核反应堆工程
核反应堆工程课程设计
成绩评定标准
等级 评定标准 1. 全面完成设计任务，设计内容正确，设计图纸质量高 优秀 2. 设计说明书内容正确，文字精练、流畅、工整 3. 设计过程或答辩过程中，能准确回答与设计内容有关的问题 4. 工作态度认真、严谨、独立工作能力强，模范遵守纪律 1. 全面完成设计任务，设计内容正确 良好 2. 设计说明书内容正确，表达清楚，书写认真 3. 设计过程或答辩过程中，能较好的回答与设计内容有关的问题 4. 工作态度认真，独立完成设计任务，遵守纪律 1. 全面完成设计任务，设计内容正确，设计图纸基本正确 中等 2. 设计说明书内容正确，表达清楚，书写认真 3. 设计过程或答辩过程中，经提示基本回答相关的问题 4. 工作态度认真，具有一定的独立工作能力，遵守纪律 1. 能完成主要设计任务，质量较差或有较大错误，经启发能予纠正 及格 2. 设计说明书内容有个别错误，书写较草 3. 设计过程或答辩时，对有些问题的回答出现概念性的错误 4. 工作态度一般或独立工作能力较差，基本能遵守纪律 1. 未完成设计任务，或设计质量差并不加以改正 不及 格 2. 设计说明书内容有较大错误，或书写非常不认真 3. 设计过程或答辩时，回答问题出现严重的概念错误，或答不出 4. 工作态度不认真，或独立工作能力差，或不遵守纪律
完成日期 学 生
年
月
1. 学院、专业、年级均填全称，如：动力工程学院、核工程与核技术、2007。 2. 本表除签名外均可采用计算机打印。本表不够，可另附页，但应在页脚添加页 码。 3. 本课程设计是动力工程学院核能系新开的课程设计，相应任务书需要在该课程 教学和实践中不断完善，因此指导书为修订版。
图目录
图 1 图 2 图 3 图 4 图 5 图 6 图 7 图 8 图 9 图 10 图 12 MCNP5 中对燃料栅元的建模.....................................................................3 keff 与水铀比的关系曲线图..........................................................................3 轴向归一化功率分布，kcode=5000 时...................................................... 4 kcode=50000 时的轴向归一化中子通量密度分布.................................... 6 全燃料组件范围内的中子能谱................................................................... 7 燃料组件内各栅元的相对功率分布........................................................... 8 燃料组件内各栅元的相对功率分布（3D 图像）..................................... 8 可燃毒物布置方案....................................................................................... 9 热管内温度分布......................................................................................... 25 热管内温度分布（不含芯块）............................................................... 25 堆芯内压降沿轴向变化示意图............................................................... 34
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核反应堆的原理与工程应用
核反应堆的原理与工程应用核反应堆是人们利用核能进行能源开发的重要设备。
它利用分裂核反应或者核聚变反应来释放能量，从而发电或者提供热能。
本文将介绍核反应堆的原理和工程应用。
一、核反应堆的原理核反应堆的核心是燃料元件，其中填充着丰度不同的核燃料。
核燃料中的原子核能够被中子轰击，产生裂变反应或聚变反应。
当裂变反应发生时，一个高速中子撞击核燃料中的核子，使得该核子的能量变得很高，发生裂变的同时还释放出更多的中子。
这些中子会继续撞击其他核燃料，形成可持续的链式反应。
这种反应释放的能量可以被吸收和利用，从而产生能量。
而聚变反应指的是两个原子核碰撞，粘合在一起形成一个更重的原子核。
这种反应需要非常高的温度和压力，只有太阳等高能环境才能发生。
因此，目前在核反应堆中主要运用核裂变反应。
核反应堆的反应堆芯中有一个反应控制系统，用来控制反应堆的中子流。
在反应堆中，中子流太多容易导致反应过度，发生核事故；反之，则会导致核反应堆的功率不足，影响其使用。
因此，反应控制系统通过控制聚变反应的速率，来保证反应堆的安全运行。
二、核反应堆的工程应用核反应堆主要用于发电、推进动力和核技术研究等方面。
（一）核电站核电站是应用核反应堆进行能源利用的典型工程应用。
核电站利用核反应堆产生的热能，驱动蒸汽涡轮发电机组，产生电能。
核电站具有高效稳定的特点，且发电过程中无排放污染物，因此在现代工业中发挥着重要作用。
但核电站安全问题也受到人们的普遍关注。
