反應堆工概論整理

1、第一章 反應堆簡介1. 反應堆概念 核反應堆是利用易裂變物質使之發(fā)生可控自持鏈式裂變反應的一種裝置。2. 反應堆的用途 生產堆：專門用于生產易裂變或聚變物質的反應堆實驗堆：主要用于實驗研究動力堆：用于動力或直接發(fā)電的反應堆3. 反應堆種類 按慢化劑和冷卻劑可分為：輕水堆、重水堆、石墨氣冷堆和鈉冷快堆等其中，動力堆的類型有壓水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、氣冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章 核物理基礎1. 原子與原子核 92種天然元素和12種人工元素；原子核由質子和中子組成（H除外），質子和中子通稱為核子，核子數(shù)即稱質量數(shù)2. 原子核的組成及屬性(

2、電、質量、尺寸) 原子核帶正電，半徑為，其中質子帶正電，質量為1u，中子不帶電，質量為1u3. 同位素及核素的表示符號 同位素是指質子數(shù)相同而中子數(shù)不同的元素，其化學性質相同，在元素周期表中占同一個位置，豐度。例P有7種同位素，但每一種P均為一種核素。核素的表示。4. 原子核的能級狀態(tài)，激發(fā)態(tài) 原子核內部的能量是量子化的，即非連續(xù)，可分為基態(tài)和激發(fā)態(tài)，激發(fā)態(tài)能級不穩(wěn)定，易發(fā)生躍遷釋放能量5. 原子核的穩(wěn)定性，衰變與衰變規(guī)律 一般而言，質子數(shù)和中子數(shù)大致相等時原子核是穩(wěn)定的，而質子數(shù)與中子數(shù)差別很大時則原子核不穩(wěn)定。衰變：原子核自發(fā)地放射出和等粒子而發(fā)生的轉變，常見的有衰變、衰變、衰變等。對單個

3、原子核而言，衰變是不確定的；對大量同類原子核而言，衰變是按指數(shù)規(guī)律進行的，即6. Alpha、Beta、Gamma衰變Alpha衰變是指衰變過程中釋放出粒子（He核，兩個中子和兩個質子組成）Beta衰變是指衰變過程中原子核釋放出電子（正/負），內部一質子變?yōu)橹凶覩amma衰變是原子核從較高的激發(fā)態(tài)躍遷到較低的激發(fā)態(tài)或基態(tài)，釋放出射線7. 衰變常數(shù)、半衰期、平均壽命 一個原子核在某一小段時間間隔內發(fā)生衰變的幾率即為衰變常數(shù)，其反應的是原子核本身特性，與外界條件無關。原子核衰變一半所需的平均時間稱為半衰期，。平均壽命是指核數(shù)降為原來1/e所需的時間，8. 放射性活度及其單位 放射性活度：一定量放射

4、性物質（核素）單位時間內發(fā)生的核衰變數(shù)國際單位是貝克勒爾Bq，專用單位為居里Ci；9. 原子核內核子間的作用力 原子核內核子間的作用力（核力）是短程力，與電荷無關，具有飽和性，且與核子的自旋態(tài)有關10. 結合能與比結合能 自由核子組成原子核所釋放的能量稱為原子核的結合能，原子核平均每個核子的結合能稱為比結合能11. 質量虧損 原子核質量與各單個核子質量和的差值即稱為質量虧損,即為結合能12. 裂變能與聚變能 重核裂變?yōu)槿舾芍械群怂尫诺哪芰考礊榱炎兡?；輕核結合成一個核過程中所釋放的能量即為聚變能13. 彈性散射 彈性散射：中子與靶核碰撞過程中，動能、動量守恒，靶核的能級狀態(tài)沒有改變的反應。碰撞

5、后，中子的運動方向和能量都有所改變，中子從快中子到熱中子的過程主要是依靠與輕核的彈性散射以損失能量實現(xiàn)14. 非彈性散射 非彈性散射：類似于彈性散射，但是靶核的能級狀態(tài)有所升高。常伴隨靶核的衰變，高能中子與重核的散射反應主要是非彈性散射15. 輻射俘獲 中子輻射俘獲：中子撞擊靶核并被靶核吸收/俘獲。其用途主要有：實現(xiàn)反應堆的控制；實現(xiàn)不裂變材料的轉化與增殖16. 裂變反應，裂變臨界能 裂變反應：中子撞擊靶核，被靶核所吸收/俘獲之后，靶核變成了兩個碎片（其他物質的原子核），同時釋放出23個中子和能量（結合能）自然界中存在的物質只有與中子作用可發(fā)生裂變反應；易裂變核素，可裂變核素17. 復合核模型

