注冊(cè)核安全工程師知識(shí)點(diǎn)總結(jié)

1、1、到目前，包括人工制造的不穩(wěn)定元素在內(nèi)，人們已經(jīng)知道了100多種元素。自然界存在的穩(wěn)定核素有280多個(gè)。天然存在的核素332個(gè)，已經(jīng)發(fā)現(xiàn)的包括人工生產(chǎn)的核素約2600多個(gè)。2、1911年盧瑟福根據(jù)阿爾法粒子散射試驗(yàn)提出了核式模型假設(shè)。3、電子是由英國(guó)湯姆遜在1897年發(fā)現(xiàn)的。4、原子的大小是由核外運(yùn)動(dòng)的電子所占的空間范圍來表征的，原子的大小即半徑大約10的（-8）次方厘米量級(jí)。5、原子核的線度只有幾十飛米，（一飛米約10的（-13）次方厘米）。核密度高達(dá)108噸每立方厘米。入射粒子與核的距離接近10-15m時(shí)，就會(huì)發(fā)生相互作用引起原子核發(fā)生變化。6、核的化學(xué)與物理性質(zhì)、光譜特性基本只與核外電

2、子有關(guān)，放射現(xiàn)象主要?dú)w因于原子核。7、原子的每個(gè)殼層最多容納2N2個(gè)電子，l=n-1為量子數(shù)，支殼層等于2L+1；MII表示M殼層的第二個(gè)支殼層。8、電子脫離核的束縛需要外界做功，結(jié)合能是負(fù)值，K層電子能級(jí)最低，結(jié)合能的絕對(duì)值最大。9、正常狀態(tài)下，電子先充滿較低的能級(jí)，但受內(nèi)在或外界因素的作用后，低能級(jí)的電子可能被激發(fā)到高能級(jí)上，此為激發(fā)，或者電子被電離到殼層之外，此稱為電離。10、1896年，貝克勒爾發(fā)現(xiàn)了鈾的天然放射現(xiàn)象，這一重大發(fā)現(xiàn)認(rèn)為是核物理學(xué)的開端。海森堡提出了原子核是由質(zhì)子與中子組成的假設(shè)。11、元素符號(hào)與質(zhì)子數(shù)Z具有唯一，確定的關(guān)系，質(zhì)子數(shù)Z往往可以省略。只要元素符號(hào)相同，盡管質(zhì)

3、量數(shù)不同，但具有基本相同的化學(xué)性質(zhì)、一般物理性質(zhì)也相同，但是是兩種不同的核素，核性質(zhì)完全不同。12、同位素：原子序數(shù)相同，但質(zhì)量數(shù)不同的核數(shù)稱為某元素的同位數(shù)，原子數(shù)百分比稱為豐度。13、根據(jù)原子核的穩(wěn)定性，核素可分為穩(wěn)定的核素和不穩(wěn)定的放射性核素。穩(wěn)定性與質(zhì)子數(shù)與中子數(shù)之間的比例存在密切的關(guān)系。14、質(zhì)量和能量是物質(zhì)同時(shí)具有的兩個(gè)屬性，任何具有一定質(zhì)量的物體必須與一定的能量相關(guān)聯(lián)。15、比結(jié)合能的物理意義是原子核拆散成自由核子時(shí)外界對(duì)每個(gè)核子所做的最小平均功?；蛘哒f，結(jié)合成原子核時(shí)平均一個(gè)核子所釋放的能量，它表征了原子核結(jié)合的松緊程度，越大越緊，越穩(wěn)定。16、原子能是指原子核結(jié)合能發(fā)生變化時(shí)

4、釋放的能量。17、對(duì)于輕核可能存在粒子的集團(tuán)結(jié)構(gòu)。18、放射性指數(shù)衰減規(guī)律是一種統(tǒng)計(jì)規(guī)律。單個(gè)原子核只能說它具有一定的衰變概率，不能確定何時(shí)衰變。19、衰變常數(shù)是單位時(shí)間內(nèi)一個(gè)原子核發(fā)生衰變的概率，單位是時(shí)間的倒數(shù)，值越大衰變?cè)娇臁?0、半衰期與衰變常數(shù)成反比，半衰期與時(shí)間的起點(diǎn)無關(guān)，平均壽命是衰變常數(shù)的倒數(shù)，是半衰期的1.44倍。21、放射源在單位時(shí)間內(nèi)發(fā)生衰變的原子核數(shù)稱為放射性活度，放射活度也隨時(shí)間增加而指數(shù)衰減。國(guó)際單位為1Bq=1次每秒；一居里=3.7*1010 Bq?；疃仁侵竼挝粫r(shí)間內(nèi)原子核衰變的數(shù)目，而不是放射出的粒子數(shù)目。22、比放射性活度，單位質(zhì)量放射源的放射活度，Bq/g。

