反应堆工程学复习总结
反应堆物理总复习
新生一代中子数 k= 直属上一代中子数
中子的产生率 k= 中子的总消失率
反应堆的临界
若堆芯的有效增殖系数恰好等于1 若堆芯的有效增殖系数恰好等于1，则堆内中 子的产生率等于消失率， 子的产生率等于消失率，系统内进行的链式 裂变反应将以恒定的速率进行下去。 裂变反应将以恒定的速率进行下去。这种系 统称为临界系统 临界系统。 统称为临界系统。 keff <1，次临界系统。 <1，次临界系统。 keff >1，超临界系统。 >1，超临界系统。 使keff =1时的条件称为临界条件。 =1时的条件称为临界条件。 时的条件称为临界条件
中能区：对于重核会出现共振吸收现象。 中能区：对于重核会出现共振吸收现象。 共振吸收现象 高能区：变化平滑， 高能区：变化平滑，且截面很小
截面随能量变化的规律
微观散射截面： 微观散射截面：
非弹性散射: 非弹性散射
有阈能的特点,质量数越大 阈能越低 有阈能的特点 质量数越大,阈能越低 大于阈能 质量数越大 阈能越低.大于阈能 随中子能量的增加而增大. 时,随中子能量的增加而增大 随中子能量的增加而增化过程中不泄漏概率 s P 热中子在扩散过程中不泄漏概率 d
' E' v12 A2 + 2Acosθc +1 = 2 = E v1 ( A +1)2
若令 可得：
A 1 α = A +1
2
(1+α ) + (1α ) cosθC Ef = Ei 2
k-无穷：四因子公式 无穷：
k∞ =η f ε p
ε -由一个初始裂变中子所得的慢化到 变阈 以下 能 的平 中 均 子数 238U裂
p 逃 脱共 俘 振 获的 概率 f 被 燃料 收的 吸 中子 占 芯物 数 堆 质吸 收中 总 的 额 子 数 份
反应堆工概论整理
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121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 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AZX。
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 tN 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。
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）：—回路工作压力15. 5MPa（2）温度（°C）：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（U02）:浓缩度 1. 8%-2. 4%第二章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、功率彫响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加幔化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周用元件的功率升髙，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Y辐射以及吸收控制棒本身因（n, u ）或（n, 丫）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0粒子的一部分能量、吸收各种Y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Y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撚料棒内储存的显热，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:K a dr%. 一体积释热率(w/〃F)K —热导率(W/(m・"C))a = K/(p-c p)2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：33“dr r dr K U或者由物理意义，可以写出(中心温度变化率为零)：2记最后可以解得:纸44：体积释热率，表面热流^度，线功率3、平板形燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：最后可以解得:◎-平板半厚度4、平板形包壳温度场: 由傅里叶上律有：dt解得: =q62匕t -/ =—66-包壳厚度5、圆壁形包壳温度场：由傅里叶泄律有：Q = -K C 2TO L —dr最后解得:==Q 1/ — G 1/ - 4 In 厶17UC C L r ci 2 恋c r ci 27tK c d ci6、单相对流换热公式：Q = hF ・卜巧△0 -膜温差7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式:M/= 0.023 Re° Pr"几-静止流体导热系数 ”-加热取04冷却取0・3 〃-管道直径和特征长度8、 沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁而过热度f 饱和温度）=At xal 和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
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。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
反应堆物理知识点归纳(1)
