核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析
Ch1:
1.1安全总目标与两个辅助目标
1.2安全设计的基本原则
1.3核安全文化的定义和含义
1.4不要求
Ch2：
2.1四种安全性因素
2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现
2.3专设安全设施的功能及设计原则
Ch3：不要求
Ch4：
4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图
4.2：看看吧
4.3：P66页的图看懂，反馈的作用
4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧
4.10：大体看看吧
Ch5：
5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点
5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程
5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区
Ch7：
单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧
答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。
1、安全的总的目标：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、社会及环境免遭放射性危害。
2、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出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，还确保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，甚至对于那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、核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。
4、安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事故；可能导致严重事故的事件序列。
5、纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护。
6、安全设计的基本原则：
核电厂安全设计的一般原则是：采用行之有效的工艺和通用的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责。
基本原则有：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）、多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）、独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）、故障安全原则（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）、定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。
7、运行安全管理：机组（反应堆等硬件）、运行班组（操纵员）、管理层（领导和职能部门）。
8、核安全文化：是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。3方面含义：它把安全文化和每个人的工作态度和思维习惯以及单位的工作作风联系在一起；找出抽象态度和思维的具体表现；安全文化要求必须正确履行所有安全重要职责，具有高度的警惕性、实时的见解、丰富的知识、准确无误的判断能力和高度的责任感。
第二章
9、反应堆安全的4种安全性要素：
自然地安全性（指反应堆内在的负反应性温度系数、燃料的多普勒效应和控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性）。
非能动的安全性（指建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上的非能动设备的安全性）。
能动的安全性（指必须依靠能动设备，即需要外部条件加以保证的安全性）。
后备的安全性（指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证）。
10、固有安全性：指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，只是由堆得自然的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。
11、反应堆的安全功能：
1）有效控制反应性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；紧急停堆控制、功率控制、补偿控制。
⑵、确保堆芯冷却：蒸汽发生器；余热排除系统；安全注射系统、安全喷淋系统；换料水池和乏燃料水池冷却净化系统；
⑶、包容放射性产物：
12、专设安全设施的功能：
发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止氢气在安全壳中浓集；向蒸汽发生器应急供水。
13、专设安全设施的设计原则：
设备必须高度可靠；系统要有多重性；系统必须各自独立；系统应能定期检查；系统必须备有可靠电源；系统必须具有充足的水源。
第四章
14、核电厂运行工况分类：
工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变，包括（核电厂的正常启动、停闭和稳态运行；带有允许偏差的极限运行；运行瞬变）；
工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件（指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程）；
工况Ⅲ——稀有事故（极少出现，频率约10-4~3x10-2次每堆年）；工况Ⅳ——极限事故（概率10--6~10-4）。
15、事故和事件分两类：没有流体流失的事故，主要指一般的瞬变，主要有：反应性引入事故、失流事故、失热阱事故等；以损失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故，如蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、失水事故等。
16、安全分析报告分析的典型始发事故：
二回路系统排热增加、二回路系统排热减少、反应堆冷却剂系统流量减少、反应性和功率分布异常、反应堆冷却剂装量增加、反应堆冷却剂装量减少、系统或设备的放射性释放、未能紧急停堆的预期瞬变。
17、反应性引入事故：指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生事故。
反应性引入机理：控制棒失控提升、控制棒弹出、硼失控稀释p66图
18、失流事故：如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故。
19、失流事故包括：流量部分丧失、流量完全丧失、主泵卡轴、主泵短轴。P77
20、热阱事故：由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。P81
21、蒸汽发生器传热管道破裂事故（SGTR）：指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂导致的事故。
22、导致sgtr发生的主要原因有传热管承受机械的和热的应力、二回路水引起的腐蚀、，特别是由于管板处的沉积物，使管板上方的管壁局部变薄及传热管发生裂纹和一回路水产生的腐蚀等。
