反应堆控制复习提纲
20140628反应堆物理分析复习提纲6-9
开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧毁，相当于引入正的反应性（提棒引入正 反应性；少氙引入正反应性）两个正反应性叠加。 6、
135
Xe 和钐中毒【 Sm () 】的区别：
作业题：1,4,5,6,7
第八章 反应性效应与反应性控制 1 、反应性温度系数：单位温度变化所引起的反应性变化， T
VH 2o VUO2
增加， 一方面由于栅元的慢化能力增大， 慢化过程中的共振吸收减少，
即逃脱共振俘获概率增加，因而使有效增殖因数 k 增加。另一方面，
VH 2o VUO2
的增加表示栅元
中慢化剂的含量增大， 使得热中子被慢化剂吸收的份额增加， 因而热中子利用系数下降而使
k 下降。在低的
VH 2o VUO2
VH 2o VUO2
， k 下降。
S N 方法；
3. keff 和堆芯的计算： 扩散理论；
4、空间自屏效应：外层燃料核 对内层燃料核的屏蔽作用：缺 点：热中子吸收系数 f 减小； 优点：燃料核共振中子吸收能力减小，逃脱共振俘获概率 p 增大。
5、栅格几何参数的选择 1．最佳栅格：在给定燃料富集和慢化剂材料的情况下，存在着使栅格的无限增殖因数达到 最大值或临界体积为极小的栅格几何参数称为最佳栅格。 2． k 左侧为慢化不足（欠慢化）栅格，右侧为过分慢化栅格。 3．实际栅格选在 k 极大值的左边，即欠慢化区。 原因： 当温度升高， 水的密度下降，
VH 2o VUO2
值时，前一种效应是主要的，因此
VH 2o VUO2
的增加使得 k 增加。但是当
增加到某个值的时候，由于共振吸收的减少，所带来的 k 的增益恰好被慢化剂中有害
吸收增大所引起的 k 下降所抵消，若再进一步增加 3、压水堆的计算流程 1. 栅 元 均 匀 化 ： 碰 撞 概 率 法 （CPM） 、 S N 方法、蒙特卡洛 方法（MC） ； 2. 组件均匀化：穿透概率法、
核反应堆控制与保护考试大纲
百度文库 - 让每个人平等地提升自我复习提纲本课程所要求的知识点分为四个层次：了解★★理解★★★掌握★★★★公式推导/看图分析★★★★★参考教材:[1]《核反应堆控制》（张建民，2009，原子能出版社）第1章、第4章、第6章[2]《大亚湾核电站运行教程》（上册，璞继龙，1999，原子能出版社）第七章[3]自动控制以及控制系统基本知识参考课件相关内容及其他参考资料。
第1章核反应堆控制概述1.2核反应堆控制的物理基础[1]核反应堆产生的热功率与中子注量率的关系（★★）中子代时间（★★）反应堆周期（★★★）2倍周期（★★）缓发中子对平均中子代时间和反应堆周期的贡献（★★★★）1.3反应性控制剩余反应性（★★）后备反应性（★★）反应性控制方式（★★★★）1.4核电厂稳态运行方案稳态运行方案的定义（★★★）各稳态运行方案的优缺点及对应的堆型（★★★）1.5核电厂运行控制模式各负荷运行模式的定义（★★）各负荷运行模式的优缺点（★★★）第2章自动控制基本知识2.1自动控制的基本术语（★★★★）[3]2.2系统的数学模型物理系统数学模型的表示方法（★★）建立系统微分方程的步骤（★★★）传递函数（★★★★）2.3被控对象的动态特性自平衡对象（★★★★）静态特性（★★）放大系数（★★）惯性（★★★）纯迟延（★★★）流入量、流出量与被控对象输入量、输出量的区别（★★★）第3章控制系统基本知识3.1 概述[3]自动控制系统的分类（★★★）开环控制和闭环控制（★★★★）3.2 控制器控制规律控制器的作用及控制规律（★★★）控制系统的性能指标（★★★）比例积分微分控制律的优缺点（★★★★★）PID的传递函数（★★★）3.3 串级控制系统串级控制系统的组成（★★★）串级控制系统的主要特点（★★）3.4 计算机控制系统计算机控制系统的组成（★★）计算机控制系统的分类（★★）集散控制系统的组成及特点（★★）[1]第4章核反应堆动力学模型4.2核反应堆动态方程点堆动态方程（★★★）点堆动态方程的线性化方程（★★★★）等效单组缓发中子点堆动态方程（★★★★）常源近似（★★★）瞬跳近似（★★★）反应性方程（★★★★）渐近周期（★★★）氙的效应和动态方程（★★）4.3核反应堆的瞬态响应分析等效单组缓发中子的瞬态响应分析（★★★★）4.4核反应堆的传递函数等效单组缓发中子核反应堆的传递函数（★★★★★）第6章压水堆核电厂控制6.1概述[1]核反应堆控制系统设计的一般要求（★★★）核反应堆的自稳自调特性（★★★★）6.2压水堆功率分布控制热点因子、轴向偏移和轴向偏差的定义（★★★）轴向功率分布的影响因素（★★★）限制