反应堆工程学复习总结
反应堆物理总复习
新生一代中子数 k= 直属上一代中子数
中子的产生率 k= 中子的总消失率
反应堆的临界
若堆芯的有效增殖系数恰好等于1 若堆芯的有效增殖系数恰好等于1，则堆内中 子的产生率等于消失率， 子的产生率等于消失率，系统内进行的链式 裂变反应将以恒定的速率进行下去。 裂变反应将以恒定的速率进行下去。这种系 统称为临界系统 临界系统。 统称为临界系统。 keff <1，次临界系统。 <1，次临界系统。 keff >1，超临界系统。 >1，超临界系统。 使keff =1时的条件称为临界条件。 =1时的条件称为临界条件。 时的条件称为临界条件
中能区：对于重核会出现共振吸收现象。 中能区：对于重核会出现共振吸收现象。 共振吸收现象 高能区：变化平滑， 高能区：变化平滑，且截面很小
截面随能量变化的规律
微观散射截面： 微观散射截面：
非弹性散射: 非弹性散射
有阈能的特点,质量数越大 阈能越低 有阈能的特点 质量数越大,阈能越低 大于阈能 质量数越大 阈能越低.大于阈能 随中子能量的增加而增大. 时,随中子能量的增加而增大 随中子能量的增加而增化过程中不泄漏概率 s P 热中子在扩散过程中不泄漏概率 d
' E' v12 A2 + 2Acosθc +1 = 2 = E v1 ( A +1)2
若令 可得：
A 1 α = A +1
2
(1+α ) + (1α ) cosθC Ef = Ei 2
k-无穷：四因子公式 无穷：
k∞ =η f ε p
ε -由一个初始裂变中子所得的慢化到 变阈 以下 能 的平 中 均 子数 238U裂
p 逃 脱共 俘 振 获的 概率 f 被 燃料 收的 吸 中子 占 芯物 数 堆 质吸 收中 总 的 额 子 数 份
反应堆工概论整理
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121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 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AZX。
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 tN 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。
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）：—回路工作压力15. 5MPa（2）温度（°C）：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（U02）:浓缩度 1. 8%-2. 4%第二章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、功率彫响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加幔化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周用元件的功率升髙，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Y辐射以及吸收控制棒本身因（n, u ）或（n, 丫）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0粒子的一部分能量、吸收各种Y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Y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撚料棒内储存的显热，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:K a dr%. 