5、23、放射活度與衰變率，同樣的量綱，后者用于描述衰變過程。24、地球上放射性核素只能維系在三個(gè)處于長(zhǎng)期平衡狀態(tài)的放射系中：半衰期都很長(zhǎng)，釷系（4n）的釷232，半衰期1.41*1010年，鈾系(4n+2)-238，半衰期4.47*109年；錒-鈾系(4n+3)的鈾235，半衰期7.04*108年，放射系中的其他元素衰變快，但是在體系內(nèi)都按第一個(gè)核素半衰期衰變。25、衰變，質(zhì)量數(shù)不變，電荷數(shù)加一，周期表中后移一位。26、輻射是指以波或粒子的形式向周圍空間或物質(zhì)發(fā)射并在其中傳播的能量(聲輻射、熱輻射、電磁輻射、粒子輻射等)的統(tǒng)稱。狹義的輻射是高能電磁輻射和粒子輻射，狹義的輻射又稱射線。27、核輻射

6、的種類有 ，中子輻射等。氚與中子不穩(wěn)定。28、衰變?nèi)N類型，正 負(fù) 軌道電子俘獲。衰變中發(fā)射的正負(fù)電子能量是連續(xù)的。29、X射線和射線都是一定能量范圍內(nèi)的電磁輻射，又稱光子，其能量與輻射的頻率成正比。X射線來源于核外電子的躍遷而射線來源于原子核本身的高激發(fā)態(tài)向低激發(fā)態(tài)躍遷或粒子的湮滅輻射。30、中子比質(zhì)子略重。自由中子不穩(wěn)定，自發(fā)發(fā)生衰變，變成質(zhì)子電子中微子。半衰期10.6m。31、中子主要通過核反應(yīng)或自發(fā)裂變產(chǎn)生。三種源：同位素中子源、加速器中子源、反應(yīng)堆中子源。32、中子源產(chǎn)生過程中，不僅要考慮中子的防護(hù)也要考慮X射線，射線的防護(hù)問題。33、能夠直接或間接引起介質(zhì)原子電離或激發(fā)的核輻射稱為

7、電離輻射。帶點(diǎn)粒子的能量損失方式一：電離損失，主要有電離與激發(fā)；方式二：輻射損失，韌致輻射，X光機(jī)X射線管產(chǎn)生的X射線就是韌致輻射。34、正電子的湮滅輻射，正電子除了負(fù)電子相同的效應(yīng)外，還有湮滅輻射，需要防護(hù)。35、射線與物質(zhì)的相互作用：光電效應(yīng)、康普頓效應(yīng)、電子對(duì)效應(yīng)。中子與物質(zhì)的作用：中子散射、中子俘獲。散射又分彈性散射，非彈性散射。36、核反應(yīng)分類：按出射粒子是否與入射粒子相同：散射；如果不同，則有俘獲反應(yīng)等。37、入射粒子分類：中子核反應(yīng)、荷電粒子核反應(yīng)、光核反應(yīng)，電子也可引起核反應(yīng)。按能量分類：100Mev以下低能，1Gev以上高能核反應(yīng)，之間的是中能核反應(yīng)。38、微觀截面：一個(gè)入射

8、粒子入射到單位面積內(nèi)只含有一個(gè)靶核的靶子上發(fā)生反應(yīng)的概率，量綱為面積，1b=10-24cm239、核反應(yīng)中的各種截面與入射粒子的能量有關(guān)，變化關(guān)系稱為激發(fā)函數(shù)，相應(yīng)的曲線稱為激發(fā)曲線。40、1942年，費(fèi)米建立石墨反應(yīng)堆，首次實(shí)現(xiàn)原子核鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。41、2010年，核電發(fā)電量占世界發(fā)電總量的13.8%。42、核反應(yīng)堆由堆芯、冷卻劑系統(tǒng)、慢化劑系統(tǒng)、控制與保護(hù)系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)等組成。43、裂變反應(yīng)釋放的能量絕大部分在燃料元件內(nèi)轉(zhuǎn)化為熱能，通過熱傳導(dǎo)，對(duì)流換熱、熱輻射傳遞給周圍冷卻劑，再由冷卻劑帶到堆芯外。44、裂變分為：自發(fā)裂變、誘發(fā)裂變。45、自發(fā)裂變發(fā)生的條件：兩裂變碎片的結(jié)合能大