因此，在设计和运营过程中，必须制定一系列的措施保证核反应堆的安全，同时还要在核事故发生时能够采取快速有效的应变措施，减少事故带来的影响。
（二）核燃料加工核燃料的加工是指将天然铀提纯成可用于核反应堆的核燃料。
目前主要采用的方法是铀浓缩和浸出。
（三）核推进技术核推进技术是指利用核反应堆的热能或电能，提供足够的推进动力，从而实现飞行器等的航天应用。
它主要利用核反应堆的高能量密度，实现对于电子器件过于脆弱的导电线路的最小化限制。
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
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。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
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、 居民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，还保证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，甚至对于哪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；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
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。
2.1、纵深设防（1）
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
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督
核工程与核技术专业解析
核工程与核技术专业解析核工程专业主要研究利用核能来满足人类对能源及各种物质的需求。
它不仅是一门科学，而且可以说是一种技术。
它是理论与实践相结合的学科，融合了数学、物理、化学、材料学、计算机等学科，为人类发展提供强大的动力。
核工程专业目前主要分为核反应堆工程、核材料工程、核处理技术、核仪器分析、核安全与核应急、核辐射防护等方面。
核反应堆工程涉及核反应堆的设计、建造和运行，主要涉及核反应堆动力特性、核燃料选择和标定、核反应堆安全保证、核反应堆机械结构设计等。
核材料工程利用核反应堆和放射性同位素的发展，开发新型材料，研究其热物理和热力学特性，并运用其将其应用于核反应堆的建造中，使核反应堆的运行更加可靠和稳定。
核处理技术主要分为同位素分离、核素处理、核化学和原子能技术等。
这些技术的应用可以满足由核能源的应用而产生的新材料、新动力源和新技术的需求。
核仪器分析技术是核工程专业的重要组成部分，主要研究在核反应堆、核废物处理、核材料研究以及核技术应用过程中，通过测量和分析不同物理和化学参数来研究物质性质的问题。
核安全与核应急专业主要研究核反应堆运行的安全措施和核安全管理技术，包括核安全设施设计、核安全管理制度建立、核安全管理培训以及核安全应急准备及处置等。
核辐射防护专业包括核辐射源识别、核辐射检测、核辐射安全设施设计、核辐射安全措施优化、核辐射安全保障系统建立等技术。
核工程专业非常重要，它不仅可以解决能源问题，而且有助于科学技术的发展和实现技术的突破。
它的应用可以提供更安全、更清洁的能源环境，为人类社会建设奠定了坚实的基础。
因此，训练一批具有以上核工程专业知识和技能的专业人才，对提高国家核工程技术水平具有重要意义。
只有拥有先进的科学理论和技术，才能实现核能的有效利用。
此外，要建立和完善核技术的安全保障体系，为国家核安全建设提供保障。
总之，核工程专业具有重要的现实意义，它的发展对实现核能的安全利用和科学技术的发展都具有重要的意义。
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核聚变反应堆设计及示范工程建设规划
核聚变反应堆设计及示范工程建设规划核聚变技术作为一种可持续、清洁的能源解决方案备受关注。
与核裂变相比，核聚变反应的优势在于可以实现更高的能量产出，并且不会产生长寿命的高放射性废物。
为了推动核聚变技术的发展和应用，设计和建设一座核聚变反应堆及示范工程非常重要。
首先，核聚变反应堆的设计必须具备安全性和可靠性。
反应堆的设计应采用先进的材料和结构，确保对辐射的密封，防止任何放射性物质泄漏到环境中。
此外，合理的控制系统和冷却系统也是确保反应堆运行稳定的关键。
设计中应充分考虑各种情况下的事故应对措施，以确保在任何紧急情况下都能及时停止反应过程。
其次，核聚变反应堆的设计还应注重效率和可持续性。
聚变反应所产生的能量比核裂变更高，因此反应堆的设计应能最大限度地利用这种能量。
设计应注重燃料的循环利用，减少资源的消耗，并最大程度地减少二氧化碳等温害气体的排放。
此外，反应堆设计应鼓励使用可再生能源来满足供能需求，以减少对传统能源的依赖。
除了反应堆的设计，示范工程的建设规划也十分重要。
示范工程的目的是验证和展示核聚变技术的可行性和商业化潜力。
因此，在建设规划中应充分考虑以下几个方面。
首先，建设规划应合理确定反应堆的建设地点。
选择合适的地点有助于减少环境和社会风险，并能降低建设成本。
选择地点时，应考虑到地质条件、水资源、社会稳定性等因素。
其次，建设规划应充分考虑工程风险管理。
