核工程资格上海交通大学Word格式.docx

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3.热工设计裕量

4.堆芯性能评价

3）内容：

堆芯热量产生与分布

认识堆芯热量的产生和功率分布影响因素

1.热量产生与吸收

2.堆芯热量分布函数

3.堆芯功率分布影响因素

4.芯块、慢化剂及结构材料中的热量产生

5.停堆后热量变化

4）内容：

燃料元件热工分析

掌握燃料元件内温度场求解方法

1.U2O、包壳等材料的热物理特性

2.燃料元件内的热传导

3.平板燃料及环状元件中的温度分布

4.燃料元件热阻特性分析

5）内容：

单相流流动传热分析

掌握单相流体流动传热的数学描述和工程计算方法

1.单相流基本概念及数学表达

2.单管及棒束阻力系数

3.单管及棒束传热系数

6）内容：

两相流流动传热分析

掌握两相流体流动传热的数学描述和工程计算方法

1.两相流基本概念及数学表达

2.两相流一维传输模型

3.漂移流模型

4.两相压降

5.沸腾换热

6.临界流

7）内容：

堆芯热工水力稳态分析

掌握堆芯通道内流动传热分析方法

1.热点热管因子

2.堆芯热工水力分析方法简介

3.闭式通道瞬态分析模型

4.加热单管单通道流动传热计算方法

5.单通道分析模型

8）内容：

子通道分析模型

学要求：

掌握堆芯子通道内流动传热分析方法

1.子通道定义与划分

2.子通道数学模型

3.相关本构关系式

4.子通道应用实例

9）内容：

系统热工水力分析

掌握简化反应堆系统内热工水力分析方法

1.压水堆热力系统简化系统及分析

2.系统环路数学方程

3.单相稳态自然循环

4.两相稳态自然循环

5.环路系统瞬态分析

6.系统模化方法简介

二、反应堆热安全学

教学参考书

《核反应堆安全分析》朱继洲，西安交大出版社

《压水堆核电厂安全与事故对策》濮继龙，原子能出版社

《中华人民共和国核安全行政法规系列》

《中华人民共和国核安全行业规程系列》

大纲

核安全的基本概念

核电站的危险来源

核电厂的安全保障

核安全标准

核电厂安全设计理念

核安全管理理念

核电站安全设计

核电厂基本设计原则

核电厂安全设计要求的改进

核电厂安全系统

核安全法规体系和核安全管理

核安全法规基本概念

中国核安全政策

各国的核安全法规体系

中国核安全管理体系

中国的核安全法规体系

典型核电法规和导则介绍

核安全管理体系

核安全管理的作用

国际核管理部门

国外著名核管理部门

国内核管理体系

近年重要国际核安全相关活动

核电站安全文化

核事故与核安全

核安全文化的定义和内容

核电站各阶段的安全管理

核电站事故分类和特征

与安全相关的事故

核电厂运行工况与事故分类

核电站安全分析方法

典型设计基准事故分析

确定论安全分析及安全分析报告

安全分析程序

安全分析报告

核电站仿真与安全分析器

概率安全评价与风险管理

PSA基本理念

PSA的构成

PSA的基本方法

核电站概率安全评价的实施程序

核电站概率安全评价的步骤

安全运行保护层

严重事故

严重事故的起因

主要现象以及研究对象

核电厂事故处置

事故处置战略

应急运行规程

事故预防

事故缓解措施研究

事故处置的组织实施

核事故应急

辐射防护和放射性废物管理

国内外现状和国际要求

先进核反应堆安全设计

第三代、第四代反应堆的安全设计原理

三、反应堆热物力（待定）

四、核燃料循环

核燃料循环是关于核燃料的获得、使用、处理、回收利用全过程的基本学科，通过该课程讲解使学生掌握铀矿开采、提炼、铀浓缩、燃料制造、堆内燃料管理、乏燃料元件后处理与再循环、高放废物的管理、低放废物的管理与核设施的退役、核电厂环境放射性评价等全循环过程中的基本概念、原理、方法与技术。

学生除了对整个核燃料循环过程中的各个环节和实施步骤有比较系统全面的认识外，还要掌握在各个处理步骤中采用的方法及原理，对核燃料循环领域的研究概况与研究思路有较深入的理解。

具体考试内容如下：

1．核燃料循环简介

核能的来源与核电的利用,核燃料循环的意义,核燃料循环的方式及基本构成。

2．铀资源提取及铀浓缩

铀矿的开采、加工以及纯化方法，氧化铀／氟化铀转化，铀浓缩（同位素分离）的基本技术。

3．燃料元件制造

燃料元件的要求，燃料元件的基本结构，核燃料，包壳材料，金属铀燃料元件，陶瓷型燃料元件，弥散型燃料元件，快中子堆燃料元件。

4．乏燃料后处理与再循环

核燃料后处理和再循环概念，后处理目的，乏燃料元件的储存与运输，PUREX后处理流程的基本原理和主要过程，长寿命核素分离嬗变的意义。

5．核废料管理及处理

放射性废物的来源与分类，放射性气体处理、中低放废液处理、高放废液处理、高放废液固化的基本方法

参考书：

[1]R.G.CochranandN.Tsoulfanidis,TheNuclearFuelCycle:

AnalysisandManagement,AmericanNuclearSociety,LaGrangePark,IL,1990.

