核反应堆工程
核反应堆工程课程设计
成绩评定标准
等级 评定标准 1. 全面完成设计任务，设计内容正确，设计图纸质量高 优秀 2. 设计说明书内容正确，文字精练、流畅、工整 3. 设计过程或答辩过程中，能准确回答与设计内容有关的问题 4. 工作态度认真、严谨、独立工作能力强，模范遵守纪律 1. 全面完成设计任务，设计内容正确 良好 2. 设计说明书内容正确，表达清楚，书写认真 3. 设计过程或答辩过程中，能较好的回答与设计内容有关的问题 4. 工作态度认真，独立完成设计任务，遵守纪律 1. 全面完成设计任务，设计内容正确，设计图纸基本正确 中等 2. 设计说明书内容正确，表达清楚，书写认真 3. 设计过程或答辩过程中，经提示基本回答相关的问题 4. 工作态度认真，具有一定的独立工作能力，遵守纪律 1. 能完成主要设计任务，质量较差或有较大错误，经启发能予纠正 及格 2. 设计说明书内容有个别错误，书写较草 3. 设计过程或答辩时，对有些问题的回答出现概念性的错误 4. 工作态度一般或独立工作能力较差，基本能遵守纪律 1. 未完成设计任务，或设计质量差并不加以改正 不及 格 2. 设计说明书内容有较大错误，或书写非常不认真 3. 设计过程或答辩时，回答问题出现严重的概念错误，或答不出 4. 工作态度不认真，或独立工作能力差，或不遵守纪律
完成日期 学 生
年
月
1. 学院、专业、年级均填全称，如：动力工程学院、核工程与核技术、2007。 2. 本表除签名外均可采用计算机打印。本表不够，可另附页，但应在页脚添加页 码。 3. 本课程设计是动力工程学院核能系新开的课程设计，相应任务书需要在该课程 教学和实践中不断完善，因此指导书为修订版。
图目录
图 1 图 2 图 3 图 4 图 5 图 6 图 7 图 8 图 9 图 10 图 12 MCNP5 中对燃料栅元的建模.....................................................................3 keff 与水铀比的关系曲线图..........................................................................3 轴向归一化功率分布，kcode=5000 时...................................................... 4 kcode=50000 时的轴向归一化中子通量密度分布.................................... 6 全燃料组件范围内的中子能谱................................................................... 7 燃料组件内各栅元的相对功率分布........................................................... 8 燃料组件内各栅元的相对功率分布（3D 图像）..................................... 8 可燃毒物布置方案....................................................................................... 9 热管内温度分布......................................................................................... 25 热管内温度分布（不含芯块）............................................................... 25 堆芯内压降沿轴向变化示意图............................................................... 34
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核反应堆的原理与工程应用
