快中子堆瞬发超临界的固有安全性
王洲1.2
（1.清华大学热能工程系，北京100084：2.中国源子能科学研究院，北京102413）
摘要：本文根据中子动力学结合热力学的分析，指出不论是快堆（快中子雄）还是热堆（压水雄），它们的安全运行都是基于固有和加强双层安全的原理上.随反应性为间隔或斜坡引入方式，而导致瞬发超临 界时，在瞬发过程中，快堆达到的最高功率峰值可能很高，但相对其瞬发一代中子寿命来说，两种维型瞬间放出的能量几乎一样，由这些参数可见，两种堆显的安全标准是一致，面与一代中子寿命无关，与原子弹相比，反应堆与原子弹的基本区别是基于概念设计，酬非只取决于瞬发一代中子寿命.
关键词：快中子堆；一代中子寿命：瞬发超临界反应性：最高功率峰尖；能量释放
中图分类号：TL364.1文戴标识码：A文章编号：0258-0918（2014)01-0012-04
Inherent Safety of Super-prompt Critical Reactivity ofFast Reactor
WANG Zhou*
(1. Thermal Engineering Department of Tsinghaa Utiversity Bejing 100084 China2. China Institute of Atomic Energy Beijing 102413 China)
Abstract; On the basis of neutron kinetic and thermodynamic analysis this paper showsthat during the operation of a fast or thermal reactor their safety assessment necessarilyinvolves both the consideration of feedback effect and control rod reactivity effect and that depending on the insertion reactivity as either steps or ramps during prompt criticalexcursions the maximum power burst may be high for the fast reactor but the transientenergy release nearly has the same magnitude with respect to the prompt neutrongeneration lifetimes for both cases. These parameters show that the two reactor types have the same safety level and have no relation to the neutron generation lifetimes. Anuclear reactor is different from stomic bomb mainly in concept design but not theneutron generation lifetimes.
Key words; fast reactor; neutron generation lifetime; super-prompt critical reactivity;maximum power burst; energy release
1反应堆不是一个原子弹
原子弹和反应堆的基本区别是基于概念设计方面，就是概念设计使反应堆水远不会成为原子弹，
原子弹的概念设计主要有如下四个特点：
1）原子弹用的燃料几乎是纯U或Pu的金属.
2）反应性引人速度特快，引发瞬发临界一般是使用爆炸冲击波方法，引起的链式反应之快，（能量释放时间为纳米秒），聚集的燃料来不 及散开.
3）设有中子源装置，将一阵阵的补、铍中子注人引发链式反应.
4）在短时间内，积累巨大的能量，温度达到十几兆度，高密度及高温产生的高压，结合高 温的X射线射压，导致激烈的爆炸.
不论是快堆还是压水堆，这些条件在反应堆中是不存在的，
的.这么说，一座电功率为1000MW的核电 根据袖的质量计算原子弹的个数是不对站的可裂变燃料为原子弹的70倍，8个小时产生的能量就相当一个原子弹的能量，这等于说是一个70个原子弹的核电站吗？这是荒谬的说法.
2快堆的双层安全措施
双层措施指的是固有安全性和加强安全性.
固有安全性要求堆的温度系数为负值，总空泡系数为负值或接近于零.
加强安全性要求：①具备事故冷源：②具备紧急停堆装置：③具备后备电源.
消失的事故问题， 这双层措施足已解决因反应性骤变及冷源
固有反应性和加强反应性随时间的变化可用如下方程表达：
总反应性=（调节棒）（燃料）
（冷却剂）（空泡）
式中，a和a分别为燃料和冷却剂固有反应性的温度系数；α.为空泡系数ps（t）为调节棒引
人的加强反应性（调节反应性）.
3反应堆的正常工作情况
反应堆在正常工作的情况，是靠调节棒将反应堆的反应性维持于临界（p（t）=0）状况.
每时刻将总的反应性维持小于缓发中子的份额 为确保反应堆在可控条件下工作，必须在β，即p（t）<β.对U来说，β=0.00640（即640pcm）.对Pu来说，β=0.0038即(380 pem). 引人的速度ap/dr，将反应性维持于p3）情况，反应堆的一代式（1）可写为：
4为一代中子寿命.当K=1时，A=l
由于瞬发过程极快，燃料中的热量尚未及时传给冷却剂，功率上升的速度相对反应堆的 时间常数：来说是极快的.中型铀快堆的r2.8秒（反应堆时间常数：r=RMC（秒），其中R为燃料与冷却剂传热的热阻C/Wat），裂变产生的热量是在绝热的情况下将燃料的温度提高 dT，其吸收的热功率为：
(（t）-∑C（）（1)
(2)
(3)
（4)
系数a，面与一代中子寿命A无关，
式中M，及C，分别为燃料的质量和热容.
