核反应堆控制复习要点
核反应堆物理分析复习重点
l t s td
d
a 0 v0
核反应堆物理分析 慢化时间
ts
Eth
E0
s dE v E
（在 10 到 10 秒量级）
-4
-6
热中子反应堆中，中子的平均寿命主要由热中子的平均寿期即扩散时间决定。 7、无吸收介质内在慢化区能谱近似服从 1/E 分布或称之为费米谱分布。 8、有效共振积分： I I i a ( E ) ( E )dE
qr E f f r
f r
3.12 10
10
W m3
18、裂变产物：非对称性：对称裂变产额小，非对称裂变产额大。 19、裂变中子能谱 ：裂变中子的最概然能量稍低于 1Mev。
20、瞬发中子(prompt neutrons)：伴随着裂变产生而没有可测延迟的中子，占 99%。 缓发中子(delayed neutrons)：裂变碎片衰变过程中发射出来的中子，<1%。 缓发中子先驱核: 在衰变过程中产生的，最终能够产生缓发中子的核（碎片） 。 21、有效增值因数 K eff ：
2
第五章 分群扩散方程 1、两步近似法求群常数： <1>制作与具体反应堆能谱无关的多群微观常数 <2>根据具体反应堆栅格的几何材料组成，在多群常数库的基础上，来计算其具体的中子能谱和少群常
核反应堆物理分析 数。
2、内外迭代法求多群扩散方程： 内迭代：又称为源迭代通过源迭代求特征值的迭代过程 外迭代：对源迭代过程中出现的扩散方程进行具体数值求解的过程 第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算 1、空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料所吸收， 造成燃料快内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃料里层 的燃料核未能充分有效地吸收中子，即外层燃料核对内层燃料核 起了屏蔽作用，称为空间自屏效应。 缺点：热中子利用系数 f 减小，燃料得不到充分利用 2、解释右图（6-2）
核反应堆物理分析--考试重点复习资料及公式整理
核反应堆物理复习分析资料整理中子核反应类型：势散射、直接相互作用、复合核的形成微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。
宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率。
中子通量：表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
截面随中子能量的变化规律：1）低能区（E<1eV），吸收截面随中子能量减小而增大，大致与中子的速度成反比，亦称吸收截面的1/v区。
2）中能区（1eV<E<10keV）,在此能区许多重元素核的截面出现了许多峰值，这些峰一般称为共振峰。
3）快中子区（E>10keV）,截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量变化也趋于平滑。
中子循环：快中子倍增系数ε：由一个初始裂变中子所得到的，慢化到U-238裂变阈能以下的平均中子数。
逃脱共振几率P：慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。
热中子利用系数f:(燃料吸收的热中子数)/（被吸收的全部热中子数，包括被燃料，慢化剂，冷却剂，结构材料等所有物质吸收的热衷子数）。
有效裂变中子数η：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。
快中子不泄漏几率Vs：快中子没有泄漏出堆芯的几率。
热中子不泄漏几率Vd：热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。
四因子公式：＝εPfη六因子公式：K＝εPfηVsVd直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。
核反应堆中的反应控制方法
核反应堆中的反应控制方法核反应堆是利用核能进行能量转换的装置，它能产生大量的电力，但同时也有一定的风险。
为了保证核反应堆安全可靠地运行，必须对核反应进行控制。
本文将对核反应堆中的反应控制方法进行介绍。
1.反应堆中的物理过程在开始介绍反应控制方法之前，我们需要简单了解反应堆中的物理过程。
核反应堆中的反应物通常是铀-235、铀-238和钚等，它们与中子发生相互作用，引起裂变或俘获反应，释放出大量的能量。
核反应堆中的反应过程需要控制，以确保堆安全稳定地运行。
2.反应控制方法（1）核反应堆的排除反应——反应堆的排除反应是指将反应堆中的中子吸收剂移除，以使中子的流量降低。
这是一种常用的反应控制方法。
（2）控制燃料的含量——燃料中的铀-235对反应控制非常重要。
如果燃料的铀-235含量过高，反应过于剧烈，如果含量过低，反应速度慢，不足以产生足够的能量。
（3）增加辐射体吸收——这种方法是通过添加一种辐射体，使其吸收中子来控制反应。
这种方法在核反应堆运行的初期使用，随着堆的运行，辐射体逐渐消失。
（4）调节反应堆中的质子——质子是中子的反应体，通过控制质子的流量，可以控制核反应堆的反应速率。
（5）利用控制棒——控制棒是一种可以插入核反应堆中的棒状物体。
它们通常由坚固的黑钢和铂-铑合金制成。
控制棒的重量大于核反应堆中的其他物资，它们的下落可以减慢核反应的速率，提高反应堆的安全性。
（6）使用反应性反馈——反应性反馈是指使用吸收材料，如铝、铁、铅等，依靠中子引起的反应来降低核反应堆的反应速率。