核反应堆的原理与工程应用核反应堆是人们利用核能进行能源开发的重要设备。
它利用分裂核反应或者核聚变反应来释放能量，从而发电或者提供热能。
本文将介绍核反应堆的原理和工程应用。
一、核反应堆的原理核反应堆的核心是燃料元件，其中填充着丰度不同的核燃料。
核燃料中的原子核能够被中子轰击，产生裂变反应或聚变反应。
当裂变反应发生时，一个高速中子撞击核燃料中的核子，使得该核子的能量变得很高，发生裂变的同时还释放出更多的中子。
这些中子会继续撞击其他核燃料，形成可持续的链式反应。
这种反应释放的能量可以被吸收和利用，从而产生能量。
而聚变反应指的是两个原子核碰撞，粘合在一起形成一个更重的原子核。
这种反应需要非常高的温度和压力，只有太阳等高能环境才能发生。
因此，目前在核反应堆中主要运用核裂变反应。
核反应堆的反应堆芯中有一个反应控制系统，用来控制反应堆的中子流。
在反应堆中，中子流太多容易导致反应过度，发生核事故；反之，则会导致核反应堆的功率不足，影响其使用。
因此，反应控制系统通过控制聚变反应的速率，来保证反应堆的安全运行。
二、核反应堆的工程应用核反应堆主要用于发电、推进动力和核技术研究等方面。
（一）核电站核电站是应用核反应堆进行能源利用的典型工程应用。
核电站利用核反应堆产生的热能，驱动蒸汽涡轮发电机组，产生电能。
核电站具有高效稳定的特点，且发电过程中无排放污染物，因此在现代工业中发挥着重要作用。
但核电站安全问题也受到人们的普遍关注。
因此，在设计和运营过程中，必须制定一系列的措施保证核反应堆的安全，同时还要在核事故发生时能够采取快速有效的应变措施，减少事故带来的影响。
（二）核燃料加工核燃料的加工是指将天然铀提纯成可用于核反应堆的核燃料。
目前主要采用的方法是铀浓缩和浸出。
（三）核推进技术核推进技术是指利用核反应堆的热能或电能，提供足够的推进动力，从而实现飞行器等的航天应用。
它主要利用核反应堆的高能量密度，实现对于电子器件过于脆弱的导电线路的最小化限制。
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
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。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂 设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确 保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
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。
2.1、纵深设防（1）
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
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督
核工程与核技术专业解析
核工程与核技术专业解析核工程专业主要研究利用核能来满足人类对能源及各种物质的需求。
它不仅是一门科学，而且可以说是一种技术。
它是理论与实践相结合的学科，融合了数学、物理、化学、材料学、计算机等学科，为人类发展提供强大的动力。
核工程专业目前主要分为核反应堆工程、核材料工程、核处理技术、核仪器分析、核安全与核应急、核辐射防护等方面。
核反应堆工程涉及核反应堆的设计、建造和运行，主要涉及核反应堆动力特性、核燃料选择和标定、核反应堆安全保证、核反应堆机械结构设计等。
核材料工程利用核反应堆和放射性同位素的发展，开发新型材料，研究其热物理和热力学特性，并运用其将其应用于核反应堆的建造中，使核反应堆的运行更加可靠和稳定。
核处理技术主要分为同位素分离、核素处理、核化学和原子能技术等。
这些技术的应用可以满足由核能源的应用而产生的新材料、新动力源和新技术的需求。
核仪器分析技术是核工程专业的重要组成部分，主要研究在核反应堆、核废物处理、核材料研究以及核技术应用过程中，通过测量和分析不同物理和化学参数来研究物质性质的问题。