复习总结(1)主讲教师：李伟热中子反应堆中，中子反应堆中的核反应n 微观截面随能量的变化规律q 吸收截面n 低能区：大多数核素的满足1/v 律n 中能区：重核将出现强烈的共振现象q 235U的裂变截面nn 低能区：随着中子能量增加，减小n 中能区：出现共振现象n 高能区：下降到几个barn()a E s ()235583.50.0253f b eV s =()f E sc()E由裂变碎片（缓发中子先驱核）在衰变过程中释放10.71tr=S 23s =S216T Mr =A不均匀均匀反应堆的临界理论n 反射层节省q 堆芯加上反射层后，堆芯临界尺寸的减少量。
n 反射层影响1.反射层对中子吸收较弱；2.对泄漏到反射层内中子的慢化反应性的变化n 核燃料温度系数qDoppler 效应保证了核燃料温度系数为负值n 慢化剂温度系数q温度升高→慢化剂密度下降n Σa 减小→对中子的吸收减弱，f增加nΣs 减小→慢化能力减弱，p减小q 水铀比q 化学补偿毒物的影响n硼浓度过高会导致慢化剂温度系数为正设计时，水铀比应选在欠慢化区135Xe中毒135Xe产生和消失的途径nq产生：裂变直接产生，135I衰变产生q消失：发生吸收反应，自身衰变对通量(功率)变化非常敏感！135Xe 中毒n 停堆后135Xe 中毒引入的负反应性q 碘坑发生的条件：q强迫停堆11212.7610cm s --F >´×135Xe中毒n功率变化时135Xe中毒引入的负反应性浓度随时间的变化方程引入的负反应性F。
反应堆工程学复习总结
反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水和饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂和压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。
（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。
（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。
（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。
（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。
总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。
7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
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反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。
（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。
（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。
（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。
（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。
总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。
7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
8、快中子增殖堆：堆内不需慢化剂。
利用快中子增殖堆可利用热中子反应堆积压下来的大量低品位铀矿。
钠冷快堆（LMFBR）：池式和回路式两种。
气冷快中子增殖堆（GCFR）9、下一代核电厂的要求：（1）电厂的安全必须与人的操作错误无关，（2）在任何情况下，电厂不会泄露出威胁人类和环境的放射性物质，（3）电场的可靠性只能建立在单纯的自然规律之上，而不依赖复杂的工程设计，（4）当故障发生时，电厂必须能够自动停堆，（5）即使丧失冷却剂，反应堆堆芯也绝对不会熔化，（5）反应堆必须对化学爆炸和着火不敏感。
10、动力反应堆的发展趋势：（1）结合电网容量大小，发达国家继续发展大容量核电机组，以降低比投资。
电网容量较小的国家或地区采用中小机组为宜。
（2）对非能动的安全性给予极大重视。
（3）简化设备和系统，提高标准化、模块化程度，缩短建造周期。
（4）改善燃料循环，提高资源利用率，加强废物管理。
11、压水堆电厂运行及事故工况分类：（1）工况Ⅰ—正常运行，是指在启动、调试、功率运行、换料、维护或检修过程中所预计到的经常性或定期出现的工况。
工况Ⅰ事件引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的阈值。
（2）工况Ⅱ—中等频率事故，是指电厂在每年内都可能发生的预计运行事件或一般事故。
在工况Ⅱ下最多要求反应堆停堆，但采取校正措施后，即能恢复运行。
（3）工况Ⅲ—稀有事故，是指在核电厂规定寿期内可能会出现的频率很低的事故。
（4）工况Ⅳ—极限事故，是指在核电厂规定期限内预计不会发生的假象事故。
这类事故可能会放出大量放射性物质，它代表了设计的极限情况，使最严重的工况。
在此工况下，释放到周围环境的放射性裂变产物不应超过国家规定的剂量标准，不会对居民的健康和安全造成过度的危害。
12、设计步骤：选型→方案设计→初步设计→技术设计→施工设计。
第二章反应堆材料1、对核燃料的要求：（1）热导率高（2）抗辐照能力强，以达到高的燃耗（3）燃料的化学稳定性好。
燃料对冷却剂有抗腐蚀能力。
（4）熔点高，且在低于熔点时不发生有害的相变。
（5）机械性能好，易于加工。
2、固体核燃料分类：金属型燃料、陶瓷型燃料和弥散型燃料。
（1）陶瓷型燃料：优点：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照下尺寸变化很小，因此能达到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。
缺点：导热性能差（代表：二氧化铀，碳化铀及氮化铀等）（2）弥散型燃料：优点：具有高的强度，导热性好，耐冷却剂腐蚀，可承受比合金燃料更高的燃耗。