9、于裂變核的結(jié)合能。46、裂變碎片處于激發(fā)態(tài)，同時(shí)是豐中子核，因此自發(fā)裂變核是一種很強(qiáng)的中子源。裂變后的初級(jí)碎片發(fā)出中子、射線后成為次級(jí)碎片，也稱為裂變的初級(jí)產(chǎn)物。初級(jí)產(chǎn)物仍是豐中子核。，經(jīng)過多次衰變變成穩(wěn)定的核素。在衰變的過程中，仍有可能發(fā)射中子，即緩發(fā)中子，約占裂變中子1%左右。47、裂變按裂變碎片的質(zhì)量數(shù)分布是否相等，可分：對(duì)稱裂變、非對(duì)稱裂變。激發(fā)能提高，則向?qū)ΨQ裂變過度。48、緩發(fā)中子的半衰期就是衰變母核的衰變半衰期。49、彈性散射：中子的動(dòng)量和動(dòng)能守恒；非彈性散射：動(dòng)量守恒但是動(dòng)能不守恒，入射中子的一部分動(dòng)能變成靶核的內(nèi)能，使其處于激發(fā)態(tài)。非彈性散射有閾能，高于第一激發(fā)態(tài)才能發(fā)生，高

10、能中子與重核的散射主要是非彈性散射，熱種子堆內(nèi)慢化主要靠彈性散射，快堆內(nèi)無慢化劑但有U-238的非彈性散射。50、中子吸收（n,a）包括中子俘獲（n,c）和（n,f）；（n,c）包括（n,）（n,p）（n,d）（n,）（n,2n）等。（，n）反應(yīng)的閾能（10MeV）51、鈾-233，鈾-235，钚-239，钚-241在各種能量中子作用下均可以引起裂變，被稱為易裂變核素；但釷-232.鈾-238在中子能量高于某一值才發(fā)生裂變，稱為可裂變核素或轉(zhuǎn)換材料。52、核反應(yīng)截面是定量描述中子與原子核發(fā)生反應(yīng)概率大小的物理量。53、宏觀截面：一個(gè)中子與單位體積內(nèi)所有原子核發(fā)生核反應(yīng)的平均概率，也是一個(gè)中子在

11、介質(zhì)中穿行單位距離與核發(fā)生核反應(yīng)的概率。量綱是長(zhǎng)度的倒數(shù)。與平均自由程的關(guān)系：倒數(shù)關(guān)系，連續(xù)兩次作用之間穿行的距離平均自由程；穿行平均自由程的距離時(shí)，就會(huì)發(fā)生一次核反應(yīng)。54、核反應(yīng)率：?jiǎn)挝粫r(shí)間單位體積內(nèi)中子與物質(zhì)原子核發(fā)生作用的總平均次數(shù)。中子通量是標(biāo)量。55、核截面的數(shù)值取決于入射中子的能量與靶核的性質(zhì)。反應(yīng)截面隨入射中子的能量分三個(gè)區(qū)：低能區(qū)（1ev），與中子的速度成反比，1/v區(qū)；中能區(qū)（11萬ev）存在很多共振峰，共振區(qū)；大于1萬ev稱為快中子區(qū)，截面很小，小于10b，變化也趨于平滑。56、裂變放出的中子是高能中子，平均能量達(dá)到2MeV，最大達(dá)到10Mev。57、中子與氫核的一次碰撞

12、就可損失全部能量，與U-238碰撞一次，損失的最大能量不到碰撞前的1%，因此采用輕元素來做慢化劑。2Mev的中子慢化到1ev，平均需要與氫原子碰撞18次。58、衡量慢化劑優(yōu)劣：慢化能力、慢化比。慢化能力不能全面反映材料是好的慢化劑，好的慢化劑不僅需要較大的慢化能力，還需要大的慢化比。水的慢化能力最強(qiáng)，所以堆芯做得?。恢厮c石墨的慢化比比較大，因此可以采用天然鈾做燃料，但由于慢化能力小，所以堆芯大。59、慢化過程中的U-238的共振吸收。60、20度時(shí)熱中子的最可幾速率2200m/s，相應(yīng)能量是0.0253ev。61、水的慢化時(shí)間6*10-6s，擴(kuò)散時(shí)間要比慢化時(shí)間慢得多；這兩個(gè)時(shí)間越長(zhǎng)，泄露出

13、去的幾率越大。62、鏈?zhǔn)椒磻?yīng)持續(xù)進(jìn)行的條件：新一代中子與老一代中子之比，產(chǎn)生率與消失率之比，消失率等于吸收率加泄漏率。比為1時(shí)，穩(wěn)定并持續(xù)下去，稱為臨界。63、臨界時(shí)的芯部大小稱為臨界體積；所裝載的燃料質(zhì)量，臨界質(zhì)量。有效增值系數(shù)與堆芯系統(tǒng)的材料成分與結(jié)構(gòu)有關(guān)，也與堆的尺寸，形狀有關(guān)。64、中子循環(huán)過程：快中子倍增過程、快中子慢化過程中共振吸收、慢化到熱中子后被堆內(nèi)材料的吸收、被燃料吸收中子部分引起裂變，此外還有快中子的泄露、熱中子的泄露，即慢化與擴(kuò)散過程中的泄露。65、增殖堆：反應(yīng)堆新產(chǎn)生的燃料量超過了消耗的核燃料量。轉(zhuǎn)換比CR：易裂變核素的平均生成率/易裂變核的平均消耗率?，F(xiàn)代輕水堆約為0