核聚变反应堆建设属于高风险高投资项目，因此需要制定详细的风险评估和管理计划。
同时，还需要建立健全的法律法规体系，确保项目在法律框架内进行，并有效应对可能出现的环境和安全问题。
此外，建设规划中还需要考虑示范工程的运营与维护。
一个成功的示范工程应能够持续运营并取得可观的经济效益。
因此，在规划中应考虑经济模式、设备维护和人才培养等问题，以确保示范工程的可持续发展。
最后，建设规划还需要充分考虑与国际合作的可能性。
核聚变技术是全球共同面对的能源挑战，国际合作对于技术研发和示范工程建设都至关重要。
[精选]第七章核反应堆热工--资料
![[精选]第七章核反应堆热工--资料](https://img.taocdn.com/s3/m/73aee223844769eae009eda8.png)
2.2.2、控制棒对功率分布的影响（2）
2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响
2.3、燃料元件内的功率分布（1）
2.3、燃料元件内的功率分布（2）
2.4、核热管因子（1）
热管和热点的概念
2.4、核热管因子（2）
热管因子：
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值 （或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因 子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物 理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
3.1.1.2.3、沸腾放热（4）
过冷沸腾起始点的判据：
9 qONB 1.798 103 p 1.156 t w t s 5 t w t s 和系统压力为p时， 式中qONB 为在壁面过冷度 开始产生沸腾所需的热 流量
2.828 p 0.0234
沸腾临界：
1.1、核燃料（4）
固体核燃料： 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物
氧化铀：特点（5点内容）（自修） 热物性（熔点、密度、热导率、比热）（自修） 钚、铀混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN
陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）
缺点：沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。
重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓 缩度。缺点是价格昂贵。
钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。
缺点：钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡 效应引起的控制和安全问题。
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。
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2008年上海交通大学研究生入学考试课程《核反应
堆工程》
考试大纲
1．该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分
2．主要参考书目：
核反应堆物理：
谢仲生主编，《核反应堆物理分析（上册）》，原
子能出版社，1994。
谢仲生、张少泓，《核反应堆物理理论与计算方
法》，西安交通大学出版社，2000。
核反应堆热工：
于平安等编著，《核反应堆热工分析》，原子能出
版社，1986。
于平安等编著，《核反应堆热工分析》，上海交通
大学出版社，2001。
核反应堆物理基础
1．核反应堆的核物理基础
1．中子与原子核的相互作用
相互作用的机理、中子吸收和中子散射
2．中子截面和核反应率
截面、自由程、中子通量密度、核反应率的概念
宏观截面的计算，各类型截面随中子能量的变化规律
3．共振现象与多普勒效应
4．核裂变过程
裂变能的释放、反应堆功率和中子通量密度之间的关系、裂变中子、裂变产物
5．链式裂变反应
临界条件、四因子模型
2．中子慢化与慢化能谱
1．中子的弹性散射过程
弹性散射动力学、慢化剂的选择
2．无限均匀介质的慢化能谱
慢化方程、含氢无吸收介质的慢化谱
3．热中子堆的近似能谱
3．中子扩散理论
1．单能中子扩散方程
斐克定律、单能中子扩散方程
2．非增殖介质扩散方程的解
4．均匀反应堆的临界理论
1．均匀裸堆的单群临界理论
均匀裸堆的单群扩散方程、单群临界条件及临界时的中子通量密度分布
2．双区反应堆的单群临界理论
双区反应堆的单群扩散方程、临界条件及临界时的中子通量密度分布
3．双群扩散方程
5．非均匀反应堆
1．栅格的非均匀效应
6．反应性随时间的变化
1．核燃料中铀-235的消耗、钚-239的积累
2．氙-135中毒
平衡氙中毒、最大氙中毒、功率瞬变过程中的氙中毒、氙震荡
3．钐-149中毒
4．燃耗深度与堆芯寿期
5．核燃料的转换与增殖
7．温度效应与反应性控制
1．反应性温度效应
反应性温度效应及其成因、堆芯内各种成分的反应性温度系数、温度反馈对反应堆安全的意义
2．反应性控制的任务
剩余反应性、控制棒价值、停堆深度
3．压水堆的几种反应性控制方式
8．核反应堆动力学
