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1213
10~10cm
--，
其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u
3. 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A
Z
X。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 t
N 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。
原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期，1/20.693T λ=
。
平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间，1/τλ=
8. 放射性活度及其单位
放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数
国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==?
9. 原子核内核子间的作用力
原子核内核子间的作用力（核力）是短程力，与电荷无关，具有饱和性，且与核子的自旋态有关
10. 结合能与比结合能
自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能，原子核平均每个核子的结合能称为比结合能
11. 质量亏损
原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ?,2E Mc ?=?即为结合能
12. 裂变能与聚变能
重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能；
轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能
13. 弹性散射
弹性散射：中子与靶核碰撞过程中，动能、动量守恒，靶核的能级状态没有改变的反
应。
碰撞后，中子的运动方向和能量都有所改变，中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现
14. 非弹性散射
非弹性散射：类似于弹性散射，但是靶核的能级状态有所升高。常伴随靶核的γ衰变，高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射
15. 辐射俘获
中子辐射俘获：中子撞击靶核并被靶核吸收/俘获。
其用途主要有：实现反应堆的控制；实现不裂变材料的转化与增殖
16. 裂变反应，裂变临界能
裂变反应：中子撞击靶核，被靶核所吸收/俘获之后，靶核变成了两个碎片（其他物质的原子核），同时释放出2—3个中子和能量（结合能）
自然界中存在的物质只有235U 与中子作用可发生裂变反应；
易裂变核素，可裂变核素
17. 复合核模型
热中子反应堆内发生的核反应基本上都可以用复核模型来解释：入射粒子与靶核形成一个复核，且该复核处于激发态，之后复核衰变形成新核并放出其他粒子，其过程可以表示为：*a A B C c +→→+
18. 裂变产物
裂变产物有多种，由裂变产物的产额曲线可以看出，质量数在95和139附近的两种碎片的产额最大，而碎片质量相等时的概率很低，约0.01%
19. 剩余发热
裂变产物在稳定之前都伴随β、γ衰变，释放裂变热，这也就使得衰变热成为反应堆安全需要解决的问题。
20. 裂变能
每次裂变释放的能量约为200~210MeV ，其中裂变碎片动能占约85%，其他15%则是通过各种射线载带的
21. 微观截面与宏观截面
微观截面σ表示靶层中一个靶核与束内一个中子发生某类反应的几率，单位靶（b ）2421110b cm -=?,；dI INdx σ-=
宏观截面∑表示靶层内所有靶核与束内中子发生某类反应的几率，也可表示为在介质内的单位程长上中子与靶核发生某类反应的几率。N σ∑=
22. 瞬发中子与缓发中子
绝大部分中子是伴随着裂变而瞬时释放的，称为瞬发中子；
很少一部分中子是裂变后延时释放出来的，称为缓发中子，缓发中子虽份额不到1%，却是反应堆实现可控的关键
23. 裂变中子的数量与能量
每次裂变平均释放2~3个中子，平均能量为2MeV ；
24. 转化比与增殖比
堆内消耗一个易裂变原子所产生的平均易裂变原子数称为转化比C ；
若C>1，则堆内产生的易裂变物质原子要比消耗的多，此时的C 称为增殖比。
第三章 中子的扩散、慢化与临界理论
1. 快中子、热中子、中能中子
快中子能量约为5751010eV ?-；
热中子能量约为0.025eV ，是因其运动与分子热运动平衡，故得名
中能中子能量约为3510510eV -?