核安全与核应急专业主要研究核反应堆运行的安全措施和核安全管理技术，包括核安全设施设计、核安全管理制度建立、核安全管理培训以及核安全应急准备及处置等。
核辐射防护专业包括核辐射源识别、核辐射检测、核辐射安全设施设计、核辐射安全措施优化、核辐射安全保障系统建立等技术。
核工程专业非常重要，它不仅可以解决能源问题，而且有助于科学技术的发展和实现技术的突破。
它的应用可以提供更安全、更清洁的能源环境，为人类社会建设奠定了坚实的基础。
因此，训练一批具有以上核工程专业知识和技能的专业人才，对提高国家核工程技术水平具有重要意义。
只有拥有先进的科学理论和技术，才能实现核能的有效利用。
此外，要建立和完善核技术的安全保障体系，为国家核安全建设提供保障。
总之，核工程专业具有重要的现实意义，它的发展对实现核能的安全利用和科学技术的发展都具有重要的意义。
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核聚变反应堆设计及示范工程建设规划
核聚变反应堆设计及示范工程建设规划核聚变技术作为一种可持续、清洁的能源解决方案备受关注。
与核裂变相比，核聚变反应的优势在于可以实现更高的能量产出，并且不会产生长寿命的高放射性废物。
为了推动核聚变技术的发展和应用，设计和建设一座核聚变反应堆及示范工程非常重要。
首先，核聚变反应堆的设计必须具备安全性和可靠性。
反应堆的设计应采用先进的材料和结构，确保对辐射的密封，防止任何放射性物质泄漏到环境中。
此外，合理的控制系统和冷却系统也是确保反应堆运行稳定的关键。
设计中应充分考虑各种情况下的事故应对措施，以确保在任何紧急情况下都能及时停止反应过程。
其次，核聚变反应堆的设计还应注重效率和可持续性。
聚变反应所产生的能量比核裂变更高，因此反应堆的设计应能最大限度地利用这种能量。
设计应注重燃料的循环利用，减少资源的消耗，并最大程度地减少二氧化碳等温害气体的排放。
此外，反应堆设计应鼓励使用可再生能源来满足供能需求，以减少对传统能源的依赖。
除了反应堆的设计，示范工程的建设规划也十分重要。
示范工程的目的是验证和展示核聚变技术的可行性和商业化潜力。
因此，在建设规划中应充分考虑以下几个方面。
首先，建设规划应合理确定反应堆的建设地点。
选择合适的地点有助于减少环境和社会风险，并能降低建设成本。
选择地点时，应考虑到地质条件、水资源、社会稳定性等因素。
其次，建设规划应充分考虑工程风险管理。
核聚变反应堆建设属于高风险高投资项目，因此需要制定详细的风险评估和管理计划。
同时，还需要建立健全的法律法规体系，确保项目在法律框架内进行，并有效应对可能出现的环境和安全问题。
此外，建设规划中还需要考虑示范工程的运营与维护。
一个成功的示范工程应能够持续运营并取得可观的经济效益。
因此，在规划中应考虑经济模式、设备维护和人才培养等问题，以确保示范工程的可持续发展。
最后，建设规划还需要充分考虑与国际合作的可能性。
核聚变技术是全球共同面对的能源挑战，国际合作对于技术研发和示范工程建设都至关重要。
[精选]第七章核反应堆热工--资料
![[精选]第七章核反应堆热工--资料](https://img.taocdn.com/s3/m/73aee223844769eae009eda8.png)
2.2.2、控制棒对功率分布的影响（2）
2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响
2.3、燃料元件内的功率分布（1）
2.3、燃料元件内的功率分布（2）
2.4、核热管因子（1）
热管和热点的概念
2.4、核热管因子（2）
热管因子：
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值 （或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因 子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物 理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