（7）调节燃烧轴线——燃烧轴线是指沿着核反应堆棒中燃料的轴线。
通过调节燃烧轴线的位置，可以改变燃料的形状，从而控制反应。
（8）改变冷却剂的温度——冷却剂是核反应堆中的一种流体，用于冷却和稀释反应堆中的热量。
通过改变冷却剂的温度，可以控制反应的速度和强度。
3.结论核反应堆的反应控制至关重要，可以通过以上的方法，确保反应堆的安全性和稳定性。
核反应堆工程复习参考题
核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么沸水堆采用一个回路;压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备;故控制棒需从堆芯底部向上插入;控制棒为十字形控制棒;压水堆为棒束型控制棒;从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力约为70个大气压;冷却水在堆内以汽液形式存在;压水堆一回路压力通常达150个大气压;冷却水不产生沸腾..2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理沸水堆Boiling Water Reactor字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯;对燃料棒进行冷却;带走裂变产生的热能;冷却水温度升高并逐渐气化;最终形成蒸汽和水的混合物;经过汽水分离器和蒸汽干燥器;利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电..压水堆Pressurized Water Reactor字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯;把核燃料放出的热能带出堆芯;而后进入蒸汽发生器;通过传热管把热量传给二回路水;使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降;进入堆芯;完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电;再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器;完成二回路水循环..3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低;哪种堆型对燃料的燃尽性更好因为卸料燃耗较浅;用重水D2O;D为氘作慢化剂;其热中子吸收截面约为轻水H2O的1/700;慢化中子能力不如后者;需要更多的碰撞次数;可直接利用天然铀作核燃料..4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点优：快中子堆没有慢化剂;所以体积小;功率密度高..缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度;初装量也大..快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高;快中子辐照通量率大;对材料要求苛刻..平均寿命比热中子堆短;控制困难..5、压水堆堆芯中水主要起什么作用作冷却剂和慢化剂..6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点优：能在不高的压力下得到较高的出口温度;可提高电站二回路蒸汽温度;从而提高热效率..缺：镁合金包壳不能承受高温;限制了二氧化碳气体出口温度;限制了反应堆热工性能的进一步提高..7、什么是原子核的结合能及比结合能;如何计算结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量;ΔE=ΔmC2定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比ΔE/A8、什么是核反应截面;分哪几类;其物理意义是什么如果某种物质受到中子的作用;则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度;以及该物质中核的数目和性质..“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度1微观截面假设在1cm3的物质中;有N个原子核;在该物质的一个面上射入一个中子;则每一个原子核与一个入射的中子发生核反应的概率定义为微观截面σ;单位为m2;有时也用靶恩10-28m2为单位又分为裂变、散射和吸收三种截面2宏观截面如果每立方米的物质中含有N个核;则乘积σN等于每立方米靶核的总截面;称宏观截面;用 表示;单位是m-1;物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的概率..9、什么是中子通量;其物理意义如何单位时间内通过单位面积的中子数..等于中子密度与其平均速度的乘积;单位常用“中子/平方厘米·秒”表示..按中子能量不同;又可分为热中子通量和快中子通量两种..是衡量反应堆的一个重要指标10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些铀-235核每次裂变所释放的平均值约为207MeV;绝大部分能量是以裂变碎片的动能形式释放出来;除了中微子能量;其它能量都可以“回收”11、什么是瞬发中子和缓发中子;缓发中子在反应堆中有何影响瞬发中子：99%以上的中子是在裂变瞬间发射出来的;这些中子叫瞬发中子缓发中子：裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子..