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
15. 辐射俘获
中子辐射俘获：中子撞击靶核并被靶核吸收/俘获。
其用途主要有：实现反应堆的控制；实现不裂变材料的转化与增殖
16. 裂变反应，裂变临界能
裂变反应：中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获之后，靶核变成了两个碎片（其他物质的原子核），同时释放出2—3个中子和能量（结合能）
自然界中存在的物质只有235U 与中子作用可发生裂变反应；
易裂变核素，可裂变核素
17. 复合核模型
热中子反应堆内发生的核反应基本上都可以用复核模型来解释：入射粒子与靶核形成一个复核，且该复核处于激发态，之后复核衰变形成新核并放出其他粒子，其过程可以表示为：*a A B C c +→→+
18. 裂变产物
裂变产物有多种，由裂变产物的产额曲线可以看出，质量数在95和139附近的两种碎片的产额最大，而碎片质量相等时的概率很低，约0.01%
19. 剩余发热
裂变产物在稳定之前都伴随β、γ衰变，释放裂变热，这也就使得衰变热成为反应堆安全需要解决的问题。
20. 裂变能
每次裂变释放的能量约为200~210MeV ，其中裂变碎片动能占约85%，其他15%则是通过各种射线载带的
21. 微观截面与宏观截面
微观截面σ表示靶层中一个靶核与束内一个中子发生某类反应的几率，单位靶（b ）2421110b cm -=?,；dI INdx σ-=
宏观截面∑表示靶层内所有靶核与束内中子发生某类反应的几率，也可表示为在介质内的单位程长上中子与靶核发生某类反应的几率。N σ∑=
22. 瞬发中子与缓发中子
绝大部分中子是伴随着裂变而瞬时释放的，称为瞬发中子；
很少一部分中子是裂变后延时释放出来的，称为缓发中子，缓发中子虽份额不到1%，却是反应堆实现可控的关键
23. 裂变中子的数量与能量
每次裂变平均释放2~3个中子，平均能量为2MeV ；
24. 转化比与增殖比
堆内消耗一个易裂变原子所产生的平均易裂变原子数称为转化比C ；
若C>1，则堆内产生的易裂变物质原子要比消耗的多，此时的C 称为增殖比。
第三章 中子的扩散、慢化与临界理论
1. 快中子、热中子、中能中子
快中子能量约为5751010eV ?-；
热中子能量约为0.025eV ，是因其运动与分子热运动平衡，故得名
中能中子能量约为3510510eV -?
2. 中子的慢化与热化
中子的慢化：通过与其他原子核相互作用而使裂变释放的快中子损失能量，变为热中子。中子的慢化主要依靠中子与轻核物质之间的弹性散射实现
热化：当中子7运动速度与靶核相当时，中子与靶核的碰撞可能获得能量，即为“热化”
3. 快中子堆、热中子堆
利用快中子实现核裂变的堆型称为快中子堆
利用热中子实现核裂变的堆型称为热中子堆（未找到确切定义）
4. 反应堆临界，临界质量，临界尺寸
反应堆临界：当有效倍增因子eff K =1时，裂变中子数保持动态平衡，这时能够实现连
续稳定的核裂变链式反应，此时的反应堆称为处于临界状态；
临界质量：在一定的材料组成和几何布置下，系统达到临界所需裂变物质的最小质量； 临界尺寸：在一定的材料组成和几何布置下，系统达到临界所需裂变物质的最小堆型尺寸。
5. 反应堆四因子、六因子公式
四因子公式：inf K pf εη=，此公式假定反应堆无限大
六因子公式：eff f t K pf P P εη=，
其中ε：快中子裂变因子 p:逃脱共振吸收几率
f:热中子利用系数 ε：热中子裂变因子
f P ：快中子不泄漏几率 t P ：热中子不泄漏几率
e f f
K ：有效倍增因子 i n f K ：无限倍增因子 6. 中子密度与中子通量
中子通量：单位时间内穿过单位面积的中子数，或中子在单位时间、单位体积内所穿
行的距离 nv φ=
7. 中子发生弹性散射后的能量损失与能量分布
经过一次碰撞后，中子的能量在αE 和E 之间，其能量分布概率密度函数为
'1()[(1)]p E E α-=-
8. 勒
勒0(/)u In E E =，其目的是为解决中子慢化能量变化尺度很大（约8个量级）的问题。则碰撞后的能量损失对应的是勒的增加
9. 平均勒增量，慢化能力与慢化比
平均勒增量δ：一次碰撞后的平均勒增量；
慢化能力：s ?∑，其中s ∑为宏观散射截面
慢化比：/s a ?∑∑，其中a ∑为宏观吸收截面
补充：1、反应堆的大小与慢化能力的关系？
慢化剂的慢化能力强时，反应堆的尺寸就小，故压水堆尺寸比高温气冷堆小
2、反应堆核燃料的加浓度（浓缩度）与慢化比的关系？
慢化比大的反应堆，加浓度可以较小，故重水堆一般用贫铀，不用浓缩铀。
10. 中子流密度与斐克定律
中子密度在空间的密度差使中子产生定向流动，该流动的大小与中子密度函数的成正
比：