14、.6。最終被利用的易裂變核約為原來的2.5倍。天然鈾含0.7%鈾-235，最多可利用的鈾資源0.75%*2.5=1.75%。66、1個(gè)U-235裂變放出200M電子伏，相當(dāng)于3.2*10-11J，1MW的熱功率需要3.12*1016個(gè)核發(fā)生裂變。1MWD的能量需要2.7*1021個(gè)核裂變，相當(dāng)于1.05克U-235；考慮到俘獲反應(yīng)的浪費(fèi)，實(shí)際消耗1.23克。300MW的秦山，每天消耗1.1千克，折算成核功率是1100MW。67、堆內(nèi)燃料不能完全燒完，第一、可裂變物質(zhì)的消耗，KEFF會(huì)不斷下降，到1以下時(shí)就不能達(dá)臨界，第二、燃料元件的限制，放置在堆內(nèi)有時(shí)間限制，因此沒燒完就不得不換料了。68、燃

15、耗深度來表征燃料燃燒的充分程度。MWD/tU，這里指的是鈾，含235也含238。69、CR大于1，增殖堆。CR=BR?？熘凶臃磻?yīng)堆有可能實(shí)現(xiàn)燃料的增殖，增值比達(dá)1.2。70、快中子雖然能使鈾238裂變，但截面很小，熱中子不能使鈾238裂變。71、中子通量分布只取決于堆的幾何形狀。中子通量由中心向邊界時(shí)彎曲下降到零，球形堆彎曲得最小。圓柱體的最佳高徑比為1.08。72、圓柱型堆芯：高度方向上是余弦分布，半徑方向上是零階貝塞爾函數(shù)分布。73、反射層可以減少中子泄露，減小堆的尺寸，使中子通量分布更為平坦。74、材料的發(fā)展，目前燃耗深度從過去的33GMW/TU提高到4560；換料周期從12個(gè)月變成18

16、個(gè)月或24個(gè)月；換料方式有四種：從內(nèi)到外三區(qū)、從外到內(nèi)三區(qū)、外內(nèi)交替、低泄漏四區(qū)等換料方案。75、把控制棒布置在合理的位置，可以得到理想的功率分布，徑向的分布；對(duì)于軸向的也有影響。76、控制棒分類：緊急控制的停堆棒、功率與溫度調(diào)節(jié)的調(diào)節(jié)棒、補(bǔ)償反應(yīng)性緩慢變化的補(bǔ)償棒。補(bǔ)償棒是用于抵消壽期初大量的剩余反應(yīng)性的，壽期初，補(bǔ)償棒插得比較深。77、棒插入堆芯后，通量峰就下移，但下插到一定位置是，凸峰還是回升，插到底后，通量峰回到一開始位置。原因是考慮功率不變，中子擴(kuò)散規(guī)律。78、中子通量不均勻性提高，則要求堆的平均功率降低，以防止局部過熱，造成元件事故。79、中子通量的局部效應(yīng)：燃料分區(qū)布置、控制棒的

17、擾動(dòng)、水腔對(duì)中子的擾動(dòng)80、功率密度分布展平的方法：堆芯徑向分區(qū)裝載、合理布置控制棒、引入合理分布的可燃毒物，上述方法都是改變中子的產(chǎn)生率與吸收率。81、過剩增殖系數(shù)=有效增殖系數(shù)1；表示偏離臨界的程度。過剩增殖系數(shù)的相對(duì)值為反應(yīng)性=（有效增殖系數(shù)1）/有效增殖系數(shù)。82、反應(yīng)堆中反應(yīng)性變化的原因：燃料和重同位素成分的變化、裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生于積累、溫度效應(yīng)、其他效應(yīng)，如空洞效應(yīng)，氣泡效應(yīng)。83、氙毒因氙的吸收截面隨中子能量增加而快速下降，快堆中，氙毒影響小。84、平衡氙毒的濃度與穩(wěn)定運(yùn)行的中子通量有關(guān)，功率高通量高，氙毒大，約40小時(shí)后，碘、氙達(dá)到平衡濃度，氙毒造成的反應(yīng)性量0.040.05，通