平均能量比瞬发中子能量低;对反应堆的控制起重要作用12、什么是四因子公式;其对核反应堆的设计具有什么参考作用无限增殖因数：对于无限大的反应堆;中子不泄露概率为1;此时的有效增殖因数;称为无限介质增殖因数快中子增殖因数逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率..热中子利用系数f：被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质包括燃料在内吸收的热中子总数的份额..热中子裂变因数h：燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总数之比..反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成k 及几何形状13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的;该作用的好坏与哪两个主要因素有关弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程..非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理..弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制..中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关14、什么是对数能降对数能降定义式：E0----选定的参考能量;E0=2MeV；E ----一次碰撞后的中子能量15、反应性负温度系数是什么;其在核反应堆安全运行中的作用温度增加1K时k eff的相对增加量;负温度系数对反应堆安全运行具有重要意义;要求负温度系数实际是要求反应堆系统具有一定的自衡能力;主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的;温度升高;共振吸收增加;因此产生了负温度效应16、核反应堆反应性控制方法有哪些根据不同堆型;为保证反应堆安全运行;用来对反应性进行有效控制和调节的各种部件、机构、过程和方法..主要有控制棒控制、化学控制剂—载硼运行、可燃毒物控制三种..17、燃料组件的骨架结构组成有哪些;燃料元件棒的主要结构有哪些17x17型燃料组件骨架结构：由定位格架、控制棒导向管、中子注量率测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架..燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成..18、在核反应堆的设计中;主要涉及哪几种材料的选择①核燃料材料——提供核裂变②结构材料——实现功能性③慢化剂材料——慢化快中子④冷却剂材料——带走产生热能⑤控制材料——控制核反应堆19、核反应堆燃料类型有哪几种与金属铀相比;陶瓷燃料的优缺点有哪些燃料分类a)金属型----金属铀和铀合金适宜用于生产堆堆芯温度较低;中子注量率不太高优点：银灰色金属;密度高>18.6;热导率高;工艺性能好;熔点1133 ℃;沸点3600 ℃缺点：化学活性强;与大多数非金属反应金属铀的工作条件限制：•由于相变限制;只能低于665℃•辐照长大;定向长大限制低温工作环境•辐照肿胀现象;较高温度条件下金属燃料变形b)陶瓷型----铀、钚、钍的氧化物;碳化物或氮化物陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制相变及肿胀效应优点：熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好缺点：热导率低•二氧化铀陶瓷燃料优点：无同素异形体;只有一种结晶形态面心立方;各向同性;燃耗深熔点高；未经辐照的测定值2805±15℃具有与高温水、钠等的良好相容性;耐腐蚀能力好与包壳相容性良好缺点：二氧化铀的导热性能较差;热导率低传热负荷一定时;燃料径向温度梯度大氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂..c)弥散体型---含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中20、什么是辐照效应主要包括哪几种形式由辐照引起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化..主要效应：电离效应、嬗变效应、离位效应电离效应：堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞;使其跳离轨道的电离现象;对金属性能影响不大;对高分子材料影响较大嬗变效应：受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应离位效应：中子与原子碰撞中;原子脱离点阵节点而留下一个空位..如果不能跳回原位;则形成间隙原子;快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子;其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因..