１反应堆分类：按中子能量分按形势分按燃料分：按冷却剂慢化剂分：按用途分：
２压水堆的组成：3一回路系统：二回路系统内有
４压水堆堆堆芯设计要求：５压水堆本体结构： 6.压水堆堆芯结构：
７燃料管理分区布置及富集度：1区：；2区；3区
可燃毒物组件的结构和作用：
８反应堆压力容器的作用９压力容器选材原则：
１０反应堆压力容器压力容器本体结构：反应堆容器顶盖结构：
１２压力容器失效形成延性断裂：脆性断裂：１３堆内结构的定义：
１４堆内构件的主要功能：１５下部支撑结构的组成：
１６热屏蔽的原因方法改进：１７上部支撑结构的作用和组成作用：
１８核燃料组件结构：１９燃料元件棒组成：燃料芯块结构特点：
２０燃料芯块的氢脆效应原因：２１核燃料组件“骨架”结构：
２２控制棒组件：２３星型架：
２４控制棒组件的材料：黑棒（吸收剂棒）：灰棒（不锈钢棒）：黑棒束：灰棒束：
２４.１堆芯相关组件包括：每一种组件都包括：
２５中子源组件主要作用：初级中子源组件特点：次级中子源组件特点：
２６阻力塞组件作用：２７控制棒驱动机构组成：
２８控制棒驱动机构采用三线圈电磁步进式，其优点：弹棒事故：
２９控制棒驱动机构运行说明：提升：下降：
３０沸水堆结构特点（与压水堆相比）：３１沸水堆反应堆壳体内装有组件：
３２沸水堆控制棒的结构特点：３５ CANDU与 PWR堆芯设计差别：
33高温气冷堆的涂敷颗粒：ＢＩＳＯ颗粒：ＴＲＩＳＯ颗粒：
３６反应堆内辐照来源：３７γ射线与物质作用原理：
３８中子辐照损伤原理：
热中子与固体物质相互作用：快中子与固体物质相互作用：
３９什么是核燃料：核燃料的基本要求：常用的是固体燃料，包括：金属型燃料：陶瓷型燃料：４０慢化剂设计要求：常用类型：４１冷却剂的功用，性能要求：常用的液态冷却剂有
４２结构材料分类：
４３比较几种包壳材料特点和应用领域：
（铝镁及其合金）（锆合金）（不锈钢）
４４控制材料的要求：常用的控制材料是
1
实验日期_____________教师签字_____________ 同组者_____________审批日期_____________ 实验名称：拉伸和压缩试验 一、试验目的 1.测定低碳钢材料拉伸的屈服极限σs 、抗拉强度σb、断后延伸率δ及断 面收缩率ψ。 2.测定灰铸铁材料的抗拉强度σb、压缩的强度极限σb。 3.观察低碳钢和灰铸铁材料拉伸、压缩试验过程中的变形现象，并分析 比较其破坏断口特征。 二、试验仪器设备 1.微机控制电子万能材料试验机系统 2.微机屏显式液压万能材料试验机 3.游标卡尺 4.做标记用工具 三、试验原理（简述） 1
四、试验原始数据记录 1.拉伸试验 低碳钢材料屈服载荷 最大载荷 灰铸铁材料最大载荷 2.灰铸铁材料压缩试验 直径d0 最大载荷 教师签字：2
五、试验数据处理及结果 1.拉伸试验数据结果 低碳钢材料： 铸铁材料： 2.低碳钢材料的拉伸曲线 3.压缩试验数据结果 铸铁材料： 3
4.灰铸铁材料的拉伸及压缩曲线： 5.低碳钢及灰铸铁材料拉伸时的破坏情况，并分析破坏原因 ①试样的形状（可作图表示）及断口特征 ②分析两种材料的破坏原因 低碳钢材料： 灰铸铁材料： 4
6.灰铸铁压缩时的破坏情况，并分析破坏原因 六、思考讨论题 1.简述低碳钢和灰铸铁两种材料的拉伸力学性能，以及力-变形特性曲线 的特征。 2.试说明冷作硬化工艺的利与弊。 3.某塑性材料，按照国家标准加工成直径相同标距不同的拉伸试样，试 判断用这两种不同试样测得的断后延伸率是否相同，并对结论给予分析。 5
七、小结（结论、心得、建议等）6
目录 1 实验课题 (1) 2 实验目标 (1) 3 实验原理 (1) 3.1 轧制实验原理 (1) 3.1.1 轧制原理 (1) 3.1.2 轧制力测定原理 (1) 3.2 拉伸实验原理 (2) 4 实验参数设定 (3) 4.1 轧制实验参数的确定 (3) 4.1.1 试样参数的设定 (3) 4.1.2 轧制参数的设定 (3) 4.2 拉伸实验参数的确定 (3) 5 实验内容 (4) 5.1 轧制实验 (4) 5.1.1实验仪器及材料 (4) 5.1.2实验步骤 (4) 5.2 拉伸实验 (4) 5.2.1 实验仪器及材料 (4) 5.2.2实验步骤 (4) 6 实验结果与分析 (5) 6.1 轧制实验结果 (5) 6.2 分析与讨论 (8) 6.2.1 轧制实验 (8) 6.2 拉伸实验结果 (10) 7 实验小结 (15)
综合实验 1 实验课题 变形程度对金属板材冷轧变形力和机械性能的影响。 2 实验目标 通过改变压下量h ?，即改变变形程度h ε（H h H h H h //)(?=-=ε）实验参数分别进行冷轧和拉伸试验，以此来研究铝板在进行同步冷轧时轧制力随变形程度的变化规律，以及在不同压下量时钢板的机械性能（主要为屈服强度s σ和抗拉强度b σ）的影响。 3 实验原理 3.1 轧制实验原理 3.1.1 轧制原理 同步轧制是指上下两轧辊直径相等，转速相同，且均为主动辊、轧制过程对两个轧辊完全对称、轧辊为刚性、轧件除受轧辊作用外，不受其它任何外力作用、轧件在入辊处和出辊处速度均匀、轧件的机械性质均匀的轧制。在轧制过程中，同步轧制变形区金属在前滑区，后滑区上下表面摩擦力都是指向中性面，中性面附近单位下力增强，使平均单位轧制增大。同步轧制时单位轧制压力沿变形区长度方向的类似抛物线形状分布。 3.1.2 轧制力测定原理 目前测量轧制力的方法有两种：应力测量法和传感器法。而传感器测量法又有电容式、 柱作为弹性元件。圆柱体在轧制力作用下产生形变使得应变片的电阻发生变化，将这些应变片按一定的方式连接起来，在接入电桥，就可得到一个与轧制力成比例关系的输出电压，从而将力参数转变成电信号，其原理图如图2所示。