'
J D n D =-?=-?Φr 斐克定律: 20a D S ?Φ-∑Φ+=,
其中，2D ?Φ表示中子扩散量，a ∑Φ表示中子吸收量，S 表示源强中子产生量
11. 扩散系数，扩散长度
扩散系数：'/D D v =，成为扩散系数，具有长度的量纲
扩散长度：/a L D =∑（单群）
12. 中子年龄 中子年龄：F T F T
D τ→=∑，又称中子费米年龄，量纲是长度平方而不是时间，其与快中子慢化到热中子所需平均时间成正比，为减小反应堆的总尺寸，需要选择慢化长度或中子年龄较小的慢化物质
13. 热中子能谱，1/E 谱，裂变谱，能谱的软化与硬化
热中子堆中的中子能谱（中子数或中子通量随能量的变化关系）由三部分组成，即裂
变中子谱、慢化谱（1/E 谱）、麦克斯韦谱（热中子能谱）
热中子能谱近似服从麦克斯韦-玻尔兹曼分布，有硬化；
裂变中子能谱略，积分平均值为2MeV ；
1/E 谱：在中子慢化占绝对主导地位的能量范围内，中子通量随能量的变化近似满足1/E 的规律
能谱的硬化：慢化实际能谱要朝能量较高的方向偏移，即比介质原子核的能谱高 原因：1、所有的中子都是从较高的能量慢化而来的，故能量较高区的中子数目相对较多
2、由于介质要吸收中子，则一部分中子尚未来得及同介质的原子（或分子）达到热平衡就已被吸收，故使能量较高的中子相对较多
能谱的软化：低能粒子的数目相对于高能粒子的数目增加的过程，即低能粒子在粒子总数中的相对含量增加的过程。（网上释义）
14. 单群扩散理论与临界条件
22
inf K =K / (1 + L B )eff g
15. 反应堆材料曲率与几何曲率
材料曲率B 由反应堆材料的核特性决定；几何曲率Bg 则由其几何形状决定；
反应堆材料曲率和几何曲率必须相等
16. 双群扩散理论与临界条件，与六因子公式的关系
2
222inf 122
211112222
2
22212K =K / [(1 + L B )(1 + L B )]
L = D /(+ );L D /P = 1/(1 + L B );P = 1/(1 +L B )eff g g a a f g t g →∑∑=∑
17. 反射层
利用某种散射中子的物质将堆芯包围起来，从而将可能泄漏的中子部分地反射回堆芯中去，从而可以减少反应堆的临界体积或减少燃料的装载量。
18. 反应堆非均匀化的效应
能够实现反应性的控制，反应堆热功率的均匀分布，提高系统的无限倍增系数 （未找到确切答案）
第四章 反应堆动态物理－反应性变化与控制
1. 反应性
K eff 与1的相对偏离定义为反应性ρ：(1)/K K ρ=-，其单位是元，当反应性的数值等于缓发中子的有效份额时，称为一元。
ρ=0，临界 ρ>0，超临界 ρ<0，次临界
2. 反应性温度系数
温度变化一个单位（K ）时所带来的反应性变化定义为反应性温度系数
T αT d dK dT KdT
ρα==，反应性温度系数为负值时对反应堆安全有利 3. 燃料温度系数, Doppler 共振峰展宽
燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。温度升高时共振峰值降低，但微观截面曲线下覆盖的面积保持不变，即出现所谓的共振峰展宽。温度升高时，共振峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，降低了中子利用率，造成反应性的下降，称为多普勒效应。
4. 慢化剂温度系数, 1/V 截面吸收体对慢化剂温度系数的影响
慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，一般表现为慢化剂密度变化和中子温度变化，使能谱变硬。对于热中子反应堆而言，反应性降低，
因为1、燃料的共振吸收增加，2、裂变材料的裂变截面降低，3、中子泄漏几率增加 对1/V 截面吸收体，能谱变硬时，吸收能力减弱，引起反应性增加，如果这种吸收作用在反应堆中占主导地位，则总的反应性温度系数就是正的。
5. 慢化比(水铀比)曲线
水铀比：单位体积内慢化剂与燃料的核密度比值，峰值点左侧呈负反应性，右侧呈正反应性
6. 裂变产物中毒, 氙中毒(平衡氙中毒, 氙瞬态)
热堆运行后堆内产生的某些裂变产物的中子吸收截面很大，对K 有影响，长寿命的称为“结渣”，短寿命的称为“毒物”，结渣与毒物对反应性的影响称中毒效应。
平衡氙中毒：反应堆额定功率稳定运行时，135e X 的核密度将逐渐增加，在一定时间后达到极大值且基本稳定不变，此时称为平衡氙中毒
氙瞬态：功率阶跃变化时，氙的原子密度有一个瞬态变化过程，从而造成了倍增因子的瞬态变化，典型的是“碘坑”现象。
氙振荡：氙密度随反应堆功率之间在空间上存在正反馈机制的振荡现象。
“碘坑”现象解释： 6.69.1135135135e h h I X Cs ??