离位峰中的相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相21、选择慢化剂需要注意哪些要求重水做慢化剂有何优缺点慢化剂：将裂变中子慢化为热中子;分固体慢化剂和液体慢化剂固体慢化剂石墨、铍、氧化铍：对石墨慢化剂性能要求：纯度高;杂质少;尤其硼、镉含量限制严格强度高;各向异性小耐辐照、抗腐蚀和高温性能好热导率高、热膨胀率小液体慢化剂水、重水：对液体慢化剂的要求：熔点在室温以下;高温下蒸汽压要低良好的传热性能良好的热稳定性和辐照稳定性原子密度高不腐蚀结构材料在辐照条件下;重水与轻水均发生逐渐的分解;分离出爆炸性气体D2和O2;或H2和O2的混合气体;该过程称作辐射分解..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..22、堆芯控制材料的要求有哪些控制材料的性能要求：a)材料本身中子吸收截面大;子代产物也具有较高中子吸收截面b)对中子的吸收能阈广热、超热中子c)熔点高、导热性好、热膨胀率小d)中子活化截面小e)强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义;以及三者之间的转换关系热流密度：也称热通量;一般用q表示;定义为：单位时间内;通过物体单位横截面积上的热量..按照国际单位制;时间为s;面积为㎡;热量取单位为焦耳J;相应地热流密度单位为J/㎡·s..线功率密度：单位长度堆芯产生热功率燃料芯块的线功率q L;燃料芯块的表面热流密度q;燃料芯块的体积释热率q v;三者关系：q L=q2πr u=q vπr u224、什么是核热管因子;其物理意义是什么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..反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子25、影响堆芯功率分布的因素有哪些燃料装载的影响富集度最高的装在最外层;最低的燃料组件装在中央区;可显着增大堆芯总功率输出反射层的影响增加边沿中子通量控制棒的影响一定程度上改善中子通量在径向的分布结构材料、水隙和空泡的影响材料吸收中子;水隙提高热中子浓度;控制棒做成细长的形式;空泡使热中子通量下降燃料元件自屏蔽效应的影响慢化剂产生热中子;燃料棒内消耗中子26、什么是积分热导率;在实际中有何应用UO2燃料热导率随温度变化很大;采用算术平均温度来求解k u;误差很大温度的非线性函数;因此需研究k u随温度的变化规律;从而引出积分热导率的概念..为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量..是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分;其单位为W/cm..27、什么是偏离泡核沸腾;对应英文缩写是什么偏离泡核沸腾DNBDeparture from nucleate boiling;在加热过程中;由于产生的气泡数量很多;甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱;当气泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时;就发生了偏离泡核沸腾..28、加热通道内流动包含哪几个区域加热通道内流动区域的划分：1.单相流区;不存在气泡;液体单相流2.深度欠热区;贴近加热壁面液膜达到饱和温度;开始生成气泡;表现为“壁面效应”3.轻度欠热区;越过净蒸汽起始点;气泡脱离壁面;表现为“容积效应”4.饱和沸腾区;此区热量完全用来产生蒸汽29、临界热流密度和沸腾临界的概念临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时;加热表面上的气泡很多;以致使很多气泡连成一片;覆盖了部分加热面..由于气膜的传热系数低;加热面的温度会很快升高;而使加热面烧毁..这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHFCritical Heat Flux..30、单相流压降通常由哪几部分组成;各部分对应具体作用是什么提升压降31、截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别;如何相互转化容积含气率β：单位时间内;流过通道某一截面的两相流总容积中;气相所占的容积份额..截面含气率 ：也称空泡份额;指两相流中某一截面上;气相所占截面与总流道截面之比..32、V f之比;单相临界流速如何计算;这种流动就称为临界流或阻塞流..临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要..临界流量的大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力;而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间..K—定压比热容与定容比热容之比R—气体常数T—温度34、达到临界压力比就可以实现临界流速对吗;为什么不对35、什么是流动不稳定性;常见的有哪几种类型流动不稳定性：是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中;流体受到一个微小的扰动后所产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..36、什么是自然循环;形成自然循环的条件是什么自然循环是指在闭合回路内依靠热段上行段和冷段下行段中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环条件：1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失2.