18、量增加，氙不會(huì)無限增加，最大也不超過裂變?cè)斐傻牡馀c氙產(chǎn)額的0.063；中子通量大于1013時(shí)，氙濃度達(dá)到最大值時(shí)間與通量無關(guān)，約11小時(shí)。高中子通量下還可以認(rèn)為平衡氙毒與中子通量無關(guān)，中子通量大于0.756*1013時(shí)，氙的兩條消失途徑相等。動(dòng)力堆一般大于此，所以，主要靠吸收中子消失。因此停堆后出現(xiàn)濃度上升，在停堆后10-11小時(shí)達(dá)到最大值，約為穩(wěn)定功率下的兩倍多。85、氙毒帶來的三個(gè)問題，影響后備反應(yīng)性、碘坑、空間氙振蕩。86、大尺寸高通量的反應(yīng)堆中可能出現(xiàn)氙振蕩。87、平衡釤達(dá)到平衡時(shí)間是數(shù)百小時(shí)以上，中毒在0.007左右，比氙小許多倍。88、除氙、釤之外的裂變產(chǎn)物產(chǎn)生均稱為結(jié)渣。89、燃

19、料溫度升高使U-238中子共振吸收增加，慢化劑溫度上升影響慢化能力與慢化劑的吸收，中子截面也隨溫度變化，化學(xué)可溶性毒物溶解度也隨溫度變化，這些因素都影響。90、負(fù)溫度系數(shù)使堆具有自穩(wěn)性。91、堆的總溫度效應(yīng)是慢化劑與燃料的溫度效應(yīng)之和。燃料的溫度效應(yīng)對(duì)功率變化是瞬時(shí)的，慢化劑的溫度效應(yīng)是慢效應(yīng)。92、不同堆不同效應(yīng)：沸水堆：空泡；快堆：棒彎曲效應(yīng)；氣冷堆：壓力效應(yīng)；實(shí)驗(yàn)堆孔道效應(yīng)。93、反應(yīng)性控制設(shè)計(jì)的主要任務(wù)：控制剩余反應(yīng)性滿足長(zhǎng)期運(yùn)行需要；通過控制毒物分布和最佳操作程序保持平坦的功率分布，并隨外界負(fù)荷變化調(diào)節(jié)功率；事故時(shí)能迅速停堆保持停堆深度。94、反應(yīng)性控制的類型：緊急停堆控制、功率調(diào)節(jié)

20、控制、補(bǔ)償控制。95:、控制反應(yīng)性的手段：改變堆內(nèi)吸收、改變中子慢化能力、改變?nèi)剂虾?、改變中子泄露?6、堆芯內(nèi)加入或提出的控制毒物種類：控制棒、可燃毒物棒、可溶毒物。97、鈉冷快堆的剩余反應(yīng)性0.05，最小。98、裂變能主要集中在裂變碎片上，占總能量的84%。99、一次裂變平均放出2.5個(gè)中子，平均能量2MEV，所以總共是5MEV。射程幾厘米到幾十厘米不等。100、壓水堆設(shè)計(jì)中，取元件釋熱占堆總釋熱量的97.4%。1、功率展平的主要措施：分區(qū)布置、合理設(shè)計(jì)和布置控制棒、可燃毒物的合理布置、化學(xué)補(bǔ)償溶液、堆芯設(shè)置反射層。2、熱傳遞的方式：熱傳導(dǎo)、對(duì)流、熱輻射。3、氣體熱傳導(dǎo)是靠分子運(yùn)動(dòng)相互碰

21、撞；液體或固體：振動(dòng)的彈性波來傳導(dǎo)；金屬主要靠自由電子的擴(kuò)散。4、熱傳導(dǎo)導(dǎo)熱熱量與溫度變化率及平板面積成正比。熱阻=。5、芯塊是鈾內(nèi)熱源的導(dǎo)熱，包殼是無內(nèi)熱源的導(dǎo)熱6、燃料與冷卻劑之間導(dǎo)熱熱阻有四部分組成：芯塊、氣隙、包殼、對(duì)冷卻劑的傳熱熱阻。7、二氧化鈾的熱阻最大，其次是氣隙。8、對(duì)流換熱：流體流過固體表面時(shí)對(duì)流與導(dǎo)熱聯(lián)合起作用的熱量傳遞。對(duì)流：流體各部分之間發(fā)生相對(duì)移動(dòng)，把熱量帶到別處。層流薄層內(nèi)是導(dǎo)熱，以外的區(qū)域主要是對(duì)流。9、單相對(duì)流換熱有單相對(duì)流換熱和存在兩相的沸騰換熱，單相里又分自然和強(qiáng)迫。影響對(duì)流換熱的五個(gè)因素：流體流動(dòng)、流體的流態(tài)，層紊流；流體的物理性質(zhì)；有無相變；換熱面的幾何