?→??→，反应堆停堆后，氙不能通过吸收中子而反应消失，只能通过β衰变，从而造成平衡氙中毒的破坏，又因为第一个反应的时间短于氙衰变半周期，从而造成氙的大量堆积，氙为毒物，中子吸收截面大，造成反应性降低至负反应性，出现“碘坑”。必须经过11h 之后反应性可越过“碘坑”，此时方可再次启动反应堆（热启动）。
7. 燃耗与燃耗分析, 燃耗深度
反应堆的能谱、扩散和燃耗分析三大任务是相互耦合的。
燃耗分析：核燃料原子密度变化的分析称为燃耗分析
燃耗深度：装进反应堆单位重量的重金属在卸出堆芯时释放的能量，单位：MWd/tU 。影响燃耗深度的主要因素是燃料元件（包括燃料本身和包壳材料）本身耐辐照的性能。
8. 反应堆寿期
燃耗消耗到一定程度后，即使控制棒全部从堆芯移出也无法使反应堆达到临界，此时即为反应堆工作寿期重点。（未找到确切定义）
9. 堆内燃料管理与通量展平
堆内燃料管理：为使堆内燃耗深度尽可能均匀，如不同浓度燃料分区装载，里低外高；用硼酸或可燃毒物代替控制棒；优化控制棒运行程序；优化换料方案
通量展平可采取措施：1、不同浓度燃料棒分区装载，2、尽量减少控制棒的数量与扰动影响。
10. 反应性控制与补偿: 需要补偿的反应性及补偿手段
反应堆运行以后温度升高、产生毒物、燃料消耗等因素使得反应性下降，为此反应堆需要设计相应的后备反应性。
反应堆控制手段要能够控制这些后备反应性，使得反应堆运行时反应性为零，同时还要有调节功率和把反应堆带到一定次临界深度的能力。
第五章中子动力学
1. 代中子平均寿命, 瞬发临界
代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的权重平均值，约为0.085秒
00()n()
/(1)()/()/()
/1/,
n t I K t dn dt K n t I n t I n t I
T T ρωωρω+==-====称为反应堆周期，I 为代中子平均寿命
瞬发临界：只考虑瞬发中子的贡献时，反应堆倍增系数就等于（1-β）K ，此时若
（1-β）K=1，则反应堆仅仅依靠瞬发中子就能达到临界，即为瞬发临界状态，此时ρ=β。此时反应堆周期非常短，因此瞬发临界状态是非常危险的
2. 考虑缓发中子贡献的中子扩散方程
2200d /()()/()
/()/()
77=/,1/v (1),i i i i i i a n dt n t I C t dC dt n t I C t I I K I L B ρβλβλ=-+∑=-=∑+上述为点堆中子动力学模型，个方程，个未知量，可求解。式中，
实际上是无泄漏情况下的中子平均寿命
3. 点堆动态方程及导出该方程的条件
点堆中子动力学方程解的定性讨论如下：
1、ρ>0,ω1为正数，ω2～ω7为负数，中子密度按指数规律增加。
2、ρ＝0,中子密度不随时间改变。
3、ρ<0,ω1～ω7均为负数，中子密度随时间按指数规律衰减。
4. 反应性阶跃引入时点堆动态方程的解, 反应性方程
（情况复杂，此处从略）
5. 反应堆稳定周期
反应堆周期：t 时刻反应堆内平均中子密度n 变化e 倍所需的时间即为该时刻反应堆的周期T 。变化2倍所需时间称为反应堆中子倍增周期。
第六章 辐射防护与屏蔽
1. 放射性活度及单位
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 -==?
2. 照射量及单位, 照射量率
照射量X ：在质量为dm 的某体积元空气中放出的全部电子完全被空气阻止时，若所形成的同一种符号的离子总电荷的绝对值为dQ ，则dQ/dm 称为该射线的照射量
单位（SI ）：库/千克，C/kg ，γ或X 射线在1千克干燥的、标准状态下的空气中产生电离电荷为库伦的正离子和等量负离子的照射量，称为1库/千克。
专用单位是伦琴（R ） 41=2.5810/kg R C -?