2. 中子的慢化与热化
中子的慢化：通过与其他原子核相互作用而使裂变释放的快中子损失能量，变为热中子。中子的慢化主要依靠中子与轻核物质之间的弹性散射实现
热化：当中子7运动速度与靶核相当时，中子与靶核的碰撞可能获得能量，即为“热化”
3. 快中子堆、热中子堆
利用快中子实现核裂变的堆型称为快中子堆
利用热中子实现核裂变的堆型称为热中子堆（未找到确切定义）
4. 反应堆临界，临界质量，临界尺寸
反应堆临界：当有效倍增因子eff K =1时，裂变中子数保持动态平衡，这时能够实现连
续稳定的核裂变链式反应，此时的反应堆称为处于临界状态；
临界质量：在一定的材料组成和几何布置下，系统达到临界所需裂变物质的最小质量； 临界尺寸：在一定的材料组成和几何布置下，系统达到临界所需裂变物质的最小堆型尺寸。
5. 反应堆四因子、六因子公式
四因子公式：inf K pf εη=，此公式假定反应堆无限大
六因子公式：eff f t K pf P P εη=，
其中ε：快中子裂变因子 p:逃脱共振吸收几率
f:热中子利用系数 η：热中子裂变因子
f P ：快中子不泄漏几率 t P ：热中子不泄漏几率
eff K ：有效倍增因子 inf K ：无限倍增因子
6. 中子密度与中子通量
中子通量：单位时间内穿过单位面积的中子数，或中子在单位时间、单位体积内所穿
行的距离 nv φ=
7. 中子发生弹性散射后的能量损失与能量分布
经过一次碰撞后，中子的能量在αE 和E 之间，其能量分布概率密度函数为
'1()[(1)]p E E α-=-
8. 勒
勒0(/)u In E E =，其目的是为解决中子慢化能量变化尺度很大（约8个量级）的问题。则碰撞后的能量损失对应的是勒的增加
9. 平均勒增量，慢化能力与慢化比
平均勒增量ζ：一次碰撞后的平均勒增量；
慢化能力：s ?∑，其中s ∑为宏观散射截面
慢化比：/s a ?∑∑，其中a ∑为宏观吸收截面
补充：1、反应堆的大小与慢化能力的关系？
慢化剂的慢化能力强时，反应堆的尺寸就小，故压水堆尺寸比高温气冷堆小
2、反应堆核燃料的加浓度（浓缩度）与慢化比的关系？
慢化比大的反应堆，加浓度可以较小，故重水堆一般用贫铀，不用浓缩铀。
10. 中子流密度与斐克定律
中子密度在空间的密度差使中子产生定向流动，该流动的大小与中子密度函数的成正
比：
'
J D n D =-?=-?Φr 斐克定律: 20a D S ?Φ-∑Φ+=,
其中，2D ?Φ表示中子扩散量，a ∑Φ表示中子吸收量，S 表示源强中子产生量
11. 扩散系数，扩散长度
扩散系数：'/D D v =，成为扩散系数，具有长度的量纲
扩散长度：/a L D =∑（单群）
12. 中子年龄 中子年龄：F T F T
D τ→=∑，又称中子费米年龄，量纲是长度平方而不是时间，其与快中子慢化到热中子所需平均时间成正比，为减小反应堆的总尺寸，需要选择慢化长度或中子年龄较小的慢化物质
13. 热中子能谱，1/E 谱，裂变谱，能谱的软化与硬化
热中子堆中的中子能谱（中子数或中子通量随能量的变化关系）由三部分组成，即裂
变中子谱、慢化谱（1/E 谱）、麦克斯韦谱（热中子能谱）
热中子能谱近似服从麦克斯韦-玻尔兹曼分布，有硬化；
裂变中子能谱略，积分平均值为2MeV ；
1/E 谱：在中子慢化占绝对主导地位的能量范围内，中子通量随能量的变化近似满足1/E 的规律
能谱的硬化：慢化实际能谱要朝能量较高的方向偏移，即比介质原子核的能谱高 原因：1、所有的中子都是从较高的能量慢化而来的，故能量较高区的中子数目相对较多
2、由于介质要吸收中子，则一部分中子尚未来得及同介质的原子（或分子）达到热平衡就已被吸收，故使能量较高的中子相对较多
能谱的软化：低能粒子的数目相对于高能粒子的数目增加的过程，即低能粒子在粒子总数中的相对含量增加的过程。（网上释义）
14. 单群扩散理论与临界条件
22
inf K =K / (1 + L B )eff g
15. 反应堆材料曲率与几何曲率
材料曲率B 由反应堆材料的核特性决定；几何曲率Bg 则由其几何形状决定；
反应堆材料曲率和几何曲率必须相等
16. 双群扩散理论与临界条件，与六因子公式的关系
2
222inf 122
211112222
2
22212K =K / [(1 + L B )(1 + L B )]
L = D /(+ );L D /P = 1/(1 + L B );P = 1/(1 +L B )eff g g a a f g t g →∑∑=∑
17. 反射层
利用某种散射中子的物质将堆芯包围起来，从而将可能泄漏的中子部分地反射回堆芯中去，从而可以减少反应堆的临界体积或减少燃料的装载量。
18. 反应堆非均匀化的效应
能够实现反应性的控制，反应堆热功率的均匀分布，提高系统的无限倍增系数 （未找到确切答案）
第四章 反应堆动态物理－反应性变化与控制
1. 反应性
K eff 与1的相对偏离定义为反应性ρ：(1)/K K ρ=-，其单位是元，当反应性的数值等于缓发中子的有效份额时，称为一元。
ρ=0，临界 ρ>0，超临界 ρ<0，次临界
2. 反应性温度系数
温度变化一个单位（K ）时所带来的反应性变化定义为反应性温度系数
T αT d dK dT KdT
ρα==，反应性温度系数为负值时对反应堆安全有利 3. 燃料温度系数, Doppler 共振峰展宽
燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。温度升高时共振峰值降低，但微观截面曲线下覆盖的面积保持不变，即出现所谓的共振峰展宽。温度升高时，共振峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，降低了中子利用率，造成反应性的下降，称为多普勒效应。
4. 慢化剂温度系数, 1/V 截面吸收体对慢化剂温度系数的影响
慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，一般表现为慢化剂密度变化和中子温度变化，使能谱变硬。对于热中子反应堆而言，反应性降低，
因为1、燃料的共振吸收增加，2、裂变材料的裂变截面降低，3、中子泄漏几率增加 对1/V 截面吸收体，能谱变硬时，吸收能力减弱，引起反应性增加，如果这种吸收作用在反应堆中占主导地位，则总的反应性温度系数就是正的。
5. 慢化比(水铀比)曲线
水铀比：单位体积内慢化剂与燃料的核密度比值，峰值点左侧呈负反应性，右侧呈正反应性
6. 裂变产物中毒, 氙中毒(平衡氙中毒, 氙瞬态)
热堆运行后堆内产生的某些裂变产物的中子吸收截面很大，对K 有影响，长寿命的称为“结渣”，短寿命的称为“毒物”，结渣与毒物对反应性的影响称中毒效应。
平衡氙中毒：反应堆额定功率稳定运行时，135e X 的核密度将逐渐增加，在一定时间后达到极大值且基本稳定不变，此时称为平衡氙中毒
氙瞬态：功率阶跃变化时，氙的原子密度有一个瞬态变化过程，从而造成了倍增因子的瞬态变化，典型的是“碘坑”现象。
氙振荡：氙密度随反应堆功率之间在空间上存在正反馈机制的振荡现象。
“碘坑”现象解释： 6.69.1135135135e h h I X Cs ???→??→，反应堆停堆后，氙不能通过吸收中
子而反应消失，只能通过β衰变，从而造成平衡氙中毒的破坏，又因为第一个反应的时间短于氙衰变半周期，从而造成氙的大量堆积，氙为毒物，中子吸收截面大，造成反应性降低至负反应性，出现“碘坑”。必须经过11h 之后反应性可越过“碘坑”，此时方可再次启动反应堆（热启动）。
7. 燃耗与燃耗分析, 燃耗深度
反应堆的能谱、扩散和燃耗分析三大任务是相互耦合的。
燃耗分析：核燃料原子密度变化的分析称为燃耗分析
燃耗深度：装进反应堆单位重量的重金属在卸出堆芯时释放的能量，单位：MWd/tU 。影响燃耗深度的主要因素是燃料元件（包括燃料本身和包壳材料）本身耐辐照的性能。
8. 反应堆寿期
燃耗消耗到一定程度后，即使控制棒全部从堆芯移出也无法使反应堆达到临界，此时即为反应堆工作寿期重点。（未找到确切定义）
9. 堆内燃料管理与通量展平
堆内燃料管理：为使堆内燃耗深度尽可能均匀，如不同浓度燃料分区装载，里低外高；用硼酸或可燃毒物代替控制棒；优化控制棒运行程序；优化换料方案
通量展平可采取措施：1、不同浓度燃料棒分区装载，2、尽量减少控制棒的数量与扰动影响。
10. 反应性控制与补偿: 需要补偿的反应性及补偿手段
反应堆运行以后温度升高、产生毒物、燃料消耗等因素使得反应性下降，为此反应堆需要设计相应的后备反应性。
反应堆控制手段要能够控制这些后备反应性，使得反应堆运行时反应性为零，同时还要有调节功率和把反应堆带到一定次临界深度的能力。
第五章中子动力学
1. 代中子平均寿命, 瞬发临界
代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的权重平均值，约为0.085秒
00()n()
/(1)()/()/()
/1/,
n t I K t dn dt K n t I n t I n t I
T T ρωωρω+==-====称为反应堆周期，I 为代中子平均寿命
瞬发临界：只考虑瞬发中子的贡献时，反应堆倍增系数就等于（1-β）K ，此时若
（1-β）K=1，则反应堆仅仅依靠瞬发中子就能达到临界，即为瞬发临界状态，此时ρ=β。此时反应堆周期非常短，因此瞬发临界状态是非常危险的
2. 考虑缓发中子贡献的中子扩散方程
2200d /()()/()
/()/()
77=/,1/v (1),i i i i i i a n dt n t I C t dC dt n t I C t I I K I L B ρβλβλ=-+∑=-=∑+上述为点堆中子动力学模型，个方程，个未知量，可求解。式中，
实际上是无泄漏情况下的中子平均寿命
3. 点堆动态方程及导出该方程的条件
点堆中子动力学方程解的定性讨论如下：
1、ρ>0,ω1为正数，ω2～ω7为负数，中子密度按指数规律增加。
2、ρ＝0,中子密度不随时间改变。
3、ρ<0,ω1～ω7均为负数，中子密度随时间按指数规律衰减。
4. 反应性阶跃引入时点堆动态方程的解, 反应性方程
（情况复杂，此处从略）
5. 反应堆稳定周期
反应堆周期：t 时刻反应堆内平均中子密度n 变化e 倍所需的时间即为该时刻反应堆的周期T 。变化2倍所需时间称为反应堆中子倍增周期。
第六章 辐射防护与屏蔽
1. 放射性活度及单位
放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数
国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==?