１反应堆分类：按中子能量分按形势分按燃料分：按冷却剂慢化剂分：按用途分： ２压水堆的组成：3一回路系统：二回路系统内有 ４压水堆堆堆芯设计要求：５压水堆本体结构： 6.压水堆堆芯结构： ７燃料管理分区布置及富集度：1区：；2区；3区 可燃毒物组件的结构和作用： ８反应堆压力容器的作用９压力容器选材原则： １０反应堆压力容器压力容器本体结构：反应堆容器顶盖结构： １２压力容器失效形成延性断裂：脆性断裂：１３堆内结构的定义： １４堆内构件的主要功能：１５下部支撑结构的组成： １６热屏蔽的原因方法改进：１７上部支撑结构的作用和组成作用： １８核燃料组件结构：１９燃料元件棒组成：燃料芯块结构特点： ２０燃料芯块的氢脆效应原因：２１核燃料组件“骨架”结构： ２２控制棒组件：２３星型架： ２４控制棒组件的材料：黑棒（吸收剂棒）：灰棒（不锈钢棒）：黑棒束：灰棒束： ２４.１堆芯相关组件包括：每一种组件都包括： ２５中子源组件主要作用：初级中子源组件特点：次级中子源组件特点： ２６阻力塞组件作用：２７控制棒驱动机构组成： ２８控制棒驱动机构采用三线圈电磁步进式，其优点：弹棒事故： ２９控制棒驱动机构运行说明：提升：下降： ３０沸水堆结构特点（与压水堆相比）：３１沸水堆反应堆壳体内装有组件： ３２沸水堆控制棒的结构特点：３５ CANDU与 PWR堆芯设计差别： 33高温气冷堆的涂敷颗粒：ＢＩＳＯ颗粒：ＴＲＩＳＯ颗粒： ３６反应堆内辐照来源：３７γ射线与物质作用原理： ３８中子辐照损伤原理： 热中子与固体物质相互作用：快中子与固体物质相互作用： ３９什么是核燃料：核燃料的基本要求：常用的是固体燃料，包括：金属型燃料：陶瓷型燃料：４０慢化剂设计要求：常用类型：４１冷却剂的功用，性能要求：常用的液态冷却剂有 ４２结构材料分类： ４３比较几种包壳材料特点和应用领域： （铝镁及其合金）（锆合金）（不锈钢） ４４控制材料的要求：常用的控制材料是 1
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。 17.为什么选用棚酸作为化学控制材料？ 18.试给出可燃毒物的定义。 19.二氧化铀作燃料主要有哪些优缺点？
材料力学 实验报告 对应课程 学号 学生 专业 班级 指导教师 成绩总评 学年第学期
目录 1.低碳钢及铸铁拉伸破坏实验???????????????(3 ) 2.低碳钢及铸铁压缩破坏实验???????????????(8 ) 3.引伸计法测定材料的弹性模量??????????????( 12 ) 4.低碳钢及铸铁扭转破坏实验???????????????(15) 5.载荷识别实验?????????????????????( 19) 成绩总评定 : 拉伸压缩测E扭转载荷识别
低碳钢及铸铁拉伸破坏实验 实验日期： 同组成员： 一、实验目的及原理 二、实验设备和仪器 1、试验机名称及型号： 吨位： 精度： 2、量具名称： 精度： 三、实验步骤 （一）、低碳钢、铸铁拉伸实验步骤：
四、试样简图 低碳钢试样 实验前实验后试 样 简 图 铸铁试样 实验前实验后试 样 简 图
五、实验数据及计算 低碳钢拉伸试验 （一）试件尺寸 (a)试验前 试件标直径d0( mm )最小横截距 横截面 1横截面 2横截面 3面面积L0平平平A (1)（2）(1)（2）（1） ( 2)02 ( mm )均均均( mm ) (b)试验后 断后标断口直径 d 1 ( mm )距 L1 12平均( mm )断口（颈缩处）最小横截面面 积 A1 ( mm2 ) 屈服极限：强度极限：断后延伸率： F s s (MPa) A0 F b b (MPa) A0 ( L 1 L O ) 100% L0
A0 A1100% 断面收缩率： A0 铸铁拉伸试验 (a)试验前 试件标直径d0( mm )最小横截距 横截面 1横截面 2横截面 3面面积L0平平平A (1)（2）(1)（2）（1） ( 2)02 ( mm )均均均( mm ) (b)试验后 F b 强度极限：b(MPa ) （二）绘出低碳钢的“力—位移、及铸铁的“ 力－位移”曲线低碳钢铸铁