缺点：必须采用富集铀。
3、对慢化剂的要求：（1）中子吸收截面小，质量数低，散射截面大（2）热稳定性及辐射稳定性好（3）传热性能好（4）密度高（5）价廉易得。
常用固体慢化剂：石墨、铍及氧化铍等；液体慢化剂为普通水和重水。
4、对冷却剂性能的要求与反应堆类型有关，通常具有以下特性：（1）中子吸收和感生放射性小（2）高的沸点和低的熔点（3）高的比热，唧送功率低（4）热导率大（5）有良好的热和辐照稳定性（6）和系统其他材料相容性好（7）价格便宜。
常用的液态冷却剂：轻水、重水及液态金属—钠或纳钾合金等。
气态冷却剂有：氦、二氧化碳等。
5、对结构材料的要求随反应堆型式和反应堆内的具体用途而变化。
常用的结构材料有：（1）铝、镁及它们的合金（2）锆在高温下，锆易与水或蒸汽发生锆水反应产生氢脆现象。
锆水反应生成氢气，当锆中含氢量超过溶解度时，即以氢化锆形式在晶界或晶面上析出，使锆的脆性增加，即氢脆现象。
（3）不锈钢（4）镍基合金（价格较贵）（5）碳钢（6）混凝土6、对控制材料的要求：有效地吸收多余中子，抗腐蚀，化学和尺寸稳定性好；足够的机械强度；良好的热导性；价廉易得；容易加工。
常用的控制材料：铪、镉、银—铟—镉、硼及稀有元素等。
第三章反应堆物理1、反应堆物理设计准则：（1）在满功率时，核功率峰因子和焓升核热通道因子不得超过预先规定的设计限值。
（2）在热态零功率和功率运行中，慢化剂温度下属和燃料温度（多普勒）系数应该是负值。
（3）反应性控制能在任何运行包括最大价值的一格控制棒组件卡于全提升位置（卡棒准则）工况下保证安全停堆。
（4）装备足够的燃料以保证燃料循环卸料比燃耗达到预定值，而燃料的最大比燃耗不超过设计限值。
（5）为使燃料元件及一回路系统部件的承压件不受破坏，由各种因素（如控制棒）所引入的最大反应性速率不超过规定的限值。
（6）堆芯对于总功率输出具有固有的稳定性；在恒定功率输出情况下，堆芯如果发生空间氙振荡，应易于探测并有效地抑制。
2、影响功率分布的因素：（1）反射层。
堆芯周围布置反射层展平了堆芯的中子注量率分布，堆芯的功率分布也趋于均匀。
（2）燃料装载及燃耗。
通常采用燃料富集度非均一装载方式。
（3）控制棒。
控制棒布置合理，可展平径向中子注量率的分布。
插入控制棒对轴向功率分布会带来不利影响。
（4）结构材料和水隙。
（5）温度场。
水的局部密度降低使慢化能力减小。
（6）燃料元件的自屏效应。
总之，堆芯功率分布十岁燃料装载、燃耗、控制棒布置及温度反馈效应等而变化的。
而且由于在堆芯燃料循环寿期内燃料的消耗和新核素的产生，堆芯的功率分布不仅随空间而且还随时间而变化。
3、热流密度核热点因子（核功率峰因子）=堆芯最大局部功率密度/堆芯平均功率密度。
4、焓升核热通道因子=堆芯最大燃料棒功率/堆芯平均燃料棒功率=热通道冷却剂焓升/平均通道冷却剂焓升。
5、燃耗：表示反应堆所装载的核燃料再运行过程中由于裂变而造成的消耗，通常以单位燃料装载质量所发出的能力（MWd/t）作为燃耗的度量，成为比燃耗。
6、裂变产物的中毒：随着反应堆的运行，裂变产物不断积累，有的裂变产物有很大的中子吸收截面，会使中子的有害吸收增加，使有效增殖系数keff明显地下降。
裂变产物对反应性的影响称为中毒效应。
由图3.23 可知，当反应堆启动30～40h，氙-135的产生率和消失率基本相同，浓度达平衡值。
这时的中毒成为平衡中毒。
若反应堆在高功率情况下运行一段时候见突然停堆，则中子注量率就立刻下降到零，在高功率运行时氙-135主要依靠吸收中子而消失，停堆后氙-135依靠吸收中子而消失的条件已不存在，只能通过自身衰变而消失。
另一方面碘-135衰变成氙-135有一段滞后时间，即停堆后碘-135仍不断衰变而产生氙-135。
因此堆内氙-135浓度增大，直到停堆后10h左右达最大值。
这时，碘-135已经衰变得差不多了，因而氙-135就以9.2h的半衰期进行衰变使其浓度减小，大约经过50～70h才基本衰变完。
在反应堆突然停堆后氙毒积累的这段时间内，由于氙浓度增加而反应性下降。
当氙毒积累达到最大值时，使反应堆的反应性达最低值，这种现象称为“碘坑”在“碘坑”期间内应尽量避免反应堆的重新启动。
7、反应性系数（1）反应性温度系数具有负温度系数的反应堆具有内在的稳定性。
1）燃料温度系数。
燃料温度变化时，由于多普勒温度展宽的变化，使得中子逃脱共振吸收概率变化。
当温度升高时，由于多普勒效应，共振吸收增加，逃脱共振吸收概率减小。
燃料温度系数是负的。
燃料温度系数值的大小与燃料成分有关，因此随燃耗而变化。
2）慢化剂温度系数在液体作慢化剂和冷却剂的轻水堆中，慢化剂温度上升则密度下降，单位体积内原子核数目减少，慢化能力降低，使逃脱共振几率减小，导致负的慢化剂温度系数。
同时，由于慢化剂密度减小，扩散长度和中子年龄都增大，引起中子泄露增加，也是keff减小。
虽然慢化剂密度减小，会使热中子利用系数略有增加，但这一贡献与以上两项比较起来要小。
综上所述，漫画集温度系数是负的。
轻水堆中，慢化剂温度系数一般要比燃料温度系数约大一个量级。
必须使初始热态硼浓度限制在一定水平以下，才能保证运行温度下慢化剂温度系数保持负值。
3）反应性空泡系数4）反应性功率系数5）反应性压力系数。
8、反应性控制（1）反应性控制的任务：1）启动、停堆、改变功率；2）补偿过剩反应性；3）维持功率水平；4）保证反应堆安全（2）反应堆控制方法及方式：方法：改变keff方式：1）改变核燃料含量；2）改变中子慢化性能；3）改变中子泄露损失；4）改变堆内中子吸收（包括：控制棒、化学补偿及固体可燃毒物）第五章堆内热量的产生与输送1、两相流的流型和形式流型与系统的压力、流量、含汽量、壁面的热流量以及通道的几何形状和流动方位有关。
在垂直向上流动的加热通道中，一般可以分为以下四种流型。
（1）泡状流：液相是连续相，汽相以小汽泡的形式弥散在液相中。
其特点是汽泡的直径比通道的直径小得多，不切断通道截面。
这种流型一般发生在欠热沸腾区和饱和沸腾低含汽量区。
（2）塞状流：通道中汽泡更多，小汽泡合并成大汽泡，使汽泡直径接近通道直径。