22、因素。熱輻射：通過電磁波傳遞能量，可以在真空中傳播，既有能量的轉(zhuǎn)移也有形式的轉(zhuǎn)化，輻射能與熱能的相互轉(zhuǎn)化。具有最大輻射本領(lǐng)的理想物體是黑體。黑體輻射能力與輻射常數(shù)、面積、溫度的4次方成正比。壓水堆事故下需要考慮熱輻射的作用。沸騰傳熱是最有效的傳熱機(jī)理?？煞譃槌厥椒序v與流動(dòng)沸騰穩(wěn)壓器池式，堆芯與蒸發(fā)器是流動(dòng)沸騰。低熱流密度情況下，流道一次出現(xiàn)：?jiǎn)蜗嘁后w強(qiáng)迫對(duì)流換熱、泡核沸騰、通過液膜的強(qiáng)制對(duì)流蒸發(fā)、缺液區(qū)傳熱、單相蒸汽對(duì)流換熱。在缺液區(qū)的起點(diǎn)稱為燒干點(diǎn)，壁面溫度跳躍升高。由泡核沸騰轉(zhuǎn)變?yōu)槟B(tài)沸騰，稱為偏離泡核沸騰，DNB.當(dāng)沸騰的機(jī)理變化引起傳熱系數(shù)降低、壁面溫度驟然升高的現(xiàn)象稱為沸騰危機(jī)，流動(dòng)

23、沸騰有兩種危機(jī)：偏離泡核沸騰、干涸。前者在熱流密度大、含氣率很低或欠熱液體中，后者在低熱流密度，含氣率很高的環(huán)狀兩相流中。堆芯傳熱惡化主要來自DNB，大破口失水可能干涸。DNB后果更嚴(yán)重是因?yàn)椋簾崃髅芏却螅覀鳠嵯禂?shù)降幅很大。臨界熱流密度受影響因素：質(zhì)量流速、通道進(jìn)口處水的欠熱度、工作壓力、發(fā)生DNB處冷卻劑的焓、加熱面的粗糙度。DNBR越大越不容易發(fā)生DNB。民用核設(shè)施包括：核動(dòng)力廠、核動(dòng)力廠以外的其他反應(yīng)堆、核燃料循環(huán)、放射性廢物的處理處置設(shè)施、其他需要嚴(yán)格監(jiān)管的核設(shè)施。核反應(yīng)堆類型：研究堆、生產(chǎn)堆、動(dòng)力堆、特殊用途的反應(yīng)堆。中子能量分：快中子堆、中能中子堆、熱中子堆?？熘凶佣押椭心苤凶佣?/p>

24、內(nèi)都需使用高富集度的鈾。慢化劑種類分：輕水堆、重水堆、石墨慢化堆、鈹或鈹化合物堆等。第一批反應(yīng)堆都是石墨慢化堆，至今，石墨仍在高溫氣冷堆中扮演不可替代的角色。重水是中子吸收最弱的材料，慢化能力很好，重水堆可用天然鈾。壓水堆、輕水堆都用輕水做慢化劑，輕水堆功率密度高，可用于核動(dòng)力艦船。也有一些局限：提高熱效率需要高溫，高溫需要加壓防止沸騰；輕水由于吸收強(qiáng)，需要富集鈾；輕水在中子照射下產(chǎn)生放射性，需要屏蔽。按冷卻劑分類：氣冷堆（CO2,HE）、液體冷卻堆(輕水冷卻的壓水堆與沸水堆；重水冷卻的重水堆)、液態(tài)金屬冷卻堆（鈉，鈉鉀、鉍冷、鋰?yán)洹U鉍合金）。核反應(yīng)堆的熱工水力學(xué)性質(zhì)取決于冷卻劑類型。按燃料

25、富集度：天然鈾燃料堆、低富集鈾燃料堆、高富集鈾燃料堆，釷增殖堆。按運(yùn)行參數(shù)分：高壓堆、中壓堆、低壓堆。高溫堆、低溫堆。壓力殼式壓力管式。燃料形態(tài)分：固體燃料堆、液態(tài)燃料堆、半流態(tài)燃料堆。目前比較好的有前景的堆：壓水堆、沸水堆、重水堆、高溫氣冷堆、快中子堆。快中子堆的熱效率最高40%；重水堆最低，29.3%。壓水堆沸水堆富集度在3%；重水堆天然鈾或低富集度的鈾；高溫氣冷堆720%或90%；快中子堆1520%。壓水堆首先用于核潛艇，1957年用于希平港核電站。占整個(gè)核電機(jī)組的60%以上。壓水堆是處于高壓狀態(tài)下的輕水堆，冷卻劑人口290度，出口330度，堆內(nèi)壓力15.5MPa。壓水堆從18.5到14

