反应堆期末复习资料

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核反应堆物理分析 慢化时间
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（在 10 到 10 秒量级）
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-6
热中子反应堆中，中子的平均寿命主要由热中子的平均寿期即扩散时间决定。 7、无吸收介质内在慢化区能谱近似服从 1/E 分布或称之为费米谱分布。 8、有效共振积分： I I i a ( E ) ( E )dE
qr E f f r
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3.12 10
10
W m3
18、裂变产物：非对称性：对称裂变产额小，非对称裂变产额大。 19、裂变中子能谱 ：裂变中子的最概然能量稍低于 1Mev。
20、瞬发中子(prompt neutrons)：伴随着裂变产生而没有可测延迟的中子，占 99%。 缓发中子(delayed neutrons)：裂变碎片衰变过程中发射出来的中子，<1%。 缓发中子先驱核: 在衰变过程中产生的，最终能够产生缓发中子的核（碎片） 。 21、有效增值因数 K eff ：
2
第五章 分群扩散方程 1、两步近似法求群常数： <1>制作与具体反应堆能谱无关的多群微观常数 <2>根据具体反应堆栅格的几何材料组成，在多群常数库的基础上，来计算其具体的中子能谱和少群常
核反应堆物理分析 数。
2、内外迭代法求多群扩散方程： 内迭代：又称为源迭代通过源迭代求特征值的迭代过程 外迭代：对源迭代过程中出现的扩散方程进行具体数值求解的过程 第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算 1、空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料所吸收， 造成燃料快内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃料里层 的燃料核未能充分有效地吸收中子，即外层燃料核对内层燃料核 起了屏蔽作用，称为空间自屏效应。 缺点：热中子利用系数 f 减小，燃料得不到充分利用 2、解释右图（6-2）

核反应堆物理-复习重点--答案汇总-图文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：分类的着眼点 A．用途名称和特征 A1 动力堆：发电，供热，作为推进动力 A2 生产堆：生产钚－239或氚A3 研究试验堆 A4 特殊用途堆 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。

《反应堆安全分析》复习题资料2007年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。

答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水；e放射性废物的处理与贮存。

2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。

员、公众及环境免遭过量放射性风险。

照射保持在合理可行尽量低的水平，并低于国际辐射防护委员会（ICRP）规定的限制；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。

3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。

际屏障。

纵深防御：包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次。

分别为：1）高质量的设计、施工和运行，防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出，防止异常工况发展为事故；3）专设安全设施，防止事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境；5）厂外应急计划与措施，限制危害和后果。

多层屏障：轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。

另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。

则、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。

4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。

厂的运行。

出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。

失效。

5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。

答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。

【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。

设施。

专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳消氢和净化系统。

6、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。

反应堆热工复习第一章一、核能的优缺点1、优点：核能对环境的污染较少；不产生二氧化碳；能量密度高；运输成本低；运行时间长，不需要中途加料；热能产生不需要空气；2、缺点：产生大量的放射性物质；热效率低；不便于调峰；潜在危险大；二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？压水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，冷却剂在流过堆芯时一般不发生饱和核态沸腾。

沸水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，堆芯中的水处于饱和沸腾状态，一回路工作压力比压水堆低很多，没有蒸汽发生器。

重水堆：使用重水做慢化剂，使用天然铀作为燃料，冷却剂系统可由一或两个回路组成。

三、反应堆热工分析主要包括那些内容？分析燃料原件内的温度分布、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，以及在各种瞬态和事故工况，压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。

四、第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？第二章一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。

因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡、燃料自屏效应燃料布置：通过合理布置不同富集度的燃料可以有效的展平堆芯功率分布，提高反应堆热功率。

控制棒：合理的布置有利于堆芯径向功率的展平，但给轴向功率分布带来不利的影响。

水隙及空泡：水隙引起的附加慢化作用使得该处的中子通量上升，水隙周围的燃料原件功率上升。

而空泡中蒸汽的密度比水小得多，慢化作用弱，其会导致周围燃料原件功率下降。

燃料自屏效应：热中子主要被棒外层燃料吸收，造成燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，使得燃料块内层功率较低。

二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成？他们各具有什么特点？1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。

