反應(yīng)堆工概論整理

1、Good luck核反應(yīng)堆工程概論概念整理12.28第一章 反應(yīng)堆簡(jiǎn)介1. 反應(yīng)堆概念 核反應(yīng)堆是利用易裂變物質(zhì)使之發(fā)生可控自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的一種裝置。2. 反應(yīng)堆的用途 生產(chǎn)堆：專門用于生產(chǎn)易裂變或聚變物質(zhì)的反應(yīng)堆實(shí)驗(yàn)堆：主要用于實(shí)驗(yàn)研究動(dòng)力堆：用于動(dòng)力或直接發(fā)電的反應(yīng)堆3. 反應(yīng)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(dòng)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(chǔ)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(zhì)子和中子組成（H除外），質(zhì)子和中子通

2、稱為核子，核子數(shù)即稱質(zhì)量數(shù)2. 原子核的組成及屬性(電、質(zhì)量、尺寸) 原子核帶正電，半徑為，其中質(zhì)子帶正電，質(zhì)量為1u，中子不帶電，質(zhì)量為1u3. 同位素及核素的表示符號(hào) 同位素是指質(zhì)子數(shù)相同而中子數(shù)不同的元素，其化學(xué)性質(zhì)相同，在元素周期表中占同一個(gè)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(jí)狀態(tài)，激發(fā)態(tài) 原子核內(nèi)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(jí)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(zhì)子數(shù)和中子數(shù)大致相等時(shí)原子核是穩(wěn)定的，而質(zhì)子數(shù)與中子數(shù)差別很大時(shí)則原子核不穩(wěn)定。衰變：原子核自發(fā)地放射出和等

3、粒子而發(fā)生的轉(zhuǎn)變，常見的有衰變、衰變、衰變等。對(duì)單個(gè)原子核而言，衰變是不確定的；對(duì)大量同類原子核而言，衰變是按指數(shù)規(guī)律進(jìn)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(gè)中子和兩個(gè)質(zhì)子組成）Beta衰變是指衰變過程中原子核釋放出電子（正/負(fù)），內(nèi)部一質(zhì)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(gè)原子核在某一小段時(shí)間間隔內(nèi)發(fā)生衰變的幾率即為衰變常數(shù)，其反應(yīng)的是原子核本身特性，與外界條件無關(guān)。原子核衰變一半所需的平均時(shí)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(shí)

4、間，8. 放射性活度及其單位 放射性活度：一定量放射性物質(zhì)（核素）單位時(shí)間內(nèi)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(nèi)核子間的作用力 原子核內(nèi)核子間的作用力（核力）是短程力，與電荷無關(guān)，具有飽和性，且與核子的自旋態(tài)有關(guān)10. 結(jié)合能與比結(jié)合能 自由核子組成原子核所釋放的能量稱為原子核的結(jié)合能，原子核平均每個(gè)核子的結(jié)合能稱為比結(jié)合能11. 質(zhì)量虧損 原子核質(zhì)量與各單個(gè)核子質(zhì)量和的差值即稱為質(zhì)量虧損,即為結(jié)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(jié)合成一個(gè)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

5、，動(dòng)能、動(dòng)量守恒，靶核的能級(jí)狀態(tài)沒有改變的反應(yīng)。碰撞后，中子的運(yùn)動(dòng)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(shí)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(jí)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(yīng)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(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的控制；實(shí)現(xiàn)不裂變材料的轉(zhuǎn)化與增殖16. 裂變反應(yīng)，裂變臨界能 裂變反應(yīng)：中子撞擊靶核，被靶核所吸收/俘獲之后，靶核變成了兩個(gè)碎片（其他物質(zhì)的原子核），同時(shí)釋放出23個(gè)中子和能量（結(jié)合能）自然界中存在的物質(zhì)只有與中子作用可發(fā)

6、生裂變反應(yīng)；易裂變核素，可裂變核素17. 復(fù)合核模型 熱中子反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生的核反應(yīng)基本上都可以用復(fù)核模型來解釋：入射粒子與靶核形成一個(gè)復(fù)核，且該復(fù)核處于激發(fā)態(tài)，之后復(fù)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(chǎn)物 裂變產(chǎn)物有多種，由裂變產(chǎn)物的產(chǎn)額曲線可以看出，質(zhì)量數(shù)在95和139附近的兩種碎片的產(chǎn)額最大，而碎片質(zhì)量相等時(shí)的概率很低，約0.01% 19. 剩余發(fā)熱 裂變產(chǎn)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(yīng)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(dòng)能占約85%，其他15%則是通過各種射線載帶的21. 微

