第九章：核反应堆运行与控制

核能技术我的反应堆控制核能技术：我的反应堆控制在当今能源紧缺和环境问题的背景下，核能技术作为一种清洁、高效的能源形式备受关注。

而作为核能发电的核心设备，反应堆控制发挥着至关重要的作用。

本文将探讨核能技术中我对反应堆控制的理解与看法。

一、反应堆控制的概述反应堆控制是指通过调节反应堆中核燃料的裂变速率，控制核反应链式反应的进行，维持核反应堆在临界态或设计稳态运行的技术手段。

它影响着核能发电的安全性、稳定性和经济性。

二、我对反应堆控制的理解1. 安全性：作为核能发电的关键环节，反应堆控制需要确保核反应的安全性。

首先，密封性和材料选择要符合高温、高辐射等环境条件，防止辐射泄漏和核材料泄漏。

其次，控制系统应具备高效、可靠、自动的特性，能够实时监测和调节反应堆的工作状态，以防止意外事故的发生。

2. 稳定性：反应堆控制的另一个关键点是保持反应堆的稳定运行。

在设计中，应考虑到燃料棒和控制棒的材料和结构，以及热工水力参数的控制等因素，以确保反应堆的恒定功率输出，避免功率波动过大。

同时，控制系统应对反应堆中的中子密度、温度等参数进行及时反馈和调节，使反应堆保持在设计运行状态。

3. 经济性：反应堆控制还需要保持核能发电的经济性。

通过合理的设计与优化，提高燃料利用率和热效率，减少资源消耗并提高发电效率，以降低发电成本。

此外，反应堆控制还应考虑到维护和运行成本，提供合理的维护计划和运行指导，确保核能发电的长期可行性。

三、反应堆控制的发展趋势随着核能技术的不断发展，反应堆控制也在不断创新与改进。

以下是我对未来反应堆控制的一些看法：1. 自动化技术的应用：随着人工智能和自动化技术的迅速发展，反应堆控制可望实现更高程度的自动化。

例如，引入自适应控制算法和迭代学习技术，使控制系统能够根据反应堆的当前状态自主调节工作参数。

2. 多物理场耦合仿真：通过多物理场耦合仿真，可以更准确地模拟和预测反应堆的工作状态。

这将有助于优化设计和改进控制策略，提高核能发电的效率和安全性。

1、列出压水堆核电站主要控制系统。

2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。

3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。

4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。

5、画出大亚湾核电站运行梯形图。

6、画出核电站A模式运行梯形图7、简述燃耗对功率分布的影响。

8、简述限制功率分布的有关准则。

9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差10、简述控制棒驱动机构提升程序。

11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。

18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。

20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，靠改变上充流量来实现水位调节。

23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。

24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭）26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。

27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、除氧器水位控制。

30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。

核动力反应堆是一种利用核裂变产生能量的装置，它需要精确的仪表和控制系统来确保安全运行。

本手册将介绍核动力反应堆仪表和控制系统的基本原理、组成部分、工作流程和维护方法。

一、仪表和控制系统的基本原理1.1 仪表和控制系统的作用仪表和控制系统是核动力反应堆的关键部件，它们的作用是监测和控制反应堆的运行状态，确保反应堆在安全范围内运行，并在需要时进行调节和紧急停机。

1.2 仪表和控制系统的原理仪表和控制系统通过传感器和控制单元来实现对反应堆的监测和控制。

传感器负责采集各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，控制单元根据传感器采集到的数据进行分析和处理，并对反应堆进行相应的控制操作。