6、 熱中子反應堆內發(fā)生的核反應基本上都可以用復核模型來解釋：入射粒子與靶核形成一個復核，且該復核處于激發(fā)態(tài)，之后復核衰變形成新核并放出其他粒子，其過程可以表示為：18. 裂變產物 裂變產物有多種，由裂變產物的產額曲線可以看出，質量數(shù)在95和139附近的兩種碎片的產額最大，而碎片質量相等時的概率很低，約0.01% 19. 剩余發(fā)熱 裂變產物在穩(wěn)定之前都伴隨、衰變，釋放裂變熱，這也就使得衰變熱成為反應堆安全需要解決的問題。20. 裂變能 每次裂變釋放的能量約為200210MeV，其中裂變碎片動能占約85%，其他15%則是通過各種射線載帶的21. 微觀截面與宏觀截面 微觀截面表示靶層中一個靶核與束內一

7、個中子發(fā)生某類反應的幾率，單位靶（b）,；宏觀截面表示靶層內所有靶核與束內中子發(fā)生某類反應的幾率，也可表示為在介質內的單位程長上中子與靶核發(fā)生某類反應的幾率。22. 瞬發(fā)中子與緩發(fā)中子 絕大部分中子是伴隨著裂變而瞬時釋放的，稱為瞬發(fā)中子；很少一部分中子是裂變后延時釋放出來的，稱為緩發(fā)中子，緩發(fā)中子雖份額不到1%，卻是反應堆實現(xiàn)可控的關鍵23. 裂變中子的數(shù)量與能量 每次裂變平均釋放23個中子，平均能量為2MeV；24. 轉化比與增殖比 堆內消耗一個易裂變原子所產生的平均易裂變原子數(shù)稱為轉化比C；若C>1，則堆內產生的易裂變物質原子要比消耗的多，此時的C稱為增殖比。第三章 中子的擴散、慢化

8、與臨界理論1. 快中子、熱中子、中能中子 快中子能量約為；熱中子能量約為0.025eV，是因其運動與分子熱運動平衡，故得名中能中子能量約為2. 中子的慢化與熱化中子的慢化：通過與其他原子核相互作用而使裂變釋放的快中子損失能量，變?yōu)闊嶂凶印Ｖ凶拥穆饕揽恐凶优c輕核物質之間的彈性散射實現(xiàn)熱化：當中子7運動速度與靶核相當時，中子與靶核的碰撞可能獲得能量，即為“熱化”3. 快中子堆、熱中子堆 利用快中子實現(xiàn)核裂變的堆型稱為快中子堆利用熱中子實現(xiàn)核裂變的堆型稱為熱中子堆（未找到確切定義）4. 反應堆臨界，臨界質量，臨界尺寸 反應堆臨界：當有效倍增因子=1時，裂變中子數(shù)保持動態(tài)平衡，這時能夠實現(xiàn)連續(xù)穩(wěn)

9、定的核裂變鏈式反應，此時的反應堆稱為處于臨界狀態(tài)；臨界質量：在一定的材料組成和幾何布置下，系統(tǒng)達到臨界所需裂變物質的最小質量；臨界尺寸：在一定的材料組成和幾何布置下，系統(tǒng)達到臨界所需裂變物質的最小堆型尺寸。5. 反應堆四因子、六因子公式 四因子公式：，此公式假定反應堆無限大六因子公式：，其中：快中子裂變因子 p:逃脫共振吸收幾率 f:熱中子利用系數(shù) ：熱中子裂變因子 ：快中子不泄漏幾率 ：熱中子不泄漏幾率 ：有效倍增因子 ：無限倍增因子6. 中子密度與中子通量 中子通量：單位時間內穿過單位面積的中子數(shù)，或中子在單位時間、單位體積內所穿行的距離 7. 中子發(fā)生彈性散射后的能量損失與能量分布 經過