一体积释热率(w/〃F)K —热导率(W/(m・"C))a = K/(p-c p)2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：33“dr r dr K U或者由物理意义，可以写出(中心温度变化率为零)：2记最后可以解得:纸44：体积释热率，表面热流^度，线功率3、平板形燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：最后可以解得:◎-平板半厚度4、平板形包壳温度场: 由傅里叶上律有：dt解得: =q62匕t -/ =—66-包壳厚度5、圆壁形包壳温度场：由傅里叶泄律有：Q = -K C 2TO L —dr最后解得:==Q 1/ — G 1/ - 4 In 厶17UC C L r ci 2 恋c r ci 27tK c d ci6、单相对流换热公式：Q = hF ・卜巧△0 -膜温差7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式:M/= 0.023 Re° Pr"几-静止流体导热系数 ”-加热取04冷却取0・3 〃-管道直径和特征长度8、 沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁而过热度f 饱和温度）=At xal 和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
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。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
反应堆物理知识点归纳(1)
复习总结(1)主讲教师：李伟热中子反应堆中，中子反应堆中的核反应n 微观截面随能量的变化规律q 吸收截面n 低能区：大多数核素的满足1/v 律n 中能区：重核将出现强烈的共振现象q 235U的裂变截面nn 低能区：随着中子能量增加，减小n 中能区：出现共振现象n 高能区：下降到几个barn()a E s ()235583.50.0253f b eV s =()f E sc()E由裂变碎片（缓发中子先驱核）在衰变过程中释放10.71tr=S 23s =S216T Mr =A不均匀均匀反应堆的临界理论n 反射层节省q 堆芯加上反射层后，堆芯临界尺寸的减少量。
n 反射层影响1.反射层对中子吸收较弱；2.对泄漏到反射层内中子的慢化反应性的变化n 核燃料温度系数qDoppler 效应保证了核燃料温度系数为负值n 慢化剂温度系数q温度升高→慢化剂密度下降n Σa 减小→对中子的吸收减弱，f增加nΣs 减小→慢化能力减弱，p减小q 水铀比q 化学补偿毒物的影响n硼浓度过高会导致慢化剂温度系数为正设计时，水铀比应选在欠慢化区135Xe中毒135Xe产生和消失的途径nq产生：裂变直接产生，135I衰变产生q消失：发生吸收反应，自身衰变对通量(功率)变化非常敏感！135Xe 中毒n 停堆后135Xe 中毒引入的负反应性q 碘坑发生的条件：q强迫停堆11212.7610cm s --F >´×135Xe中毒n功率变化时135Xe中毒引入的负反应性浓度随时间的变化方程引入的负反应性F。
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，流出堆芯的是水和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、沸水堆电厂和压水堆电厂的比较：（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。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
反应堆物理知识点总结(2)
复习总结(2)主讲教师：李伟燃耗深度()0Tu P t dt BU W =ò()MW d t ×反应性的控制n 反应性变化的原因q反应堆从冷态过渡到热态、再提升功率过程中的温度变化带来的反应性反馈q135Xe 和149Sm 中毒q 核燃料的消耗与重核素成分的变化q 功率变化带来的反应性变化n 反应性控制的任务q 反应性补偿q 功率调节q 紧急控制常用的控制方式p 控制棒控制p 化学补偿控制p 可燃毒物控制反应性的控制n控制棒控制方式q控制棒控制方式的任务n与功率变化过程有关的Doppler效应n慢化剂温度效应n空泡效应n安全停堆q控制棒的价值n微分价值n积分价值反应性的控制n控制棒控制方式q控制棒对功率分布的影响n造成中子通量分布和功率分布的畸变。
