反应堆工程学复习总结

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1、核反应堆工程概论复习总结——468寝室内部资料（禁止拷贝）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

2、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

3、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

4、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

5、。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

6、。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

7、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

8、及辐射稳定性好（3）传热性能好（4）密