反应堆控制复习提纲
自动控制：
传递函数：
ρ的物理含义：
反应堆：
周期：
短周期事故：
稳态运行方案：
剩余反应性：
后备反应性：
“卡棒”准则：
基本原理：为什么说对反应堆中子通量密度的控制应堆控制中的作用
基本原理：试述两种运行控制模式的异同
基本原理：简述反应性控制手段
第二章线性离散控制系统的分析方法
线性控制系统：
数学模型类型：
采样：
采样定理：
Z传递函数：
基本运算：Z变换求解差分方程
基本运算：时域函数的Z变换
第三章线性控制系统的状态空间分析方法
状态空间模型：
状态变量：
状态转移矩阵：
基本运算：系统的状态空间模型与传递函数中间的相互转换
基本运算：系统时域函数的Z变换
基本运算：判断线性系统的能控和能观测性
第四章核反应堆动力学模型
零功率核反应堆：
常源近似：
瞬跳近似：
反应性方程：
瞬发临界：
缓发临界：
数值解法：
基本原理：阐述点堆动态方程应用条件
基本运算：由反应堆基本参数写出状态空间表达式和传递函数
第五章核反应堆控制系统的稳定性分析
奈奎斯特判据：
控制系统的基本性能：
李雅普诺夫第二法：
基本运算：通过系统的根轨迹图和奈奎斯特判断系统的稳定性和开环增益的取值范围
基本运算：劳斯判据和朱利判据判定系统稳定性中的应用
第六章压水堆核电厂控制
核反应堆自稳自调特性：
常轴向偏移控制：
控制棒的微分价值和积分价值：
虚假水位：
基本原理：
说明限制功率分布的准则
阐述功率分布控制的必要性
试述功率补偿棒组和R棒组的控制功能和特点
说明反应堆功率和汽轮机负荷的关系
说明功率失配通道的作用
阐述蒸汽发生器的液位控制的原理和特点
20140628反应堆物理分析复习提纲6-9
开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧毁，相当于引入正的反应性（提棒引入正 反应性；少氙引入正反应性）两个正反应性叠加。 6、
135
Xe 和钐中毒【 Sm () 】的区别：
作业题：1,4,5,6,7
第八章 反应性效应与反应性控制 1 、反应性温度系数：单位温度变化所引起的反应性变化， T
VH 2o VUO2
增加， 一方面由于栅元的慢化能力增大， 慢化过程中的共振吸收减少，
即逃脱共振俘获概率增加，因而使有效增殖因数 k 增加。另一方面，
VH 2o VUO2
的增加表示栅元
中慢化剂的含量增大， 使得热中子被慢化剂吸收的份额增加， 因而热中子利用系数下降而使
k 下降。在低的
VH 2o VUO2
VH 2o VUO2
， k 下降。
S N 方法；
3. keff 和堆芯的计算： 扩散理论；
4、空间自屏效应：外层燃料核 对内层燃料核的屏蔽作用：缺 点：热中子吸收系数 f 减小； 优点：燃料核共振中子吸收能力减小，逃脱共振俘获概率 p 增大。
5、栅格几何参数的选择 1．最佳栅格：在给定燃料富集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 最大值或临界体积为极小的栅格几何参数称为最佳栅格。 2． k 左侧为慢化不足（欠慢化）栅格，右侧为过分慢化栅格。 3．实际栅格选在 k 极大值的左边，即欠慢化区。 原因： 当温度升高， 水的密度下降，
VH 2o VUO2
值时，前一种效应是主要的，因此
VH 2o VUO2
的增加使得 k 增加。但是当
增加到某个值的时候，由于共振吸收的减少，所带来的 k 的增益恰好被慢化剂中有害
吸收增大所引起的 k 下降所抵消，若再进一步增加 3、压水堆的计算流程 1. 栅 元 均 匀 化 ： 碰 撞 概 率 法 （CPM） 、 S N 方法、蒙特卡洛 方法（MC） ； 2. 组件均匀化：穿透概率法、
核反应堆控制与保护考试大纲