反应堆材料辐照损伤概述 【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。 【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料 一、引言 随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。 关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。 二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤 1.燃料芯块的结构与辐照损伤 水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。 燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。 2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化 燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。 燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。 3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化 （1）辐照肿胀 辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡
第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子，E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
塑料成型加工技术实验报告范文 篇一：材料加工实验报告(注塑成型CAE分析实验) 一、实验目的 1、掌握注塑成型工艺中各参数如塑件材料、成型压力、温度、注射速度、浇注系统等因素对其成型质量的影响大小。 2、了解塑件各种成型缺陷的形成机理，以及各工艺参数对各种缺陷形成的影响大小。 3、初步了解注塑成型分析软件Moldflow的各项功能及基本操作。 4、初步了解UG软件三维建模功能。 5、初步了解UG软件三维模具设计功能。 二、实验原理 1、Moldflow注塑成型分析软件的功能十分齐全，具有完整的分析模块，可以分析出注塑成型工艺中各个参数如塑件材料、成型压力、温度、注射速度、浇注系统等因素对成型质量的影响，还可以模拟出成型缺陷的形成，以及如何改进等等，还可以预测每次成型后的结果。 2、注射成型充填过程属于非牛顿体、非等温、非稳态的流动与传热过程，满足黏性流体力学和基本方程，但方程过于复杂所以引入了层流假设和未压缩流体假设等。最后通过公式的分析和计算，就可以得出结果。 三、实验器材 硬件：计算机、游标卡尺、注塑机、打印机
软件：UG软件、Moldflow软件 四、实验方法与步聚 1、UG软件模型建立和模具设计（已省去）； 2、启动Moldflow软件； 3、新建一个分析项目； 4、输入分析模型文件； 5、网格划分和网格修改； 6、流道设计； 7、冷却水道布置； 8、成型工艺参数设置； 9、运行分析求解器； 10、制作分析报告 11、用试验模具在注塑机上进行工艺试验（已省去）； 12、分析模拟分析报告（省去与实验结果相比较这一步骤）； 13、得出结论 五、前置处理相关数据 1.网格处理情况 1）进行网格诊断，可以看到网格重叠和最大纵横比等问题；2）网格诊断，并依次修改存在的网格问题； 3）修改完后，再次检查网格情况。 2.材料选择及材料相关参数 在在方案任务视窗里双击第四项材料，弹出如图材料选择窗可直接选常用材料，也可根据制造商、商业名称或全称搜索 3. 工艺参数设置 双击方案任务视窗里的“成型条件设置”，这里直接用默认值。 4. 分析类型设置（1）最佳浇口位置分析 分析结果：
1反应堆分类：按中子能量分：快中子堆中能中子堆慢中子堆按形势分：非均匀堆均匀堆按燃料分：钍堆浓缩铀堆天然铀堆按冷却剂慢化剂分：熔盐堆有机堆沸水堆（轻水堆）压水堆重水堆石墨气冷堆石墨冷水堆按用途分：研究堆生产堆动力堆生产动力堆 2压水堆的组成：压水堆主要由核反应堆，一回路系统，二回路系统，其他辅助系统组成 3 PWR堆堆芯设计要求：堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流量阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简单便。 4 1，2回路厂房中设备系统一回路厂房也就是反应堆安全壳，为一个立式圆柱状半球型顶盖或球型建筑物内径约30-40米，高约为60-70米，内有反应堆，主循环泵，稳压器，汽发生器和相应的管道阀门以及其他辅助设备组成的一回路系统。二回路厂房与普通火电厂的汽轮机发电机组厂房相似，内有汽轮机发电机，凝汽器，凝结水泵，低压回水加热器，高压回水加热器，除氧器，给水泵，汽水分离再热器，主蒸汽管道有关的辅助设备组成的二 5 压水堆本体结构：堆芯，压力容器，堆内构件，堆芯组件和控制棒驱动机构组成 6 PWR堆芯结构：核燃料组件，控制棒组件，固体可燃毒物，固体中子源和阻力塞组件等。 