2. 照射量及单位, 照射量率
照射量X ：在质量为dm 的某体积元空气中放出的全部电子完全被空气阻止时，若所形成的同一种符号的离子总电荷的绝对值为dQ ，则dQ/dm 称为该射线的照射量
单位（SI ）：库/千克，C/kg ，γ或X 射线在1千克干燥的、标准状态下的空气中产生电离电荷为库伦的正离子和等量负离子的照射量，称为1库/千克。
专用单位是伦琴（R ） 41=2.5810/kg R C -?
照射量率：单位时间内的照射量
3. 吸收剂量及单位, 吸收剂量率
吸收剂量：设致电离辐射给予某物质质量元dm 的平均能量为d ε，则称D ＝d ε/ dm 为吸收剂量。
单位（SI ）：戈瑞（Gy ），每千克物质吸收辐射能量为1焦耳的吸收剂量为1戈瑞。 专用单位为拉德（rad ），1rad ＝0.01Gy
吸收剂量率：单位时间的吸收剂量
4. 剂量当量及单位, 剂量当量率
剂量当量H 定义为人体组织内所研究的点上D ，Q 和N 的乘积，即H=DQN ，式中D 为吸收剂量，Q 为品质因数，N 为其他修正因素的乘积（一般定为1）
国际单位为希[沃特]，记作Sv，1Sv=1J/kg
专用单位是雷姆（rem），1rem=0.01J/kg=0.01Sv
5. 辐射防护标准
辐射效应有随机性效应和确定性效应（非随机性效应）
为限制随机性效应，规定辐射工作人员的年有效剂量当量限值为50mSv（5年平均为20mSv），公众成员的年有效剂量当量限值为1mSv。
6. Gamma射线的屏蔽
γ射线的屏蔽：一般采用质量衰减系数较大的材料，如铅等
7. 中子的屏蔽
中子的屏蔽：常用的材料为加有适量硼元素的含氢较多的材料如石蜡、水以及混凝土，再配合使用一些铁、铅等重元素。
第七章核反应堆热工
1. 核燃料，包壳材料，冷却剂，慢化剂
核燃料：裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料）
铀－233、钚－239；转换燃料：钍－232、铀－238
包壳材料：常用的有锆-4合金、不锈钢和镍基合金
冷却剂：水：水作为冷却剂和慢化剂主要应用于轻水堆；
钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆；
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。
慢化剂：可用的固体慢化剂有石墨、铍、氧化铍和氧化锆；常用的液体慢化剂有水和重水
2. 反应堆内的热源
裂变能量以以下几种形式释放：裂变碎片的动能，裂变中子的动能和结合能（俘获γ射线能量）；裂变瞬发γ射线；裂变产物衰变的γ射线和β射线能量以及中微子能量。
3. 停堆后的释热
裂变产物在稳定之前都伴随β、γ衰变，释放裂变热
4. 功率密度, 体积释热率
体积释热率是单位时间、单位体积内释放的热能的度量，也称为功率密度
5. 燃料元件的线功率密度与表面热通量
6. 反应堆中的热量传输机制与过程
热量传输机制：放热、导热、输热
过程：堆芯核裂变释放热量，热量在燃料元件内的径向导热，燃料芯块与包壳之间的
间隙热传导，燃料元件包壳表面到冷却剂的传热，沿冷却剂通道的输热过程
7. 反应堆稳态热工分析的内容
传热分析和水力分析（未能找到确切答案）
8. 描述导热的傅里叶定律与热传导方程
傅里叶定律：在单位时间内通过单位面积的热量，正比于温度的梯度，其方向与温度梯度方向相反 热传导方程：'''(,),)(,)(,)((,))P T r t C r T k r T k r t q r t t
ρ?=???+?v v v v v （ 9. 积分热导率
常将燃料热导率Ku 对温度T 的积分作为一个整体，即为积分热导率u K dT ?