3.1.1.2.3、沸腾放热（4）
过冷沸腾起始点的判据：
9 qONB 1.798 103 p 1.156 t w t s 5 t w t s 和系统压力为p时， 式中qONB 为在壁面过冷度 开始产生沸腾所需的热 流量
2.828 p 0.0234
沸腾临界：
1.1、核燃料（4）
固体核燃料： 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物
氧化铀：特点（5点内容）（自修） 热物性（熔点、密度、热导率、比热）（自修） 钚、铀混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN
陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）
缺点：沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。
重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓 缩度。缺点是价格昂贵。
钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。
缺点：钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡 效应引起的控制和安全问题。
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。
核反应堆工程 复习参考题
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。
核反应堆
核反应堆工程概论
第一章：引言 第二章：核物理基础 第三章：中子的慢化、扩散与反应堆临界理论 第四章：反应性变化与控制 第五章：中子动力学 第六章：辐射防护与屏蔽 第七章：核反应堆热工 第八章：核反应堆安全 第九章：核反应堆运行良 薄涵亮
(V1.0)
清华大学核能技术设计研究院
核反应堆工程概论
本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。 要求学生在大学物理、核物理、传热学、流体力学 等方面有一定的基础。 本套教学演示片(V1.0)没有经过严格的校审过程，仅 供网上读者参考。不妥或错误之出希不吝指正。 参考书：‹‹核反应堆工程原理››(凌备备、杨延洲主编， 原子能出版社)； ‹‹核反应堆工程设计››(邬国伟编著， 原子能出版社)
原子能反应堆工程设计方案
原子能反应堆工程设计方案一、项目概况原子能反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生热能的设施，用于发电或其他工业用途。
本设计方案将介绍一种基于核裂变的原子能反应堆工程设计方案，其主要应用于发电领域。
该原子能反应堆设计方案将采用先进的压水堆技术，其核心部分由燃料棒、反应堆压力容器、冷却剂循环系统、控制系统等组成。
该反应堆将使用浓缩铀燃料进行核裂变反应，产生高温高压的蒸汽，用于驱动汽轮机发电。
二、技术方案1. 反应堆压力容器设计反应堆压力容器是原子能反应堆的核心组件，其设计和制造对于安全运行至关重要。
该反应堆压力容器将采用高强度钢材进行制造，具有足够的机械强度和辐照稳定性。
同时，压力容器的内部将采用先进的涂层技术，防止腐蚀和氢脆等问题的发生。
2. 燃料棒设计燃料棒是原子能反应堆中承载核裂变反应的关键部件，其设计应考虑到燃料的均匀燃尽、燃耗率控制、燃料损耗等问题。
为了确保燃料棒的安全性和可控性，设计中将采用多层次的包覆结构和有效的温控手段。
3. 冷却剂循环系统设计冷却剂循环系统是原子能反应堆中保障核反应安全稳定运行的关键部分。
该系统将采用高效的水冷却剂，通过循环泵将热能传递至汽轮机，同时将核反应中产生的余热排出反应堆。
4. 控制系统设计控制系统是原子能反应堆安全稳定运行的重要保障，其设计应充分考虑到自动化控制、远程监控、故障诊断等功能。
该控制系统将采用先进的数字化技术，实现对反应堆运行参数的实时监测和调节。