23、事故后果：一回路水污染了二回路；有使短管蒸汽发生器和蒸汽管道充满水的风险；有堆芯冷却不足的风险。
24、蒸汽管道破裂：出了指蒸汽回路的一根管道出现实际的破裂所产生的事故外，还包括蒸汽回路上的一个阀门意外打开所导致的事故。
25、给水管道破裂事故：所有蒸汽发生器上游的任一给水管道破裂，从而导致给水流量的突然下降，然后至少有一个蒸汽发生器水室的水被排空的现象，均称为给水管道破裂事故。
26、事故后果：二回路给水丧失引起一回路冷却性能恶化，从而导致一回路能出现整体沸腾；稳压器安全阀开启引起一回路水流失，使得堆芯部分露出水面，从而有产生包壳破裂的危险；从破口流出的流体引起安全壳内温度和压力上升。
27、冷却剂丧失事故：指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。分大破口、中小破口、气腔小破口、蒸汽发生器传热管破裂等
28、大破口失水事故：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却。
29、未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）：指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。
第五章
30、核电厂严重事故：指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。分两类：堆芯熔化事故、堆芯解体事故。
31、堆芯熔化分高压熔堆和低压熔堆
低压熔堆：以快速卸压的大、中破口失水事故为先导
高压熔堆：以堆芯冷却不足为先导事件，主要是丧失二次热阱事件、小小破口失水事故也是其中之一。
与低压比，高压的特点：进展慢，有比较充裕的干预时间；湿环境，有水洗效果；堆芯熔融物分布区域更大，具更大潜在危险。
32、堆芯熔化过程：熔化的微滴和熔流开始向下流向完整的燃料棒；在燃料棒较冷部形成局部堵塞，熔坑形成并增大；一个小熔坑形成；熔坑径向和轴向增大。
33、蒸汽爆炸（压力容器）：当一种液体进入另一种液体，并且第一种液体的温度比第二种液体的沸腾温度高时，第二种液体作为第一种液体的冷却物可能发生快速蒸发。某些情况下，这种快速蒸发可能引发一种爆炸。
阶段：初始条件（熔化的燃料和冷却剂分开着）、阶段I（粗粒的混合物，慢的传热，无压力增加）、阶段II（触发过程，局部压力等来自冲撞或俘获）、阶段III（增强，压力波非常迅速地碎裂燃料，从细小碎片传热非常迅速）。
34、安全壳早期失效：指堆芯熔融物熔穿压力容器之前或者之后很短的时间内安全壳失效。主要原因：安全壳大气直接加热、蒸汽爆炸、氢气燃烧（堆芯金属物质氧化、熔化堆芯与混凝土相互作用产生氢气）、安全壳隔离失效。
35、安全壳晚期失效：在熔融堆芯熔穿压力容器后，仍然存在长期危及安全壳完整性的因素。因素有：晚期可燃性气体的燃烧、安全壳逐步超压以及地基熔穿。
36、严重事故管理内容：第一，采用一切可用的措施，防止堆芯熔化，称事故预防；第二，若堆芯开始熔化，采用各种手段，尽量减少放射性向厂外释放，称事故的缓解。
37、事故管理的基本任务依次是：预防堆芯损坏；中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主系统压力边界以内；在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长时间地维持安全壳的完整性；万一安全壳的完整性也不能确保，应尽量减少放射性向厂外释放。
38、事故缓解措施：防止高压熔堆；安全壳热量排出与减压；消氢措施、安全壳的最终保障。
39、核应急：要求立即采取行动的状态，以避免事故的发生或减轻事故的后果。
40、应急管理工作的方针：常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境。
41、应急计划区是指为了保证在事故时能迅速采取有效地行动保护公众，在核设施周围需要进行应急响应计划的区域。
42、应急状态4级：应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急。
西安交大核反应堆热工分析复习详细
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 κ对温度t 的积分()dt t u ?κ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（s w sat t t t -=?）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，
三种不同的控制用于核反应堆
比较三个现代控制器核功率调节范围宽反应堆 摘要: 核反应堆是非线性的，他们的参数随着时间变化对功率水平，燃料棒的燃烧，控制棒价值起作用。因此，这些特征在电厂工作制度里大功率变化中必须被考虑进去（比如负载下的情形）。本文中就三种不同控制器对大功率变化的核反应堆运行作出呈现和比较。首先是已经被用于设计和控制反应堆功率的鲁棒优化自校正调节器（ROSTR）【1】。然后是基于ROSTR响应作为模糊参考轨迹的自适应鲁棒最有控制器（FAROC）【2】被提了出来。最后是基于ROSTR响应的神经网络控制器（NNC）【3】被设计和模拟出来。然后关于三个控制器的调节速度和准确性性能做出了比较。 1 引言 核反应堆控制领域里已经有许多研究。爱德华兹（Edwards）等人应用改进的SFAC（以经典控制为辅助的状态反馈）的鲁棒特性来处理反应堆参数变化中的CS FC（常规状态反馈控制）【4】。纳玛斯旺（Ramaswamy）等人基于固定最优控制器【5】设计了模糊控制器。在最近的工作中Khajavi等人设计模拟了一个核反应堆鲁棒优化自校正调节器（ROSTR）【1】。基于已提出的调节后的动态非单点模糊逻辑系统【3】的自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）也被设计并且模拟出来。在反应堆宽广的运行区间里，自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）显示出良好的稳定性和性能。自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）和稳定优化自校正调节器（ROSTR）相比较也大大减少了计算时间。结果表明神经网络控制器（NNC）的反应非常接近参考反应，相比自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）其反应时间少了 1.52倍。第二部分是阐述和反应堆相关的控制方程。第三部分给出了ROSTR方法的简要回顾。第四部分是前面提到的FAROC的设计程序的描述。第五部分介绍了NNC的设计过程。第六部分给出了仿真结果。 2.核反应堆模型 拥有一个缓发中子组和两个热反馈机制（Edwards等，1990）【4】的五阶非线性模型，是设计一个用来控制核反应堆功率水平的模糊逻辑控制器的基础。用点堆模型动态方程描述反应堆中子。主要方程如下：
核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本
课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院 班级：实践核1101班 学号：1111440306 学生：佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩：
日期：2014 年 6 月19 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他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构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （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。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算；