7 可燃毒物组件的结构和作用：只用于第一燃料循环的全新堆芯，用于控制堆芯的初始反应性，功能是降低冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂负温度系数，可燃毒物棒为装在304 型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管(B2O3+SiO2)硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型不锈钢管状内衬支撑，包壳管两端堵塞并施密封焊，内外包壳之间留有足够气隙空间，以容纳放出的氦气，限制其内压小于反应堆运行压力，将可燃毒物棒固定在压紧组件上就构成可燃毒物组件 8 压力容器原材原则：材料具备高度的完整性；具有适当的强度足够的韧性；导热性能好；便于加工制造，成本低廉；具有低的辐照敏感性 9 压力容器本体结构：上法兰，密封台肩，一节接管段，二节堆芯包容环段，一节过渡段，一只半球形下封头组成组成。 10 反应堆容器顶盖结构：由顶盖法兰和顶盖本体焊接而成，顶盖本体为板材热锻成型，上面焊有3只吊耳，一根排气管，一块金属支撑板，控制棒驱动机构管座，热电偶管座 11 压力容器失效形成:延性断裂：机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形而后断裂；；；脆性断裂：压力容器加工过程会产生微裂纹和材质不均匀性，承载后裂纹端部应力增大并可能导致裂纹扩展，在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂 12 堆内结构的定义结构功能：堆内构件是指装在反应堆容器内，除了以下结构之外的所有其他构件：燃料组件，棒束控制组件，及其传动轴，可燃毒物组件，中子源组件，阻力塞组件和堆内测量仪表。由下部支撑结构（包括热中子屏蔽），堆芯上部支撑结构（包括控制棒束导向管）和压紧弹簧组成。；；；；；；；；；；；；主要功能：为冷却剂提供流道；为压内容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射影响；为燃料组件提供支撑和压紧；固定监督用的辐照样品；为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供堆内向导；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定温度 13 下部支撑结构的组成：堆芯吊篮组件（含堆芯支撑板）；热中子屏蔽；流量分配孔板；堆芯下栅格板；堆芯围板组件；堆芯二次支撑和测量通道。 14 热屏蔽的原因方法改进：在辐照最大区域加强中子辐照防护，热屏蔽由4块不锈钢板组成不连续的圆筒形，在反应堆中心铀的4个象限位置上（0° 90° 180° 270°）用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上，热屏还支撑辐照样品监督管。 15上部支撑结构的作用和组成作用：将堆芯组件定位、压紧、防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯组件上移；组成控制棒驱动线的重要构件，保证控制棒对中，起导向作用，使控制棒
扭 转 实 验 一．实验目的： 1.学习了解微机控制扭转试验机的构造原理，并进行操作练习。 2.确定低碳钢试样的剪切屈服极限、剪切强度极限。 3.确定铸铁试样的剪切强度极限。 4.观察不同材料的试样在扭转过程中的变形和破坏现象。 二．实验设备及工具 扭转试验机，游标卡尺、扳手。 三．试验原理： 塑性材料和脆性材料扭转时的力学性能。（在实验过程及数据处理时所支撑的理论依据。参考材料力学、工程力学课本的介绍，以及相关的书籍介绍，自己编写。） 四．实验步骤 1.a 低碳钢实验（华龙试验机） （1）量直径： 用游标卡尺量取试样的直径。在试样上选取3各位置，每个位置互相垂直地测量2次直径，取其平均值；然后从3个位置的平均值中取最小值作为试样的直径。。 （2）安装试样： 启动扭转试验机，手动控制器上的“左转”或“右转”键，调整活动夹头的位置，使前、后两夹头钳口的位置能满足试样平口的要求，把试样水平地放在两夹头之间，沿箭头方向旋转手柄，夹紧试样。 （3）调整试验机并对试样施加载荷： 在电脑显示屏上调整扭矩、峰值、切应变1、切应变2、夹头间转角、时间的零点；根据你所安装试样的材料，在“实验方案读取”中选择“教学低碳钢试验”，并点击“加载”而确定；用键盘输入实验编号，回车确定（按Enter 键）；鼠标点“开始测试”键，给试样施加扭矩；在加载过程中，注意观察屈服扭矩的变化，记录屈服扭矩的下限值，当扭矩达到最大值时，试样突然断裂，后按下“终止测试”键，使试验机停止转动。 （4）试样断裂后，从峰值中读取最大扭矩 。从夹头上取下试样。 （5）观察试样断裂后的形状。 1.b 低碳钢实验（青山试验机） （1）量直径： 用游标卡尺量取试样的直径。在试样上选取3各位置，每个位置互相垂直地测量2次直径，取其平均值；然后从3个位置的平均值中取最小值作为试样的直径。 （2）安装试样： 启动扭转试验机，手动“试验机测控仪”上的“左转”或“右转”键，调整活动夹头的位置，使前、后两夹头钳口的位置能满足试样平口的要求，把试样水平地放在两夹头之间，s τb τb τ 0d S M b M 0d