三、安全与环保1. 安全设计在原子能反应堆工程设计方案中，安全是至关重要的考量因素。
设计中将充分考虑到控制棒系统、安全壳构造、应急冷却系统等措施，以保障反应堆的安全运行。
2. 辐射防护设计在原子能反应堆运行过程中，可能会产生放射性物质，因此辐射防护是必不可少的一环。
设计中将充分考虑到反应堆周边的辐射监测、废水处理、核废料贮存等问题，保障人员和环境的安全。
3. 环保设计在原子能反应堆工程设计方案中，环保是不可忽视的因素。
反应堆工程概论第3章
T＝300K时的麦克斯韦－波尔兹曼分布 ＝ 时的麦克斯韦－ 时的麦克斯韦
m 3/ 2 2 − mv2 / 2 kT N (v) = 4π ( ) ve 2π kT
7
热中子能谱的“硬化” 热中子能谱的“硬化”和中子温 度
m 3/ 2 2 − mv2 / 2 kT N (v) = 4π ( ) ve 2π kT
8
慢化时间、 慢化时间、扩散时间和热中子平均寿命
9
1.2、慢化能力与慢化比 、
考虑中子与静止靶核之间的碰撞，碰撞 考虑中子与静止靶核之间的碰撞， 静止靶核之间的碰撞 一次以后能量变为: 一次以后能量变为 E’ = E [ (1+α) + (1－α) cosθ ]/2 － 式中， ： 式中， E：碰撞前中子的能量 E’：碰撞后中子的能量 ： α：[(A－1)/(A +1)]2 ，A是靶核的质 ： － 是靶核的质 量数, 量数 0 ≤α≤ 1 θ ：质心系观察到的散射角
4
235U是自然界存在的唯一易裂变物质，低 是自然界存在的唯一易裂变物质， 是自然界存在的唯一易裂变物质
235U热中子裂变时裂变中子能谱 热中子裂变时裂变中子能谱
5
1.2、慢化能力与慢化比 、
中子慢化可以进行到什么程度呢？ 中子慢化可以进行到什么程度呢？ 当中子运动速度比靶核运动速度高很 多时，中子与靶核碰撞总要损失能量， 多时，中子与靶核碰撞总要损失能量，实 现慢化。但当中子运动速度与靶核相当时， 现慢化。但当中子运动速度与靶核相当时， 中子与靶核碰撞可能损失能量， 中子与靶核碰撞可能损失能量，也可能获 得能量，这时不再是慢化，称之为“ 得能量，这时不再是慢化，称之为“热 化”。中子热化过程实际上是与介质的原 子核达到热运动平衡的过程。 热运动平衡的过程 子核达到热运动平衡的过程。与靶核达到 热平衡的中子的飞行速度满足麦克斯韦分 热平衡的中子的飞行速度满足麦克斯韦分 室温情况下，最可几速率为2200m/s， 布。室温情况下，最可几速率为 ， 对应的能量为0.0253eV。 对应的能量为 。
核反应堆工程习题答案
核反应堆工程习题答案核反应堆工程习题答案核反应堆工程是核能领域中的重要分支，涉及到核能的利用和安全。
在核反应堆工程的学习过程中，习题是非常重要的一部分，通过解答习题可以加深对核反应堆工程原理和应用的理解。
下面将针对一些核反应堆工程习题给出详细的解答。
1. 核反应堆中最常用的燃料是什么？为什么选择这种燃料？核反应堆中最常用的燃料是铀-235（U-235）。
选择这种燃料的原因主要有以下几点：首先，U-235具有较高的裂变截面，即在中子入射时发生裂变的概率较高。
这意味着使用U-235作为燃料可以在较低的中子通量下维持连续的链式反应，提高反应堆的效率。
其次，U-235的丰度相对较高。
自然铀中U-235的丰度只有0.7%，而在浓缩铀燃料中，U-235的丰度可以达到3-5%。
这样可以减少燃料的体积和重量，提高反应堆的紧凑性和运行效率。
最后，U-235的裂变产物相对较少。
U-235在裂变时会产生一些中子和裂变产物，其中有一部分中子可以继续引发其他核反应，维持连锁反应。
而裂变产物则会吸收中子，降低反应堆的效率。
U-235的裂变产物相对较少，可以减少这种负面影响。
2. 什么是反应堆的临界状态？如何调节反应堆的临界状态？反应堆的临界状态是指反应堆中的裂变反应速率与中子损失速率之间达到平衡的状态。
在临界状态下，反应堆中的裂变反应将持续进行，而中子数目将保持稳定。
要调节反应堆的临界状态，可以通过控制反应堆中的中子通量来实现。