n控制棒间的干涉效应q一根控制棒插入堆芯后引起堆芯中子通量分布的畸变，影响到其它控制棒的价值。
反应性的控制n化学补偿控制q任务n燃耗、裂变产物的反应性效应。
n从冷态到热态零功率过程中的慢化剂温度效应。
135Xe及149Sm的中毒效应。
nq慢化剂中硼酸含量过高会导致正的慢化剂温度系数。
反应性的控制n可燃毒物控制q要求n可燃毒物消耗释放的反应性与燃料燃耗减少的反应性相匹配。
q布置方式n非均匀布置n空间自屏蔽效应q在低泄漏换料方案中，每个堆芯寿期都需要采用一定数量的可燃毒物来抑制功率峰。
稳定周期（渐近周期）中子输运理论简介n 方向变量的处理qP n 方法n采用球谐函数展开含有角度变量的项n 能量相关扩散方程的推导q P 1近似q 源各向同性q 输运近似()()()()()()(),,,,,;,t s D Q r E r E r E r E r E dE r E E r E -Ñ×ÑF +S F =¢¢¢+S F ®òv v v v vv v中子输运理论简介n 方向变量的处理qS n 方法n 对空间变量离散化，得到离散点。
反应堆热工重点
第一章 工程热力学基本知识内能：内能是热力系统本身具有的能量，他包括分子运动的动能和因为分子间相互吸引和排斥所产生的位能焓：物理意义是工质的内能和推动功之和 定义式为pv u h +=熵：熵是描述热力过程可逆性的物理量，熵的变化表示工质与外界有换热发生不平衡过程一定是不可逆的热力学第一定律：流入系统的能量—流出系统的能量=系统能量的增加量vdph q pdv u q -=+= 饱和温度（压力）：当液体表面汽化和液化达到动态平衡时，汽液两相温度相同，此时温度为饱和温度，压力为饱和压力汽化潜热：单位质量的饱和水从汽化开始到完全汽化为干饱和蒸汽所吸收的热量为汽化潜热热力学第二定律：克劳修斯表述：热不能自发的不付代价的从低温物体传递给高温物体开尔文-普朗克说法：任何发动机都不能只从单一热源吸热并把它连续不断的转化为功电厂使用朗肯循环而不适用卡诺循环的原因：1.卡诺循环工作在湿蒸汽区，对汽轮机的工作不利2.卡诺循环需要压缩汽液两相工质这样会产生气蚀现象3.卡诺循环单位工质做工能力差相同功率水平下需要更多工质第二章 流体层流：流体运动时各质点作分层运动，流体质点在流层之间不发生混杂。
呈规则的层状流动紊流：流体各质点呈紊乱流动形态，流体各质点不保持在固定流层内运动有相互的交混层流和紊流的判断标准：2300Re Re =<下为层流10000Re Re =>上为紊流第三章传热学基本知识传热方法：热传导，热辐射，热对流热传导：温度较高的粒子与温度较低的粒子碰撞将能量传递给低温粒子，在宏观上的表现就为热传导 热辐射：不是依靠物体的接触而是通过电磁波的辐射传递热量的方式热对流：流体中温度不同导致密度不同，密度的差异将导致工质微团的运动将热量传递出去传热公式： 固体中的热传导公式：δT KFQ ∆= 圆通传热公式：)/ln(212r r T KL Q ∆∏= 平板传热公式：T hF Q ∆=对流换热的影响因素：1.流动产生的原因（自由流动还是受迫流动）2.流动形式（层流还是紊流）3.是否有相变产生4.流体的自身物理性质5.传热面的几何因素第四章反应堆的热源机分布反应堆的热源来源及大体分布：影响功率分布的因素：（稍微的解释一下）1.燃料装载对功率分布的影响使功率被展平2.控制棒的分布对功率的影响3.结构材料对功率的扰动4.水系和空泡对功率的影响反应堆热量的输出过程：强迫对流放热公式（D-B公式）注意使用条件沸腾临界：由于沸腾机理的变化使得传热系数陡降，导致逼问骤升分为DNB型和蒸干型DNB型临界沸腾（又叫做快速烧毁）：在沸腾曲线临界工况之后由于受热面上产生的气泡太多而使得液相的补充受到阻碍，传热恶化导致壁温骤升这一现象成为沸腾临界，从沸腾曲线上看由泡核沸腾进入到过度沸腾区，因此也叫做偏离泡核沸腾（DNB)这时对应的热流密度为临界热流密度高含气量下的临界沸腾：在流体环状流动时，由于沸腾使得液体层被破坏从而导致沸腾临界。
突破难点四川省考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆工程核心知识点归纳