7、觀截面與宏觀截面 微觀截面表示靶層中一個(gè)靶核與束內(nèi)一個(gè)中子發(fā)生某類反應(yīng)的幾率，單位靶（b）,；宏觀截面表示靶層內(nèi)所有靶核與束內(nèi)中子發(fā)生某類反應(yīng)的幾率，也可表示為在介質(zhì)內(nèi)的單位程長上中子與靶核發(fā)生某類反應(yīng)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(shí)釋放的，稱為瞬發(fā)中子；很少一部分中子是裂變后延時(shí)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(yīng)堆實(shí)現(xiàn)可控的關(guān)鍵23. 裂變中子的數(shù)量與能量 每次裂變平均釋放23個(gè)中子，平均能量為2MeV；24. 轉(zhuǎn)化比與增殖比 堆內(nèi)消耗一個(gè)易裂變?cè)铀a(chǎn)生的平均易裂變?cè)訑?shù)稱為轉(zhuǎn)化比C；若C1，則堆內(nèi)產(chǎn)生的易裂變物質(zhì)原子要比消耗的多，

8、此時(shí)的C稱為增殖比。第三章 中子的擴(kuò)散、慢化與臨界理論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(yùn)動(dòng)與分子熱運(yùn)動(dòng)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?。中子的慢化主要依靠中子與輕核物質(zhì)之間的彈性散射實(shí)現(xiàn)熱化：當(dāng)中子7運(yùn)動(dòng)速度與靶核相當(dāng)時(shí)，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(shí)現(xiàn)核裂變的堆型稱為快中子堆利用熱中子實(shí)現(xiàn)核裂變的堆型稱為熱中子堆（未找到確切定義）4. 反應(yīng)堆臨界，臨界質(zhì)量，臨界尺寸 反應(yīng)堆臨界：當(dāng)有效倍增因子=1時(shí)

9、，裂變中子數(shù)保持動(dòng)態(tài)平衡，這時(shí)能夠?qū)崿F(xiàn)連續(xù)穩(wěn)定的核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，此時(shí)的反應(yīng)堆稱為處于臨界狀態(tài)；臨界質(zhì)量：在一定的材料組成和幾何布置下，系統(tǒng)達(dá)到臨界所需裂變物質(zhì)的最小質(zhì)量；臨界尺寸：在一定的材料組成和幾何布置下，系統(tǒng)達(dá)到臨界所需裂變物質(zhì)的最小堆型尺寸。5. 反應(yīng)堆四因子、六因子公式 四因子公式：，此公式假定反應(yīng)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：?jiǎn)挝粫r(shí)間內(nèi)穿過單位面積的中子數(shù)，或中子在單位時(shí)間、單位體積內(nèi)所穿行的距離 7.

10、中子發(fā)生彈性散射后的能量損失與能量分布 經(jīng)過一次碰撞后，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(gè)量級(jí)）的問題。則碰撞后的能量損失對(duì)應(yīng)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(bǔ)充：1、反應(yīng)堆的大小與慢化能力的關(guān)系？慢化劑的慢化能力強(qiáng)時(shí)，反應(yīng)堆的尺寸就小，故壓水堆尺寸比高溫氣冷堆小2、反應(yīng)堆核燃料的加濃度（濃縮度）與慢化比的關(guān)系？慢化比大的反應(yīng)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

11、度在空間的密度差使中子產(chǎn)生定向流動(dòng)，該流動(dòng)的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(kuò)散量，表示中子吸收量，S表示源強(qiáng)中子產(chǎn)生量11. 擴(kuò)散系數(shù)，擴(kuò)散長度 擴(kuò)散系數(shù)：，成為擴(kuò)散系數(shù)，具有長度的量綱擴(kuò)散長度：（單群）12. 中子年齡 中子年齡：，又稱中子費(fèi)米年齡，量綱是長度平方而不是時(shí)間，其與快中子慢化到熱中子所需平均時(shí)間成正比，為減小反應(yīng)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(zhì)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(guān)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

12、近似服從麥克斯韋-玻爾茲曼分布，有硬化；裂變中子能譜略，積分平均值為2MeV；1/E譜：在中子慢化占絕對(duì)主導(dǎo)地位的能量范圍內(nèi)，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(shí)際能譜要朝能量較高的方向偏移，即比介質(zhì)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(duì)較多 2、由于介質(zhì)要吸收中子，則一部分中子尚未來得及同介質(zhì)的原子（或分子）達(dá)到熱平衡就已被吸收，故使能量較高的中子相對(duì)較多能譜的軟化：低能粒子的數(shù)目相對(duì)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(duì)含量增加的過程。（網(wǎng)上釋義）14. 單群擴(kuò)散理論與臨界條件 15. 反應(yīng)堆材料曲率