增加中子通量可以提高裂变反应的速率，使反应堆处于超临界状态；减小中子通量可以降低裂变反应的速率，使反应堆处于亚临界状态。
调节中子通量的方法有多种，其中最常见的是使用反应堆控制棒。
反应堆控制棒是一种可以插入或抽出反应堆芯的装置，通常由吸中子材料制成。
通过调节控制棒的位置，可以改变中子通量的大小，从而调节反应堆的临界状态。
3. 反应堆的冷却剂有哪些？各有什么特点？反应堆的冷却剂是用于吸收和带走核反应堆中产生的热量的介质。
核反应堆工程13
• ②中子温度升高时，慢化剂的微观吸收截面减小，导致 热中子扩散面积增大，使热中子不泄漏几率减小，引起 有效增殖因数减小。由此可知，当中子温度变化时，将 会导致反应性发生变化，但其作用比起慢化剂密度变化 的影响要小些。
第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应
3、铀核共振吸收的变化 核燃料温度变化时，铀核共振吸收截面的曲线形状将发 生变化。当核燃料升温时，铀核的热运动更加剧烈，这 时共振曲线加宽变平，峰值降低。通常称为温度展宽或 多普勒展宽。共振峰宽以后，由于峰值面降低，燃料的 自屏效应减弱，使元件内的共振通量密度分布趋于平坦。 即元件内的平均共振通量密度有所增加，同时共振能区 被加宽，因而使铀核对中子的共振俘获增多，逃脱共振 俘获几率减小，最后导致有效增殖因数减小，这样共振 俘获随温度升高而增加的现象，称为“多普勒效应”。 在核反应堆运行中，当功率发生变化时，由于燃料温度 对功率变化的影响差不多是瞬时的，因此多普勒效应立 即表现出来，它对核反应堆功率自动调节起着重要作用。
第四讲：核反应堆物理——反应性的变化——温度效应
2、总的温度系数 • 瞬时温度系数：常把燃料温度系数称为瞬时温度系数。 • 延时温度系数：慢化剂温度系数称为延时温度系数。 • 核反应堆总的温度系数等于堆芯各种成分的温度系数
• 中毒效应：在核反应堆运行过程中，裂变碎片和它们 的许多衰变的产物逐渐积累，在这些物质中，有一些 具有很大的热中子吸收截面，特别是135Xe和149Sm。 通常把这些有害的裂变产物及其衰变的产物称为核毒 物。核定物俘获中子引起反应性减小的现象称为中毒 效应；由核毒物引起的反应性损失称为中毒反应性。 一般压水堆在额定工况时，它的平衡中毒反应性大约 为2％一5％。
核反应堆工程2014答案(1)
一、简答题（共60分）1、熔盐堆，钠冷快堆，铅冷快堆，超临界水堆，超高温气冷堆，气冷快堆。
2、1）燃料元件芯块内最高温度应对于其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能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热。
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。
（4分）3、裂变中子中有不到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。
虽然缓发中子在裂变中子中所占的份额很小（小于1%），但它对反应堆的动力学过程和反应堆控制却有非常重要的影响。
若不考虑缓发中子的作用，反应性微小的增加就会使得反应堆的堆功率在极短的时间内迅速的增长，反应堆的控制变得非常困难；缓发中子的缓发时间相当长，比热中子寿期大得多，不能忽略，缓发效应使得热中子反应堆的平均代时间增大，因此反应堆的控制就没有那么困难。
4、沸水堆。
沸水堆的控制棒从堆底引入，快速紧急停堆则都用液压驱动，反应堆的功率调节除用控制棒外，还可用改变再循环流量来实现。
沸水堆不用化学补偿（反应性）。
沸水堆蒸汽直接由堆内产生。
5、中间低，外围高，因为外围有慢化剂，热中子数量较多，核反应次数多，因而功率较高。
6、自然循环是指在一个闭合的回路内，在没有外部驱动力的作用下，依靠回路冷热段密度差和冷热源中子的高度差产生的循环。
当压水堆由于各种原因主泵停转或流量减少时，自然循环能利用冷热段密度差自发地导出堆芯的热量，减少堆芯余热排出系统出故障时发生事故的概率，提高系统安全性，避免人为操作引起的失误。