突破难点四川省考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆工程核心知识点归纳突破难点：四川省考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆工程核心知识点归纳核能作为当今世界上主要的清洁能源之一，正在引起越来越多的关注和重视。
作为核工程与核技术应用领域的学生，对于核反应堆工程的核心知识点有着重要的理论基础和应用意义。
本文将从核反应堆的种类、特点、运行原理以及安全控制等方面，对核反应堆工程的核心知识点进行详细归纳，以帮助四川省考研核工程与核技术应用学生突破复习的难点。
一、核反应堆的种类核反应堆根据其结构和工作原理可以分为以下几种类型：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）以及快中子堆等。
这些核反应堆的设计和运行原理具有一定的差异，需要考生掌握其基本特点和相应的安全控制措施。
二、核反应堆的特点与运行原理核反应堆具有高能量利用效率、长周期运行、经济性等特点。
其运行原理关键是维持核链式反应的平衡，以实现持续的核裂变反应。
核反应堆需要考生熟悉不同类型反应堆的运行机理，如控制棒的运用、燃料的选取与加工以及冷却剂的循环等。
三、核反应堆的安全控制核反应堆的安全控制是核工程与核技术应用学生复习的重点之一。
核反应堆的安全控制包括实施放射性防护、保证控制棒的运动和稳定、控制冷却剂的流量和温度等。
核工程学生要深入理解不同安全控制措施的原理和作用，以及在应急情况下的应对方法。
四、核反应堆的应用领域核反应堆在能源、医学、工业等领域有广泛的应用。
核工程与核技术应用学生需要了解核反应堆在电力生产、同位素生产和辐照处理等方面的应用，并深入研究其与其他能源形式的比较和发展前景。
五、核反应堆的未来发展随着科学技术的进步，核反应堆技术也在不断革新和发展。
考生要了解核反应堆的新型设计理念、新材料的应用以及核废料处理与终结的方案等。
对于核工程学生来说，掌握核反应堆未来发展的趋势和前沿知识，将是他们在核工程领域取得成功的关键。
综上所述，核反应堆工程是核工程与核技术应用学生复习的重点之一。
(完整版)反应堆期末复习资料
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。
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。
反应堆热工水力考试重点汇总
1 目前国际上主要核反应堆有哪些类型？压水核反应堆基本组成部分有那些？压水堆、沸水堆、那类快堆、气冷堆、重水堆压水堆动力装置有一回路、二回路系统及其他一些辅助系统所组成和主循环泵等设备及他们之间的关系所组成。
二回路系统由蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机、冷凝水泵、给水预热器和给水泵等设备及他们之间的管系所组成。
2 压水反应堆本体有哪些部分组成？压水反应堆堆芯由哪些部分组成？反应堆的本体结构由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器以及控制棒驱动机构等几部分组成。
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞件等组成。
3 堆芯上下支撑结构分别又哪些部分组成？堆芯下支撑结构包括：堆芯吊篮、堆芯围板、下栅格板、支撑住、分配孔板、下支撑板、热屏蔽、堆芯支撑柱等。
堆芯上支撑结构：上栅格板、控制棒导向管、支承筒、上支承板和压紧弹簧。
4 核燃料有哪些基本形式，各有何优缺点？金属性燃料：优点，密度较大，硬度不高，容易加工。
缺点，（1）铀的化学性质活泼；在较高温度下，他会与氧、氮等发生强烈的化学反应；（2）金属铀的导热性能较差，热导率比铁、铜都低。
（3）金属铀在一定温度下会发生相变。
陶瓷燃料：优点（1）熔点高（2）热稳定祥和辐照稳定性好，有利于加深燃耗（3）有良好的化学稳定性，与包壳和冷却剂材料的相容性也很好缺点，热导率较低弥散型燃料：优点，熔点高，与金属的相容性好抗腐蚀和抗辐照；辐射损伤只限于弥散相附近，而起结构材料作用的基体相基本上不受辐照的影响。