二、仪表和控制系统的组成部分2.1 传感器传感器是仪表和控制系统的核心部件，它们负责采集各种参数，并将采集到的数据传输给控制单元。

常见的传感器包括温度传感器、压力传感器、流量传感器、放射性传感器等。

2.2 控制单元控制单元是仪表和控制系统的控制中心，它负责对传感器采集到的数据进行处理，然后根据预设的控制策略对反应堆进行控制操作。

控制单元通常采用先进的计算机技术，具有高速、精密的数据处理能力。

2.3 控制阀控制阀是控制系统实现对反应堆流体参数调节的关键部件，它们根据控制单元的指令来调节反应堆中的流体流动，以实现对反应堆的控制。

三、仪表和控制系统的工作流程3.1 监测阶段在反应堆运行过程中，仪表和控制系统不断地监测各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，以确保反应堆的运行状态处于安全范围。

3.2 控制阶段根据传感器采集到的数据和预设的控制策略，控制单元对反应堆进行相应的控制操作，如调节冷却剂流量、控制放射性活度、调节反应堆功率等。

3.3 故障处理如果仪表和控制系统监测到反应堆出现异常情况，如温度过高、压力异常等，控制单元会立即发出警报，并采取相应的措施进行紧急停机或调节。

四、仪表和控制系统的维护方法4.1 定期检查对仪表和控制系统的传感器、控制单元、控制阀等关键部件进行定期检查和维护，以确保其正常工作。

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。

微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。

宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反应的几率。

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 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。

核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。

核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。

一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。

反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。

1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。

该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。

2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。

燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。

燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。

3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。

冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。

二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。

控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。

控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。

2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。

它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。

常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。

三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。

辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。

总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。

只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。

核电站中的反应堆控制系统核电站是一种利用核能进行发电的设施，而核反应堆是核电站最核心的组成部分。

为了确保核反应堆能够安全、高效地运行，反应堆控制系统起着至关重要的作用。

本文将对核电站中的反应堆控制系统进行详细介绍。

一、核反应堆的工作原理核反应堆是以放射性核燃料为热源，将核能转化为热能，进而产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电的设施。

在核反应堆内，通过控制核反应的速率和强度，可以精确调节放出的热量，使反应堆在安全的范围内运行。

二、反应堆控制系统的组成1. 反应堆物理运行部分反应堆物理运行部分由燃料元件、燃料棒、控制棒以及冷却剂组成。

燃料元件是核反应堆中的核燃料，燃料棒包裹着燃料元件，控制棒则用于控制核反应的速率和强度。

冷却剂在反应堆中起到冷却燃料元件的作用。

2. 反应堆核安全保护系统反应堆核安全保护系统是核电站中的一大重要组成部分。

它包括自动安全保护系统、事故响应系统、控制棒系统等。

自动安全保护系统可以在核反应过程中自动监测温度、压力等参数，一旦出现异常情况即刻采取相应措施。

事故响应系统负责应对各类事故，并采取措施防止事故蔓延。

控制棒系统则通过控制棒的升降来调节核反应的过程。

3. 电子设备和控制装置反应堆控制系统中的电子设备和控制装置起到收集、处理和传输数据的作用。

它们包括各类传感器、数据显示器、控制台等。

这些设备可以监测和控制核反应堆的温度、压力、辐射等参数，确保核反应堆的稳定运行。

三、反应堆控制系统的工作原理反应堆控制系统通过不同的控制方式来调节反应堆的运行状态。

常用的控制方式包括手动控制和自动控制。

手动控制需由操作员根据数据和经验进行调节，而自动控制则通过电子设备和控制装置实现。

在自动控制模式下，反应堆控制系统会根据设定的参数要求，通过调节控制棒的位置来控制核反应的速率和强度。

当监测到温度、压力等参数超过安全范围时，自动安全保护系统会自动切断反应堆的供能，以保证核反应堆的安全。

四、反应堆控制系统的重要性核电站是一种高风险的工业设施，反应堆控制系统的作用至关重要。

核电站建设和运行中的安全控制随着全球经济的发展和人口的增加，能源需求不断增加，核能已经被认为是最可靠的清洁能源来源之一。

在核电站的建设和运行中，安全是最为关键的问题之一。

为了确保核电站能够安全地运营，核电站安全控制必须得到高度关注和重视。

第一章：核电站的安全要素核电站的安全要素是指能够保障核电站正常运行的各种设施和系统，主要包括以下几个方面：1. 反应堆主体结构：反应堆主体是核电站的核心设施，用于容纳核燃料和控制反应堆。