核反应堆热工分析课设
目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)
一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距（栅距） 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05
若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下 表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体） 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向上的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计要求 1．设计时间为两周； 2．独立编制程序计算； 3．迭代误差为0.1%； 4．计算机绘图； 5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁； 6．设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： （1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前，压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200～2450℃之间。 （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。
核反应堆控制与保护考试大纲
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（★★★）
反应堆安全分析整理资料
核反应堆安全分析 英文缩写 ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆 APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆 AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂 ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构 AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵 ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams 安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会 ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆 BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故 BOL Beginning Of Life 寿期初 CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆 CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统 CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度
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。 【自调特性】指核电厂负荷变化时，反应堆靠自身内部温度反馈功能使其功率达到与负荷一致的水平，产生新的热平衡。 【功率分布】（1）径向功率分布：可以通过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、最佳控制棒分组和提插棒程序设计措施来展平，在运行中变化不大，并可以准确的预测（2）轴向功率分布：在运行中是变化的，慢化剂温度效应、可燃毒物反应、多普勒效应和功率水平效应、裂变产物效应控制棒组件移动和燃耗都会对轴向功率分布产生影响，是主要研究对象。 【控制棒】R、N黑体棒（反应性价值高）功率调节控制；G灰棒组（反应性价值低），功率分布控制。在模式G中，由负荷确定的功率设定值变化引起的堆芯反应性变化首先是通过功率补偿棒组G1，G2，N1和N2来调节反应性的，它所引起的轴向和径向功率分布扰动比黑体棒组小。功率补偿棒组在堆芯的位置是功率的函数，功率升高控制棒位置也提高。用核反应堆冷却剂温度的R棒组来实现反应性精确调整。在功率快速变化中，R棒组可以辅助功率补偿棒组控制，因为其反应性效果受到最大棒速限制。 【功率控制系统】（功率粗调）（1）主要功能：根据负荷需求控制功率补偿棒组的棒位，也称为功率补偿帮组控制系统。（2）最终目标：使功率补偿棒组的位置与功率水平相对应，对应关系就是有效标定曲线关系。（3）功率补偿棒控制系统是机组负荷的前馈（开环）控制 【平均温度控制系统】（功率细调）（1）主要功能：通过调节冷却剂平均温度实现反应堆功率与负荷精确匹配，也称R棒组控制系统。（2）冷却剂平均温度是机组负荷的反馈（闭环）控制。 【棒速程序控制单元】是一个非线性曲线，可以分为5个区域。（1）死区：为了避免Tav微笑的变化而引起控制棒频繁动作而造成严重的机械疲劳。（2）滞磁回环：为了清除控制棒驱动机构接通脱开时产生的振动。（3）最小棒速区：限制棒速（4）线性帮速区：棒速随温度偏差信号线性变化（5）最大棒速区：限制棒速 【硼浓度系统】作用：（1）减少了控制棒数量（2）改善了轴向功率分布（3）可增大核反应堆后备反应性，使堆寿期延长，燃耗增加（4）简化堆芯结构 【化学与容积控制系统功能】（1）容积控制：向反应堆堆芯补充水，在冷态时提供将反应堆冷却剂系统加压的高压水源，在热态时，保持稳压器中的液位。（2）化学控制：通过过滤除盐加入氢氧化钾以减少核反应堆冷却剂中腐蚀产物及裂变产物的浓度。（3）反应性控制：通过调整核反应堆冷却剂中的硼浓度以补偿燃
核反应堆物理分析名词解释及重要概念整理
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。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 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。 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大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 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Ω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。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
反应堆热工思考题