26、0萬千瓦；熱效率從28%提高到33%以上，堆芯體積濕熱率從50MW/M3提高到100；140萬千瓦的汽輪機(jī)長(zhǎng)56米。壓水堆特點(diǎn)：結(jié)構(gòu)緊湊、堆芯功率密度大。水的慢化能力最強(qiáng)。第二、經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短。缺點(diǎn)兩個(gè)：高壓，富集鈾。壓水堆發(fā)展快的歷史原因：軍用堆的研究基礎(chǔ)；輕水的長(zhǎng)期使用經(jīng)驗(yàn)；核工業(yè)發(fā)展為濃縮鈾提供條件；技術(shù)上非常成熟。AP1000/EPR滿足核動(dòng)力廠用戶要求文件對(duì)下一代核動(dòng)力廠的要求。壓水堆核電廠由核島與常規(guī)島組成。核島四大部件：反應(yīng)堆本體、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵。核島設(shè)備系統(tǒng)有壓水堆本體、一回路系統(tǒng)、輔助系統(tǒng)；常規(guī)島主要是汽輪機(jī)組與二回路。堆本體由堆芯、壓力容器、上部堆內(nèi)

27、構(gòu)件、下部堆內(nèi)構(gòu)件組成。3.85m高的元件棒裝有271塊二氧化鈾芯塊。預(yù)充3MPA的氦氣改善傳熱減小內(nèi)外壓差。鋯作為燃料包殼的缺點(diǎn)：820度時(shí)與水開始鋯水反應(yīng)，產(chǎn)生氫氣，帶來安全問題。堆內(nèi)構(gòu)件：上部堆內(nèi)構(gòu)件、下部堆內(nèi)構(gòu)件、堆芯儀表支撐結(jié)構(gòu)。功能：支撐固定燃料、承受堆芯重量；控制棒導(dǎo)向與對(duì)中；引導(dǎo)分配流量；為儀表提供導(dǎo)向與支撐；為壓力容器提供熱屏，減少輻照。旁通流量6.04%，控制棒導(dǎo)向管旁路流向2.24%最大。堆芯冷卻劑流量約為6萬噸每小時(shí)。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)分為冷卻系統(tǒng)、壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)、超壓保護(hù)系統(tǒng)，包括四大設(shè)備。一回路壓力邊界內(nèi)所有設(shè)備是安全一級(jí)、質(zhì)保一級(jí)、抗震一類設(shè)備，均為最高等級(jí)。冷卻劑為

28、除鹽含硼水。SG將一二回路分開，蒸汽不帶放射性。目前壓水堆一回路參數(shù)：入口溫度280-300；變工況時(shí)，平均溫度變化17-25度；設(shè)計(jì)溫度約350度，冷卻劑流量較大（每10MW熱功率對(duì)應(yīng)160-250噸/小時(shí)）；主管道內(nèi)冷卻劑流速15m/s，一回路系統(tǒng)總阻力0.60.8MPa。傳熱管斷裂事故在核動(dòng)力廠設(shè)備事故中占首要地位，占非計(jì)劃停堆的25%，面積占一回路承壓邊界的80%，壁厚1-1.2毫米。蒸發(fā)器的種類：自然循環(huán)、強(qiáng)迫循環(huán)；U型管、直管、螺旋管；立式、臥式；帶預(yù)熱器蒸發(fā)器、不帶預(yù)熱器蒸發(fā)器。壓水堆核電廠用三種：立式U型管；臥式蒸汽發(fā)生器；立式直流蒸汽發(fā)生器。主泵電機(jī)功率約為5-9MW。泵的關(guān)

29、鍵是保證軸密封，要求電機(jī)的絕緣性好。分為兩大類：全密封泵、軸封泵。主泵的要求：長(zhǎng)期無人維護(hù)情況下可靠安全運(yùn)行；結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單，維修方便；足夠大的轉(zhuǎn)動(dòng)慣量；過流部件表面材料耐腐蝕；帶放射性的冷卻劑泄漏小。穩(wěn)壓器：利用蒸汽的彈性來維持冷卻劑的壓力穩(wěn)定。穩(wěn)壓器的功能：穩(wěn)定運(yùn)行時(shí)，維持壓力恒定；系統(tǒng)瞬態(tài)時(shí)限制壓力變化范圍；事故時(shí)防止超壓，維持完整性；一回路的緩沖箱；正常升降壓的實(shí)現(xiàn)。安全殼是包容冷卻劑系統(tǒng)的氣密承壓構(gòu)筑物，既承受內(nèi)壓又承受外壓。三種形式：帶密封鋼襯的預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼；雙層安全殼；負(fù)壓安全殼?；瘜W(xué)容積控制系統(tǒng)功能：容積控制、化學(xué)控制、反應(yīng)性控制。余熱排出系統(tǒng)是核安全相關(guān)系統(tǒng)，按專設(shè)安全設(shè)施要