7、1）控制棒控制：控制的速度快，灵活机动且可靠有效，但移动控制棒对堆内通量分布的扰动较大；2）化学控制剂如硼（4B）：在慢化剂中分布均匀、经济方便可实现部分反应性的控制，但作用效果较慢，且慢化剂中含硼量太高会使慢化剂的温度系数变正；3）可燃毒物管：在堆芯内以一定分布放置硼钢管等强中子吸收剂，随着燃耗加深，10B原子核数目减少，起到控制反应性作用。
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2008年上海交通大学研究生入学考试课程《核反应
堆工程》
考试大纲
1．该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分
2．主要参考书目：
核反应堆物理：
谢仲生主编，《核反应堆物理分析（上册）》，原
子能出版社，1994。
谢仲生、张少泓，《核反应堆物理理论与计算方
法》，西安交通大学出版社，2000。
核反应堆热工：
于平安等编著，《核反应堆热工分析》，原子能出
版社，1986。
于平安等编著，《核反应堆热工分析》，上海交通
大学出版社，2001。
核反应堆物理基础
1．核反应堆的核物理基础
1．中子与原子核的相互作用
相互作用的机理、中子吸收和中子散射
2．中子截面和核反应率
截面、自由程、中子通量密度、核反应率的概念
宏观截面的计算，各类型截面随中子能量的变化规律
3．共振现象与多普勒效应
4．核裂变过程
裂变能的释放、反应堆功率和中子通量密度之间的关系、裂变中子、裂变产物
5．链式裂变反应
临界条件、四因子模型
2．中子慢化与慢化能谱
1．中子的弹性散射过程
弹性散射动力学、慢化剂的选择
2．无限均匀介质的慢化能谱
慢化方程、含氢无吸收介质的慢化谱
3．热中子堆的近似能谱
3．中子扩散理论
1．单能中子扩散方程
斐克定律、单能中子扩散方程
2．非增殖介质扩散方程的解
4．均匀反应堆的临界理论
1．均匀裸堆的单群临界理论
均匀裸堆的单群扩散方程、单群临界条件及临界时的中子通量密度分布
2．双区反应堆的单群临界理论
双区反应堆的单群扩散方程、临界条件及临界时的中子通量密度分布
3．双群扩散方程
5．非均匀反应堆
1．栅格的非均匀效应
6．反应性随时间的变化
1．核燃料中铀-235的消耗、钚-239的积累
2．氙-135中毒
平衡氙中毒、最大氙中毒、功率瞬变过程中的氙中毒、氙震荡
3．钐-149中毒
4．燃耗深度与堆芯寿期
5．核燃料的转换与增殖
7．温度效应与反应性控制
1．反应性温度效应
反应性温度效应及其成因、堆芯内各种成分的反应性温度系数、温度反馈对反应堆安全的意义
2．反应性控制的任务
剩余反应性、控制棒价值、停堆深度
3．压水堆的几种反应性控制方式
8．核反应堆动力学
1．反应堆周期
2．点堆中子动力学方程
3．反应性阶跃扰动情况下堆内中子通量随时间的瞬态变化反应性方程、瞬发临界条件
核反应堆热工基础
1、传热学基础
1、热量传递的基本方式
基本概念：导热，对流，热辐射，传热过程，传热系数
2、导热基本定律
基本概念：导热系数，热流密度，温差
导热计算：导热基本定律（傅立叶定律），导热微分方程
式，通过平壁的导热，通国圆筒壁的导热
3、对流换热基本定律
基本概念：对流换热系数，热流密度，温差，层流换热，紊流换热，强制对流换热，自然对流换热，雷诺数，格拉晓夫数，努谢尔特数，影响换热系数的因素
对流换热计算：对流换热基本定律（牛顿冷却公式），对流换热系数，强制对流换热，自然对流换热，换热微分方程式
4、凝结与沸腾换热
基本概念：凝结换热现象，膜状凝结，珠状凝结，影响膜状凝结的因素
沸腾换热，池式沸腾，管内沸腾，过冷沸腾，饱和沸腾，核态沸腾，过渡沸腾，膜态沸腾
5、辐射换热
基本概念：热辐射，辐射常数，吸收率，黑体辐射，灰体辐射辐射换热计算：辐射换热公式（斯蒂芬－玻尔兹曼定律）
6、传热过程与换热器
基本概念：传热过程分析，热阻，温差，换热器，间壁式换热器传热计算：传热方程式，传热量计算
2、反应堆内热量的产生与输出
1、堆内热源的产生
堆芯内热源：（裂变碎片动能，裂变中子的动能），包括：燃料元件内释热，反应堆结构部件（燃料包壳，定位格架，控制棒导管）的释热，控制棒内的释热，慢化剂内的释热，