功率分布的有关准则（★★★）常轴向偏移控制（★★★）轴向偏差与轴向偏移的关系式（★★★）热点因子与相对功率的关系式（★★★）模式A运行梯形图（★★★）某参考核电厂模式G运行梯形图的线、区的确定（★★★★★）6.3控制棒及其驱动机构R棒组的功能（★★★★）控制棒的微分价值和积分价值（★★★）功率补偿棒组叠步移动的优点（★★★★）叠步移动插棒的顺序（★★★）R棒组的调节区（★★★★）功率补偿棒组的有效标定曲线（★★★）6.4压水堆功率控制G模式核反应堆功率控制系统的组成（★★★）6.4.1功率控制系统最终功率设定值（★★★）压水堆功率（功率补偿棒组）控制系统的基本原理（★★★★）闭锁插棒（★★★）6.4.2冷却剂平均温度控制系统冷却剂平均温度控制系统的基本原理及组成（★★★★★）三通道非线性调节器（★★★★）滤波器的传递函数及其作用（★★★）超前滞后单元的传递函数及其作用（★★★）偏差微分单元的传递函数及其作用（★★★）可变增益单元的传递函数及其作用（★★★）综合温度偏差信号（★★★★）棒速程序控制单元（★★★★★）6.4.3硼浓度控制调硼的好处（★★★）需要进行硼的稀释操作的两种情况（★★★）需要进行硼化操作的三种情况（★★★）降负荷过程的硼浓度调节（★★★★）第七章反应堆保护[2]7.1概述反应堆保护系统的功能（★★）保护系统的设计准则（★★★★）RPR系统的工作原理（★★★★）停堆响应时间（★★）7.2包壳保护包壳保护的目标（★★）包壳损坏的原因（★★★）参与包壳保护的参数（★★★★）包壳保护的图形表示法（★★★）ΔT保护图（★★★）超功率ΔT保护线和超温ΔT保护线的确定（★★★★）。
核反应堆控制知识点
核反应堆控制知识点核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放出的能量进行发电的装置。
它是一个高度复杂的系统，需要精确的控制来确保安全运行。
下面将介绍一些核反应堆控制的知识点。
1.反应堆的构成和工作原理核反应堆通常由燃料组件、冷却剂、反应堆堆芯和控制系统组成。
燃料组件是核反应堆的燃料来源，冷却剂用于吸收和传递产生的热量，反应堆堆芯是核反应的主要区域，控制系统用于控制核反应的速率。
2.反应堆功率的调节核反应堆的功率需要保持在安全范围内，可以通过调节控制棒的位置来实现。
控制棒通常由吸中子材料制成，能够吸收中子从而减慢核反应的速率。
将控制棒插入堆芯可以降低功率，而将其抽出则可以增加功率。
3.反应堆的稳态运行稳态运行是指反应堆的功率和其他物理参数保持恒定。
为了实现稳态运行，需要调整冷却剂的流量、控制棒的位置和核燃料的补给。
稳态运行的主要目的是保持反应堆的功率在一定范围内，以满足发电需求。
4.反应堆的临界状态临界状态是指核反应堆中的核链式反应保持稳定的状态。
当临界状态达到时，核反应的速率与吸收速率相等，反应堆的功率保持恒定。
控制系统需要确保反应堆始终处于临界状态，以保证稳定运行。
5.反应堆的安全措施核反应堆的安全措施是保证反应堆安全运行的重要保障。
其中包括紧急停堆系统、核事故应对措施和辐射防护等。
紧急停堆系统可以迅速切断核反应，核事故应对措施可以应对可能的异常情况，辐射防护措施用于保护操作人员和周围环境不受辐射的影响。
6.反应堆控制的挑战核反应堆的控制是一个具有挑战性的任务。
由于核反应的复杂性，需要精确的测量和控制技术来确保安全和稳定的运行。
此外，对于不同类型的反应堆，控制方法也会有所不同，需要根据具体情况进行调整。
总结起来，核反应堆控制是确保核反应堆安全运行的关键。
了解核反应堆的构成和工作原理，掌握功率调节、稳态运行和临界状态的相关知识，以及了解安全措施和挑战，对于从事核能领域的工作人员和对核能感兴趣的人们来说，都是非常重要的。
20140622反应堆物理分析复习提纲1-5
中能区：重核——强烈共振；轻核——第一激发态能量高，中能区不出现共振，在高能区出 现； 高能区：共振峰间距变小，开始重叠，以致不可分辨，变化缓慢平滑。 散射截面： 非弹性散射截面：有阈能，阈能大小与质量数有关，质量数越大，阈能越低，低于阈能，截 面为 0； 弹性散射截面：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的， s 基本为常数；轻核和中等 质量核，低能中能为常数，高能区出现共振现象；重核，共振区出现共振弹性散射。 7、多普勒效应的概念以及对反应堆安全的影响 堆温度升高，铀 238 吸收共振峰展宽，使得更多中子被共振吸收；堆功率上升——燃料温度 上升——多普勒展宽使得更多中子被共振吸收——裂变链式反应减慢——堆功率下降。