当燃耗逐渐加深时，燃料元件不会发生明显的肿胀，提高了燃料元件的寿命。
由于基体相通常为金属材料，热导率有所提高。
基体有韧性，燃料的机加工性能高，可用它轧制成具有高效率密度的板状原件。
弥散型燃料可以多样化。
缺点，金属或合金基体所占的份额高，为了提高堆芯功率密度，需采用高浓铀5.何为燃料元件包壳及其工作环境，设计要求及功用？常用包壳材料？作用：①保护核燃料不受化学腐蚀与机械侵蚀，②包容裂变气体及其其他裂变产物，③保持核燃料形状。
核反应堆物理分析 总复习
靶核的热运动在两种情况下对截面产生影响： （1）靶核的运动速度和中子速度相当；（2） 在很小的能量间隔内截面有显著变化。
中子-原子核相互作用示意图
靶核是静止的
Er = En
Er > Eቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 靶核是运动的
Er < En
多普勒效应
共振峰峰值降低，宽度展宽。 截面曲线下方面积不变。 总的中子吸收增加。
中子在x+dx之间发生核反应的概率为 dx
则令P(x)dx表示一个中子在穿行x距离后在x+dx之间 发生首次核反应。 P(x)dx可以表示为：
P(x)dx exdx
根据定义显然有：
P(x)dx
exdx 1
0
0
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做平均自由程，用λ表示
92
01n
(
U 236
92
)
29326U
U238和Th232的辐射俘获，对于核燃料的增殖和原子能的利 用有重大意义。
轻核（n, γ ）
1 1
H
01n12H
D n 3H
在辐射俘获反应中，原先稳定的原子核往往转变为放射性的原 子核，因此辐射俘获会产生放射性。
（n, α ）
A Z
X
01n
(
X A1 Z
共振吸收
对A>100的重核，通常在低能区和中能区就 有共振现象。 对于轻核，要到比较高的能区才能出现共振 现象。
共振现象及其物理解释
共振辐射俘获
当中子在质心系 的动能再加上中 子进入靶核后引 起的结合能的变 化正好与复合核 某一激发态的能 级相匹配的时候， 中子与原子核相 互作用的概率就 特别大。
反应堆考试概念总结
9..氙振荡：大型热中子反应堆中，局部区域内中子通量密度的变化会引起局部区域 135Xe 和局部区域中子 135 平衡关系的变化.反之，后者变化也将引起前者变化。这两者间的相互反馈作用就有可能使堆芯 Xe 的浓 度和热中子通量密度产生空间振荡现象 10.氙振荡的危害： ①局部温度升高；②材料温度应力。
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核所吸收，造成燃料块内部的热中子通量密 度比外层的要低，结果使燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子。即块外层燃料核对里层燃料核 起来屏蔽作用 A.热中子利用系数减少 B 逃脱共振俘获概率增加 C 快中子增殖效应增加 2.最佳栅格：在给定燃料富集度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极大值或临界 体积极小的栅格几何参数。
P反应堆 导致温度 和 keff ，这样反应堆功率继续下降直到停堆。
13.反应性系数：反应堆的反应性相对于反应堆的某一个参数的变化率称为该参数的反应性系数
第九章 核反应堆动力学
1.反应堆周期:反应堆中中子密度变化 e 倍所需要的时间称为反应堆时间常数，用 T 表示 l 或 1 称为反应堆的稳定周期或渐近周期。T 为负值，中子密度随时间衰减 T T keff 1 1 2.点堆模型：堆内各中子密度随时间变化涨落是同步的，堆内中子像堆芯没有线度尺寸一样，可以把它看 作是一个集总参数的系统来处理，所以这个模型称为点堆模型。 3.点堆模型主要限制：①不能描述与空间有关的动力学效应②只适用于反应堆临界能量大和扰动不大的问 题 4.瞬发临界条件 p=β 5.瞬发中子的份额虽然少，但它的缓发时间较长，但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。 所以缓发中子效应在研究反应堆的瞬态过程和反应堆控制时是不可忽略的。 反应堆的控制正是利用了缓发中子的作用才实现的。