10、一次碰撞后，中子的能量在E和E之間，其能量分布概率密度函數(shù)為8. 勒 勒，其目的是為解決中子慢化能量變化尺度很大（約8個量級）的問題。則碰撞后的能量損失對應的是勒的增加9. 平均勒增量，慢化能力與慢化比 平均勒增量：一次碰撞后的平均勒增量；慢化能力：，其中為宏觀散射截面慢化比：，其中為宏觀吸收截面補充：1、反應堆的大小與慢化能力的關系？慢化劑的慢化能力強時，反應堆的尺寸就小，故壓水堆尺寸比高溫氣冷堆小2、反應堆核燃料的加濃度（濃縮度）與慢化比的關系？慢化比大的反應堆，加濃度可以較小，故重水堆一般用貧鈾，不用濃縮鈾。10. 中子流密度與斐克定律 中子密度在空間的密度差使中子產生定向流動，該流動的

11、大小與中子密度函數(shù)的成正比：斐克定律: ,其中，表示中子擴散量，表示中子吸收量，S表示源強中子產生量11. 擴散系數(shù)，擴散長度 擴散系數(shù)：，成為擴散系數(shù)，具有長度的量綱擴散長度：（單群）12. 中子年齡 中子年齡：，又稱中子費米年齡，量綱是長度平方而不是時間，其與快中子慢化到熱中子所需平均時間成正比，為減小反應堆的總尺寸，需要選擇慢化長度或中子年齡較小的慢化物質13. 熱中子能譜，1/E譜，裂變譜，能譜的軟化與硬化熱中子堆中的中子能譜（中子數(shù)或中子通量隨能量的變化關系）由三部分組成，即裂變中子譜、慢化譜（1/E譜）、麥克斯韋譜（熱中子能譜）熱中子能譜近似服從麥克斯韋-玻爾茲曼分布，有硬化；裂變

12、中子能譜略，積分平均值為2MeV；1/E譜：在中子慢化占絕對主導地位的能量范圍內，中子通量隨能量的變化近似滿足1/E的規(guī)律能譜的硬化：慢化實際能譜要朝能量較高的方向偏移，即比介質原子核的能譜高原因：1、所有的中子都是從較高的能量慢化而來的，故能量較高區(qū)的中子數(shù)目相對較多 2、由于介質要吸收中子，則一部分中子尚未來得及同介質的原子（或分子）達到熱平衡就已被吸收，故使能量較高的中子相對較多能譜的軟化：低能粒子的數(shù)目相對于高能粒子的數(shù)目增加的過程，即低能粒子在粒子總數(shù)中的相對含量增加的過程。（網上釋義）14. 單群擴散理論與臨界條件 15. 反應堆材料曲率與幾何曲率 材料曲率B由反應堆材料的核特性決

13、定；幾何曲率Bg則由其幾何形狀決定；反應堆材料曲率和幾何曲率必須相等16. 雙群擴散理論與臨界條件，與六因子公式的關系 17. 反射層 利用某種散射中子的物質將堆芯包圍起來，從而將可能泄漏的中子部分地反射回堆芯中去，從而可以減少反應堆的臨界體積或減少燃料的裝載量。18. 反應堆非均勻化的效應 能夠實現(xiàn)反應性的控制，反應堆熱功率的均勻分布，提高系統(tǒng)的無限倍增系數(shù)（未找到確切答案）第四章 反應堆動態(tài)物理反應性變化與控制1. 反應性 與1的相對偏離定義為反應性：，其單位是元，當反應性的數(shù)值等于緩發(fā)中子的有效份額時，稱為一元。=0，臨界 >0，超臨界 <0，次臨界2. 反應性溫度系數(shù) 溫度

14、變化一個單位（K）時所帶來的反應性變化定義為反應性溫度系數(shù)，反應性溫度系數(shù)為負值時對反應堆安全有利3. 燃料溫度系數(shù), Doppler共振峰展寬 燃料溫度對反應性的影響主要是因為共振吸收的變化。溫度升高時共振峰值降低，但微觀截面曲線下覆蓋的面積保持不變，即出現(xiàn)所謂的共振峰展寬。溫度升高時，共振峰展寬，落入共振峰內的中子增加，俘獲吸收中子增加，降低了中子利用率，造成反應性的下降，稱為多普勒效應。4. 慢化劑溫度系數(shù), 1/V截面吸收體對慢化劑溫度系數(shù)的影響 慢化劑溫度變化時影響慢化劑的慢化能力，一般表現(xiàn)為慢化劑密度變化和中子溫度變化，使能譜變硬。對于熱中子反應堆而言，反應性降低，因為1、燃料的共