10. 对流换热, 对流换热系数
影响对流换热系数的因素有：流体流动产生的原因，流体流动情况，流体有无相变发生，流体的物性，换热面的几何因素等
11. 压水堆棒状燃料元件及通道冷却剂的轴向温度分布
12. 沸腾工况, 泡核沸腾, 膜态沸腾, DNB, 临界热流量
沸腾按传热机理可以分为泡核沸腾、过渡沸腾和膜态沸腾
泡核沸腾：开始时壁面温度和饱和温度之差较小，加热面上只产生许多小汽泡，随着加热，这些汽泡的容积逐渐增大，最后脱离加热面而进入主流体中，新补充到加热面上的液体又生成汽泡，循环往复，不断将热量从壁面传给液体，即称泡核沸腾
膜态沸腾：若壁面温度和饱和温度之差增大，使整个加热面被一层稳定的气膜覆盖，传热系数更小，这种传热称为膜态沸腾。
DNB ：
13. DNBR
DNBR ，偏离泡核沸腾比定义为：用合适公式计算得到某点的临界热流密度和该点的实际热流密度的比值
14. 水力学计算的主要目的与内容
目的：弄清楚与堆内冷却流动剂有关的流体力学方面的问题
内容：1、计算冷却剂的流动压降
2、定出堆的自然循环能力
3、分析系统内的流动稳定性
15. 单相流动压降，汽水两相流动压降，自然循环，临界流
单相流动压降主要有：提升压降、加速压降、摩擦压降和局部压降
两相流流型主要有泡状流、弹状流、环状流和滴状流
自然循环：在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。
临界流：当流体自系统中流出的速度不再受下游压力下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流，对于单相流也称声速流
16. 堆芯流量分配，流动不稳定性
压水堆中，冷却剂流入堆芯时各通道的流量分配是不均匀的，原因有：
1、各通道的入口压力不同
2、各通道截面的几何形状、大小可能不同
3、各燃料组件或同一燃料组件中各燃料元件的释热率不同，从而使各通道中冷却剂
温度、密度也不相同。
流动不稳定性：在一个质量流速、压降和空泡之间存在着热力-流体动力学联系的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所发生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。
危害：
1、流动振荡会使部件产生有害的机械振动，而持续的流动振荡会导致部件的疲劳损
坏
2、流动振荡会干扰控制系统，在冷却剂同时兼作慢化剂的反应堆中尤其严重
3、流动振荡会使系统内的传热性能变坏，使临界热流量大幅度下降，造成沸腾临界
过早出现
17. 热工设计总体参数的选取
18. 非均匀性问题, 热管因子与热点因子
热管：积分功率输出最大的冷却剂通道
热点：燃料元件表面热流量最大的点
核热点因子：考虑了核的和工程的各种不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流
F
密度的比值。热流量核热点因子N
q
热管因子的引入是为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值的程度。
19. 堆芯热工设计准则的主要方面
1、燃料芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度（不熔化）
2、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界（不沸腾）
3、必须保证稳态额定工况下，要求在计算的最大热功率情况下，不允许发生流动不
稳定性（不稳定）
20. 单通道模型, 子通道模型
单通道模型：把所要计算的热管看作是孤立的、封闭的，它在整个堆芯高度上与相邻通道之间没有冷却剂的动量、质量和热量的交换。
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。
21. 反应堆瞬态热工分析的内容
瞬态过程中反应堆功率计算，瞬态工况的燃料元件温度场计算，反应堆的安全问题，反应堆失流事故（未能找到确切答案）
第八章核反应堆安全
1. 放射性的来源
反应堆和一回路（未找到确切答案）
2. 纵深防御，多重屏障
纵深防御：
第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行中采用多种有效措施，
把发生事故的几率降到最小程度。
要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。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。
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
第二级安全考虑：要求核电站必须设置可靠的安全保护系统。一旦发生事故，该系统能对人身与设备进行安全保护，防止或减少事故的危害。
内容：
反应堆有两套独立的停堆系统
必须备有两套独立的电源。包括两路分开的厂外电源、厂内事故电源以及能够快速启动且有一定冗余数量的柴油发电机组。此外还应有为仪表供电的蓄电池直流电源第三级安全性考虑：要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入动作。