第一章反应堆简介 1. 反应堆概念 核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。 2. 反应堆的用途 生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆 实验堆：主要用于实验研究 动力堆：用于动力或直接发电的反应堆 3. 反应堆种类 按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等 其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础 1. 原子与原子核 92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数 2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸) 原子核带正电，半径为1213 10~10cm --， 其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u 3. 同位素及核素的表示符号 同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同 一个位置，丰度。例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。核素的表示A Z X。4. 原子核的能级状态，激发态 原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量 5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律 一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。 衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指 数规律进行的，即 0e t N Nλ-=
6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变 Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成） Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子 Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线 7. 衰变常数、半衰期、平均寿命 一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。 原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期，1/20.693T λ= 。 平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间，1/τλ= 8. 放射性活度及其单位 放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数 国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==? 9. 原子核内核子间的作用力 原子核内核子间的作用力（核力）是短程力，与电荷无关，具有饱和性，且与核子的自旋态有关 10. 结合能与比结合能 自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能，原子核平均每个核子的结合能称为比结合能 11. 质量亏损 原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ?,2E Mc ?=?即为结合能 12. 裂变能与聚变能 重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能； 轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能 13. 弹性散射 弹性散射：中子与靶核碰撞过程中，动能、动量守恒，靶核的能级状态没有改变的反 应。 碰撞后，中子的运动方向和能量都有所改变，中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现 14. 非弹性散射 非弹性散射：类似于弹性散射，但是靶核的能级状态有所升高。常伴随靶核的γ衰变，高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射