自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行;如果中间被隔断;就不能形成自然循环37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响主要考虑热工水力学因素和设备成本;所谓热工水力学;也就是研究反应堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析..对于轻水堆;由于压力决定水的饱和温度;即水保持液态或饱和蒸汽的温度;是热工水力设计的一个重要方面;但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动的影响较小;可以说是温度决定压力..对于气冷堆;冷却剂的热力学参数受压力影响大;热工水力学设计直接和压力有关..对于压水堆核电厂;一回路压力决定一回路水的饱和温度;继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率..压力升高可以提高热效率;但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计;并且压力升高将带来各主设备承压需求上升;成本和制造难度上升;通常压水堆取15Mpa左右的工作压力;对应冷却剂330度左右的温度限制..沸水堆由一回路直接产生蒸汽;蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力;而沸水堆堆芯冷却剂为两相流;冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力学和材料性能限制;通常温度为286度;压力7.3Mpa..沸水堆由于堆芯较压水堆大;并且压力容器内需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等;压力容器比压水堆要大;较低的压力也有利于压力容器制造..38、热管和热点的定义热管hot-channel：假设在相对孤立的冷却系统中;积分功率输出最大的冷却剂通道热点hot-point：堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点..39、压水堆主要热工设计准则有哪些燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度燃料元件外表面不允许发生沸腾临界必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中;不发生流动不稳定性40、热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密度的影响核：描述中子通量分布不均匀工程：描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀----可用加工误差和统计方法得到41、降低核热管因子有哪些具体途径降低热管因子的途径：a)核方面设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等b)工程方面合理控制加工、安装误差；改善冷却剂分配不均匀；加强横向交混等42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什么在单通道模型中;把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的;堆芯高度上与其他通道之间没有质量、动量和能量交换..这种分析模型不适合用于无盒组件那样的开式通道..为了使计算更符合实际;开发了子通道模型..这种模型认为到相邻通道的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换;因此各通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化;热通道内冷却剂的焓和温度也会有所降低;相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低..43、什么是最小烧毁比MDNBR在反应堆热工计算中;为了安全起见;要保证在反应堆运行时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量;就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数;以保证不出现烧毁事故..这个安全系数称烧毁比..把通道中临界热流密度q DNB与实际热流密度q act二曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁比;用MDNBR表示..44、如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度的现象由于工程上不可避免的误差;会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值.. 45、反应性控制分哪三类什么是反应堆的固有安全性紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反应能力;使反应堆紧急关闭..