3、微观截面的物理意义：平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生相互作用的概率大 小的一种度量：单位： m 2 ，常用单位“巴恩” ；宏观截面的物理意义：表征一个中子与单
位体积内的原子核发生相互作用的概率大小； 或者表征一个中子在穿行单位距离与核发生相 互作用的概率大小，单位 m 通常用cm ； 微观截面和宏观截面的计算： N ； 单元素材料单位体积内的原子核数 N
新生一代中子数 直属上一代中子数
核反应堆控制复习要点
【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。
反应堆热工水力复习要点整理
反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa）：一回路工作压力15.5MPa（2）温度（℃）：冷却剂进口温度296.4，冷却剂出口温度327.6，慢化剂平均温度310（3）燃料（UO2）：浓缩度1.8%-2.4%第二章1、裂变能分布：在压水动力堆的设计中，通常取燃料元件的释热量占总释热量的97.4%，而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。
2、功率影响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。
3、控制棒中的热源：吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α）或（n，γ）反应所产生热量的全部或一部分。
4、慢化剂中的热源：慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量、吸收各种γ射线的能量。
5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种γ辐射。
6、停堆后功率：反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。
这些热量一部分来自燃料棒内储存的显热，热量的另外两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。
因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。
7、衰变功率：裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。
第三章1、热传导微分方程：)c κ/(ρα))W/(m /W 1p 32⋅=⋅--∂∂⋅=+∇C m q t q t o v v热导率（）体积释热率（κτακ2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：0122=++uvq dr dt r dr t d κ 或者由物理意义，可以写出（中心温度变化率为零）：H r q drdtrH v u 22ππκ⋅=⋅⋅ 最后可以解得：密度，线功率体积释热率，表面热流:,,412420l v ulu u u u v u q q q q r q r q t t πκκκ===-3、平板形燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：uv q dx td κ-=22 最后可以解得：平板半厚度-==-u u uu u v u q q t t δκδκδ22204、平板形包壳温度场： 由傅里叶定律有:dxdt q cκ-= 解得：包壳厚度-=-c cccs ci qt t δδκ5、圆壁形包壳温度场： 由傅里叶定律有：drdt rLQ c πκ2-= 最后解得：cics c l ci cs c l ci cs c cs ci d d q r r q r r LQ t t ln 2ln 2ln2πκπκπκ===- 6、单相对流换热公式：膜温差-∆∆⋅=f f hF Q θθ7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式：管道直径和特征长度冷却取加热取静止流体导热系数---======d n hd Nu a v c v d d Nu p n3.0,4.0Pr Re Pr Re 023.08.0λλλμνμρν8、沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁面过热度sat sw t t t ∆=-（饱和温度）和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