多重屏障
第一重屏障：燃料芯块，大约能留住98％以上的放射性裂变产物
第二重屏障：燃料元件包壳管
用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
第三重屏障：压力容器与一回路管道组成的压力边界
在绝大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过冷却剂净化系统除去。
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。
3. 反应堆技术的验证
4. 安全分级与质保分级
核电厂运行工况分为4类：工况Ⅰ，正常运行和运行瞬变；工况Ⅱ，中等频率事件，或称预期运行事件；工况Ⅲ，稀有事故；工况Ⅳ，极限事故
5. 多样性原则
多样性原则：多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即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。
6. 冗余原则
对于反应堆中的关键部件须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。
7. 故障安全原则
故障安全原则：核电厂安全极为重要的系统和部件的设计，应尽可能贯彻故障安全的原则。即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。
8. 事故与事故分析, 外部事件
9. 专设安全设施
目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故时，堆芯发生熔化以及放射性物质向环境外逸扩散。
主要包括：
安全注射系统或称应急堆芯冷却系统；
安全壳喷淋系统；安全壳隔离系统；
其他系统：安全壳消氢系统；安全壳空气净化系统
10. 主动安全与被动安全
固有安全性包括四种安全性要素：
自然的安全性；非能动的安全性；能动的安全性；后备的安全性
非能动的安全性：建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热
传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现
毋需依赖外来的动力。
能动的安全性：必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
11. 概率风险评价，堆芯溶化概率
评价核电厂安全性的方法：确定论评价法、概率安全评价
12. 安全文化
核安全文化的定义：
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。
第九章核反应堆运行与控制
1．反应堆控制
两个基本任务：
1、正常运行工况下对启动、提升功率、变换功率、正常停堆等进行控制，
并为维持稳态运行，对某些运行参数进行必要的调节。
2、在任何工况下确保安全停堆，并从堆芯移出热量和限制预计运行事件及事故工况的后果，确保人身与设备安全。
2．保护系统控制
目的：在于防止反应堆偏离安全限值以及一旦超过这种安全限值后缓解所发生的后果。亦即防止事故发生以及缓解事故所生的后果。
系统包括：反应堆保护系统、专设安全设施：
3．反应堆运行
临界前试验、初次临界试验、低功率物理试验，正常启动，功率运行，核电站的停闭4．物理启动，冷启动，热启动
物理启动：主要是指新堆的初次临界试验。通过相继提升堆内各组控制棒组件，以及按一定规范稀释冷却剂中的硼浓度，使反应堆首次达到临界。
冷启动：反应堆停闭了相当长时间，温度已经降到60ε以下时的启动。包括换料后的冷启动。
热启动：反应堆停闭后不久的再启动。这时堆内中子源比较强，还有一定的毒性，而且反应堆的温度也与工作温度比较接近。
5．临界前试验，低功率物理试验，功率提升试验
临界前试验：燃料组件全部装载完毕后一回路的水力特性试验以及其他在未装燃料前无法进行的一些试验。
低功率物理试验：在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验，取得实验数据来为运行服务和校核理论计算。
功率提升试验：一般分15、25、50、75、100％额定功率5各功率水平逐级提升功率。6．热停闭，冷停闭，事故停闭
热停闭是短期的暂时性的停堆，停堆超过11小时，堆内裂变产物氙毒的变化越过碘坑冷停闭时，调节棒组和安全棒组全插入，尚需向冷却剂加硼，以抵消从热态降到冷态过程中，因负温度效应引起的正反应性，维持堆的足够的次临界度。此外，还需对系统进行冷却。
紧急停堆，快速插入全部控制棒组件。如果事故严重，则需向堆芯紧急注入含硼水，使裂变反应瞬时停止。
7．衰变热，氙中毒
压水堆在停闭后相当长时间内，由于核分裂所产生的裂变产物的β、γ放射线衰变而发出的热量是相当可观的。
氙中毒：由于碘的衰变速度（氙的积累速度）大于氙的衰变速度，而出现“积毒”
第十章核动力反应堆技术
1. 描述压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、钠冷快堆的主要技术特点
内容太过庞大，略