照射量率：单位时间内的照射量
3. 吸收剂量及单位, 吸收剂量率
吸收剂量：设致电离辐射给予某物质质量元dm 的平均能量为d ε，则称D ＝d ε/ dm 为吸收剂量。
单位（SI ）：戈瑞（Gy ），每千克物质吸收辐射能量为1焦耳的吸收剂量为1戈瑞。 专用单位为拉德（rad ），1rad ＝0.01Gy
吸收剂量率：单位时间的吸收剂量
4. 剂量当量及单位, 剂量当量率
剂量当量H 定义为人体组织内所研究的点上D ，Q 和N 的乘积，即H=DQN ，式中D 为吸收剂量，Q 为品质因数，N 为其他修正因素的乘积（一般定为1）
国际单位为希[沃特]，记作Sv，1Sv=1J/kg
专用单位是雷姆（rem），1rem=0.01J/kg=0.01Sv
5. 辐射防护标准
辐射效应有随机性效应和确定性效应（非随机性效应）
为限制随机性效应，规定辐射工作人员的年有效剂量当量限值为50mSv（5年平均为20mSv），公众成员的年有效剂量当量限值为1mSv。
6. Gamma射线的屏蔽
γ射线的屏蔽：一般采用质量衰减系数较大的材料，如铅等
7. 中子的屏蔽
中子的屏蔽：常用的材料为加有适量硼元素的含氢较多的材料如石蜡、水以及混凝土，再配合使用一些铁、铅等重元素。
第七章核反应堆热工
1. 核燃料，包壳材料，冷却剂，慢化剂
核燃料：裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料）
铀－233、钚－239；转换燃料：钍－232、铀－238
包壳材料：常用的有锆-4合金、不锈钢和镍基合金
冷却剂：水：水作为冷却剂和慢化剂主要应用于轻水堆；
钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆；
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。
慢化剂：可用的固体慢化剂有石墨、铍、氧化铍和氧化锆；常用的液体慢化剂有水和重水
2. 反应堆内的热源
裂变能量以以下几种形式释放：裂变碎片的动能，裂变中子的动能和结合能（俘获γ射线能量）；裂变瞬发γ射线；裂变产物衰变的γ射线和β射线能量以及中微子能量。
3. 停堆后的释热
裂变产物在稳定之前都伴随β、γ衰变，释放裂变热
4. 功率密度, 体积释热率
体积释热率是单位时间、单位体积内释放的热能的度量，也称为功率密度
5. 燃料元件的线功率密度与表面热通量
6. 反应堆中的热量传输机制与过程
热量传输机制：放热、导热、输热
过程：堆芯核裂变释放热量，热量在燃料元件内的径向导热，燃料芯块与包壳之间的
间隙热传导，燃料元件包壳表面到冷却剂的传热，沿冷却剂通道的输热过程
7. 反应堆稳态热工分析的内容
传热分析和水力分析（未能找到确切答案）
8. 描述导热的傅里叶定律与热传导方程
傅里叶定律：在单位时间内通过单位面积的热量，正比于温度的梯度，其方向与温度梯度方向相反 热传导方程：'''(,),)(,)(,)((,))P T r t C r T k r T k r t q r t t
ρ?=???+?v v v v v （ 9. 积分热导率
常将燃料热导率Ku 对温度T 的积分作为一个整体，即为积分热导率u K dT ?
10. 对流换热, 对流换热系数
影响对流换热系数的因素有：流体流动产生的原因，流体流动情况，流体有无相变发生，流体的物性，换热面的几何因素等
11. 压水堆棒状燃料元件及通道冷却剂的轴向温度分布
12. 沸腾工况, 泡核沸腾, 膜态沸腾, DNB, 临界热流量
沸腾按传热机理可以分为泡核沸腾、过渡沸腾和膜态沸腾
泡核沸腾：开始时壁面温度和饱和温度之差较小，加热面上只产生许多小汽泡，随着加热，这些汽泡的容积逐渐增大，最后脱离加热面而进入主流体中，新补充到加热面上的液体又生成汽泡，循环往复，不断将热量从壁面传给液体，即称泡核沸腾
膜态沸腾：若壁面温度和饱和温度之差增大，使整个加热面被一层稳定的气膜覆盖，传热系数更小，这种传热称为膜态沸腾。
DNB ：
13. DNBR
DNBR ，偏离泡核沸腾比定义为：用合适公式计算得到某点的临界热流密度和该点的实际热流密度的比值
14. 水力学计算的主要目的与内容
目的：弄清楚与堆内冷却流动剂有关的流体力学方面的问题
内容：1、计算冷却剂的流动压降
2、定出堆的自然循环能力
3、分析系统内的流动稳定性
15. 单相流动压降，汽水两相流动压降，自然循环，临界流
单相流动压降主要有：提升压降、加速压降、摩擦压降和局部压降
两相流流型主要有泡状流、弹状流、环状流和滴状流
自然循环：在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。
临界流：当流体自系统中流出的速度不再受下游压力下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流，对于单相流也称声速流
16. 堆芯流量分配，流动不稳定性
压水堆中，冷却剂流入堆芯时各通道的流量分配是不均匀的，原因有：
1、各通道的入口压力不同
2、各通道截面的几何形状、大小可能不同
3、各燃料组件或同一燃料组件中各燃料元件的释热率不同，从而使各通道中冷却剂
温度、密度也不相同。
流动不稳定性：在一个质量流速、压降和空泡之间存在着热力-流体动力学联系的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所发生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。
危害：
1、流动振荡会使部件产生有害的机械振动，而持续的流动振荡会导致部件的疲劳损
坏
2、流动振荡会干扰控制系统，在冷却剂同时兼作慢化剂的反应堆中尤其严重
3、流动振荡会使系统内的传热性能变坏，使临界热流量大幅度下降，造成沸腾临界
过早出现
17. 热工设计总体参数的选取
18. 非均匀性问题, 热管因子与热点因子
热管：积分功率输出最大的冷却剂通道
热点：燃料元件表面热流量最大的点
核热点因子：考虑了核的和工程的各种不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流
F
密度的比值。热流量核热点因子N
q
热管因子的引入是为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值的程度。
19. 堆芯热工设计准则的主要方面
1、燃料芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度（不熔化）
2、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界（不沸腾）
3、必须保证稳态额定工况下，要求在计算的最大热功率情况下，不允许发生流动不
稳定性（不稳定）
20. 单通道模型, 子通道模型
单通道模型：把所要计算的热管看作是孤立的、封闭的，它在整个堆芯高度上与相邻通道之间没有冷却剂的动量、质量和热量的交换。
子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。
21. 反应堆瞬态热工分析的内容
瞬态过程中反应堆功率计算，瞬态工况的燃料元件温度场计算，反应堆的安全问题，反应堆失流事故（未能找到确切答案）
第八章核反应堆安全
1. 放射性的来源
反应堆和一回路（未找到确切答案）
2. 纵深防御，多重屏障
纵深防御：
第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行中采用多种有效措施，
把发生事故的几率降到最小程度。
要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
内容：
反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额
运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷却剂及与安全有关的结构物
仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度
建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质保
部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们进行定期试验