建设和运行过程中，必须确保反应堆主体具有足够的强度和稳定性，以保障核燃料和反应堆的安全运行。

2. 核燃料：核燃料是核电站的关键设施，必须保证核燃料的质量和完整性，以保障反应堆的稳定运行和防止核泄漏。

3. 控制系统：核电站的控制系统包括反应堆的控制系统和安全系统。

反应堆的控制系统用于稳定反应堆的工作状态和核裂变反应的速度。

而安全系统主要用于检测核电站的异常情况，及时采取必要的措施保障反应堆的安全运行。

4. 辅助设施：核电站的辅助设施包括水处理系统、冷却系统和燃料后处理系统等，这些设施的安全运行和服务保障是核电站正常运行的基础。

以上这些要素在核电站的建设和运营中都必须得到充分的关注和重视，它们关系到核电站的安全运行和人民的生命安全。

第二章：核电站建设中的安全控制核电站建设是一个涉及多个专业的复杂工程，必须严格按照相关标准和规范进行设计和建设。

在核电站建设中，必须确保各项措施和设施的完备性和安全性，以保障核电站的安全运行。

1. 设计：在设计过程中，必须考虑多方面因素，如核电站的地理位置、环境承载能力、设施布局、发电量以及核污染的防治等方面，从而制定了一系列的设计标准和规范。

同时，必须充分利用先进的技术手段和系统工程思想，为核电站设计一个安全、高效、经济的系统。

2. 施工：在核电站施工过程中，必须严格按照相关标准和规范进行，同时注重现场管理和安全控制。

施工过程中，必须保障安全设施和措施的完备性和准确性，通过安全技术和控制措施，保证施工过程中不会出现意外事故。

培训教材压水堆核电站反应堆控制系统编写：校对：审核：中国核动力研究设计院前言目前压水型反应堆已成功运用于商用核电站和军用核动力装置。

压水型反应堆控制系统由反应堆冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器水位控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统组成。

本文是在总结秦山二期反应堆控制系统设计经验的基础上编写而成，主要内容包括反应堆控制系统的功能及其组成、各控制系统的功能、控制通道说明及其相关的报警和逻辑动作等内容。