第一、二章 1、以下符号各代表什么意思？ 1RX309；9DC210；1RCP001PO；2ABP001PO；GRE003VV； REA065VB；RCP005MP；007LT；1RCVA001 注：R-反应堆厂房；D-柴油机厂房；AB(H)P -低压给水加热器系统；RCP-反应堆冷却剂系统；GRE---汽机调节系统；REA-反应堆硼和水补给系统；M-经传送器；L-就地；A-中压电缆P41-46 2、压水堆本体由哪几部分组成，各部分功能是什么（了解即可）？ 反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖、控制棒驱动机构3、堆芯有多少燃料组件？请描述燃料组件的构成。 157个燃料组件；每个燃料组件共有264根燃料元件棒、24根控制棒导向管和一根中子注量率导管，按17*17排列成正方形栅格，共289个棒位。沿高度方向有8个定位格架和3个中间搅混架 4、第一循环时堆芯有哪些组件？各组件数量是多少？ 燃料组件157 控制棒组件49 可燃毒物组件66 初级中子源组件2 次级中子源组件2 阻力塞组件38 5、分述第一燃料循环时堆芯各功能组件的作用。 控制棒组件作为中子吸收剂，起到调节堆内功率水平、温度和停堆的作用；可燃毒物组件是平衡第一次装料后的后背反应性；初级中子源组件在新堆初次启动时，产生用于指示中子水平的中子；次级中子源组件在反应堆内受中子照射后才激活成为中子源，在满功率运行2个月后，其放射性强度可允许停堆12个月后再启动时使用；阻力塞组件用来堵住燃料组件的导向管，以防止堆芯冷却剂旁路 6、第八循环堆芯内有哪些组件？各组件数量是多少？ 燃料组件157 控制棒组件61 次级中子源组件2 阻力塞组件94
实验一金属材料硬度的测定实验 一、实验目的 1、了解布氏硬度和洛氏硬度的测定方法。 2、掌握布氏、洛氏硬度试验计的基本构造和操作方法。 二、实验内容及步骤 1、布氏硬度的测定 布氏硬度的测定在HB-3000型布氏硬度机上进行。 (1)实验原理 布氏硬度数值通过布氏硬度试验测定。布氏硬度试验是指用一定直径的球体（钢球或硬质合金球）以相应的试验力压入被测材料或零件表面，经规定保持时间后卸除试验力，通过测量表面压痕直径来计算硬度的一种压痕硬度试验方法。 布氏硬度值是试验力除以压痕球形表面积所得的商。使用淬火钢球压头时用符号HBS，使用硬质合金球压头时用符号HBW，计算公式如下： HBS（HBW）=0.102 式中：F—试验力（N）； D—球体直径（mm）； d—压痕平均直径（mm）。 由上式可以看出，当F、D一定时，布氏硬度值仅与压痕直径d的大小有关。所以在测定布氏硬度时，只要先测得压痕直径d，即可根据d值查有关表格得出HB值，并不需要进行上述计算。 国家标准GB231-1984规定，在进行布氏硬度试验时，首先应选择压头材料，布氏硬度值在450以下（如灰铸铁、有色金属及经退火、正火和调质处理的钢材等）时，应选用钢球作压头；当材料的布氏硬度值在450~650时，则应选用硬质合金球作压头。其次是根据被测材料种类和试样厚度，按照表1—1所示的布氏硬度试验规范正确地选择压头直径D、试验力F和保持时间t。 布氏硬度习惯上只写出硬度值而不必注明单位，其标注方法是，符号HBS或HBW之前为硬度值，符号后面按以下顺序用数值表示试验条件：球体直径、试验力，试验力保持时间（10~15s不标注）例如： 120HBS10/1000/30，表示直径10mm钢球在9.80KN（1000kgf）的试验力作用下，保持30s测得的布氏硬度值为120。 500HBW5/750，表示用直径5mm的硬质合金球在7.35KN（750kgf）试验力作用下，保持10~15s测得的布氏硬度值为500。 布氏硬度值的测量误差小，数据稳定，重复性强，常用于测量退火、正火、调质处理后的零件以及灰铸铁、结构钢、非铁金属及非金属材料等毛坯或半成品 （2）操作前的准备工作 a. 选定压头擦拭干净，装入主轴衬套中； b. 选定载荷，加上相应的砝码； c. 确定持续时间，把圆盘上的时间定位器（红色指示点）转到与持续时间相符的位置上。
中国科学技术大学 核科学技术学院 反应堆材料实验课程 实验报告 实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名： 学号： 专业班级： 指导老师： 一．实验目的
1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备； 2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法； 3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响； 4.了解腐蚀对于金属晶界观察的影响； 5. 学会使用高倍显微镜来识别金属晶界。 二．实验原理 1.热处理原理 ⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。 ⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。 ⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）