核反应堆物理知识点总结
核反应堆物理知识点总结核反应堆的基本原理核反应堆是通过核裂变或核聚变反应释放能量，实现能量的控制和转换。
核反应堆中的燃料通常是放射性同位素，如铀、钚等。
在裂变反应中，这些放射性同位素被中子轰击后裂变成两个或更多的裂变产物，伴随着大量的能量释放；在聚变反应中，两个轻核子融合成一个重核子，同样伴随着释放大量的能量。
裂变反应的示意图如下所示，以铀-235为例：铀-235 + 中子→ 钒-141 + 锶-92 + 3中子 + 能量聚变反应的示意图如下所示，以氘与氚核聚变产生氦和中子为例：氘 + 氚→ 氦 + 中子 + 能量核反应堆的结构核反应堆通常由反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂、反应堆堆芯、反应堆容器等部件组成。
其中，反应堆压力容器是核反应堆的主要设备之一，用于容纳反应堆的燃料组件和控制棒，同时提供辐射屏蔽和冷却外壳。
燃料组件是反应堆的核心部件，包含了核燃料和结构材料，用于裂变或聚变反应产生能量。
控制棒是用来调节核反应堆功率的设备，通常由吸中子材料组成，可以调整中子通量，控制核裂变反应的速率。
冷却剂则是用来带走反应堆核心区的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理主要包括裂变链式反应、控制反应堆功率、调节中子通量、冷却反应堆核心等几个方面。
首先，核反应堆的工作是通过裂变链式反应来释放能量的。
在核反应堆中，加速中子被注入燃料组件，引发铀或钚等放射性同位素的核裂变，并释放更多的中子，在一连串的核裂变中，释放出巨大的能量。
其次，为了控制核反应堆的功率，需要调节中子通量。
一般情况下，核反应堆的功率是通过控制棒来调节的，控制棒的进出深度会影响中子的散射，从而调节核反应堆的功率。
最后，为了防止核反应堆过热，需要冷却反应堆核心。
核反应堆中通过冷却系统可以带走核反应堆核心的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的安全控制核反应堆的安全控制是核能工程的重要一环，主要包括核反应堆冷却系统设计、核反应堆辐射屏蔽设计、控制系统设计等。
核反应堆热工分析复习
(1 x)Wt vl Vl 1 (1 x) vl (2)(3) (1)有： 1 S xWt v g x vg Vg 1 1 v (1 ຫໍສະໝຸດ x) l S v x g
12、在一垂直的均匀受热的圆管中，过冷水由进口向上流动，在出口处处于过热状态，叙述 水在圆管中流动时所经历的两相流的流型，并简要介绍他们的特点。 答： 单相液体->泡状流->弹状流->环状流->具有夹带的环状流->滴状流->单相蒸汽。 具 体特点见名词解释部分。
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 对温度 t 的积分
t dt 作为一个整体看待，称之为积分热导率。
u
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（ t sat t w t s ）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，
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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 •材料加工性能 •材料机械性能 •材料抗辐照性能只有很少材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
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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。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
8、快中子增殖堆：堆内不需慢化剂。
利用快中子增殖堆可利用热中子反应堆积压下来的大量低品位铀矿。
钠冷快堆（LMFBR）：池式和回路式两种。