第二级安全考虑：要求核电站必须设置可靠的安全保护系统。一旦发生事故，该系统能对人身与设备进行安全保护，防止或减少事故的危害。
内容：
反应堆有两套独立的停堆系统
必须备有两套独立的电源。包括两路分开的厂外电源、厂内事故电源以及能够快速启动且有一定冗余数量的柴油发电机组。此外还应有为仪表供电的蓄电池直流电源第三级安全性考虑：要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入动作。
多重屏障
第一重屏障：燃料芯块，大约能留住98％以上的放射性裂变产物
第二重屏障：燃料元件包壳管
用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
第三重屏障：压力容器与一回路管道组成的压力边界
在绝大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过冷却剂净化系统除去。
第四重屏障：安全壳
所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
3. 反应堆技术的验证
4. 安全分级与质保分级
核电厂运行工况分为4类：工况Ⅰ，正常运行和运行瞬变；工况Ⅱ，中等频率事件，或称预期运行事件；工况Ⅲ，稀有事故；工况Ⅳ，极限事故
5. 多样性原则
多样性原则：多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。
6. 冗余原则
对于反应堆中的关键部件须平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
7. 故障安全原则
故障安全原则：核电厂安全极为重要的系统和部件的设计，应尽可能贯彻故障安全的原则。即核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。
8. 事故与事故分析, 外部事件
9. 专设安全设施
目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故时，堆芯发生熔化以及放射性物质向环境外逸扩散。
主要包括：
安全注射系统或称应急堆芯冷却系统；
安全壳喷淋系统；安全壳隔离系统；
其他系统：安全壳消氢系统；安全壳空气净化系统
10. 主动安全与被动安全
固有安全性包括四种安全性要素：
自然的安全性；非能动的安全性；能动的安全性；后备的安全性
非能动的安全性：建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热
传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现
毋需依赖外来的动力。
能动的安全性：必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
11. 概率风险评价，堆芯溶化概率
评价核电厂安全性的方法：确定论评价法、概率安全评价
12. 安全文化
核安全文化的定义：
核安全文化是存在于单位和个人中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，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
第九章核反应堆运行与控制
1．反应堆控制
两个基本任务：
1、正常运行工况下对启动、提升功率、变换功率、正常停堆等进行控制，
并为维持稳态运行，对某些运行参数进行必要的调节。
2、在任何工况下确保安全停堆，并从堆芯移出热量和限制预计运行事件及事故工况的后果，确保人身与设备安全。
2．保护系统控制
目的：在于防止反应堆偏离安全限值以及一旦超过这种安全限值后缓解所发生的后果。亦即防止事故发生以及缓解事故所生的后果。
系统包括：反应堆保护系统、专设安全设施：
3．反应堆运行
临界前试验、初次临界试验、低功率物理试验，正常启动，功率运行，核电站的停闭4．物理启动，冷启动，热启动
物理启动：主要是指新堆的初次临界试验。通过相继提升堆内各组控制棒组件，以及按一定规范稀释冷却剂中的硼浓度，使反应堆首次达到临界。
冷启动：反应堆停闭了相当长时间，温度已经降到60ε以下时的启动。包括换料后的冷启动。
热启动：反应堆停闭后不久的再启动。这时堆内中子源比较强，还有一定的毒性，而且反应堆的温度也与工作温度比较接近。
5．临界前试验，低功率物理试验，功率提升试验
临界前试验：燃料组件全部装载完毕后一回路的水力特性试验以及其他在未装燃料前无法进行的一些试验。
低功率物理试验：在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验，取得实验数据来为运行服务和校核理论计算。
功率提升试验：一般分15、25、50、75、100％额定功率5各功率水平逐级提升功率。6．热停闭，冷停闭，事故停闭
热停闭是短期的暂时性的停堆，停堆超过11小时，堆内裂变产物氙毒的变化越过碘坑冷停闭时，调节棒组和安全棒组全插入，尚需向冷却剂加硼，以抵消从热态降到冷态过程中，因负温度效应引起的正反应性，维持堆的足够的次临界度。此外，还需对系统进行冷却。
紧急停堆，快速插入全部控制棒组件。如果事故严重，则需向堆芯紧急注入含硼水，使裂变反应瞬时停止。
7．衰变热，氙中毒
压水堆在停闭后相当长时间内，由于核分裂所产生的裂变产物的β、γ放射线衰变而发出的热量是相当可观的。
氙中毒：由于碘的衰变速度（氙的积累速度）大于氙的衰变速度，而出现“积毒”
第十章核动力反应堆技术
1. 描述压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、钠冷快堆的主要技术特点
内容太过庞大，略
第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升； 14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。 15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。 18、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235是天然存在的，占0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，
反应堆热工基础卷子 2010级成都理工大学 一、填空 1、核反应堆中，裂变碎片的动能约占总能量的84％，裂变能的绝大部分在燃料元件内转换 为热能，少量在慢化剂内释放，通常取97.4％在燃料元件内转为热能。 2、影响堆芯功率分布的因素主要有燃料布置、控制棒、水隙及空泡。 3、进行瞬态分析的四类电厂工况是正常运行和运行瞬变、中等频率故障、稀有故障和极限 事故。 4、核电厂专设安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和其 他安全设施。 5、回路系统的压降一般包括：提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降。 6、垂直加热通道中的主要流型包括：泡状流、环状流、滴状流。 二、问答 1、简述反应堆热工分析的内容包括哪5项？ 答：分析燃料元件内的温度分布；冷却剂的流动和传热特性；预测在各种运行工况下反应堆的热力参数；预测各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化工程；分析事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 2、核反应堆停堆后为什么还要继续进行冷却？ 答：核反应堆停堆后，虽然堆内自持的裂变反应随即终止，但还是有热量不断地从燃料芯块通过包壳传入冷却剂中。这些热量主要来自燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变和裂变产物和中子俘获产物的衰变，因此，反应堆停堆后，还必须继续进行冷却，以便排出这些热量，防止燃料元件损坏。 3、就压水堆而言，造成流量分配不均匀的主要原因有哪些？ 