[2]国家核安全局业务培训丛书《核燃料循环》，核工业研究生部，2012年8月（注：

可找任课教师借用）

五、反应堆材料学

（1）自编讲义，张乐福，上海交通大学教材科，电子版下载地址：

ftp:

//lfzhang:

public@

（2）杨文斗，《反应堆材料学》，原子能出版社，北京

（3）[美]Olander,D.R.，FundamentalAspectsofNuclearReactorFuelElements,TechnicalInformationCenterofPublicAffairs,EnergyResearchandDevelopmentAdministration，1976

（4）材料课讲义，下载地址：

材料的成分、晶体类型、组织结构与材料性能的关系；

金属材料的强化机理、典型压水堆核电厂主要设备、堆内结构所用的材料及其性能特点；

掌握有机、无机氧化物、金属等工程材料在γ射线和快中子辐照条件下的辐照损伤机理及对材料性能的影响规律；

金属材料在核电厂高温高压水、辐照环境下的腐蚀机理；

核燃料、包壳材料、堆内构件、反应堆压力容器、主冷却剂管道、蒸汽发生器传热管等核电厂主要设备及部件的选材原则、材料强化机制、在核电厂工况下的老化及失效机理、防范措施等；

先进反应堆材料的发展。

三、复习大纲：

（1）材料学基础：

材料的化学成分、晶体结构、组织与性能之间的关系，金属材料的强化理论和方法，回顾铸造、锻造、焊接及热处理对材料性能的改变。

了解材料的强化方法、化学成分、晶体结构、组织与性能的关系；

（2）辐照损伤基础：

核辐射的特点，辐射的衰减，及其与材料的交互作用机理；

γ射线及中子对有机材料的损伤原理及对材料性能造成的影响；

快中子对金属材料的辐照损伤原理、辐照后对材料力学性能、抗腐蚀性能的影响、材料的肿胀、脆化机理。

重点了解γ射线和快中子辐射对有机和金属材料的辐照损伤机理。

（3）金属的腐蚀：

化学腐蚀和电化学腐蚀基础，保护性氧化膜的特征；

点蚀、晶间腐蚀、应力腐蚀、腐蚀疲劳、电偶腐蚀、流动加速腐蚀等典型的腐蚀现象和机理；

腐蚀与防护的基础知识；

水化学相关知识。

重点考察保护性氧化膜、点蚀、晶间腐蚀、应力腐蚀、腐蚀疲劳、流动加速腐蚀机理。

（4）核燃料：

反应堆核燃料的要求及常见的燃料类型；

核燃料的结构、制造方法；

核燃料的堆内行为、燃料与包壳的交互作用；

核燃料的后处理方法。

重点考察水冷堆二氧化铀燃料的结构及堆内行为。

（5）核燃料包壳材料：

核燃料包壳材料的应用环境、性能要求；

锆元素的特点、锆合金的合金化原理以及锆合金的微观组织与性能的关系；

锆合金包壳材料的辐照损伤、与燃料的交互作用、吸氢；

锆合金的腐蚀机理；

锆合金的性能评价方法；

先进反应堆包壳材料。

重点：

锆合金的成分、组织与性能关系、辐照损伤机理及耐腐蚀机理。

（6）反应堆耐蚀结构材料：

不锈钢及镍基高温合金材料的合金化和耐腐蚀机理；

不锈钢的敏化及预防方法；

典型的不锈钢材料性能特点及在反应堆系统中的应用；

常用镍基高温合金的合金化原理及性能；

老化和失效机理。

重点考察不锈钢及镍基合金的合金化原理、抗腐蚀性能、辐照对性能的影响，及在反应堆上的应用。

（7）压力容器材料：

压水反应堆压力容器的运行工况、设计要求及选材；

压力容器材料的强化方法、化学成分组织与性能、辐照损伤机理、及应用性能评价方法；

辐照监督；

异种材料焊接接头；

压力容器的延寿及未来的先进反应堆压力容器材料。

（8）水冷堆核电厂水化学：

水的特点；

水的辐照分解及抑制辐照分解的抑制方法；

水中的杂质及净化方法；

硼酸和氢氧化锂水化学控制；

应力腐蚀开裂与裂纹尖端的水化学环境；

减少减缓设备材料腐蚀的水化学方法及原理。