图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线） 过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。 2. 预磨与抛光原理 样品表面在预磨前宏观上是光滑的，上面留有三个小孔，但是在
实验一材料成形技术 材料成形制造工艺多利用模型使原材料形成零件或毛坯。材料成形加工过程中，原材料的形状、尺寸、组织状态，甚至结合状态都会改变。由于成形精度一般不高，材料成形制造工艺常用来制造毛坯。也可以用来制造形状复杂但精度要求不太高的零件。材料成形工艺的生产效率较高。常用的成形工艺有铸造、锻压、粉末冶金等。 1、不同类型成型技术 a.铸造成型： 卡特挖机CA T： 1、铸造成型：其原理是铸造是将所需的金属熔化成液体，浇注到铸型中，待其冷却凝固后获得铸件（毛坯）的。因此，铸造也可以称为液态成形。铸造是毛坯或机器零件成形的重要方法之一。 2、铸造成形优缺点： 优点：(1)适应性广泛，铸件材质、大小、形状几乎不受限制；不宜塑性加工或焊接成形的材料，铸造成形尤具优势。(2)可形成形状复杂的零件；(3)生产成本较低。铸造用原材料来源广泛，价格低廉。铸件与最终零件的形状相似，尺寸相近，加工余量小。由于铸造具有如此突出的优点，所以才会经久不衰，且不断发展，直到现在仍然在制造业中得到广泛应用。 缺点：涉及生产工序较多，过程难以精确控制，废品率较高；铸件组织疏松，晶粒粗大，铸件某些力学性能较低；铸件表面粗糙，尺寸精度不高。工作环境较差，工人劳动强度大。 3、主要工艺特点： 铸造是生产零件毛坯的主要方法之一，尤其对于有些脆性金属或合金材料（各种铸铁件、有色合金铸件等）的零件毛坯，铸造几乎是唯一的加工方法。与其它加工方法相比，铸造工艺具有以下特点： (1)铸件可以不受金属材料、尺寸大小和重量的限制。铸件材料可以是各种铸铁、铸钢、铝合金、铜合金、镁合金、钛合金、锌合金和各种特殊合金材料；铸件可以小至几克，大到数百吨；铸件壁厚可以从0.5毫米到1米左右；铸件长度可以从几毫米到十几米。 (2)铸造可以生产各种形状复杂的毛坯，特别适用于生产具有复杂内腔的零件毛坯，如各种箱体、缸体、叶片、叶轮等。 (3)铸件的形状和大小可以与零件很接近，既节约金属材料，又省切削加工工时。 (4)铸件一般使用的原材料来源广、铸件成本低。 (5)铸造工艺灵活，生产率高，既可以手工生产，也可以机械化生产。 视频中，亚米特驻扎和机具公司锁铸造的是797b卡车的关键部位——车架。首先先把金属废料填进电弧炉，之后把三个电极伸入炉中，电极中通有强大的电流，碰到金属后便产生2200℃的高温的电弧，金属加热后起泡溶解，半小时后即可浇注。然后把将近2000℃的金属液体倒入空浇桶，之后再引导空浇桶到零
青岛黄海学院实验指导书 课程名称：材料力学 课程编码： 04115003 主撰人：吕婧 青岛黄海学院
目录 实验一拉、压实验 (1) 实验二扭转实验 (6) 实验三材料弹性模量E和泊松比μ的测定 (8) 实验四纯弯曲梁的正应力实验 (12)
实验一低碳钢拉伸实验 一、实验目的要求： （一）目的 σ、延伸率δ,截面收缩率ψ。 1．测定低碳钢的屈服极限σS,强度极限 b σ,观察上述两种材料的拉伸和破坏现象,绘制拉伸时2．测定铸铁的强度极限 b 的P-l?曲线。 （二）要求 1．复习讲课中有关材料拉伸时力学性能的内容;阅读本次实验内容和实设备中介绍万能试验机的构造原理、操作方法、注意事项,以及有关千分表和卡尺的使用方法。 2．预习时思考下列问题:本次实验的内容和目的是什么?低碳钢在拉伸过程中可分哪几个阶段,各阶段有何特征?试验前、试验中、试验后需要测量和记录哪些数据?使用液压式万能试验机有哪些注意事项? 二、实验设备和工具 1．万能实验 2．千分尺和游标卡尺。 3．低碳钢和铸铁圆形截面试件。 三、实验性质： 验证性实验 四、实验步骤和内容： （一）步骤 1．取表距L =100mm.画线 2．取上,中,下三点,沿垂直方向测量直径.取平均值
3．实验机指针调零. 4．缓慢加载,读出 s P .b P .观察屈服及颈缩现象,观察是否出现滑移线. 5．测量低碳钢断裂后标距长度1l ,颈缩处最小直径1d （二）实验内容： 1．低碳钢试件 (1)试件 (2)计算结果 屈服荷载 s P =22.1KN 极限荷载 b P =33.2KN 屈服极限 s σ=s P /0A =273.8MPa 强度极限 b σ=b P /0A =411.3MPa 延伸率 δ=(1l -0l )/0l *100%=33.24% 截面收缩率ψ=(0A -1A )/0A *100%=68.40% (3)绘制低碳钢P~ l ? 曲线