13、與幾何曲率 材料曲率B由反應(yīng)堆材料的核特性決定；幾何曲率Bg則由其幾何形狀決定；反應(yīng)堆材料曲率和幾何曲率必須相等16. 雙群擴(kuò)散理論與臨界條件，與六因子公式的關(guān)系 17. 反射層 利用某種散射中子的物質(zhì)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(yīng)堆的臨界體積或減少燃料的裝載量。18. 反應(yīng)堆非均勻化的效應(yīng) 能夠?qū)崿F(xiàn)反應(yīng)性的控制，反應(yīng)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(yīng)堆動(dòng)態(tài)物理反應(yīng)性變化與控制1. 反應(yīng)性 與1的相對(duì)偏離定義為反應(yīng)性：，其單位是元，當(dāng)反應(yīng)性的數(shù)值等于緩發(fā)中子的有效份額時(shí)，稱為一元。=0，臨界 0，超臨界 0,1為

14、正數(shù)，27為負(fù)數(shù)，中子密度按指數(shù)規(guī)律增加。2、0,中子密度不隨時(shí)間改變。3、0,17均為負(fù)數(shù)，中子密度隨時(shí)間按指數(shù)規(guī)律衰減。4. 反應(yīng)性階躍引入時(shí)點(diǎn)堆動(dòng)態(tài)方程的解, 反應(yīng)性方程 （情況復(fù)雜，此處從略）5. 反應(yīng)堆穩(wěn)定周期 反應(yīng)堆周期：t時(shí)刻反應(yīng)堆內(nèi)平均中子密度n變化e倍所需的時(shí)間即為該時(shí)刻反應(yīng)堆的周期T。變化2倍所需時(shí)間稱為反應(yīng)堆中子倍增周期。第六章 輻射防護(hù)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(zhì)（核素）單位時(shí)間內(nèi)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. 照射量及單位, 照射量率 照射量X：在質(zhì)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(shí)，若

15、所形成的同一種符號(hào)的離子總電荷的絕對(duì)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(biāo)準(zhǔn)狀態(tài)下的空氣中產(chǎn)生電離電荷為庫倫的正離子和等量負(fù)離子的照射量，稱為1庫/千克。專用單位是倫琴（R） 照射量率：?jiǎn)挝粫r(shí)間內(nèi)的照射量3. 吸收劑量及單位, 吸收劑量率 吸收劑量：設(shè)致電離輻射給予某物質(zhì)質(zhì)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(zhì)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），1rad0.01Gy吸收劑量率：?jiǎn)挝粫r(shí)間的吸收劑量4. 劑量當(dāng)量及單位, 劑量當(dāng)量率 劑量當(dāng)量H定義為人體組

16、織內(nèi)所研究的點(diǎn)上D，Q和N的乘積，即H=DQN，式中D為吸收劑量，Q為品質(zhì)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(hù)標(biāo)準(zhǔn) 輻射效應(yīng)有隨機(jī)性效應(yīng)和確定性效應(yīng)（非隨機(jī)性效應(yīng)）為限制隨機(jī)性效應(yīng)，規(guī)定輻射工作人員的年有效劑量當(dāng)量限值為50mSv（5年平均為20mSv），公眾成員的年有效劑量當(dāng)量限值為1mSv。6. Gamma射線的屏蔽 射線的屏蔽：一般采用質(zhì)量衰減系數(shù)較大的材料，如鉛等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，

17、再配合使用一些鐵、鉛等重元素。第七章核反應(yīng)堆熱工1. 核燃料，包殼材料，冷卻劑，慢化劑 核燃料：裂變?nèi)剂希衡?35（自然界存在的唯一一種核燃料）鈾233、钚239；轉(zhuǎn)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(yīng)用于輕水堆；鈉：鈉作為冷卻劑主要應(yīng)用于快中子堆；氦氣：氦氣作為冷卻劑主要應(yīng)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(yīng)堆內(nèi)的熱源 裂變能量以以下幾種形式釋放：裂變碎片的動(dòng)能，裂變中子的動(dòng)能和結(jié)合能（俘獲射線能量）；裂變瞬發(fā)射線；裂變產(chǎn)物衰變的射線和射線能量以及中微子