15、振吸收增加，2、裂變材料的裂變截面降低，3、中子泄漏幾率增加對1/V截面吸收體，能譜變硬時，吸收能力減弱，引起反應性增加，如果這種吸收作用在反應堆中占主導地位，則總的反應性溫度系數(shù)就是正的。5. 慢化比(水鈾比)曲線 水鈾比：單位體積內慢化劑與燃料的核密度比值，峰值點左側呈負反應性，右側呈正反應性6. 裂變產物中毒, 氙中毒(平衡氙中毒, 氙瞬態(tài)) 熱堆運行后堆內產生的某些裂變產物的中子吸收截面很大，對K有影響，長壽命的稱為“結渣”，短壽命的稱為“毒物”，結渣與毒物對反應性的影響稱中毒效應。平衡氙中毒：反應堆額定功率穩(wěn)定運行時，的核密度將逐漸增加，在一定時間后達到極大值且基本穩(wěn)定不變，此時稱為

16、平衡氙中毒 氙瞬態(tài)：功率階躍變化時，氙的原子密度有一個瞬態(tài)變化過程，從而造成了倍增因子的瞬態(tài)變化，典型的是“碘坑”現(xiàn)象。氙振蕩：氙密度隨反應堆功率之間在空間上存在正反饋機制的振蕩現(xiàn)象?！暗饪印爆F(xiàn)象解釋：，反應堆停堆后，氙不能通過吸收中子而反應消失，只能通過衰變，從而造成平衡氙中毒的破壞，又因為第一個反應的時間短于氙衰變半周期，從而造成氙的大量堆積，氙為毒物，中子吸收截面大，造成反應性降低至負反應性，出現(xiàn)“碘坑”。必須經過11h之后反應性可越過“碘坑”，此時方可再次啟動反應堆（熱啟動）。7. 燃耗與燃耗分析, 燃耗深度 反應堆的能譜、擴散和燃耗分析三大任務是相互耦合的。燃耗分析：核燃料原子密度變

17、化的分析稱為燃耗分析燃耗深度：裝進反應堆單位重量的重金屬在卸出堆芯時釋放的能量，單位：MWd/tU。影響燃耗深度的主要因素是燃料元件（包括燃料本身和包殼材料）本身耐輻照的性能。8. 反應堆壽期 燃耗消耗到一定程度后，即使控制棒全部從堆芯移出也無法使反應堆達到臨界，此時即為反應堆工作壽期重點。（未找到確切定義）9. 堆內燃料管理與通量展平 堆內燃料管理：為使堆內燃耗深度盡可能均勻，如不同濃度燃料分區(qū)裝載，里低外高；用硼酸或可燃毒物代替控制棒；優(yōu)化控制棒運行程序；優(yōu)化換料方案通量展平可采取措施：1、不同濃度燃料棒分區(qū)裝載，2、盡量減少控制棒的數(shù)量與擾動影響。10. 反應性控制與補償: 需要補償?shù)姆?/p>

18、應性及補償手段 反應堆運行以后溫度升高、產生毒物、燃料消耗等因素使得反應性下降，為此反應堆需要設計相應的后備反應性。反應堆控制手段要能夠控制這些后備反應性，使得反應堆運行時反應性為零，同時還要有調節(jié)功率和把反應堆帶到一定次臨界深度的能力。第五章中子動力學1. 代中子平均壽命, 瞬發(fā)臨界 代中子平均壽命為瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子的權重平均值，約為0.085秒瞬發(fā)臨界：只考慮瞬發(fā)中子的貢獻時，反應堆倍增系數(shù)就等于（1-）K，此時若（1-）K=1，則反應堆僅僅依靠瞬發(fā)中子就能達到臨界，即為瞬發(fā)臨界狀態(tài)，此時=。此時反應堆周期非常短，因此瞬發(fā)臨界狀態(tài)是非常危險的2. 考慮緩發(fā)中子貢獻的中子擴散方程 3. 點