堆芯内热源的空间分布：
堆芯外结构部件的释热：（反射层，热屏蔽，压力容器）
停堆后的释热：（剩余裂变功率，衰变功率），裂变产物的衰变，中子俘获产物的衰变
2、燃料元件的径向导热
热量传导路径：燃料元件芯块内的导热（有内热源），芯块表
面到包壳内表面的传热（间隙热阻），包壳内表面到外表面的导热（无内热源）
热量传导计算：燃料芯块内的温度分布，燃料热导率，燃料芯块与包壳之间的间隙热传导，包壳中的温度降
3、燃料元件包壳外表面到冷却剂的传热
元件壁面与冷却剂之间的对流换热过程：
基本概念：单相流，多相流，两相流，强迫对流传热，自然对流传热，含汽量，空泡份额，滑速比，两相流的流型，泡状
流，塞状流，环状流，雾状流，欠热沸腾起始点，汽泡脱离壁面起始点，沸腾传热，临界热流密度，沸腾传热特性曲线
对流换热计算：对流换热公式，单相对流传热系数，强迫对流传热系数，自然对流传热系数，两相对流的传热系数，流动沸腾的传热系数，泡核沸腾的传热系数，过渡沸腾的传热系数，膜态沸腾的传热系数
4、沿冷却剂通道的输热
冷却剂将热量输送到堆外过程：
输热量计算：
5、燃料元件及冷却剂通道的轴向温度分布
基本过程：轴向功率分布，径向传热
温度计算：冷却剂温度分布，包壳外面温度分布，包壳内温度分布，燃料元件芯块表面温度分布，燃料元件中心温度分布
3、流体动力学
1、单相流的压降
基本概念：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，单相通道的流动压降，等温流动的摩擦系数（圆形通道，非圆形通道），加热或冷却下流动的摩擦系数，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩小，弯管，接管，阀门）
压降计算：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，单相通道的流动压降，等温流动的摩擦系数（圆形通道，非圆形通道），加热或冷却下流动的摩擦系数，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩小，弯管，接管，阀门）
2、两相流的压降
基本概念：均匀流模型，分离流模型，
压降计算：两相面直通道的流动压降，提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩
小，弯管，接管，阀门，孔板）
3、流量计算
基本概念：封闭回路中的流量，强制循环，泵消耗功率，自然循环
流量计算：封闭回路中的流量计算，强制循环流量，自然循环流量
4、流量分配
基本概念：并联通道，闭式通道，开式通道，影响流量分配的因素
流量计算：并联闭式通道的流量分配计算，（压力分布，质量守恒方程，动量守恒方程，能量守恒方程）
5、流动不稳定性
基本概念：流动不稳定性，流动不稳定性的不利影响，水动力不稳定性，并联通道不稳定性，流型不稳定性，动力学不稳定性，热振荡
4、反应堆稳态熱工设计
1、压水堆熱工设计准则
设计准则：
2、热点因子
基本概念：热点，热点因子，热流密度核热点因子，热流密度工程热点因子，降低热点因子的方法
3、热通道因子
基本概念：热通道，焓升核热通道因子，焓升工程热通道因
子，焓升工程热通道分因子，降低焓升热通道因子的方法
4、流动沸腾的临界热流密度
基本概念：流动沸腾的热流密度，流动沸腾的临界热流密度，影响临界热流密度的因素
临界热流密度计算：W－3公式
5、最小烧毁比
基本概念：偏离泡核沸腾比，最小烧毁比
计算：偏离泡核沸腾比，最小烧毁比
6、单通道模型
反应堆输出熱工率，燃料元件传热面积，平均通道的冷却剂质量流速，平均通道的压降，反应堆进口温度或出口温度，热通道因子，热点因子，最大热流密度，最大线功率密度，堆芯平均功率密度，热通道的有效驱动压头，热通道冷却剂焓场，热通道内燃料元件温度场
7、子通道模型
分析方法：通道间质量，动量，热量的交换，通道划分，计算步骤
8、蒸汽发生器内的传热
一回路熱工参数：冷却剂工作压力，冷却剂的流量
蒸汽发生器内热量的传输：
冷却剂流量与工质流量之间的关系：。