气冷快中子增殖堆（GCFR）9、下一代核电厂的要求：（1）电厂的安全必须与人的操作错误无关，（2）在任何情况下，电厂不会泄露出威胁人类和环境的放射性物质，（3）电场的可靠性只能建立在单纯的自然规律之上，而不依赖复杂的工程设计，（4）当故障发生时，电厂必须能够自动停堆，（5）即使丧失冷却剂，反应堆堆芯也绝对不会熔化，（5）反应堆必须对化学爆炸和着火不敏感。
10、动力反应堆的发展趋势：（1）结合电网容量大小，发达国家继续发展大容量核电机组，以降低比投资。
电网容量较小的国家或地区采用中小机组为宜。
（2）对非能动的安全性给予极大重视。
（3）简化设备和系统，提高标准化、模块化程度，缩短建造周期。
（4）改善燃料循环，提高资源利用率，加强废物管理。
11、压水堆电厂运行及事故工况分类：（1）工况Ⅰ—正常运行，是指在启动、调试、功率运行、换料、维护或检修过程中所预计到的经常性或定期出现的工况。
工况Ⅰ事件引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的阈值。
（2）工况Ⅱ—中等频率事故，是指电厂在每年内都可能发生的预计运行事件或一般事故。
在工况Ⅱ下最多要求反应堆停堆，但采取校正措施后，即能恢复运行。
（3）工况Ⅲ—稀有事故，是指在核电厂规定寿期内可能会出现的频率很低的事故。
（4）工况Ⅳ—极限事故，是指在核电厂规定期限内预计不会发生的假象事故。
这类事故可能会放出大量放射性物质，它代表了设计的极限情况，使最严重的工况。
在此工况下，释放到周围环境的放射性裂变产物不应超过国家规定的剂量标准，不会对居民的健康和安全造成过度的危害。
12、设计步骤：选型→方案设计→初步设计→技术设计→施工设计。
第二章反应堆材料1、对核燃料的要求：（1）热导率高（2）抗辐照能力强，以达到高的燃耗（3）燃料的化学稳定性好。
燃料对冷却剂有抗腐蚀能力。
（4）熔点高，且在低于熔点时不发生有害的相变。
（5）机械性能好，易于加工。
2、固体核燃料分类：金属型燃料、陶瓷型燃料和弥散型燃料。
（1）陶瓷型燃料：优点：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照下尺寸变化很小，因此能达到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。
缺点：导热性能差（代表：二氧化铀，碳化铀及氮化铀等）（2）弥散型燃料：优点：具有高的强度，导热性好，耐冷却剂腐蚀，可承受比合金燃料更高的燃耗。
缺点：必须采用富集铀。
3、对慢化剂的要求：（1）中子吸收截面小，质量数低，散射截面大（2）热稳定性及辐射稳定性好（3）传热性能好（4）密度高（5）价廉易得。
常用固体慢化剂：石墨、铍及氧化铍等；液体慢化剂为普通水和重水。
4、对冷却剂性能的要求与反应堆类型有关，通常具有以下特性：（1）中子吸收和感生放射性小（2）高的沸点和低的熔点（3）高的比热，唧送功率低（4）热导率大（5）有良好的热和辐照稳定性（6）和系统其他材料相容性好（7）价格便宜。
常用的液态冷却剂：轻水、重水及液态金属—钠或纳钾合金等。
气态冷却剂有：氦、二氧化碳等。
5、对结构材料的要求随反应堆型式和反应堆内的具体用途而变化。
常用的结构材料有：（1）铝、镁及它们的合金（2）锆在高温下，锆易与水或蒸汽发生锆水反应产生氢脆现象。
锆水反应生成氢气，当锆中含氢量超过溶解度时，即以氢化锆形式在晶界或晶面上析出，使锆的脆性增加，即氢脆现象。
（3）不锈钢（4）镍基合金（价格较贵）（5）碳钢（6）混凝土6、对控制材料的要求：有效地吸收多余中子，抗腐蚀，化学和尺寸稳定性好；足够的机械强度；良好的热导性；价廉易得；容易加工。
常用的控制材料：铪、镉、银—铟—镉、硼及稀有元素等。
第三章反应堆物理1、反应堆物理设计准则：（1）在满功率时，核功率峰因子和焓升核热通道因子不得超过预先规定的设计限值。
（2）在热态零功率和功率运行中，慢化剂温度下属和燃料温度（多普勒）系数应该是负值。
（3）反应性控制能在任何运行包括最大价值的一格控制棒组件卡于全提升位置（卡棒准则）工况下保证安全停堆。
（4）装备足够的燃料以保证燃料循环卸料比燃耗达到预定值，而燃料的最大比燃耗不超过设计限值。
