Xe的半衰期较大，同时对中子的吸收 截面也很大，很快便可达到其平衡浓度（也称为 饱和值）。
当135I和135Xe达到平衡浓度时有：
dNI dt
t
I
F f
I
N
I
0
dN Xe dt
t
Xe
F f
I
N
I
47.135Xe中毒
13
②135Xe的动力学方程
Ⅰ.产生率 ⅰ)裂变产生 由裂变产生的135Xe的数目为：
N1 Xe Ff
ⅱ)135I衰变产生 单位时间内，通过135I衰变产生的135Xe数目为：
ΔN2＝λI·NI
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1 aM aF
这里定义毒物的毒性为q，其表达式为：
q
aP aF
P a
aF
NP
可见，裂变毒物的毒性与其浓度（核子数密度） 成正比。
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46.中毒效应
5
如果慢化剂与结构材料的吸收很弱，即：
M a
=
F a
M a
26
停堆后， 135I与135Xe的动力学方程变为：
dNI dt
I NI
dN
Xe
dt
I
NI
Xe N Xe
根据初值条件，可以求得上面方程的解：
N
I
t
N
I
eI t
N Xe
t
I Xe I
aF = 1
从而可得：
q
P a
aF
NP
可见裂变毒物所带来的负反应性与其浓度成正比。
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46.中毒效应
6
⑵重要的毒物 在反应堆中，对反应性较重要的毒物有：135Xe和
149Sm。 其中：
135Xe对中子的吸收截面约在106barn数量级； 149Sm对中子的吸收截面约在104barn数量级。
I
I Xe
e e Xet
I t
由此可见，在停堆后，堆芯135Xe的浓度将首先达 到一个最大值，然后再逐渐减小。
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47.135Xe中毒
29
这是因为一方面，在停堆后：
135Xe通过135I的衰变产生，然后通过自身的衰变消 失；
f f
F a
aF aM
aF
F a
aM
P a
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46.中毒效应
3
若假设有毒物和无毒物时反应堆的有效增殖系数 为K′和K，从而有：
K 1 K 1 K K f f
47.135Xe中毒
14
Ⅱ.消失率 ⅰ)135Xe的衰变 在单位时间内，通过衰变消失的135Xe的数目为：
ΔN3＝λXe·Nxe
ⅱ) 吸收反应
在单位时间内，通过发生吸收反应消失的135Xe的 数目为：
N4
Xe a
N Xe
Xe a
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N
I
e e I t
Xe t
N
Xe
eXe t
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47.135Xe中毒
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如果反应堆在停堆前较长一段时间内处于稳定运 行工况，那么在停堆时135I与135Xe的浓度为：
N
I
I
F f
I
N
个最大值后，将会逐渐减少； 从而堆芯的剩余反应性也将在达到一个最小值后逐
渐增加。
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47.135Xe中毒
31
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/8/9
47.135Xe中毒
32
从上图可以看出，在停堆后，由于135Xe中毒往堆 芯引入的负反应性的最大值，是与停堆前的功率 水平相关的：
47.135Xe中毒
19
从上式可以看出，反应堆的平衡135Xe浓度与运行
功率水平是相关的：Φ越大，
Xe
越大，并且有一
极限值，大小为：
Xe,max
Xe I
Ff aF
Xe I 1
135Xe对热中子的吸收截面约为2.7×106b，其半衰 期约为9.14h，从而可得：
47.135Xe中毒
25
⑷停堆后的135Xe中毒
为了方便讨论，可认为停堆后，堆芯内的中子通 量密度立即变为0，裂变反应立即停止。
从停堆开始计时，则初始条件为：
NI
0
N
I
N Xe
0
N
Xe
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2019/8/9
47.135Xe中毒
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47.135Xe中毒
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从而可求解135Xe和135I的动力学方程，解的形式 为：
N Xe
t
N
Xe
f
, t
e e
N
Xe
1
Xe
I I
aXe
Xe aXe t
47.135Xe中毒
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Ⅲ.135Xe的动力学方程 根据以上的讨论，135Xe的动力学方程可写为：
dN Xe dt
Xe Ff
I
NI
Xe NXe
Xe a
N
Xe
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47.135Xe中毒
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⑵平衡135Xe浓度
Xe aXe
Xe
I
Xe a
I t
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从而，其往反应堆引入的反应性为：