压水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯..功率控制：要求某些控制棒动作迅速;即使补偿微小反应性瞬态变化..补偿控制：分补偿控制棒和化学控制棒两种..依靠核反应反应堆本身设计特点;不依靠外界能源和动力;所固有的安全性能..46、大破口事故共分几个阶段;各是什么1喷放阶段;此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；2再充水阶段;此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部；3再淹没阶段;此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；4长期堆芯冷却阶段;堆芯完全淹没;低压安注系统投入并足以去除衰变热..47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害安装点火器;降低氢气扩散范围和降低氢气浓度;从而降低事故风险..采用复合器;缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制..48、核电站的反应堆有几道安全屏障;各是什么燃料元件包壳：将裂变产物包容在元件内..二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管;叠成柱体;组成了燃料棒..由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封;在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出;一旦有破损;要能及时发现;采取措施..一回路压力边界：有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成;包括稳压器、蒸汽发生器、传热管、泵和连接管道等..这屏障足可挡住放射性物质外泄..即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏;放射性物质也不会从它里面泄漏出来..安全壳：将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内..事故发生时;能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去;是保护核电站周围居民安全的最后一道防线..。
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。
核反应堆的控制手段与安全措施
核反应堆的控制手段与安全措施核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
为了确保核反应堆的安全运行，需要采取一系列的控制手段和安全措施。
本文将介绍核反应堆的控制手段和安全措施，以确保核反应堆的稳定运行和防止事故发生。
一、核反应堆的控制手段1. 控制棒：核反应堆中的控制棒是一种可以调节反应堆中裂变链式反应速率的装置。
控制棒一般由吸中子材料制成，如硼、银等。
通过控制棒的插入和抽出，可以调节反应堆中的中子流量，从而控制反应堆的功率。
2. 冷却剂：核反应堆中的冷却剂起到冷却燃料和带走热量的作用。
常用的冷却剂有水、氦气等。
通过调节冷却剂的流量和温度，可以控制反应堆的温度和热功率。
3. 反应堆堆芯设计：核反应堆的堆芯设计也是一种重要的控制手段。
通过合理设计反应堆的堆芯结构和燃料组织方式，可以实现对反应堆的控制和调节。
二、核反应堆的安全措施1. 燃料选择：核反应堆的燃料选择是确保核反应堆安全运行的重要措施之一。
选择稳定性好、热导率高、熔点高的燃料，可以减少燃料的热量积累和燃料的熔化风险。
2. 安全壳：核反应堆需要建造一个坚固的安全壳，以防止辐射泄漏和核材料外泄。
安全壳一般由混凝土和钢材构成，具有较高的抗压和防辐射能力。
3. 安全系统：核反应堆需要配备一系列的安全系统，以应对可能发生的事故。
常见的安全系统包括冷却系统、紧急停堆系统、放射性废物处理系统等。
4. 事故应急预案：核反应堆需要制定详细的事故应急预案，以应对可能发生的事故。
预案应包括事故诊断、事故处理和人员疏散等方面的内容，以确保事故发生时能够及时、有效地采取措施。
5. 安全培训和监管：核反应堆的操作人员需要接受专业的安全培训，熟悉核反应堆的操作规程和安全措施。
同时，核反应堆的运行需要受到严格的监管，以确保操作符合安全标准。
总结起来，核反应堆的控制手段和安全措施是确保核反应堆安全运行的重要保障。
通过合理使用控制棒、冷却剂和堆芯设计，可以实现对核反应堆的控制和调节。
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析复习内容核反应堆安全分析是指对核反应堆系统的设计、运行和事故处理等方面进行全面、系统的安全评估和分析。
本文将对核反应堆安全分析的一些重要内容进行复习，包括核反应堆的基本原理、核反应堆事故、核反应堆的设计与控制措施、核反应堆的防护屏障与安全壳等。
一、核反应堆的基本原理核反应堆是一种能够维持核链式反应的装置，通过控制核反应速率，产生一定的能量。
核反应堆中使用的燃料为铀或钚等放射性物质，通过控制核反应链的速率来控制热能的释放。
核反应堆可以分为热中子反应堆和快中子反应堆两种类型。
二、核反应堆事故核反应堆事故是指在核反应堆系统中发生的意外事件，导致辐射泄漏或其他安全风险。
常见的核反应堆事故有燃料棒泄漏、冷却剂失效、控制棒失效等。