反应堆热工分析思考题（仅供参考） 第二章堆的热源及其分布 1．试述堆的热源的由来及其分布？ 答：堆的热源来自于核裂变过程种释放的能量；其分布与堆的类型，堆芯的形状，以及堆内燃料，控制棒，慢化剂，冷却剂，反射层等的布置有关，也与时间有关。裂变碎片的动能约占84%，还有裂变中子，裂变产物衰变的r射线，β射线能，过剩中子引起的非裂变反应加反应产物的衰变能。 2．影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例，简述他们各自对功率分布的影响。答：a）燃料；采用均匀装载方案，中心区域会出现一个高的功率峰值，降低平均燃耗。采用分区装载的方案，即最高富集度在最外区，最低富集度燃料在中心区，中等富集度燃料位于外区和中心区之间，这样有利与功率展平。 b) 控制棒；合理的布置控制棒能够使堆的径向功率得到展平，但是会给轴向功率分布带来不利影响。寿期末，由于控制棒的提出，并且堆芯顶部的燃耗较低，中子通量分布就向顶部歪斜。 c) 水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使该处的中子通量上升，因而水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率的不均匀程度。空泡的存在会使反应堆反应性下降，这种效应在事故工况下尤为显著，因而空泡的存在能减轻某些事故的严重性。 3．如何计算控制棒，慢化剂和机构材料种的释热率？ 答：A）控制棒；控制棒中的总的释热率是两项的总和，即吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α），或（n,γ）反应所产生的热量的全部或一部分。 B）慢化剂；慢化剂中的主要热量是裂变中子的慢化，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。 C）结构材料；热量来源几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ辐射。 4．核反应在停堆后为什么还要继续进行冷却？停堆后的热源主要由哪几部分组成，他们各自的特点和规律是怎样的？ 答：A）反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式反应虽然随即中止，但还是有热量不断的从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此必须采取一定的措施将这些热量到处，防止破坏燃料元件；B）这些热量一部分来源于燃料棒内储藏的显热，还有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。铀棒内的显热和剩余中子的衰变热大约在半分钟内传出，其后的冷却完全取决与衰变热。 5. 试以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前的百分数。大约在停堆后多久剩余裂变可以忽略，这时裂变功率占总功率份额是多少？ 答：衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。大约半分钟后，裂变热传出，这时裂变功率占总功率的0.747%（轻水堆）. 6. 如何计算停堆后的功率，以大亚湾核电站为例，试问仅通过自然循环能否带出剩余反应热功率？ 答：剩余裂变功率加衰变功率（裂变产物的衰变功率加中子俘获产物衰变之和）之和。7．压水堆换料时，从堆中取出的乏燃料元件一般如何处置，该乏燃料元件在运输途中是否需要冷却，为什么？ 一般将其防止在储存水池中长期冷却，使短寿命核素衰变。在运输过程中需要冷却，因为一些长寿期的核素依旧在衰变放热。 第三章堆的传热过程 1. 热量从堆内输出需要经过哪几个过程，他们的具体表达式是怎样的？
反应堆安全分析期末考试复习资料
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。在堆芯内最危险的燃料元 件上的点。 偏离泡核沸腾：冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流量qDNB与该点的实际热流量的比值 子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。 比放射性活度：单位质量或体积的放射性核素的放射性活度。 核燃料线功率密度：单位长度的核燃料棒所释放的功率。 热阱：接受反应堆排除余热的场所。 核应急：是需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。 应急计划：又称应急响应计划。在应急计划中规定核设施营运单位、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。
硕士 核反应堆热工分析
中国原子能科学研究院 核能科学与工程专业硕士（博士）研究生入学考试大纲 2010年12月修订 本课程以于平安等编著的高等学校教材《核反应堆热工分析》为参考书。下列内容均属考试范围，要求考生必须理解和掌握或运用其理论进行分析和计算问题。考题有填空、选择填空、判断、问答、推导、综合分析和具体计算等。 第一章绪论 1.2 压水堆：轻水既作冷却剂也作慢化剂，压力壳，燃料元件，燃料组件，安 全壳，一回路系统，稳压器等。 第二章堆芯材料的选择和热物性 2.1 核燃料：三种易裂变核素：铀－235、铀－233和钚－239，两种可转换核 素： 钍－232和铀－238，两类核燃料：固体燃料和液体燃料，对于固体燃料的选择要求，目前动力反应堆常使用的两种固体燃料是：UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体的燃料。 UO2陶瓷燃料的主要特性：UO2陶瓷燃料的熔点、密度、热导率和比定压热容。其中最主要的是UO2热导率随温度变化的规律。 2.2 包壳材料：选择包壳材料必须考虑的主要因素，两种主要的包壳材料：锆 合金和不锈钢，锆合金的热导率和比定压热容，现代压水堆为什么广泛选用锆合金作为包壳材料？ 2.3 冷却剂：选择合适的冷却剂需要考虑的主要因素，轻水的热物理性质，过 冷水的主要热物性取决于温度和压力，饱和水和饱和水蒸汽的热物性只取决于温度或者压力。 第三章反应堆的热源及稳态工况下的传热计算 3.1 反应堆的热源及其分布。 3.1.1 核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布：堆的热源及其分配，堆芯体积释 热率，整个堆芯热功率，反应堆总热功率，堆芯内释热率的分布（主要是有限圆柱体的均匀裸堆堆芯中子通量或释热率的分布规律）。 3.1.2 影响堆芯功率分布的因素：燃料布置，控制棒，水隙和空泡。 *3.1.3 燃料元件内的功率分布。
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析 Ch1: 1.1安全总目标与两个辅助目标 1.2安全设计的基本原则 1.3核安全文化的定义和含义 1.4不要求 Ch2： 2.1四种安全性因素 2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现 2.3专设安全设施的功能及设计原则 Ch3：不要求 Ch4： 4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图 4.2：看看吧 4.3：P66页的图看懂，反馈的作用 4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧 4.10：大体看看吧 Ch5： 5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点 5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程 5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区 Ch7： 单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧 答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。 安全的总的目标：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、社会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出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，还确保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，甚至对于那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。 核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。 安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事