核反应堆控制与运行复习题
核反应堆控制与运行复习题第一部分：选择题1. 核反应堆控制系统的主要功能是什么？A. 保证反应堆的安全运行B. 提高反应堆的功率输出C. 减少反应堆的抗扰性D. 增加反应堆的核裂变率2. 以下哪个不是核反应堆的几种常见控制方式？A. 手动控制B. 自动控制C. 半自动控制D. 远程控制3. 核反应堆控制系统最重要的参数是什么？A. 反应堆的功率B. 反应堆的热量C. 反应堆的压力D. 反应堆的放射性4. 以下哪个不是核反应堆的主要控制策略？A. 比例控制B. 确定性控制C. 模糊控制D. 预测控制5. 核反应堆的稳定性是指什么？A. 反应堆最终达到新的稳定状态的能力B. 反应堆对异常情况的适应能力C. 反应堆在任何情况下都能保持稳定的能力D. 反应堆在正常运行时的稳定状态第二部分：简答题1. 请简要说明核反应堆的控制系统的基本工作原理。
核反应堆控制系统主要由控制棒、反应堆压力控制系统和冷却系统组成。
控制棒用于调节核反应堆中的中子通量，从而控制反应堆的核裂变率。
当控制棒插入时，中子通量减少，反应减慢；当控制棒抽出时，中子通量增加，反应加快。
反应堆压力控制系统用于调整反应堆的冷却剂流量，以保持合适的冷却剂温度和压力。
冷却系统用于冷却反应堆，防止温度过高引起事故。
2. 什么是核反应堆的稳态？核反应堆的稳态是指反应堆在长时间运行后，各主要参数（如功率、温度、压力）不再有较大的变化，并能在一定范围内维持稳定。
稳态包括热态稳态和动态稳态。
热态稳态是指反应堆的温度、压力和功率在一定范围内基本稳定，并且随时间的推移变化较小。
动态稳态是指处于热态稳定的反应堆，对外界干扰具有一定的抗扰性，并能在一定范围内维持稳定。
3. 核反应堆控制系统中常用的控制策略有哪些？常用的核反应堆控制策略包括比例控制、确定性控制、模糊控制和预测控制。
比例控制是根据反馈信号的幅度变化比例来调整控制器输出的控制策略。
确定性控制是根据系统的确定性模型来设计闭环控制器。
《核反应堆热工分析》复习资料.docx
《核反应堆热工分析》复习资料《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—半•设备®二重•沸酬咏球中充修加•化（整）, . 群仲气财：• 具有• 4^5^） .•建造同I 腿 d 年）,造价便宜表1-1各种反应堆的基本特征堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集压水堆 热中子 H 2O H 2Ouo 2 3%左右 沸水堆 热中子 H 2O H 2O uo 2 3%左右重水堆 热中子 D 2OD 2O uo 2天然铀或高温气冷堆热中子 石墨 嬴气 UC.T11O 2 7 〜20% 钠冷快堆快中子无液态钠UO2/P11O215〜20%）南华大学 班级：核工程与核技术064班 学号：（20064530421）姓名：李军《核反应 堆热工分析》复习资料 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D20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°C,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。
高等反应堆工程复习提纲
“高等反应堆工程”课程复习提纲
一．基本概念
1.原子核物理部分
2.静态反应堆物理部分
3.动态反应堆物理部分
4.核燃料管理部分
5.反应堆热工水力部分
二．基础理论
1.原子核物理基础
2.核裂变过程
3.中子慢化
4.反应堆临界与中子通量密度分布
5.核燃料燃耗
6.裂变产物中毒
7.温度效应
8.反应性控制
9.点堆动力学
10.多循环燃料管理
11.单循环燃料管理
12.反应堆热工水力学
三．商用堆的演化与革新
1.商用堆的类型及其分类
2.URD中对第三代反应堆的主要性能及安
全要求
基本概念
基础理论。
反应堆热工水力复习要点整理
反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa）：一回路工作压力15.5MPa（2）温度（℃）：冷却剂进口温度296.4，冷却剂出口温度327.6，慢化剂平均温度310（3）燃料（UO2）：浓缩度1.8%-2.4%第二章1、裂变能分布：在压水动力堆的设计中，通常取燃料元件的释热量占总释热量的97.4%，而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。