百度文库 - 让每个人平等地提升自我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（★★★）热点因子与相对功率的关系式（★★★）模式A运行梯形图（★★★）某参考核电厂模式G运行梯形图的线、区的确定（★★★★★）6.3控制棒及其驱动机构R棒组的功能（★★★★）控制棒的微分价值和积分价值（★★★）功率补偿棒组叠步移动的优点（★★★★）叠步移动插棒的顺序（★★★）R棒组的调节区（★★★★）功率补偿棒组的有效标定曲线（★★★）6.4压水堆功率控制G模式核反应堆功率控制系统的组成（★★★）6.4.1功率控制系统最终功率设定值（★★★）压水堆功率（功率补偿棒组）控制系统的基本原理（★★★★）闭锁插棒（★★★）6.4.2冷却剂平均温度控制系统冷却剂平均温度控制系统的基本原理及组成（★★★★★）三通道非线性调节器（★★★★）滤波器的传递函数及其作用（★★★）超前滞后单元的传递函数及其作用（★★★）偏差微分单元的传递函数及其作用（★★★）可变增益单元的传递函数及其作用（★★★）综合温度偏差信号（★★★★）棒速程序控制单元（★★★★★）6.4.3硼浓度控制调硼的好处（★★★）需要进行硼的稀释操作的两种情况（★★★）需要进行硼化操作的三种情况（★★★）降负荷过程的硼浓度调节（★★★★）第七章反应堆保护[2]7.1概述反应堆保护系统的功能（★★）保护系统的设计准则（★★★★）RPR系统的工作原理（★★★★）停堆响应时间（★★）7.2包壳保护包壳保护的目标（★★）包壳损坏的原因（★★★）参与包壳保护的参数（★★★★）包壳保护的图形表示法（★★★）ΔT保护图（★★★）超功率ΔT保护线和超温ΔT保护线的确定（★★★★）。
核反应堆控制知识点
核反应堆控制知识点核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放出的能量进行发电的装置。
它是一个高度复杂的系统，需要精确的控制来确保安全运行。
下面将介绍一些核反应堆控制的知识点。
1.反应堆的构成和工作原理核反应堆通常由燃料组件、冷却剂、反应堆堆芯和控制系统组成。
燃料组件是核反应堆的燃料来源，冷却剂用于吸收和传递产生的热量，反应堆堆芯是核反应的主要区域，控制系统用于控制核反应的速率。
2.反应堆功率的调节核反应堆的功率需要保持在安全范围内，可以通过调节控制棒的位置来实现。
控制棒通常由吸中子材料制成，能够吸收中子从而减慢核反应的速率。
将控制棒插入堆芯可以降低功率，而将其抽出则可以增加功率。
3.反应堆的稳态运行稳态运行是指反应堆的功率和其他物理参数保持恒定。
为了实现稳态运行，需要调整冷却剂的流量、控制棒的位置和核燃料的补给。
稳态运行的主要目的是保持反应堆的功率在一定范围内，以满足发电需求。
4.反应堆的临界状态临界状态是指核反应堆中的核链式反应保持稳定的状态。
当临界状态达到时，核反应的速率与吸收速率相等，反应堆的功率保持恒定。
控制系统需要确保反应堆始终处于临界状态，以保证稳定运行。
5.反应堆的安全措施核反应堆的安全措施是保证反应堆安全运行的重要保障。
其中包括紧急停堆系统、核事故应对措施和辐射防护等。
紧急停堆系统可以迅速切断核反应，核事故应对措施可以应对可能的异常情况，辐射防护措施用于保护操作人员和周围环境不受辐射的影响。
6.反应堆控制的挑战核反应堆的控制是一个具有挑战性的任务。
由于核反应的复杂性，需要精确的测量和控制技术来确保安全和稳定的运行。
此外，对于不同类型的反应堆，控制方法也会有所不同，需要根据具体情况进行调整。
总结起来，核反应堆控制是确保核反应堆安全运行的关键。
了解核反应堆的构成和工作原理，掌握功率调节、稳态运行和临界状态的相关知识，以及了解安全措施和挑战，对于从事核能领域的工作人员和对核能感兴趣的人们来说，都是非常重要的。
20140622反应堆物理分析复习提纲1-5
中能区：重核——强烈共振；轻核——第一激发态能量高，中能区不出现共振，在高能区出 现； 高能区：共振峰间距变小，开始重叠，以致不可分辨，变化缓慢平滑。 散射截面： 非弹性散射截面：有阈能，阈能大小与质量数有关，质量数越大，阈能越低，低于阈能，截 面为 0； 弹性散射截面：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的， s 基本为常数；轻核和中等 质量核，低能中能为常数，高能区出现共振现象；重核，共振区出现共振弹性散射。 7、多普勒效应的概念以及对反应堆安全的影响 堆温度升高，铀 238 吸收共振峰展宽，使得更多中子被共振吸收；堆功率上升——燃料温度 上升——多普勒展宽使得更多中子被共振吸收——裂变链式反应减慢——堆功率下降。