答：就压水堆而言，造成流量分配不均匀的原因主要有：进入下腔室的冷却剂流，不可避免地会形成许多大大小小的涡流区，从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同；各冷却通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同，其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样，燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差，会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值，各冷却剂通道中的释热量不同，引起冷却剂的温度、热物性以及含气量也各不相同，导致各通道中的流动阻力产生显著差别。 4、什么是流动不稳定性？在反应堆中蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允 许出现流动不稳定性，为什么？ 答：流动不稳定性是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一种频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。流动不稳定性对反应堆系统的危害很大，主要表现在流量和压力振荡所引起的机械力会使部件产生有害的机械振荡，导致部件的疲劳损坏；流动振荡会干扰控制系统；流动振荡会使部件局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏；流动振荡使系统内的换热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并可能造成沸腾临界过早出现。 5、简述压水堆涉及中所规定的稳态设计准则？ 答:目前压水堆设计中所规定的稳态设计准则一般有以下几点：燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的烙化温度，燃料元件外表面不允许发生沸腾临界，必须保证正行运行工况下燃料原件和对内构件能够得到充分冷却。在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热，在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定。
目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)
一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距（栅距） 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05
若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下 表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体） 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向上的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计要求 1．设计时间为两周； 2．独立编制程序计算； 3．迭代误差为0.1%； 4．计算机绘图； 5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁； 6．设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： （1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前，压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200～2450℃之间。 （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。
华扶#力*孑 课程设计报告 （20 13 一2014年度第二学期） 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系：核科学与工程学院______________________ 班级：实践核1101班______________________ 学号：06 _________________________ 学生姓名：M _____________________ 指导教师：王胜飞__________________ 设计周数：Ul _______________________ 成绩：_____________________ 日期：2014 年6月19日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设讣，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行，并能适应启动、功率调和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确左的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选左堆型，确怎所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范用： （3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H： <4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求： （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规立了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规左的稳态热工设计准则，一般有以下几点：< 1）燃料元件芯块内最高应低于英他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表而不允许发生沸腾临界： （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热： <4）在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳左性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确?DNBR?J 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和英它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设讣准则： 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焰场的计算并求岀体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR, 燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及英最髙温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等： 5、掌握压降的计算： 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求： 1.设计时间为一周；
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