【一回路流程】反应堆冷却剂在主泵的驱动下流入反应堆，冷却并吸收反应堆芯的热量后从反应堆容器流出，进入蒸汽发生器一次侧，将热量传递给二次侧后流出，再由主泵循环驱动流入反应堆。 【二回路流程】一回路冷却剂携带的热量，在蒸汽发生器中传递给二回路的水，使二回路水在一定压力下加热，生成饱和蒸汽，去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。作功后的乏汽在冷凝器中被海水或河水冷凝为水，经低压加热、除氧，再由给水泵驱动经高压加热后，循环补充到蒸汽发生器中。 【三回路流程】以海水或河水为介质的三回路把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。 【核电厂构成】：①核岛（压水堆本体，一回路系统）：蒸汽发生器、稳压器、主泵、反应堆芯②常规岛：汽轮发电机组，二回路系统 【蒸汽发生器的作用】①把一回路冷却剂从反应堆堆芯带出的热量经蒸汽发生器管壁传给二回路水，使之产生蒸汽带动汽轮机做功。②一回路水流经堆芯具有放射性，蒸汽发生器承担了防止二回路水被污染的第二道生物防护屏障。 【运行控制模式】基本负荷运行模式A：汽轮机负荷跟随核反应堆功率的运行模式（机跟堆）。由于没有直接从电力系统到核反应堆功率控制的反馈回路，所以功率控制系统简单，作用是完成核反应堆的启动停闭，维持核反应堆功率在某一给定水平以及抑制功率的波动。适合带基本负荷运行的机组，功率调节性能较差，但受到的热应力变化较小，利于电厂安全和机组寿命。负荷跟踪运行模式G：核电厂的功率跟随电网需求而变化（堆跟机）。具有从电力系统向核反应堆的自动反馈回路，控制系统复杂，作用是可以对负荷变化作出响应，以适应电网变化的需求，使机组具有灵活的功率调节性能使核电厂参与负荷跟踪和电网调峰运行。【主要控制系统】核反应堆冷却剂平均温度控制系统（R棒组）、反应堆功率控制系统（G1、G2、N1和 N2）、硼浓度、稳压器压力和液位、蒸汽发生器液位、给水流量、凝汽器蒸汽排放、大气蒸汽排放、汽轮机调节、发电机电压控制。 【控制系统设计要求】（1）满足要求前提下尽量简单可靠（2）尽量减少运行参数瞬态变化量，并使其接近给定值，增加输出功率（3）在各种条件下，系统仍有一定的稳定裕度，不大的超调量和合理的调整时间（4）负荷低于15%FP时，可手动控制，高于15%FP时投入自动控制（5）允许负荷有±10%FP的阶跃变化，但阶跃变化±10%FP时，负荷不得超过100%（6）允许负荷以5%FP/min的速率连续变化（7）甩负荷50%-80%不引起大气蒸汽排放阀开启、停堆或主蒸汽安全阀开启（8）紧急停堆，汽轮机脱扣不引起主蒸汽安全阀开启（9）接到停堆信号后，能在约1.5s时间内快速落下控制棒【自稳特性】指反应堆出现内、外反应性扰动时，核反应堆能够维持稳定状态的特性。 【自调特性】指核电厂负荷变化时，反应堆靠自身内部温度反馈功能使其功率达到与负荷一致的水平，产生新的热平衡。 【功率分布】（1）径向功率分布：可以通过燃料的不同浓度分区布置、可燃毒物棒和控制棒的径向对称布置、最佳控制棒分组和提插棒程序设计措施来展平，在运行中变化不大，并可以准确的预测（2）轴向功率分布：在运行中是变化的，慢化剂温度效应、可燃毒物反应、多普勒效应和功率水平效应、裂变产物效应控制棒组件移动和燃耗都会对轴向功率分布产生影响，是主要研究对象。 【控制棒】R、N黑体棒（反应性价值高）功率调节控制；G灰棒组（反应性价值低），功率分布控制。在模式G中，由负荷确定的功率设定值变化引起的堆芯反应性变化首先是通过功率补偿棒组G1，G2，N1和N2来调节反应性的，它所引起的轴向和径向功率分布扰动比黑体棒组小。功率补偿棒组在堆芯的位置是功率的函数，功率升高控制棒位置也提高。用核反应堆冷却剂温度的R棒组来实现反应性精确调整。在功率快速变化中，R棒组可以辅助功率补偿棒组控制，因为其反应性效果受到最大棒速限制。 【功率控制系统】（功率粗调）（1）主要功能：根据负荷需求控制功率补偿棒组的棒位，也称为功率补偿帮组控制系统。（2）最终目标：使功率补偿棒组的位置与功率水平相对应，对应关系就是有效标定曲线关系。（3）功率补偿棒控制系统是机组负荷的前馈（开环）控制 【平均温度控制系统】（功率细调）（1）主要功能：通过调节冷却剂平均温度实现反应堆功率与负荷精确匹配，也称R棒组控制系统。（2）冷却剂平均温度是机组负荷的反馈（闭环）控制。 【棒速程序控制单元】是一个非线性曲线，可以分为5个区域。（1）死区：为了避免Tav微笑的变化而引起控制棒频繁动作而造成严重的机械疲劳。（2）滞磁回环：为了清除控制棒驱动机构接通脱开时产生的振动。（3）最小棒速区：限制棒速（4）线性帮速区：棒速随温度偏差信号线性变化（5）最大棒速区：限制棒速 【硼浓度系统】作用：（1）减少了控制棒数量（2）改善了轴向功率分布（3）可增大核反应堆后备反应性，使堆寿期延长，燃耗增加（4）简化堆芯结构 【化学与容积控制系统功能】（1）容积控制：向反应堆堆芯补充水，在冷态时提供将反应堆冷却剂系统加压的高压水源，在热态时，保持稳压器中的液位。（2）化学控制：通过过滤除盐加入氢氧化钾以减少核反应堆冷却剂中腐蚀产物及裂变产物的浓度。（3）反应性控制：通过调整核反应堆冷却剂中的硼浓度以补偿燃