18、能量。3. 停堆后的釋熱 裂變產(chǎn)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(shí)間、單位體積內(nèi)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(yīng)堆中的熱量傳輸機(jī)制與過程 熱量傳輸機(jī)制：放熱、導(dǎo)熱、輸熱過程：堆芯核裂變釋放熱量，熱量在燃料元件內(nèi)的徑向?qū)幔剂闲緣K與包殼之間的間隙熱傳導(dǎo)，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(yīng)堆穩(wěn)態(tài)熱工分析的內(nèi)容 傳熱分析和水力分析（未能找到確切答案）8. 描述導(dǎo)熱的傅里葉定律與熱傳導(dǎo)方程 傅里葉定律：在單位時(shí)間內(nèi)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

19、相反熱傳導(dǎo)方程：9. 積分熱導(dǎo)率 常將燃料熱導(dǎo)率Ku對(duì)溫度T的積分作為一個(gè)整體，即為積分熱導(dǎo)率10. 對(duì)流換熱, 對(duì)流換熱系數(shù)影響對(duì)流換熱系數(shù)的因素有：流體流動(dòng)產(chǎn)生的原因，流體流動(dòng)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(jī)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(shí)壁面溫度和飽和溫度之差較小，加熱面上只產(chǎn)生許多小汽泡，隨著加熱，這些汽泡的容積逐漸增大，最后脫離加熱面而進(jìn)入主流體中，新補(bǔ)充到加熱面上的液體又生成汽泡，循環(huán)往復(fù)，不斷將熱量從壁面

20、傳給液體，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(gè)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(jì)算得到某點(diǎn)的臨界熱流密度和該點(diǎn)的實(shí)際熱流密度的比值14. 水力學(xué)計(jì)算的主要目的與內(nèi)容 目的：弄清楚與堆內(nèi)冷卻流動(dòng)劑有關(guān)的流體力學(xué)方面的問題內(nèi)容：1、計(jì)算冷卻劑的流動(dòng)壓降 2、定出堆的自然循環(huán)能力 3、分析系統(tǒng)內(nèi)的流動(dòng)穩(wěn)定性15. 單相流動(dòng)壓降，汽水兩相流動(dòng)壓降，自然循環(huán)，臨界流 單相流動(dòng)壓降主要有：提升壓降、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

21、合回路內(nèi)依靠熱段（向上流）和冷段（向下流）中的流體密度差所產(chǎn)生的驅(qū)動(dòng)壓頭來實(shí)現(xiàn)的流動(dòng)循環(huán)。臨界流：當(dāng)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(shí)，這種流動(dòng)就稱為臨界流或阻塞流，對(duì)于單相流也稱聲速流16. 堆芯流量分配，流動(dòng)不穩(wěn)定性 壓水堆中，冷卻劑流入堆芯時(shí)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(dòng)不穩(wěn)定性：在一個(gè)質(zhì)量流速、壓降和空泡之間存在著熱力-流體動(dòng)力學(xué)聯(lián)系的兩相系統(tǒng)中，流體受到一個(gè)微小的擾動(dòng)后所發(fā)生的流量漂移或者以某一頻率的

22、恒定振幅或變振幅進(jìn)行的流量振蕩。危害：1、流動(dòng)振蕩會(huì)使部件產(chǎn)生有害的機(jī)械振動(dòng)，而持續(xù)的流動(dòng)振蕩會(huì)導(dǎo)致部件的疲勞損壞2、流動(dòng)振蕩會(huì)干擾控制系統(tǒng)，在冷卻劑同時(shí)兼作慢化劑的反應(yīng)堆中尤其嚴(yán)重3、流動(dòng)振蕩會(huì)使系統(tǒng)內(nèi)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(shè)計(jì)總體參數(shù)的選取 18. 非均勻性問題, 熱管因子與熱點(diǎn)因子 熱管：積分功率輸出最大的冷卻劑通道熱點(diǎn)：燃料元件表面熱流量最大的點(diǎn)核熱點(diǎn)因子：考慮了核的和工程的各種不利因素后，熱點(diǎn)的熱流密度與堆芯平均熱流密度的比值。熱流量核熱點(diǎn)因子熱管因子的引入是為了衡量各有關(guān)的熱工參數(shù)的最大值偏離平均值的程度。19. 堆芯熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則的