△名词概念类★简答类 △裂变中子中还有不到1%的中子是在裂变碎片过程中发射出来的这些叫缓发中子 △缓发中子的能谱不同于瞬发中子的能谱缓发中子的平均能量要比瞬发中子低 △虽然缓发中子在裂变中子中所占份额很小（小于1%）但他对反应堆的动力学过程和反应堆控制却又非常重要的影响 △在热中子反应堆内中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射 △微观截面：假设在1cm的物质中有N个原子核在这个物质的一个面上射入一个中子我们把每一个原子核与一个入射中子发生核反应的概率定义为微观面枪单位为米方 △宏观截面：如果每立方米的物质中含有N个核则乘积枪N等于每立方米靶核的总截面用符号它的量纲是长度的倒数 △反应堆堆芯满足的要求：1堆芯功率分布应尽量均匀以使堆芯有最大的功率输出2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3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命以适当减少换料操作次数5堆芯结构紧凑换料操作简便△压水堆采用17X17排列燃料组件每个组件中有289个栅元设有24根控制棒导向管和一根堆内中子通量测量管其余264个栅元装有燃料棒 △组件：1燃料元件棒2燃料组件的骨架结构3控制棒组件4可燃毒物组件5中子源组件6阻力塞组件 △陶瓷燃料优点（相对金属铀）：1熔点高2热稳定性和辐照稳定性好3化学稳定性好与包壳和冷却剂材料的相容性好 △体积释热率定义：Qv=Ef·Rf 分别代表燃料的体积释热率每次核裂变产生的能量燃料内的核反应率 △燃料温度系数：燃料温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性变化称为燃料温度系数△慢化剂温度系数：慢化剂温度变化-开尔文（k）时所引起的反应性称为慢化剂温度系数△中毒效应：热堆运行后堆内所产生的某些裂变产物其中子吸收截面较大故对p有明显的影响裂变产物分：稳定或长寿命的称为结渣短寿命的称为毒物毒与渣对反应性的影响称为反应性的毒渣效应简称中毒效应 △影响堆芯内功率分布的主要因素：1燃料装载的影响2反射层的影响3控制棒的影响4结构材料、水隙和空泡的影响5燃料元件自屏蔽效应的影响 △核反应堆安全对策1保证反应堆得到安全可靠的控制2确保堆芯冷却3包容放射性产物△反应性控制类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制 △核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性引发放射性物质泄漏的事故引起原因1堆芯失去冷却或冷却不充分2堆芯的反应性快速不可控制升高 △核反应堆严重事故分为：1堆芯溶化事故2堆芯解体事故 △把核反应堆运行工况分为四类：1正常工况和运行瞬变2中等频率事件3稀有事故4极限事故以上四类事故也称为设计基准事故DBA ★为何热中子反应堆中选用轻水作慢化剂：因为是含氢物质慢化能力大价格低廉 ★反射层对反应堆的作用：1减少芯部中子的泄漏从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小这样可以节省一部分燃料2提高反应堆的平均输出功率 ★简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用：若反应堆具有负的温度系数则随着温度升高k值将变小从而使中子通量也跟着下降这样就能在一定程度上减缓或限制反应堆温度的上升从而有可能减缓或限制这种事故的进一步扩大。 ★什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿命：通常把单位质量燃料所发出的能量作为燃耗深度的度量有燃耗深度=Nt·t÷Wu 堆芯寿命：当反应堆的有效增殖因数降到1时反应堆
课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院 班级：实践核1101班 学号：1111440306 学生：佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩：
日期：2014 年 6 月19 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算；
《核反应堆热工分析》课程设计 学生：杨伟 学号：20094271 指导教师：陈德奇 专业：核工程与核技术 完成时间:2012年7月5日 重庆大学动力工程学院 二O一二年六月
通过本课程设计，达到以下目的： (1)深入理解压水堆热工设计准则； (2)深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道（平均 管）、热通道（热管）、热点等在反应堆热工设计中的应用； (3)掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数；烧毁比 DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度t0及其最高温度t0,max，包壳表面温度t cs及其最高温度t cs,max等； (4)求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度， 燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； (5)通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； (6)掌握压降的计算； (7)掌握单相及沸腾时的传热计算。
某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水，用UO2作燃料，用Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，采用正方形排列。已知参数如表1所示： 将堆芯自下而上分为6个控制体，其轴向归一化功率分布如表2所示： 表2： 堆芯归一化功率分布
3 计算过程及结果分析 3.1流体堆芯出口温度(平均管) ) 1(***..ζ-+ =p t a in f out f C W N F t t 按15.5MPa 下流体平均温度 =(t f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320，则=（292.4+320）/2=306.2，差得=5.836KJ/Kg 。 20.24633.6*) 05.01(*836.5*685003016000 974.0..=-?+ =in f out f t t 由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件 3.2燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 == W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得： = =
第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：12 21 310I I cm s φ+ - --=+=? （2）若以向右为正方向：12 21 110J I I cm s + - --=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω= + 其中：,a λ为常数， μ是Ω与x 轴的夹角。求： （1） 中子总密度()n x ； （2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。 解：由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有： （1） 根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d λπμπ +∞ -= +Ω?? 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππλ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λ μμμ+∞ -=+? ? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令n m 为中子质量，则2 /2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ= （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得： cos sin cos μθ?= 则涉及角通量的、关于空间角的积分： 240 (1cos )(1sin cos )sin d d π π μθ?θθ+Ω=+?? 2220 sin cos sin d d d d π πππ ?θθ??θθ= +? ??? 00 2(cos )(2sin cos )404d π π πθπ μμμππ =- +=+=?