（5）为使燃料元件及一回路系统部件的承压件不受破坏，由各种因素（如控制棒）所引入的最大反应性速率不超过规定的限值。
（6）堆芯对于总功率输出具有固有的稳定性；在恒定功率输出情况下，堆芯如果发生空间氙振荡，应易于探测并有效地抑制。
2、影响功率分布的因素：（1）反射层。
堆芯周围布置反射层展平了堆芯的中子注量率分布，堆芯的功率分布也趋于均匀。
（2）燃料装载及燃耗。
通常采用燃料富集度非均一装载方式。
（3）控制棒。
控制棒布置合理，可展平径向中子注量率的分布。
插入控制棒对轴向功率分布会带来不利影响。
（4）结构材料和水隙。
（5）温度场。
水的局部密度降低使慢化能力减小。
（6）燃料元件的自屏效应。
总之，堆芯功率分布十岁燃料装载、燃耗、控制棒布置及温度反馈效应等而变化的。
而且由于在堆芯燃料循环寿期内燃料的消耗和新核素的产生，堆芯的功率分布不仅随空间而且还随时间而变化。
3、热流密度核热点因子（核功率峰因子）=堆芯最大局部功率密度/堆芯平均功率密度。
4、焓升核热通道因子=堆芯最大燃料棒功率/堆芯平均燃料棒功率=热通道冷却剂焓升/平均通道冷却剂焓升。
5、燃耗：表示反应堆所装载的核燃料再运行过程中由于裂变而造成的消耗，通常以单位燃料装载质量所发出的能力（MWd/t）作为燃耗的度量，成为比燃耗。
6、裂变产物的中毒：随着反应堆的运行，裂变产物不断积累，有的裂变产物有很大的中子吸收截面，会使中子的有害吸收增加，使有效增殖系数keff明显地下降。
裂变产物对反应性的影响称为中毒效应。
由图3.23 可知，当反应堆启动30～40h，氙-135的产生率和消失率基本相同，浓度达平衡值。
这时的中毒成为平衡中毒。
若反应堆在高功率情况下运行一段时候见突然停堆，则中子注量率就立刻下降到零，在高功率运行时氙-135主要依靠吸收中子而消失，停堆后氙-135依靠吸收中子而消失的条件已不存在，只能通过自身衰变而消失。
另一方面碘-135衰变成氙-135有一段滞后时间，即停堆后碘-135仍不断衰变而产生氙-135。
因此堆内氙-135浓度增大，直到停堆后10h左右达最大值。
这时，碘-135已经衰变得差不多了，因而氙-135就以9.2h的半衰期进行衰变使其浓度减小，大约经过50～70h才基本衰变完。
在反应堆突然停堆后氙毒积累的这段时间内，由于氙浓度增加而反应性下降。
当氙毒积累达到最大值时，使反应堆的反应性达最低值，这种现象称为“碘坑”在“碘坑”期间内应尽量避免反应堆的重新启动。
7、反应性系数（1）反应性温度系数具有负温度系数的反应堆具有内在的稳定性。
1）燃料温度系数。
燃料温度变化时，由于多普勒温度展宽的变化，使得中子逃脱共振吸收概率变化。
当温度升高时，由于多普勒效应，共振吸收增加，逃脱共振吸收概率减小。
燃料温度系数是负的。
燃料温度系数值的大小与燃料成分有关，因此随燃耗而变化。
2）慢化剂温度系数在液体作慢化剂和冷却剂的轻水堆中，慢化剂温度上升则密度下降，单位体积内原子核数目减少，慢化能力降低，使逃脱共振几率减小，导致负的慢化剂温度系数。
同时，由于慢化剂密度减小，扩散长度和中子年龄都增大，引起中子泄露增加，也是keff减小。
虽然慢化剂密度减小，会使热中子利用系数略有增加，但这一贡献与以上两项比较起来要小。
综上所述，漫画集温度系数是负的。
轻水堆中，慢化剂温度系数一般要比燃料温度系数约大一个量级。
必须使初始热态硼浓度限制在一定水平以下，才能保证运行温度下慢化剂温度系数保持负值。
3）反应性空泡系数4）反应性功率系数5）反应性压力系数。
8、反应性控制（1）反应性控制的任务：1）启动、停堆、改变功率；2）补偿过剩反应性；3）维持功率水平；4）保证反应堆安全（2）反应堆控制方法及方式：方法：改变keff方式：1）改变核燃料含量；2）改变中子慢化性能；3）改变中子泄露损失；4）改变堆内中子吸收（包括：控制棒、化学补偿及固体可燃毒物）第五章堆内热量的产生与输送1、两相流的流型和形式流型与系统的压力、流量、含汽量、壁面的热流量以及通道的几何形状和流动方位有关。
在垂直向上流动的加热通道中，一般可以分为以下四种流型。
（1）泡状流：液相是连续相，汽相以小汽泡的形式弥散在液相中。
其特点是汽泡的直径比通道的直径小得多，不切断通道截面。
这种流型一般发生在欠热沸腾区和饱和沸腾低含汽量区。
（2）塞状流：通道中汽泡更多，小汽泡合并成大汽泡，使汽泡直径接近通道直径。