2、功率影响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。
3、控制棒中的热源：吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α）或（n，γ）反应所产生热量的全部或一部分。
4、慢化剂中的热源：慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量、吸收各种γ射线的能量。
5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种γ辐射。
6、停堆后功率：反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。
这些热量一部分来自燃料棒内储存的显热，热量的另外两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。
因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。
7、衰变功率：裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。
第三章1、热传导微分方程：)c κ/(ρα))W/(m /W 1p 32⋅=⋅--∂∂⋅=+∇C m q t q t o v v热导率（）体积释热率（κτακ2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：0122=++uvq dr dt r dr t d κ 或者由物理意义，可以写出（中心温度变化率为零）：H r q drdtrH v u 22ππκ⋅=⋅⋅ 最后可以解得：密度，线功率体积释热率，表面热流:,,412420l v ulu u u u v u q q q q r q r q t t πκκκ===-3、平板形燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：uv q dx td κ-=22 最后可以解得：平板半厚度-==-u u uu u v u q q t t δκδκδ22204、平板形包壳温度场： 由傅里叶定律有:dxdt q cκ-= 解得：包壳厚度-=-c cccs ci qt t δδκ5、圆壁形包壳温度场： 由傅里叶定律有：drdt rLQ c πκ2-= 最后解得：cics c l ci cs c l ci cs c cs ci d d q r r q r r LQ t t ln 2ln 2ln2πκπκπκ===- 6、单相对流换热公式：膜温差-∆∆⋅=f f hF Q θθ7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式：管道直径和特征长度冷却取加热取静止流体导热系数---======d n hd Nu a v c v d d Nu p n3.0,4.0Pr Re Pr Re 023.08.0λλλμνμρν8、沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁面过热度sat sw t t t ∆=-（饱和温度）和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
反应堆热工期末复习资料
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。
核反应堆物理复习提纲
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。
v
_核反应堆控制_实验教学大纲
“核反应堆控制核反应堆控制””实验教学大纲课程中文名称：核反应堆控制课程英文名称：Nuclear Reactor Control课程编码：NUCL0007课程学分：2.5实验学时：4适用专业：核工程与核技术专业先修课程：积分变换、复变函数、核反应堆工程基础、电工与电子技术开课学院：能源与动力工程学院开课学期：第6学期教材及实验指导书：[1]张建民主编，《核反应堆控制》，西安交通大学出版社，2002年[2]周学智主编，《核反应堆控制实验指导书》，西安交通大学讲义，2002年一、实验课程简介该实验课程是结合《核反应堆控制》教学课程开设，对实验所用基本的反应堆控制工作原理、实现方法进行讲解和实际操作，完成反应堆功率调节实验和反应堆反应性扰动实验让同学扎实掌握实验技能和操作水平，较好地把核反应堆与核电厂控制的理论和实践相结合。