第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类： 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)
缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好
中国原子能科学研究院 核能科学与工程专业硕士（博士）研究生入学考试大纲 2010年12月修订 本课程以于平安等编著的高等学校教材《核反应堆热工分析》为参考书。下列内容均属考试范围，要求考生必须理解和掌握或运用其理论进行分析和计算问题。考题有填空、选择填空、判断、问答、推导、综合分析和具体计算等。 第一章绪论 1.2 压水堆：轻水既作冷却剂也作慢化剂，压力壳，燃料元件，燃料组件，安 全壳，一回路系统，稳压器等。 第二章堆芯材料的选择和热物性 2.1 核燃料：三种易裂变核素：铀－235、铀－233和钚－239，两种可转换核 素： 钍－232和铀－238，两类核燃料：固体燃料和液体燃料，对于固体燃料的选择要求，目前动力反应堆常使用的两种固体燃料是：UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体的燃料。 UO2陶瓷燃料的主要特性：UO2陶瓷燃料的熔点、密度、热导率和比定压热容。其中最主要的是UO2热导率随温度变化的规律。 2.2 包壳材料：选择包壳材料必须考虑的主要因素，两种主要的包壳材料：锆 合金和不锈钢，锆合金的热导率和比定压热容，现代压水堆为什么广泛选用锆合金作为包壳材料？ 2.3 冷却剂：选择合适的冷却剂需要考虑的主要因素，轻水的热物理性质，过 冷水的主要热物性取决于温度和压力，饱和水和饱和水蒸汽的热物性只取决于温度或者压力。 第三章反应堆的热源及稳态工况下的传热计算 3.1 反应堆的热源及其分布。 3.1.1 核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布：堆的热源及其分配，堆芯体积释 热率，整个堆芯热功率，反应堆总热功率，堆芯内释热率的分布（主要是有限圆柱体的均匀裸堆堆芯中子通量或释热率的分布规律）。 3.1.2 影响堆芯功率分布的因素：燃料布置，控制棒，水隙和空泡。 *3.1.3 燃料元件内的功率分布。
重庆大学《核反应堆热工分析》期末复习要点 第二章堆的热源及其分布 1、裂变能的近似分配（16页） 2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响） 3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解） 4、停堆后的功率（25页） 5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页） 6、衰变功率的衰减（27页） 第三章堆的传热过程 1、导热的概念（30页） 2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1） 3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页） 4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页） 5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26） 6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页） 7、过渡沸腾传热的定义（41页） 8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点） 9、热静效应（51页） 10、燃料芯块的肿胀含义（52页） 11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页） 第四章堆内流体的流动过程及水力分析 1、单相流体的流动压降组成（87页——92页的黑体标题，共4点） 2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4） 3、Blausius关系式及使用范围（88页） 4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26） 5、多相流的定义（99页）
5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页） 6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页） 7、公式4-49的推导（103页） 8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页） 9、临界流的定义（123页） 10、单相流体的临界流（124页） 11、引起流动不稳定性的原因（133页） 12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页） 13、流量漂移的特点（134页） 14、水动力稳定性准则（136页公式4-176） 第五章 堆芯稳态热工分析 1、热工设计准则（144页——145页） 2、热管和热点的定义（154页） 3、热流密度核热点因子N q F 的计算式（155页公式5-26） 4、焓升热管因子N H F ?的计算式（155页） 5、降低热管因子和热点因子的途径（157页） 6、只有流动交混因子E H F ?的值小于1，其他都大于1（158页） 7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页） 8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页） 9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页） 10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页） 11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页） 第六章 堆芯瞬态热工分析 1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2） 2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页） 3、专设安全系统（220页，共3个）
核反应堆工程概论 ——习题作业—— 刘巧芬 2011212386 第二章 核物理基础 2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。试计算该人体的活度。 2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量： 1 2122301H H He n +?→?+ 12121311H H H H +?→?+ 13122401H H He n +?→?+ 使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24 He = 4.002603; 01n = 1.008665。质量单位为原子质量单位u ：1u = 1.6605655x10-27kg 。假设前两个反应以相同的速率同时发生，而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。试估算1kg 的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。将结果与1kg 的235U 裂变所释放的能量相比较。
2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶，氧是2x10-4靶。试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。 2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体)，试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。
2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。时间T、T0、t均以天为单位。 2.6 100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变？同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤？假设：核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。核反应堆内的裂变能皆由235U产生，每次裂变的可回收能量为200MeV。煤的热值取每吨7x106Kcal。
华蛀也力*孑 课程设计报告 （20 13 -- 2014 年度第二学期） 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系：_____________________ 班级：实践核1101班 _______________________ 学号：1111440306 _______________________ 学生姓名：_____________________ 指导教师：_____________________ 设计周数：________________________ 成绩：________________________ 日期：2014 年6月19日
、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2 ）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围； （3 ）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5 ）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1 ）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4 ）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定 DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识, 树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则; 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR最小烧毁比 MDNBR 燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算; 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。
核反应堆工程复习参考题 1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？ 沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。 2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理？ 沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。 压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。 3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低，哪种堆型对燃料的燃尽性更 好？ 因为卸料燃耗较浅，用重水（D2O,D为氘）作慢化剂，其热中子吸收截面约
为轻水（H2O)的1/700，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次数，可直接利用天然铀作核燃料。 4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点？ 优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。 缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度，初装量也大。快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。平均寿命比热中子堆短，控制困难。 5、压水堆堆芯中水主要起什么作用？ 作冷却剂和慢化剂。 6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点？ 优：能在不高的压力下得到较高的出口温度，可提高电站二回路蒸汽温度，从而提高热效率。 缺：镁合金包壳不能承受高温，限制了二氧化碳气体出口温度，限制了反应堆热工性能的进一步提高。 7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算？ 结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，ΔE=ΔmC2 定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比（ΔE/A） 8、什么是核反应截面，分哪几类，其物理意义是什么？ 如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度
第一章核能发电原理及反应堆概述 第1节核电厂工作基本原理 1.核反应堆 2. 热交换器 3. 蒸气涡轮机 4. 发电机 5. 冷凝器 第2节反应堆的分类 （1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源 （2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。包括压力容器、主泵等。 （4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。 （5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。如汽轮机。 （6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。 （7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。） 第3节压水堆 系统压力：15～16 Mpa 冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃ 冷却剂流量：62000 t/h 燃料装量：90 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1780 ℃ UO2燃料富集度：2.0～4.0% 转化比：0.5 第4节沸水堆 系统压力：7 Mpa 冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃ 冷却剂流量：47000 t/h 燃料装量：140 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1830 ℃ UO2燃料富集度：2.0～3.0% 转化比：0.5 沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）： 比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大； 压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当； 采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造； 采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严