核反应堆安全分析考试要点
一、安全的总目标：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。 辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出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，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护 纵深防御目的1：防止偏离正常运行及系统故障 2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。 5、减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果 三道屏障：1燃料元件包壳：2一回路压力边界3安全壳 安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（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）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。 四确保反应堆安全的四种安全性要素：(1) 自然的安全性。2非能动的安全性。 (3) 能动的安全性。。(4) 后备的安全性。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。四、反应堆安全设施有特定的安全功能：在所有情况下，正常运行或反应堆停闭状态1有效地控制反应性，2确保堆芯冷却，3包容放射性产物 五、专设安全设施的原因及功能 原因，当反应堆运行发生异常或事故工况下，仅仅依靠正常的控制保护系统仍不足以保障堆芯的冷却在压水堆核电厂中，一旦发生因冷却系统管道破裂的失水事故是及时反应堆紧急停闭也可以是燃料包壳烧毁，甚至熔化同时会危及安全壳的完整性。功能：1发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；2. 阻止放射性物质向大气释放3.阻止氢气在安全壳中浓集4向蒸汽发生器应急供水。
《核反应堆热工分析》复习资料大全
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 →239Pu 239Pu + 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n 238U + 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
《核反应堆热工分析》复习重点
重庆大学《核反应堆热工分析》期末复习要点 第二章堆的热源及其分布 1、裂变能的近似分配（16页） 2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响） 3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解） 4、停堆后的功率（25页） 5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页） 6、衰变功率的衰减（27页） 第三章堆的传热过程 1、导热的概念（30页） 2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1） 3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页） 4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页） 5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26） 6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页） 7、过渡沸腾传热的定义（41页） 8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点） 9、热静效应（51页） 10、燃料芯块的肿胀含义（52页） 11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页） 第四章堆内流体的流动过程及水力分析 1、单相流体的流动压降组成（87页——92页的黑体标题，共4点） 2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4） 3、Blausius关系式及使用范围（88页） 4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26） 5、多相流的定义（99页）
5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页） 6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页） 7、公式4-49的推导（103页） 8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页） 9、临界流的定义（123页） 10、单相流体的临界流（124页） 11、引起流动不稳定性的原因（133页） 12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页） 13、流量漂移的特点（134页） 14、水动力稳定性准则（136页公式4-176） 第五章 堆芯稳态热工分析 1、热工设计准则（144页——145页） 2、热管和热点的定义（154页） 3、热流密度核热点因子N q F 的计算式（155页公式5-26） 4、焓升热管因子N H F ?的计算式（155页） 5、降低热管因子和热点因子的途径（157页） 6、只有流动交混因子E H F ?的值小于1，其他都大于1（158页） 7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页） 8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页） 9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页） 10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页） 11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页） 第六章 堆芯瞬态热工分析 1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2） 2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页） 3、专设安全系统（220页，共3个）
核反应堆工程---复习参考题-资料讲解
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，控制困难。 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。 7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算？ 结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，ΔE=ΔmC2 定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比（ΔE/A） 8、什么是核反应截面，分哪几类，其物理意义是什么？ 如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度