19、堆動態(tài)方程及導出該方程的條件 點堆中子動力學方程解的定性討論如下：1、>0,1為正數(shù)，27為負數(shù)，中子密度按指數(shù)規(guī)律增加。2、0,中子密度不隨時間改變。3、<0,17均為負數(shù)，中子密度隨時間按指數(shù)規(guī)律衰減。4. 反應性階躍引入時點堆動態(tài)方程的解, 反應性方程 （情況復雜，此處從略）5. 反應堆穩(wěn)定周期 反應堆周期：t時刻反應堆內平均中子密度n變化e倍所需的時間即為該時刻反應堆的周期T。變化2倍所需時間稱為反應堆中子倍增周期。第六章 輻射防護與屏蔽1. 放射性活度及單位 放射性活度：一定量放射性物質（核素）單位時間內發(fā)生的核衰變數(shù)國際單位是貝克勒爾Bq，專用單位為居里Ci；2. 照射

20、量及單位, 照射量率 照射量X：在質量為dm的某體積元空氣中放出的全部電子完全被空氣阻止時，若所形成的同一種符號的離子總電荷的絕對值為dQ，則dQ/dm稱為該射線的照射量單位（SI）：庫/千克，C/kg，或X射線在1千克干燥的、標準狀態(tài)下的空氣中產生電離電荷為庫倫的正離子和等量負離子的照射量，稱為1庫/千克。專用單位是倫琴（R） 照射量率：單位時間內的照射量3. 吸收劑量及單位, 吸收劑量率 吸收劑量：設致電離輻射給予某物質質量元dm的平均能量為d，則稱Dd/ dm為吸收劑量。單位（SI）：戈瑞（Gy），每千克物質吸收輻射能量為1焦耳的吸收劑量為1戈瑞。專用單位為拉德（rad），1rad0.0

21、1Gy吸收劑量率：單位時間的吸收劑量4. 劑量當量及單位, 劑量當量率 劑量當量H定義為人體組織內所研究的點上D，Q和N的乘積，即H=DQN，式中D為吸收劑量，Q為品質因數(shù)，N為其他修正因素的乘積（一般定為1）國際單位為希沃特，記作Sv，1Sv=1J/kg專用單位是雷姆（rem），1rem=0.01J/kg=0.01Sv5. 輻射防護標準 輻射效應有隨機性效應和確定性效應（非隨機性效應）為限制隨機性效應，規(guī)定輻射工作人員的年有效劑量當量限值為50mSv（5年平均為20mSv），公眾成員的年有效劑量當量限值為1mSv。6. Gamma射線的屏蔽 射線的屏蔽：一般采用質量衰減系數(shù)較大的材料，如鉛等

22、7. 中子的屏蔽 中子的屏蔽：常用的材料為加有適量硼元素的含氫較多的材料如石蠟、水以及混凝土，再配合使用一些鐵、鉛等重元素。第七章核反應堆熱工1. 核燃料，包殼材料，冷卻劑，慢化劑 核燃料：裂變燃料：鈾235（自然界存在的唯一一種核燃料）鈾233、钚239；轉換燃料：釷232、鈾238 包殼材料：常用的有鋯-4合金、不銹鋼和鎳基合金冷卻劑：水：水作為冷卻劑和慢化劑主要應用于輕水堆；鈉：鈉作為冷卻劑主要應用于快中子堆；氦氣：氦氣作為冷卻劑主要應用于氣冷堆。慢化劑：可用的固體慢化劑有石墨、鈹、氧化鈹和氧化鋯；常用的液體慢化劑有水和重水2. 反應堆內的熱源 裂變能量以以下幾種形式釋放：裂變碎片的動能

23、，裂變中子的動能和結合能（俘獲射線能量）；裂變瞬發(fā)射線；裂變產物衰變的射線和射線能量以及中微子能量。3. 停堆后的釋熱 裂變產物在穩(wěn)定之前都伴隨、衰變，釋放裂變熱4. 功率密度, 體積釋熱率 體積釋熱率是單位時間、單位體積內釋放的熱能的度量，也稱為功率密度5. 燃料元件的線功率密度與表面熱通量 6. 反應堆中的熱量傳輸機制與過程 熱量傳輸機制：放熱、導熱、輸熱過程：堆芯核裂變釋放熱量，熱量在燃料元件內的徑向導熱，燃料芯塊與包殼之間的間隙熱傳導，燃料元件包殼表面到冷卻劑的傳熱，沿冷卻劑通道的輸熱過程7. 反應堆穩(wěn)態(tài)熱工分析的內容 傳熱分析和水力分析（未能找到確切答案）8. 描述導熱的傅里葉定律與