（A一B）和瞬发反应性系数a，但是相反地，对 最高功率P，届然也取决于瞬发反应性一代中子寿命A非常敏感.
即
(5)
例如：（-β）=2.32×10²，a=10-(MJ) P.=3 000 MW
中子尚未发生作用之前，温度效应（Doppler效 瞬发临界开始（0.2s内），温度上升，缓发应）已及时起作用.为进一步了解温度效应，在式（5）中引|人燃料的温度反应性系数a将式（5）写为：
当A=10-s，算得P/P-9.W/W.=1.5
当A=10²s，算得P/P=9000 W/W.1.5
从式（9）和式（10）的解显示，初始是由瞬发中子效应支配，功率星指数P（t）=Pexp*上 升，约在0.15s时达到最大值.随后因温度（Doppler）效应作用，便开始下降.1s之后，缓发中子便发生作用，这时，中子的平均一代寿命A_=（1-3）A-B（Ar）r，其中当：为缓发中子的缓发时间（r≈12.5s）.
(6)
其中a=- MC
W（t）为时间：释放能量.这里a0
4.2反应性线性引入情况
坡步引人反应性情况，式（9）中的（-3）化方程，可写为：
4.1间隔引入反应性情况（例如空泡事故）
现在，当1=0，突然引人一个定值反应性A，加上上述温度效应的反应性-aW（t），因此，总的引人反应性为：
(8)
(14)
联合上述各方程联解，便得
(15)
(9)
由式（14）及式（15）可见，最高功率P.及能量W都随引人反应性速度dp/dt增加而增快中子），最高功率不变，而能量释放却随A减 加.但是当一代中子寿命A减小时，（即属于小面减小.这是一个对快堆安全有利的趋势.
其中（p-B）为瞬发反应性.
A度的中子动力方程如下：
(10)
4.3瞬发临界问题的结论
根据上述中子动力学结合热工水力学的分析，可见对抑制瞬发超临界的温度急剧上升的 因素，主要是靠温度效应（Doppler效应），即瞬发反应性系数α=|a/M C1.在瞬发过程中，能量的释敢W取决于引人反应性（p一3）和瞬发反应性系数a.它跟（p一β）增加而增加，跟.增加面减小，但与一代中子寿命A的 大小没有关系（即关系不大）.相反地，最高功率P.对一代中子寿命非常敏感，在瞬发期间，快堆的最高功率比P/P.可能很大，但是功率峰尖短促狭窄，其能量释放增加有限，而且
将式（10）积分，简化之后可得：
(11)
(12)
式中，W为燃料释放的能量：P为达到的最高功率.
式中a（单位（℃）-）为湿度系数.
（单位（MJ））为瞬发反应性系数（13）
由式（11）及式（12）可见，燃料释放的能量W只取决于瞬发反应性（A-3)及瞬发反应性
与热堆差别不大，功率受膜发反应性系数a则受能量释放W所抑制.反应性随后下降，缓 的抑制，便从最高点下降到零，反应难的温度发中子随时发挥作用，使反应堆恢复到可控状态.
加面增加，这种行为对快中子堆的安全评价是有利的.
由这些参数可见，快堆和热堆所达到的安全标准是一致的.反应堆与原子弹的基本区别是基于概念设计，面非只取定于瞬发一代中子的寿命.就是概念设计使反应堆不会成为原 子弹，
高功率都同样地随反应性引人速度增加面增 对于反应性线性引人情况，能量释放和最加，跟瞬发反应性系数增加面减小，相反地能量释故对一代中子寿命A却很敏感，而跟√A增
图1为反应性突然引人时反应堆功率与释放能量随时间的变化.
图1反应性突然引入时反应雄功率与释放能量随时间的变化Fig. 1 Variation of nuclear reactor power and energy release during a reactivity change
界事故下的安全问题是一样的.
图解：
快堆和热堆突然引入反应性时热量释放与功率变化的比较.
参考文献：
[1] Jacques Ligou. Intrduction au gemie nulesire. 1997 presses polytechniques et umiversitaires Roemandes.[2] Mare Nsts La surete des reaeteurs s neutrons rapides refroidis au Sodium 1994 Rapport formetion N4.[3] E E. Lewis Nuclear power Reaetor Sefety 1997Johs Wiley & Sonk.
对一给定瞬发反应性系数a=10-（MJ）-，快堆（一代中子寿命A=10-s）的最高功率比热堆（A=10s）约大1000倍，（但功率峰尖短促狭窄）
故其热量释放W/W，几乎一样. 说明快堆和热堆（压水堆）在瞬发超临