二、实验课性质、目的和任务性质：《核反应堆控制》教学实验，是核工程与技术专业学生为了更好的掌握“核反应堆控制”及有关计算机知识而设置的一门综合性专业实验课，属课程内实验。
目的：学生通过核电厂仿真系统对反应堆功率的调节、控制等实际操作，能增强学生对反应堆控制课程理论与实践的联系，加强感性认识，训练学生的动手能力，加深计算机在核电厂应用的重要性认识。
任务：学生掌握核电厂仿真系统的操作以及核反应堆的功率和反应性调节的方法，记录实验数据和曲线，完成数据和曲线的处理，写出实验报告。
三、实验课教学基本要求1.掌握反应堆功率计算机控制系统原理。
2.实验前做好预习准备，掌握各部件工作原理和功能，学习操作步骤和数据处理方法。
3.严格遵守操作规程，实验中如有意外，应立即停止实验，报告实验老师及时处理。
4.详细撰写各实验报告，按时交实验报告、不允许虚写实验数据和照抄实验数据，一经发现不计实验成绩。
5.鼓励同学们人人动手，动脑，实验中多看，多思考多提问，相互讨论，加深理论和实验的联系，不断提高实验教学的质量。
反应堆工程学复习总结
反应堆工程学复习总结反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。
（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。
（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。
（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。
（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。
总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。
7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。
核反应堆物理复习纲要
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。
停堆周期：全部无控制毒物都投入反应堆内时所具有的反应性。
堆芯寿期：一个新装料堆芯从开始运行到有效增殖因数降到1时，反应堆满功率运行的时间。
反应堆周期：反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间。
剩余反应性：堆芯没有任何控制毒物时的反应性。
瞬发临界：反应堆仅依靠瞬发中子就能达到临界的状态。
瞬发超临界：反应堆仅依靠瞬发中子就能达到超临界的状态。
多普勒效应（展宽）：共振吸收截面随温度展宽的现象。
菲克定律：中子流密度J与通量密度成正比。
控制棒微分价值：控制棒移动一步或单位距离所引起的反应性变化。
控制棒积分价值：控制棒从一参考位置移动到某一高度时，所引入的反应性。
控制棒的（反应性）价值：堆芯在有控制棒和没有控制棒时的反应性之差。
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。
2、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。
3、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。
反应堆热工水力复习提纲
反应堆热工水力复习提纲第一章1、UO2的优缺点，UO2熔点和热导率随燃耗的变化关系。
2、水作为冷却剂的优缺点？包壳主要作用，压水堆一般采用什么做包壳材料？有何特点？为什么锆-4燃料棒包壳材料是决定压水反应堆冷却剂最高出口温度的主要因素？第二章3、U-235裂变产生的能量及分布？影响反应堆功率的因素？4、热流密度核热管因子、径向核热管因子、轴向核热管因子5、停堆后的热源包括哪三项，为什么反应堆停堆后还要对堆芯进行冷却？采用哪些措施带出停堆后余热？第三章6、在压水堆燃料芯块的核反应释热量传输到冷却剂，按顺序排列需经过哪些主要传热过程？7、画出控制壁温时大容积沸腾曲线图，并指出各主要点和换热区域？8、在DNB型和蒸干两种沸腾临界现象哪种危害更大？为什么？9、牛顿内摩擦定律：四点假设10、泡核沸腾几种主要传热机理是什么？11、影响临界热流密度的因素有哪些？第四章12、试推导出积分热导率的表达式？13、若轴向热流密度呈余弦函数变化，画出冷却剂、包壳表面和燃料中心的温度分布？标出最大值所处位置？若轴向热流密度均匀分布，最大值出现在什么位置？14、热屏蔽的一般布置在堆芯的什么位置？起何作用？热源分布如何?温度最大值出现在什么位置？第五章15、什么是水锤？防止水锤的方法有哪些？16、什么是流动系统流动含汽量、空泡份额和滑速比，并写出它们之间的关系。