24、熱傳導方程 傅里葉定律：在單位時間內通過單位面積的熱量，正比于溫度的梯度，其方向與溫度梯度方向相反熱傳導方程：9. 積分熱導率 常將燃料熱導率Ku對溫度T的積分作為一個整體，即為積分熱導率10. 對流換熱, 對流換熱系數(shù)影響對流換熱系數(shù)的因素有：流體流動產生的原因，流體流動情況，流體有無相變發(fā)生，流體的物性，換熱面的幾何因素等 11. 壓水堆棒狀燃料元件及通道冷卻劑的軸向溫度分布 12. 沸騰工況, 泡核沸騰, 膜態(tài)沸騰, DNB, 臨界熱流量 沸騰按傳熱機理可以分為泡核沸騰、過渡沸騰和膜態(tài)沸騰泡核沸騰：開始時壁面溫度和飽和溫度之差較小，加熱面上只產生許多小汽泡，隨著加熱，這些汽泡的容積逐漸增

25、大，最后脫離加熱面而進入主流體中，新補充到加熱面上的液體又生成汽泡，循環(huán)往復，不斷將熱量從壁面?zhèn)鹘o液體，即稱泡核沸騰膜態(tài)沸騰：若壁面溫度和飽和溫度之差增大，使整個加熱面被一層穩(wěn)定的氣膜覆蓋，傳熱系數(shù)更小，這種傳熱稱為膜態(tài)沸騰。DNB：13. DNBR DNBR，偏離泡核沸騰比定義為：用合適公式計算得到某點的臨界熱流密度和該點的實際熱流密度的比值14. 水力學計算的主要目的與內容 目的：弄清楚與堆內冷卻流動劑有關的流體力學方面的問題內容：1、計算冷卻劑的流動壓降 2、定出堆的自然循環(huán)能力 3、分析系統(tǒng)內的流動穩(wěn)定性15. 單相流動壓降，汽水兩相流動壓降，自然循環(huán)，臨界流 單相流動壓降主要有：提升

26、壓降、加速壓降、摩擦壓降和局部壓降兩相流流型主要有泡狀流、彈狀流、環(huán)狀流和滴狀流自然循環(huán)：在閉合回路內依靠熱段（向上流）和冷段（向下流）中的流體密度差所產生的驅動壓頭來實現(xiàn)的流動循環(huán)。臨界流：當流體自系統(tǒng)中流出的速度不再受下游壓力下降的影響時，這種流動就稱為臨界流或阻塞流，對于單相流也稱聲速流16. 堆芯流量分配，流動不穩(wěn)定性 壓水堆中，冷卻劑流入堆芯時各通道的流量分配是不均勻的，原因有：1、 各通道的入口壓力不同2、 各通道截面的幾何形狀、大小可能不同3、 各燃料組件或同一燃料組件中各燃料元件的釋熱率不同，從而使各通道中冷卻劑溫度、密度也不相同。流動不穩(wěn)定性：在一個質量流速、壓降和空泡之間存

27、在著熱力-流體動力學聯(lián)系的兩相系統(tǒng)中，流體受到一個微小的擾動后所發(fā)生的流量漂移或者以某一頻率的恒定振幅或變振幅進行的流量振蕩。危害：1、流動振蕩會使部件產生有害的機械振動，而持續(xù)的流動振蕩會導致部件的疲勞損壞2、流動振蕩會干擾控制系統(tǒng)，在冷卻劑同時兼作慢化劑的反應堆中尤其嚴重3、流動振蕩會使系統(tǒng)內的傳熱性能變壞，使臨界熱流量大幅度下降，造成沸騰臨界過早出現(xiàn)17. 熱工設計總體參數(shù)的選取 18. 非均勻性問題, 熱管因子與熱點因子 熱管：積分功率輸出最大的冷卻劑通道熱點：燃料元件表面熱流量最大的點核熱點因子：考慮了核的和工程的各種不利因素后，熱點的熱流密度與堆芯平均熱流密度的比值。熱流量核熱點因