1．反应堆周期
2．点堆中子动力学方程
3．反应性阶跃扰动情况下堆内中子通量随时间的瞬态变化反应性方程、瞬发临界条件
核反应堆热工基础
1、传热学基础
1、热量传递的基本方式
基本概念：导热，对流，热辐射，传热过程，传热系数
2、导热基本定律
基本概念：导热系数，热流密度，温差
导热计算：导热基本定律（傅立叶定律），导热微分方程
式，通过平壁的导热，通国圆筒壁的导热
3、对流换热基本定律
基本概念：对流换热系数，热流密度，温差，层流换热，紊流换热，强制对流换热，自然对流换热，雷诺数，格拉晓夫数，努谢尔特数，影响换热系数的因素
对流换热计算：对流换热基本定律（牛顿冷却公式），对流换热系数，强制对流换热，自然对流换热，换热微分方程式
4、凝结与沸腾换热
基本概念：凝结换热现象，膜状凝结，珠状凝结，影响膜状凝结的因素
沸腾换热，池式沸腾，管内沸腾，过冷沸腾，饱和沸腾，核态沸腾，过渡沸腾，膜态沸腾
5、辐射换热
基本概念：热辐射，辐射常数，吸收率，黑体辐射，灰体辐射辐射换热计算：辐射换热公式（斯蒂芬－玻尔兹曼定律）
6、传热过程与换热器
基本概念：传热过程分析，热阻，温差，换热器，间壁式换热器传热计算：传热方程式，传热量计算
2、反应堆内热量的产生与输出
1、堆内热源的产生
堆芯内热源：（裂变碎片动能，裂变中子的动能），包括：燃料元件内释热，反应堆结构部件（燃料包壳，定位格架，控制棒导管）的释热，控制棒内的释热，慢化剂内的释热，
堆芯内热源的空间分布：
堆芯外结构部件的释热：（反射层，热屏蔽，压力容器）
停堆后的释热：（剩余裂变功率，衰变功率），裂变产物的衰变，中子俘获产物的衰变
2、燃料元件的径向导热
热量传导路径：燃料元件芯块内的导热（有内热源），芯块表
面到包壳内表面的传热（间隙热阻），包壳内表面到外表面的导热（无内热源）
热量传导计算：燃料芯块内的温度分布，燃料热导率，燃料芯块与包壳之间的间隙热传导，包壳中的温度降
3、燃料元件包壳外表面到冷却剂的传热
元件壁面与冷却剂之间的对流换热过程：
基本概念：单相流，多相流，两相流，强迫对流传热，自然对流传热，含汽量，空泡份额，滑速比，两相流的流型，泡状
流，塞状流，环状流，雾状流，欠热沸腾起始点，汽泡脱离壁面起始点，沸腾传热，临界热流密度，沸腾传热特性曲线
对流换热计算：对流换热公式，单相对流传热系数，强迫对流传热系数，自然对流传热系数，两相对流的传热系数，流动沸腾的传热系数，泡核沸腾的传热系数，过渡沸腾的传热系数，膜态沸腾的传热系数
4、沿冷却剂通道的输热
冷却剂将热量输送到堆外过程：
输热量计算：
5、燃料元件及冷却剂通道的轴向温度分布
基本过程：轴向功率分布，径向传热
温度计算：冷却剂温度分布，包壳外面温度分布，包壳内温度分布，燃料元件芯块表面温度分布，燃料元件中心温度分布
3、流体动力学
1、单相流的压降
基本概念：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，单相通道的流动压降，等温流动的摩擦系数（圆形通道，非圆形通道），加热或冷却下流动的摩擦系数，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩小，弯管，接管，阀门）
压降计算：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，单相通道的流动压降，等温流动的摩擦系数（圆形通道，非圆形通道），加热或冷却下流动的摩擦系数，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩小，弯管，接管，阀门）
2、两相流的压降
基本概念：均匀流模型，分离流模型，
压降计算：两相面直通道的流动压降，提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降，局部压降（截面突然扩大，截面突然缩
小，弯管，接管，阀门，孔板）
3、流量计算
基本概念：封闭回路中的流量，强制循环，泵消耗功率，自然循环
流量计算：封闭回路中的流量计算，强制循环流量，自然循环流量
4、流量分配
基本概念：并联通道，闭式通道，开式通道，影响流量分配的因素
流量计算：并联闭式通道的流量分配计算，（压力分布，质量守恒方程，动量守恒方程，能量守恒方程）
5、流动不稳定性
基本概念：流动不稳定性，流动不稳定性的不利影响，水动力不稳定性，并联通道不稳定性，流型不稳定性，动力学不稳定性，热振荡
4、反应堆稳态熱工设计
1、压水堆熱工设计准则
设计准则：
2、热点因子
基本概念：热点，热点因子，热流密度核热点因子，热流密度工程热点因子，降低热点因子的方法
3、热通道因子
基本概念：热通道，焓升核热通道因子，焓升工程热通道因
子，焓升工程热通道分因子，降低焓升热通道因子的方法
4、流动沸腾的临界热流密度
基本概念：流动沸腾的热流密度，流动沸腾的临界热流密度，影响临界热流密度的因素
临界热流密度计算：W－3公式
5、最小烧毁比
基本概念：偏离泡核沸腾比，最小烧毁比
计算：偏离泡核沸腾比，最小烧毁比
6、单通道模型
反应堆输出熱工率，燃料元件传热面积，平均通道的冷却剂质量流速，平均通道的压降，反应堆进口温度或出口温度，热通道因子，热点因子，最大热流密度，最大线功率密度，堆芯平均功率密度，热通道的有效驱动压头，热通道冷却剂焓场，热通道内燃料元件温度场
7、子通道模型
分析方法：通道间质量，动量，热量的交换，通道划分，计算步骤
8、蒸汽发生器内的传热
一回路熱工参数：冷却剂工作压力，冷却剂的流量
蒸汽发生器内热量的传输：
冷却剂流量与工质流量之间的关系：。