2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。

3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。

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，控制艰难。

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。

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。

第三章裂变能近似分布: 总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R射线能量 13是缓发B和R射线能量同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。

第四章堆芯功率分布和因素: 径向贝塞尔函数轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡第五章堆的传热过程2、积分热导率: 把对温度的积分作为一个整体看待, 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（）和热流密度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 flux11、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 boiling12、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。

第一章1.某压水堆釆用[/O?做燃料，其富集度为2.43% (重量)，密度为lxl04^/m3,试计算: 当中子能量为0. 0253eV时，UO2的宏观吸收截面和宏观裂变截面(富集度表示在铀中所占的重量百分比)。

解：在中子能量为0. 0253eV时，([/5)=680. 9b 丐(U5)=583. 5b cr fl(t/8) =2. 7b q(O) =0. 00027b 以c,表示富集铀内U-235与U-238核子数之比，£表示富集度，则有：235C5235C5 + 238(1 -c5)c5 ={1 + 0.9874(--l)f' =0. 0246£M(U?2)=235C5+238(1-C5)+16X2=269.9N(UO2) = 1°°S©O2)X N A=2.23X 1028{m3)- MCUO?)所以，Mt/5) = c5WQ) =5.49xl026(m 3) N(U8) = (l~c5 )N(UO2 ) = 2.18 X IO28(in3) N(O) = 2N(U?2)= 4.46 xlO28 (m-3) % (g) - N(U5)q (U5) + N(U8)巧(U8) + Ng(O)=0.0549 x 680.9 + 2.18x2.7 + 4.46 x 0.00027 = 43.2(加_)工f (U?2)= N(t/5)刃(t/5) = 0.0549x583.5 = 32.0(府3)2.某反应堆堆芯由U-235, 和人/组成,各元素所占体积比例分别为0- 002, 0. 6和0. 398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。

解：由18 页表1-3 查得，0. 0253eV 时：b“(U5) = 680.9b由289 页附录3 查得，0. 0253eV 时：\(Al) = 1,5m"1,(H2<9) = 2.2tn' ,M(U) = 238.03,/?([/)-19.05 xlO3^g/7773可得天然U 核子数密度N(U) = 100Q p(U)N A/M(U) = 4.82 xlO28(”尸)则纯U-235 的宏观吸收截面：(U5) = N(U5)x c>a(U5) = 4.82x680.9 = 3279.2 (”厂)总的宏观吸收截面：= 0.002S a(C/5) + 0.6S fl(H2O) + 0.398S a(AZ) = 8.4 (m1)解：当中子能量为0. 0253eV时，(y a = 680.9Z? (AZ)-1.5777-1, E…(H2<9) =2.2m_l , M(C/) = 238.03p(C/) = 19.O5xlO3^/m3易知，2L O =工“,5 +工“.址。

1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。

①反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。

②在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。

③水、重水、石墨等。

1、缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计？为什么？①缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到1%②缓发中子不可以忽略不计③缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。

反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。

2、解释碘坑现象和强迫停堆时间。

船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。

①刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。

②在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。

③船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。

3、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。

冗余度：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。

多样性：采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。

独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。

故障安全：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。

单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。

单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。

核安全文化：安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。

初因事件：：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。

固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。

停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。

热流量：单位时间传递的热量。

热通量（热流密度）：单位时间通过单位面积传递的热量。

传热系数：单位时间、单位面积、温度差为1℃时传递的热量，即单位传热量。

对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。

大容器沸腾：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饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。

热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。

热点：堆芯集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点。

1.比拟成熟的动力堆主要有哪些，它们各有什么特点？1〕压水堆加压轻水作的冷却剂，控制棒为棒束型构造，正常运行水处于欠热状态；核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料，两回路布置，一回路压力15.5Mpa，二回路压力7.75Mpa；2〕沸水堆加压轻水作冷却剂与慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱与沸腾状态蒸汽直接推动气轮机做功；3〕重水堆重水堆慢化剂与冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成主要是分析燃料元件内的温度分布，冷却剂的流动与传热特性，预测在各种工况下反响堆的热力参数，以及在各种瞬态与事故工况，压力，温度，流量等参数随时间的变化过程堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev，其中裂变碎片占总能量的84％，在燃料元件内转换为热能；裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程，主要在慢化剂中；伽马射线〔瞬发缓发〕的能量分别在堆芯，反射层，热屏蔽与生物屏蔽中装化为内能，极少局部穿出堆外；高能贝塔粒子能量大局部在燃料元件内转化为热能1〕燃料布置，均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀，平均燃耗低，分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平，提高了整个堆的热功率，同时也提高了平均热耗。