23、主要方面 1、燃料芯塊內(nèi)最高溫度應(yīng)低于其相應(yīng)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(jì)算的最大熱功率情況下，不允許發(fā)生流動(dòng)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(jì)算的熱管看作是孤立的、封閉的，它在整個(gè)堆芯高度上與相鄰?fù)ǖ乐g沒有冷卻劑的動(dòng)量、質(zhì)量和熱量的交換。子通道模型：認(rèn)為相鄰?fù)ǖ朗窍嗷リP(guān)聯(lián)的，沿著整個(gè)堆芯高度，相鄰?fù)ǖ赖睦鋮s劑間發(fā)生著質(zhì)量、動(dòng)量和熱量交換。21. 反應(yīng)堆瞬態(tài)熱工分析的內(nèi)容 瞬態(tài)過程中反應(yīng)堆功率計(jì)算，瞬態(tài)工況的燃料元件溫度場(chǎng)計(jì)算，反應(yīng)堆的安全問題，反應(yīng)堆失流事故（未能找到確切答案

24、）第八章核反應(yīng)堆安全1. 放射性的來源 反應(yīng)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(jí)安全性考慮：要求在核電站的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)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(yīng)堆及動(dòng)力裝置的設(shè)計(jì)必須包括內(nèi)在的安全特性；系統(tǒng)對(duì)于損傷必須有最大的耐受性；設(shè)備必須有冗余度和可檢查性及運(yùn)行前整個(gè)工作壽期內(nèi)的可試驗(yàn)性。冗余度：平行而獨(dú)立地采用兩個(gè)或兩個(gè)以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個(gè)失敗也不會(huì)影響正常運(yùn)行。內(nèi)容：反應(yīng)堆需要負(fù)的瞬時(shí)溫度系數(shù)與空泡份額運(yùn)行條件下性能確實(shí)穩(wěn)定的材料，才允許作燃料、冷卻劑及與安全有關(guān)的結(jié)構(gòu)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(shè)備

25、安裝，按工程實(shí)踐的最高標(biāo)準(zhǔn)，必須有質(zhì)保部件的設(shè)計(jì)、安裝能夠連續(xù)或定期檢測(cè)，允許對(duì)它們進(jìn)行定期試驗(yàn)第二級(jí)安全考慮：要求核電站必須設(shè)置可靠的安全保護(hù)系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對(duì)人身與設(shè)備進(jìn)行安全保護(hù)，防止或減少事故的危害。內(nèi)容：反應(yīng)堆有兩套獨(dú)立的停堆系統(tǒng)必須備有兩套獨(dú)立的電源。包括兩路分開的廠外電源、廠內(nèi)事故電源以及能夠快速啟動(dòng)且有一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機(jī)組。此外還應(yīng)有為儀表供電的蓄電池直流電源第三級(jí)安全性考慮：要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護(hù)系統(tǒng)又同時(shí)失效時(shí)，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入動(dòng)作。多重屏障 第一重屏障：燃料芯塊，大約能留住98以上的放射性裂變產(chǎn)物第二重屏障：燃料元件包殼管用鋯合金制

26、成的燃料元件包殼管，可以防止氣體裂變產(chǎn)物以及裂變碎片進(jìn)一步外逸。對(duì)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(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)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(yīng)堆都需安全地包容在安全殼殼體之內(nèi)，后者是防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴(kuò)散的最后一道屏障。3. 反應(yīng)堆技術(shù)的驗(yàn)證 4. 安全分級(jí)與質(zhì)保分級(jí) 核電廠運(yùn)行工況分為4類：工況，正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變；工況，中等頻率事件，或稱預(yù)期運(yùn)行事件；工況，稀有事故；工況，極限事故5. 多樣性原則 多樣性原則：多樣性應(yīng)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

27、中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。6. 冗余原則 對(duì)于反應(yīng)堆中的關(guān)鍵部件須平行而獨(dú)立地采用兩個(gè)或兩個(gè)以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個(gè)失敗也不會(huì)影響正常運(yùn)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(shè)計(jì)，應(yīng)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(shí)，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。8. 事故與事故分析, 外部事件 9. 專設(shè)安全設(shè)施 目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故時(shí)，堆芯發(fā)生熔化以及放射性物質(zhì)向環(huán)境外逸擴(kuò)散。主要包括：安全注射系統(tǒng)或稱應(yīng)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(dòng)安全與被動(dòng)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(dòng)的安全性；能動(dòng)的安全性；后備的安全性非能動(dòng)的安全性：建立在慣性原理（如泵惰轉(zhuǎn)）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動(dòng)設(shè)備（無源設(shè)備）的安全性，即安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來的動(dòng)力。能動(dòng)的安全性：必須依靠能動(dòng)設(shè)備（有源設(shè)備），即需由外部條件加以保證的安全性。11. 概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)，堆芯溶化概率 評(píng)價(jià)核電廠安全性的方法：確定論評(píng)價(jià)法、概率安全評(píng)價(jià)12. 安全文化 核安全文化的定義：核安全文化是存在于單位和個(gè)人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視