由于编者时间仓促，书中难免有不妥之处，欢迎提出宝贵意见，谢谢。

目录第一章概述 (5)第二章反应堆冷却剂平均温度控制系统 (6)2.1反应堆冷却剂平均温度控制的功能 (6)2.2用于反应堆冷却剂平均温度控制的测量值 (6)2.2.1 反应堆冷却剂温度测量 (7)2.2.2 中子通量测量 (7)2.2.3 汽机负荷测量 (7)2.2.4 反应堆功率定值 (8)2.3控制系统说明 (8)2.3.1 控制系统结构 (8)2.3.2 稳态运行程序 (10)2.4棒控系统逻辑动作 (11)2.4.1 C1、C2、C3、C4、C11、C20、C21和C22联锁信号 (11)2.4.2 核蒸汽供给系统要求的汽机降负荷 (12)2.4.3 允许信号P4、P7、P8、P10、P12、P13和P16 (12)2.4.4 控制棒棒位监督及其他 (14)第三章稳压器压力控制系统 (15)3.1稳压器压力控制系统的功能 (15)3.2稳压器压力的测量 (15)3.3用于稳压器压力控制的执行机构 (15)3.3.1 电加热器 (16)3.3.2 喷雾系统 (16)3.3.3 稳压器安全阀组件 (18)3.4控制通道的说明 (18)3.4.1 压力定值 (18)3.4.2 调节器结构 (18)3.4.3 第3组和第4组电加热器的控制 (19)3.4.4 第1组、第2组、第5组和第6组各组电加热器的控制 (19)3.4.5 喷雾阀极化控制 (19)3.4.6 喷雾阀RCP001和002VP的控制 (20)3.5报警和逻辑动作 (20)3.5.1 调节器驱动的报警 (21)3.5.2 其它逻辑动作 (21)第四章稳压器水位控制系统 (22)4.1稳压器水位控制系统的功能 (22)4.2用于稳压器水位控制的测量 (23)4.2.1 水位 (23)4.2.2 反应堆冷却剂温度 (23)4.2.3 上充和下泄流量 (23)4.2.4 调节稳压器水位的执行机构 (23)4.3稳压器水位控制的说明 (23)4.3.1 控制系统的结构 (23)4.3.2 水位整定值 (25)4.3.3 限值 (25)4.4逻辑动作和报警 (25)4.4.1 逻辑动作 (25)4.4.2 报警 (26)第五章蒸汽发生器水位控制系统 (27)5.1蒸汽发生器水位控制的功能 (27)5.2一般原理 (27)5.3用于蒸汽发生器水位控制的测量 (27)5.3.1 水位 (27)5.3.2 蒸汽流量 (28)5.3.3 给水流量 (28)5.3.4 汽机负荷 (28)5.3.5 蒸汽总量 (28)5.3.6 给水温度 (29)5.4调节阀 (29)5.5控制通道简述 (29)5.5.1 概述 (29)5.5.2 水位调节器 (30)5.5.3 高负荷下的给水流量控制 (30)5.5.4 低负荷下的给水流量控制 (31)5.5.5 “跟踪”系统 (32)5.6与反应堆紧急停堆有关的逻辑 (33)5.7与蒸汽发生器水位控制有关的逻辑动作 (34)5.7.1 程序水位和测量水位的偏差 (34)5.7.2 SG水位高高 (34)5.7.3 SG水位低 (34)5.7.4 SG水位低低 (34)5.7.5 ATWT(预计瞬态不停堆)信号 (35)第六章蒸汽排放控制系统 (36)6.1蒸汽排放系统功能 (36)6.1.1蒸汽向冷凝器排放: (36)6.1.2蒸汽向大气排放系统(GCT-A) (37)6.2测量参数 (37)6.2.1反应堆冷却剂平均温度 (37)6.2.2 蒸汽母管压力 (37)6.2.3 蒸汽发生器压力 (37)6.2.4 汽机入口压力 (37)6.3执行机构 (38)6.3.1蒸汽冷凝器排放阀 (38)6.3.2 大气释放阀 (39)6.4控制通道的说明 (39)6.4.1蒸汽向冷凝器排放 (39)6.4.2 蒸汽向大气排放的压力控制 (42)6.5与蒸汽向冷凝器排放有关的逻辑回路 (42)6.5.1 与蒸汽向冷凝器排放相关逻辑的功能 (42)6.5.2 C9联锁 (42)6.5.3 P12允许信号 (43)6.5.4 C7联锁 (43)6.5.5 P4联锁 (43)6.5.6 “电网故障”处理 (43)6.5.7 ATWT(不停堆的预期瞬态)联锁 (44)6.5.8 温度控制模式下的阀门开启 (44)6.5.9 压力控制模式下的阀门开启 (44)第一章概述一．反应堆控制系统的功能反应堆控制系统的主要功能如下：1．在稳态运行时，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内。