2〕控制棒，均匀的布置在具有高中子通量的区域，既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平，但对轴向功率有不利的影响：堆芯寿期初功率峰偏向上部。

3〕水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用，使其周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度，空泡对中子慢话减弱，会导致堆芯反响性下降γ辐射；2.控制棒本身吸收中子的〔n. γ〕与〔n. α〕反响。

βγ射线的能量。

7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热与输热三个过程。

8. B点前为不沸腾的自然对流区，B点开场产生气泡，，由于在壁面上生成气泡与气泡脱离壁面的强烈扰动，使对流换热系数大大增加，到C点到达最大值，BC区称为核态沸腾，此后由于局部受热面为联成一片的蒸汽膜所覆盖，热阻上升，热流密度开场下降，D点以后由于辐射传热作用增强，热流密度又重新上升。

《核反应堆热工分析》复习资料第一章绪论（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 →239Pu239Pu + 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n238U + 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抗腐蚀性能 ?材料的加工性能 ?材料的机械性能 ?材料的抗辐照性能只有很少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

4
五 汽轮机回路 1 大亚湾核电站汽轮机的热力系统 2 简要蒸汽流程 3 汽水分离再热器功能和特点； 汽水分离再热器功能和特点； 4 凝汽器功能和特点； 凝汽器功能和特点； 5 凝结水泵功能和特点； 凝结水泵功能和特点； 6 低压给水加热器功能和特点； 低压给水加热器功能和特点； 7 高压给水加热器功能和特点； 高压给水加热器功能和特点； 8 热力除氧器功能和特点； 热力除氧器功能和特点； 9 汽动给水泵功能和特点； 汽动给水泵功能和特点； 10 电动给水泵功能和特点； 电动给水泵功能和特点； 11 核电汽轮机系统的特点
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三 蒸汽发生器 1 蒸汽发生器结构； 蒸汽发生器结构； 2 蒸汽发生器（大亚湾）的主要设计参数； 蒸汽发生器（大亚湾）的主要设计参数； 3 立式 形管自然循环蒸汽发生器传热设计计算原理 立式U形管自然循环蒸汽发生器传热设计计算原理 蒸汽产量； ●蒸汽产量； ●传热面积 ； 一回路侧表面传热系数； ●一回路侧表面传热系数； 管壁热阻和污垢热阻； ●管壁热阻和污垢热阻； 二次侧的对流传热计算； ●二次侧的对流传热计算； 四 稳压器 稳压器主要功能； 1 稳压器主要功能； 稳压器调节压力波动的原理； 2 稳压器调节压力波动的原理； 稳压器安全阀运行原理。 3 稳压器安全阀运行原理。
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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第二章
一 概述 1 核电优势； 核电优势； 2 核电厂主要堆型及压水堆优势； 核电厂主要堆型及压水堆优势； 3 压水堆核电站系统组成 ； 4 反应堆回路组成和功能； 反应堆回路组成和功能； 5 汽轮机回路组成和功能； 汽轮机回路组成和功能； 二 反应堆内的热量产生与传递 1 堆芯内的裂变产生的热量传递过程； 堆芯内的裂变产生的热量传递过程； 2 通过包壳的传热； 通过包壳的传热； 3 堆芯冷却剂通道内的换热； 堆芯冷却剂通道内的换热；