滑速比对空泡份额和体积含汽量的影响？17、计算两相流压降的基本模型包括哪些？定义和基本假设条件是什么？各适合哪种流型？18、临界流的概念？短通道临界流几种方式的特点？19、对于流体静力学不稳定性（流量漂移），其流动稳定性准则是什么？提高流动稳定性措施有哪些？20、何谓自然循环？自然循环对压水堆核电站的安全运行有什么作用？影响水堆核电站自然循环驱动压头的因素有哪些？1）自然循环是指在闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环2）当失去强迫循环，这时自然循环对维持堆芯的衰变热导出具有重要意义，它可以堆芯为热源，以蒸汽发生器为冷源，导出余热。
第九章核反应堆运行与控制
1、概述（4）
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。
内容：
自然循环试验 汽轮机控制系统启动试验 功率系数测定 二回路热功率测量 取样系统试验 废液废气检测 蒸汽发生器水位自动控制试验 堆内、堆外核测量仪表刻度试验 蒸汽发生器水份夹带试验 碘坑测量 甩负荷试验 电站验收试验 发电机首次同步 功率测量和功率刻度试验 功率分布测定 带功率工况下慢化剂温度系数测定 放射性水平测定 蒸汽和给水流量仪表刻度试验 核测量仪表调整试验 控制棒组件落棒试验 中毒曲线测定 负荷摆动试验 电站满功率停闭试验
4.1、概述
核电站的停闭：把运行着的反应堆功率从运行水 平降低到中子源水平。 两种停闭方式： 正常停闭 事故停闭 正常停闭按停闭的工况及停闭的时间长短分为： 热停闭（短期的停闭） 冷停闭（长期的停闭）
4.2、热停闭
核电站的热停闭是短期的暂时性的停堆，这时，冷却剂系统 保持热态零负荷时的运行温度和压力，二回路系统处于热备 有工况随时准备带负荷继续运行。 调节棒组完全插入，安全棒组可以插入，可以抽出，处于次 临界状态。 一回路和二回路的温度由控制蒸汽压力来维持，其能量来自 堆芯的余热和冷却剂泵的转动，蒸汽排放到大气或冷凝器。 如果停堆超过11小时，堆内裂变产物氙毒的变化越过碘坑， 氙毒反应性减少，如果不加补偿，可能会使反应堆重达临界， 为次，必须进行冷却剂加硼操作，以保证在热停堆期间K有效 始终小于0.99。
二、保护系统控制（1）
对于压水堆，运行中的几个主要危险是反应堆周期过 短、中子水平过高、一回路冷却剂温度过高、压力过低、 流量过低等。故一般压水堆设有如下保护： 短周期事故保护 反应堆超功率及超功率流量比保护 反应堆进、出口水温过高保护 一回路冷却剂压力过低保护 一回路流量过低及断流保护 控制电源、电离室、裂变室电源断电保护 二回路系统、厂房放射性水平过高保护
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自动控制：
传递函数：
ρ的物理含义：
反应堆：
周期：
短周期事故：
稳态运行方案：
剩余反应性：
后备反应性：
“卡棒”准则：
基本原理：为什么说对反应堆中子通量密度的控制应堆控制中的作用
基本原理：试述两种运行控制模式的异同
基本原理：简述反应性控制手段
第二章线性离散控制系统的分析方法
线性控制系统：
数学模型类型：
采样：
采样定理：
Z传递函数：
基本运算：Z变换求解差分方程
基本运算：时域函数的Z变换
第三章线性控制系统的状态空间分析方法
状态空间模型：
状态变量：
状态转移矩阵：
基本运算：系统的状态空间模型与传递函数中间的相互转换
基本运算：系统时域函数的Z变换
基本运算：判断线性系统的能控和能观测性
第四章核反应堆动力学模型
零功率核反应堆：
常源近似：
瞬跳近似：
反应性方程：
瞬发临界：
缓发临界：
数值解法：
基本原理：阐述点堆动态方程应用条件
基本运算：由反应堆基本参数写出状态空间表达式和传递函数
第五章核反应堆控制系统的稳定性分析
奈奎斯特判据：
控制系统的基本性能：
李雅普诺夫第二法：
基本运算：通过系统的根轨迹图和奈奎斯特判断系统的稳定性和开环增益的取值范围
基本运算：劳斯判据和朱利判据判定系统稳定性中的应用
第六章压水堆核电厂控制
核反应堆自稳自调特性：
常轴向偏移控制：
控制棒的微分价值和积分价值：
虚假水位：
基本原理：
说明限制功率分布的准则
阐述功率分布控制的必要性
试述功率补偿棒组和R棒组的控制功能和特点
说明反应堆功率和汽轮机负荷的关系
说明功率失配通道的作用
阐述蒸汽发生器的液位控制的原理和特点