30、求設(shè)計(jì)。從冷態(tài)到熱態(tài)零功率，水體積增加到40%?；菹到y(tǒng)分擔(dān)容積變化的30-40%。一回路放射性增加：水及其中雜質(zhì)活化；裂變產(chǎn)物釋放；腐蝕產(chǎn)物活化；化學(xué)添加物的活化。選LI-7占99%的氫氧化鋰，因?yàn)殇?6與中子反應(yīng)生成氚。硼酸控制的反應(yīng)性占總的反應(yīng)性控制量的70%左右?；菹到y(tǒng)的輔助功能：軸封水；輔助噴淋；水實(shí)體時(shí)的壓力控制；上充泵兼做高壓安注泵。設(shè)備冷卻水是閉式回路，因?yàn)槔鋮s核安全設(shè)備，所以該系統(tǒng)是部分與質(zhì)量和核安全相關(guān)。功能：冷卻；隔離；事故下作為專設(shè)的支持系統(tǒng)。余熱排出系統(tǒng)排出的熱量：余熱、一回路水和設(shè)備的顯熱；運(yùn)行主泵在一回路中產(chǎn)生的熱量。余熱排出系統(tǒng)一般有兩個(gè)獨(dú)立的系統(tǒng)組成。每個(gè)安

31、注箱能提供淹沒堆芯所需容積的50%，該系統(tǒng)是非能動(dòng)的。不用安注信號(hào)啟動(dòng)電氣設(shè)備。安全殼噴淋系統(tǒng)是設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下可以排除安全殼熱量的唯一系統(tǒng)。百萬千瓦機(jī)組，三回路每小時(shí)需要40多萬噸冷卻水。汽輪機(jī)是將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)換成機(jī)械能的蝸輪式機(jī)械。以汽輪機(jī)為核心，包括凝氣設(shè)備、回?zé)峒訜嵩O(shè)備、調(diào)節(jié)與保護(hù)裝置、供油系統(tǒng)等附屬設(shè)備在內(nèi)的組合。沸水堆，堆芯壓力下降至7MPA；第一座沸水堆是50年代建成的德累斯頓沸水堆核動(dòng)力廠，目前BWR占總功率的23%。沸水堆燃料組件有組件盒隔離流道；四個(gè)組件盒之間有十字形橫斷面的控制棒組件。壓水堆與沸水堆特點(diǎn)：直接循環(huán)；工作壓力降低；堆芯出現(xiàn)空泡；控制棒，從底部插入；反應(yīng)性控制手

32、段與需求量也不同，正常由控制棒，可燃毒物棒、空泡效應(yīng)完成；壓力控制不同，主要是控制給水流量和卸壓閥；控制功率方式：改變冷卻劑流量來改變功率。缺點(diǎn)：輻射防護(hù)與廢物處理復(fù)雜；功率密度小。重水堆是重水作慢化劑的反應(yīng)堆；重水費(fèi)用占基建費(fèi)用比較大，占全世界核動(dòng)力廠6.5%。重水堆分為壓力管式，壓力殼式。主要是壓力管式，冷卻劑和慢化劑可以不同。管式也可以分為立式和臥式。重水堆本體稱為排管容器，里面盛有低溫低壓的慢化劑。排管與壓力管關(guān)系。重水堆：可采用天然鈾；更節(jié)約天然鈾，節(jié)約20%；不停堆換料；功率密度低，要比壓水堆體積大10倍；重水占基建費(fèi)用比例高。重水堆燃耗低。輕水堆失水事故比重水堆嚴(yán)重。第一代氣冷堆：天然鈾石墨氣冷堆。石墨對(duì)中子吸收小，可以使用天然鈾。高溫氣冷堆是第三代氣冷堆，氦氣為冷卻劑，全陶瓷包覆顆粒為燃料，石墨作慢化劑和機(jī)構(gòu)材料，堆芯出口溫度達(dá)到950度，甚至更高。球床堆的特點(diǎn)：運(yùn)行時(shí)可以連續(xù)裝卸。球床模塊式高溫氣冷堆具有非能動(dòng)的安全特性。我國(guó)研制的10MW HTR-10高溫氣冷試驗(yàn)堆是世界建成的第一座具有非能動(dòng)安全的模塊式球床氣冷堆。高溫氣冷堆也設(shè)置了四道安全屏障。球星