核电站中的反应堆控制原理揭秘核电站是世界各国重要的能源供应方式之一，反应堆作为核电站的核心设备，其稳定运行对核电站的安全和可靠性有着至关重要的影响。

本文将探讨核电站中的反应堆控制原理，以揭开这一关键技术的奥秘。

一、引言核电站的目标是通过控制核反应堆中裂变过程的发生，产生足够的热能，从而转化为电能。

核反应堆控制原理的核心任务即在反应堆中维持恰当的裂变速率，避免裂变过程失控导致事故。

这需要仔细的设计和精确的控制系统。

二、核反应堆控制系统组成核反应堆控制系统主要由以下几个部分组成：反应堆物理参数测量系统、安全控制系统和反应堆动力学模型。

1. 反应堆物理参数测量系统反应堆物理参数测量系统负责实时监测反应堆的关键物理参数，如温度、压力、放射性浓度等。

这些参数的准确测量是核电站安全运行的基础，可通过传感器等装置获取。

2. 安全控制系统安全控制系统根据反应堆物理参数的测量结果，实时监测核反应堆的状态，并根据预设的安全阈值来采取相应的措施。

例如，当温度过高或压力异常时，安全控制系统会自动启动紧急停堆装置。

3. 反应堆动力学模型反应堆动力学模型是指基于物理原理建立的数学模型，可以描述反应堆中裂变过程的动态变化。

该模型通常使用微分方程描述，可以通过反应堆物理参数的测量结果进行实时修正。

动力学模型在核反应堆控制系统中发挥重要作用，可以帮助预测和调整裂变速率。

三、核反应堆控制原理核反应堆的控制原理可以概括为负反馈和正反馈相结合的方式。

1. 负反馈核反应堆中的负反馈机制是指当反应堆温度过高或裂变速率过大时，会自动引入负反馈，减缓反应堆中裂变反应的发生速度。

这种负反馈可以通过控制杆的上下移动来实现。

控制杆通常由吸中子材料制成，可以吸收中子，从而降低裂变反应的速率。

2. 正反馈与负反馈相反，正反馈机制是指当反应堆温度过低或裂变速率过小时，会自动引入正反馈，促进裂变反应的发生速度。

这种正反馈通常通过调整工质的流量和冷却剂的温度来实现。

龙源期刊网 http://www.qikan.com.cn 反应堆的轴向功率偏差和运行控制 作者：宋家玉 来源：《科技视界》2015年第11期

【摘 要】本文主要介绍了反应堆轴向功率偏差ΔI的定义以及相关的物理热工概念、反应堆运行控制图产生原理，并且简单定性地分析影响轴向功率分布的主要因素。某650MWe核电厂为例，反应堆运行控制采用常轴向功率运行模式，本文讨论此模式下反应堆轴向功率偏差的运行控制的特点和经验。

【关键词】反应堆；轴向功率偏差；运行控制 0 引言 理论分析计算表明，对于圆柱形反应堆，在无控制棒条件下，轴向功率的分布成近似余弦函数分布，径向功率成贝塞尔函数分布。而实际上功率在堆芯分布是不均匀的。这种不均匀的功率分布极大地限制了反应堆热功率和并对局部的堆芯材料造成影响。为此在堆芯设计中采用展平堆芯中子通量的方法，实现堆芯设计运行的利益最大化。比如径向功率的分布可以通过设计反应堆反射层、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等措施来展平。正常运行过程中，径向功率分布受扰动的程度相对较少，可以通过设计较准确地的预测功率分布。而轴向功率分布，更多的受运行过程的变量的影响。因此，本文主要就反应堆的轴向功率分布的表征因子轴向功率偏差和运行控制进行讨论。

1 反应堆轴向功率分布的相关定义 对于反应堆的设计，考虑到经济性要求，燃料的燃耗越深，燃料的利用就越充分；同样，正常运行时单位体积燃料的功率输出越多对于电厂越有利。但是如果考虑到安全运行就必须防止芯块熔化、包壳烧毁，就必须限制堆芯最大线功率密度的值。一样的道理，正常运行的堆芯线功率密度过高，即使没有达到芯块熔化或包壳烧毁的值，一旦发生失水事故工况，仍然可能出现超过燃料元件材料安全的极限。因此，必须对设计堆芯功率的输出量进行限制。

单纯从核物理方面来看，反应堆堆芯存在着某一积分功率输出最大的冷却剂通道，即热管；同时堆芯存在着某一燃料元件表面热流量最大的点，就是热点。可以说他们对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。