核反应堆事故可能导致辐射泄漏、安全壳破裂等严重后果，因此对核反应堆事故进行分析和预防非常重要。
三、核反应堆的设计与控制措施核反应堆的设计和控制措施是保证核反应堆安全运行的重要环节。
核反应堆设计需要考虑冷却剂循环、燃料棒、控制棒等的布局和选用，以确保核反应堆的稳定性和冷却性能。
核反应堆的控制措施包括控制棒的插拔、冷却剂流量的调节，以确保核反应链的稳定和热能的控制。
四、核反应堆的防护屏障与安全壳核反应堆的防护屏障与安全壳是核反应堆事故发生时保护人员和环境安全的重要措施。
防护屏障主要包括燃料棒外壳、反应堆本体壳体等，用于阻挡辐射和防止燃料泄漏。
安全壳则是一个更加完整的屏障，可以在事故发生时封闭核反应堆，并防止辐射和热能的泄漏。
五、其他安全问题除了以上内容外，核反应堆安全分析还需要关注其他一些安全问题，如辐射防护、应急准备、运行监测等。
辐射防护是保护工作人员免受核反应堆辐射的伤害，需要合理设置防护设施和个人防护措施。
应急准备包括事故应急预案的制定和应急演练的进行，以应对可能发生的事故。
运行监测则是对核反应堆的运行状态进行实时监测和数据分析，以确保核反应堆在正常工作条件下运行。
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【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。
【自调特性】指核电厂负荷变化时，反应堆靠自身内部温度反馈功能使其功率达到与负荷一致的水平，产生新的热平衡。
【功率分布】（1）径向功率分布：可以通过燃料的不同浓度分区布置、可燃毒物棒和控制棒的径向对称布置、最佳控制棒分组和提插棒程序设计措施来展平，在运行中变化不大，并可以准确的预测（2）轴向功率分布：在运行中是变化的，慢化剂温度效应、可燃毒物反应、多普勒效应和功率水平效应、裂变产物效应控制棒组件移动和燃耗都会对轴向功率分布产生影响，是主要研究对象。
【控制棒】R、N黑体棒（反应性价值高）功率调节控制；G灰棒组（反应性价值低），功率分布控制。
在模式G中，由负荷确定的功率设定值变化引起的堆芯反应性变化首先是通过功率补偿棒组G1，G2，N1和N2来调节反应性的，它所引起的轴向和径向功率分布扰动比黑体棒组小。
功率补偿棒组在堆芯的位置是功率的函数，功率升高控制棒位置也提高。
用核反应堆冷却剂温度的R棒组来实现反应性精确调整。
在功率快速变化中，R棒组可以辅助功率补偿棒组控制，因为其反应性效果受到最大棒速限制。
【功率控制系统】（功率粗调）（1）主要功能：根据负荷需求控制功率补偿棒组的棒位，也称为功率补偿帮组控制系统。
（2）最终目标：使功率补偿棒组的位置与功率水平相对应，对应关系就是有效标定曲线关系。
（3）功率补偿棒控制系统是机组负荷的前馈（开环）控制
【平均温度控制系统】（功率细调）（1）主要功能：通过调节冷却剂平均温度实现反应堆功率与负荷精确匹配，也称R棒组控制系统。
（2）冷却剂平均温度是机组负荷的反馈（闭环）控制。
【棒速程序控制单元】是一个非线性曲线，可以分为5个区域。
（1）死区：为了避免Tav微笑的变化而引起控制棒频繁动作而造成严重的机械疲劳。
（2）滞磁回环：为了清除控制棒驱动机构接通脱开时产生的振动。
（3）最小棒速区：限制棒速（4）线性帮速区：棒速随温度偏差信号线性变化（5）最大棒速区：限制棒速
【硼浓度系统】作用：（1）减少了控制棒数量（2）改善了轴向功率分布（3）可增大核反应堆后备反应性，使堆寿期延长，燃耗增加（4）简化堆芯结构
【化学与容积控制系统功能】（1）容积控制：向反应堆堆芯补充水，在冷态时提供将反应堆冷却剂系统加压的高压水源，在热态时，保持稳压器中的液位。
（2）化学控制：通过过滤除盐加入氢氧化钾以减少核反应堆冷却剂中腐蚀产物及裂变产物的浓度。
（3）反应性控制：通过调整核反应堆冷却剂中的硼浓度以补偿燃
耗、中毒以及功率变化所导致的反应性变化。
（4）辅助功能：为核反应堆冷却剂泵轴封提供轴封水、稳压器辅助喷淋水等。
【稳压器压力控制系统】功能：维持稳压器压力为其设定值，使在正常瞬态下不致引起紧急停堆，也不会使稳压器安全阀开启。
压力过大会使设备疲劳，管道破裂；压力过低会引起堆芯局部沸腾，元件熔化。
【稳压器液位控制系统】功能：通过调节上充流量将稳压器液位维持在由负荷确定的设定值上，从而使稳压器能很好地完成其控制一回路的压力的主要功能。
串级控制系统：液位控制器为主控制器，处理液位偏差信号，输出信号为上充流量与下泄流量差值，然后根据下泄流量计算出上充流量的设定值。
上充流量控制器为副控制器，处理流量偏差信号，计算出上充流量调节阀的阀门开度，通过调节化学与容积系统的上充流量调节阀以改变上充流量，上充流量与下泄流量的差值将影响稳压器液位的变化。
【蒸汽发生器液位控制系统】：
蒸汽发生器液位调节系统是由主通道、旁路通道和前馈通道组成。
主通道液位定值程序单元根据二回路负荷产生一个相应的蒸汽发生器液位设定值，然后液位设定值与测量值进行比较产生液位偏差值，然后得到一个给水流量信号，该信号与前馈信号叠加后由流量控制控制器运算产生主给水流量调节阀的开度信号。
该信号驱动改变主给水流量调节阀门的开度以改变主给水流量进而控制蒸汽发生器的液位。
当负荷高于18%FP时，旁路给水调节阀保持全开。
在负荷低于18%FP时，旁路通道根据蒸汽流量信号与液位控制器输出的给水流量信号的差值调节旁路给水调节阀的开度以控制蒸汽发生器的液位。
这时，不再有给水流量的闭环控制，也没有汽/水的失配信号参与控制。
当负荷增加高于阀值时，偏置很快从给水流量控制器上消失，从而使主给水调节阀恢复流量控制，此时旁路
给水调节阀处于全开状态。