3、微观截面的物理意义：平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生相互作用的概率大 小的一种度量：单位： m 2 ，常用单位“巴恩” ；宏观截面的物理意义：表征一个中子与单
位体积内的原子核发生相互作用的概率大小； 或者表征一个中子在穿行单位距离与核发生相 互作用的概率大小，单位 m 通常用cm ； 微观截面和宏观截面的计算： N ； 单元素材料单位体积内的原子核数 N
新生一代中子数 直属上一代中子数
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。
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。
核反应堆控制与运行复习题
核反应堆控制与运行复习题第一部分：选择题1. 核反应堆控制系统的主要功能是什么？A. 保证反应堆的安全运行B. 提高反应堆的功率输出C. 减少反应堆的抗扰性D. 增加反应堆的核裂变率2. 以下哪个不是核反应堆的几种常见控制方式？A. 手动控制B. 自动控制C. 半自动控制D. 远程控制3. 核反应堆控制系统最重要的参数是什么？A. 反应堆的功率B. 反应堆的热量C. 反应堆的压力D. 反应堆的放射性4. 以下哪个不是核反应堆的主要控制策略？A. 比例控制B. 确定性控制C. 模糊控制D. 预测控制5. 核反应堆的稳定性是指什么？A. 反应堆最终达到新的稳定状态的能力B. 反应堆对异常情况的适应能力C. 反应堆在任何情况下都能保持稳定的能力D. 反应堆在正常运行时的稳定状态第二部分：简答题1. 请简要说明核反应堆的控制系统的基本工作原理。
核反应堆控制系统主要由控制棒、反应堆压力控制系统和冷却系统组成。
控制棒用于调节核反应堆中的中子通量，从而控制反应堆的核裂变率。
当控制棒插入时，中子通量减少，反应减慢；当控制棒抽出时，中子通量增加，反应加快。
反应堆压力控制系统用于调整反应堆的冷却剂流量，以保持合适的冷却剂温度和压力。
冷却系统用于冷却反应堆，防止温度过高引起事故。
2. 什么是核反应堆的稳态？核反应堆的稳态是指反应堆在长时间运行后，各主要参数（如功率、温度、压力）不再有较大的变化，并能在一定范围内维持稳定。
稳态包括热态稳态和动态稳态。
热态稳态是指反应堆的温度、压力和功率在一定范围内基本稳定，并且随时间的推移变化较小。
动态稳态是指处于热态稳定的反应堆，对外界干扰具有一定的抗扰性，并能在一定范围内维持稳定。
3. 核反应堆控制系统中常用的控制策略有哪些？常用的核反应堆控制策略包括比例控制、确定性控制、模糊控制和预测控制。
比例控制是根据反馈信号的幅度变化比例来调整控制器输出的控制策略。
确定性控制是根据系统的确定性模型来设计闭环控制器。
《核反应堆热工分析》复习资料.docx
《核反应堆热工分析》复习资料《核反应堆热工分析》复习资料第一章绪论（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—半•设备®二重•沸酬咏球中充修加•化（整）, . 群仲气财：• 具有• 4^5^） .•建造同I 腿 d 年）,造价便宜表1-1各种反应堆的基本特征堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集压水堆 热中子 H 2O H 2Ouo 2 3%左右 沸水堆 热中子 H 2O H 2O uo 2 3%左右重水堆 热中子 D 2OD 2O uo 2天然铀或高温气冷堆热中子 石墨 嬴气 UC.T11O 2 7 〜20% 钠冷快堆快中子无液态钠UO2/P11O215〜20%）南华大学 班级：核工程与核技术064班 学号：（20064530421）姓名：李军《核反应 堆热工分析》复习资料 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D20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°C,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。
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。