燃料核吸收的热中子总数
PF：快中子慢化不泄漏概率；PT：热中子扩散不泄漏概率；keff：有效增殖 因数。令 P=PFPT，则 P 表示中子在慢化、扩散过程中不泄漏概率。 keff 两种定义式：keff=堆堆内内上一一代代裂裂变变中中子子数总数，keff=中子的消中失子率的（产吸生收率+泄漏）。 六因子公式：keff=εpfηPFPT，将 P=PFPT 代入得五因子公式：keff=εpfηP，如
裂变放出的能量 Ef=200MeV。 24.停堆后的衰变热功率表如下表所示。
表中数据表明，停堆后 1s 由裂变产物衰变而释放的衰变热稍大于反应 堆运行功率的 6%。对于短的冷却时间，只要运行时间长于 30d 左右，则 Pd/P 基本上与运行时间无关。其原因是半衰期较短的裂变产物很快地达到 了它们的饱和值，当然也首先衰变。往后的衰变热由半衰期较长的裂变产 物产生，它们在停堆时的数量取决于反应堆的运行时间。
3∑s
9.费米年龄τ：τ在数值上等于中子由产生地点（该处年龄为 0）到年龄为τ
的地点所穿行（净矢量）距离均方值的1，即
6
τ=1
6
rs2。
慢化长度 Ll是中子在慢化过程中飞行的净矢量（或直飞）距离的一种量度，
数值等于费米年龄τ的平方根。单位时间单位体积内快中子与原子核发生散
射的次数为∑sΦl，一个源中子从初始能量 E0 慢化到 Eth 以下需要的平均碰 撞次数为1ξ lnEEt0h，定义移出截面∑l：快中子变成热中子的概率，那么单位时 间单位体积内慢化为热中子的数量为∑lΦl=1ξ∑lnsEΦEt0lh，∑l=lnξ∑EEts0h，则 Ll=√D∑ll ， Ll 影响反应堆中快中子的泄漏，Ll 越大，快中子泄漏到反应堆外几率越大。
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反应堆热工总复习课件 (一)
反应堆热工总复习课件是一份帮助反应堆工程师准备反应堆热工考试
的资源。

该课件包含了反应堆物理和热工学相关的内容，可以让准备
考试的人更好地掌握相关知识。

首先，该课件涵盖了反应堆热工学的基本概念，如反应堆热平衡方程、热工参数、燃耗等。

这些概念是反应堆热工学的基础，对于理解反应
堆的原理和运行至关重要。

第二，该课件详细阐述了热量平衡方程。

热量平衡方程是反应堆热工
学中的重要概念，它反映了反应堆内部能量的流动和转化关系。

了解
热量平衡方程的原理和运用可以让反应堆工程师更准确地估算反应堆
内部的热量。

第三，该课件还讲述了燃耗的计算和评估。

燃耗是反应堆运行中的一
个重要参数，它反映了燃料的利用率，也是评估反应堆运行效率的指
标之一。

熟练掌握燃耗的计算方法和评估标准，可以帮助反应堆工程
师更好地掌握反应堆的运行情况。

第四，该课件还介绍了各种反应堆的热工特性和区别。

各种反应堆都
有其独特的特性和运行模式，了解它们的热工学特性和区别可以使反
应堆工程师更好地理解它们的运行原理。

总之，反应堆热工总复习课件是反应堆工程师备考反应堆热工考试的
重要资源。

该课件包含了反应堆热工学的基本概念、热量平衡方程、
燃耗计算和评估以及各种反应堆的特性和区别。

熟练掌握这些知识可
以帮助反应堆工程师更好地掌握反应堆的运行情况，提高反应堆的运
行效率。

核反应堆物理复习分析资料整理反应堆：能以可控方式实现自续链式核反应装置P0中子：静止质量近似1u，具有波粒二象性，看做粒子来描述，按能量分类分为快中子（E>0.1Mev），中能中子（1ev<E<0.1Mev），热中子（E<1ev）P1中子核反应类型：势散射、直接相互作用、复合核的形成P1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。

易/可烈边同位素：U233，U235，Pu239，Pu241/Th232，U238，Pu240 P7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。

1b=10−28m2下表s,e,in,r,f,a和t分别表示中子与原子核相互作用的散射，弹性散射，非弹性散射，辐射俘获，裂变，吸收和总的反应截面P7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。

P9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P11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）P12中子通量：表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。

P12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。

中子能谱分布：中子数关于能量E的分布P13截面随中子能量的变化规律：1）低能区（E<1eV），吸收截面随中子能量减小而增大，大致与中子的速度成反比，亦称吸收截面的1/v区。

2）中能区（1eV<E<10keV）,在此能区许多重元素核的截面出现了许多峰值，这些峰一般称为共振峰。