28、子熱管因子的引入是為了衡量各有關的熱工參數(shù)的最大值偏離平均值的程度。19. 堆芯熱工設計準則的主要方面 1、燃料芯塊內最高溫度應低于其相應燃耗下的熔化溫度（不熔化）2、燃料元件外表面不允許發(fā)生沸騰臨界（不沸騰）3、必須保證穩(wěn)態(tài)額定工況下，要求在計算的最大熱功率情況下，不允許發(fā)生流動不穩(wěn)定性（不穩(wěn)定）20. 單通道模型, 子通道模型 單通道模型：把所要計算的熱管看作是孤立的、封閉的，它在整個堆芯高度上與相鄰通道之間沒有冷卻劑的動量、質量和熱量的交換。子通道模型：認為相鄰通道是相互關聯(lián)的，沿著整個堆芯高度，相鄰通道的冷卻劑間發(fā)生著質量、動量和熱量交換。21. 反應堆瞬態(tài)熱工分析的內容 瞬態(tài)過程中反

29、應堆功率計算，瞬態(tài)工況的燃料元件溫度場計算，反應堆的安全問題，反應堆失流事故（未能找到確切答案）第八章核反應堆安全1. 放射性的來源 反應堆和一回路（未找到確切答案）2. 縱深防御，多重屏障 縱深防御：第一級安全性考慮：要求在核電站的設計、建造和運行中采用多種有效措施，把發(fā)生事故的幾率降到最小程度。要求：反應堆及動力裝置的設計必須包括內在的安全特性；系統(tǒng)對于損傷必須有最大的耐受性；設備必須有冗余度和可檢查性及運行前整個工作壽期內的可試驗性。冗余度：平行而獨立地采用兩個或兩個以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個失敗也不會影響正常運行。內容：反應堆需要負的瞬時溫度系數(shù)與空泡份額運行條件下性能確實穩(wěn)定的材

30、料，才允許作燃料、冷卻劑及與安全有關的結構物儀表控制系統(tǒng)必須滿足要求，有充分的冗余度建造與設備安裝，按工程實踐的最高標準，必須有質保部件的設計、安裝能夠連續(xù)或定期檢測，允許對它們進行定期試驗第二級安全考慮：要求核電站必須設置可靠的安全保護系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對人身與設備進行安全保護，防止或減少事故的危害。內容：反應堆有兩套獨立的停堆系統(tǒng)必須備有兩套獨立的電源。包括兩路分開的廠外電源、廠內事故電源以及能夠快速啟動且有一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機組。此外還應有為儀表供電的蓄電池直流電源第三級安全性考慮：要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護系統(tǒng)又同時失效時，必須有另外的專設安全設施投入動作。多重屏障

31、 第一重屏障：燃料芯塊，大約能留住98以上的放射性裂變產物第二重屏障：燃料元件包殼管用鋯合金制成的燃料元件包殼管，可以防止氣體裂變產物以及裂變碎片進一步外逸。對于高溫氣冷堆，燃料呈顆粒狀，每顆粒子都有熱介碳涂層包殼。第三重屏障：壓力容器與一回路管道組成的壓力邊界在絕大多數(shù)反應堆中，大部分放射性物質可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。第四重屏障：安全殼所有反應堆都需安全地包容在安全殼殼體之內，后者是防止放射性物質向外環(huán)境擴散的最后一道屏障。3. 反應堆技術的驗證 4. 安全分級與質保分級 核電廠運行工況分為4類：工況，正常運行和運行瞬變；工況，中等頻率事件，或稱預期運行事件；工況，稀有事故；工況，極限事

32、故5. 多樣性原則 多樣性原則：多樣性應用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。6. 冗余原則 對于反應堆中的關鍵部件須平行而獨立地采用兩個或兩個以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個失敗也不會影響正常運行。7. 故障安全原則 故障安全原則：核電廠安全極為重要的系統(tǒng)和部件的設計，應盡可能貫徹故障安全的原則。即核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)。8. 事故與事故分析, 外部事件 9. 專設安全設施 目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故時，堆芯發(fā)生熔化以及放射性物質向環(huán)境外逸擴散。主要包括：安全注射系統(tǒng)或稱應急堆芯冷卻系統(tǒng)；安全殼噴淋系統(tǒng)；安全殼隔離系統(tǒng)；其他系統(tǒng)：安全殼消氫系統(tǒng)；安全殼空氣凈化系統(tǒng)10. 主動安全與被動安全 固有安全性包括四種安全性要素：自然的安全性；非能動的安全性；能動的安全性；后備的安全性非能動的安全性：建立在慣性原理（如泵惰轉）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則等基礎上的非能動設備（無源設備）的安全性，即安全功能的實現(xiàn)毋需依賴外來的動力。能動的安