核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。核燃料中必须是：1含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或两种；2能够产生裂变并释放裂变能。 易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂变的核素为易裂变核素，如铀-235、铀-233、钚-239三种核素。 可转换核素：由于能量大于1MeV以上的中子能够引起铀-238、钍-232转化，所以称这两种核素为可裂变核素。铀-238、钍-232可分别转化为钚-239及铀-233所以又称它们为可转化核素。
一次核燃料和二次再生核燃料:在三种易裂变核素中，由于铀-235是存在于大自然矿物中的，所以叫一次核燃料；而铀-233和钚-239是用人工方法制造得到的，所以又称为二次再生核燃料。
链式裂变反应：当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核（裂变碎片）。与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断地继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。
反应堆分类：按中子能量分：快中子堆、中能中子堆、慢中子堆；按形式分：非均匀堆、均匀堆；按燃料分：钍堆、浓缩铀堆、天然铀堆；按冷却剂、慢化剂分：熔盐堆、有机堆、沸水堆、压水堆、重水堆、石墨气冷堆、石墨冷水堆；按用途分：研究堆、生产动力堆、动力堆、生产堆。
一回路系统组成：反应堆、蒸汽发生器、稳压器和主循环泵（即主冷却泵）等设备及它们之间的管系组成；一回路系统功用：冷却堆芯并带出热量；
二回路系统组成：蒸汽发生器、汽轮机、冷凝水器、给水预热器和给水泵等设备及它们之间的管系所组成。 一回路主要系统：压力调节系统、安全注射系统、停堆冷却系统、化学和容积控制系统。 压力边界：是指带放射性的、高温高压的主冷却剂回路及其主要辅助系统管系。 压力调节系统组成：稳压器、卸压箱及一些辅助设备组成； 压力调节系统功用：稳定系统压力，实行超压、低压保护； 正常情况下：压力调节系统可以通过稳压器的喷淋系统和电加热系统维持回路中的工作压力在整定值范围内波动；
事故情况下：当一回路压力急剧升高时，压力调节系统可以使卸压阀和安全阀自动启动，将稳压器中的蒸汽分别排往卸压箱和大厅，以实现超压保护；当稳压器压力降低及水位上升超过整定值时，稳压器内部的电加热器开始加热，使系统因加热而升压。
容积控制系统作用：1调节冷却剂中的硼浓度，控制堆反应性的慢变化2净化冷却剂3供给主泵轴封系统所需的轴封用水4向主冷却剂内加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 电站总效率：额定功率下电站的总效率，是评价反应堆热能转变为电能或机械功完善程度的经济性指标，通常也称为额定效率或毛效率。 几个效率名词:发电机的总功率（额定功率）、反应堆的热功率、反应堆的热量利用率、蒸汽发生器的热量利用率
提高循环效率的方法：提高蒸汽参数、降低汽轮机背压、采用多级回热循环的动力系统。 电站净效率：额定功率下电站的净电效率（或称有效效率），是用来考虑包括电站自身能量消耗在内的经济指标。 船用堆与电站用堆区别：1初始参数选择上的不同2堆结构上的不同3辅助系统不同 压水堆本体组成：反应堆压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机构等。 反应堆压力容器的性能要求：1高强度2耐高温腐蚀性3抗辐照。 反应堆压力容器的作用：1放置放射性物质外逸的第二道屏障2反应堆压力容器和一回路管道是承受冷却剂的重要压力边界3支撑和固定堆内构件，承受很大载荷。 压力容器可能的破裂方式：延性断裂、脆性断裂。
压力容器选材原则：1高度的完整性2适当的强度和足够的韧性3低的辐照敏感性4导热性好5便于加工，成本低 压水堆堆芯组成：核燃料组件、控制棒组件、固体可燃毒物组件、阻力塞组件及中子源组件。 堆芯设计要求：1堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯铀最大的功率输出2尽量减少堆内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作的次数5堆芯结构紧凑，换料操作方便。 燃料组件:燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、定位格架、压紧弹簧等几部分组成。 堆内构件组成：堆芯下支撑结构、堆芯上支撑结构、堆内测量装置。
堆内构件作用：1固定燃料组件，承受堆芯重量2保持燃料组件的定位以及燃料组件与控制棒组件之间的对中，并保持控制棒的正常运动3分割冷却剂流程并引导冷却剂按规定的流程流动，以保证堆芯的流量分配4起到对中子和γ射线的屏蔽作用5引入和安装堆内测量装置。 反应性控制方法：控制棒、硼酸、可燃毒物 中子源：用于在临界增殖之前就产生一个可测量的中子通量，以便检测接近临界时的中子增殖状况，有初级中子源和次级中子源两种。
核燃料种类：金属型燃料、陶瓷燃料、弥散型核燃料。
对材料要求：1良好的辐照稳定性2良好的热物性3燃料、芯块、包壳之间相容性好4不能跟冷却剂产生强烈的化学腐蚀5工艺性好，便于后处理。
金属核燃料、合金核燃料优点：1密度大2导热率高3工艺性好；缺点：1同素异形体间的相变2熔点低3燃料易肿胀、长大。陶瓷核燃料：UO2优点：1没有同素异形体2熔点高3良好的耐腐蚀性4相容性好；缺点：1导热性差2脆性较大3抗拉强度低4肿胀。 弥散型核燃料：定义：含裂变物质的颗粒状的弥散材料均匀的和非裂变基体材料混合后，经粉末冶金压制烧结后得到的核燃料；优点：1裂变产物对基本材料的损害小2安全性高3传热性能好；缺点:1铀浓缩度高2加工工艺复杂。
包壳作用：1保护核燃料不受化学腐蚀，冷却剂侵蚀2包容裂变气体和其他裂变产物3保持核燃料形状 包壳工作条件：1受中子强辐照2受高温高速冷却剂的腐蚀、侵蚀3裂变产物的腐蚀4承受热、机械应力 对结构材料的要求:1具有良好的核性能2良好的导热性3相容性好4良好的机械性能5良好的抗腐蚀能力6良好的辐照稳定性7易加工、成本低、便于后处理常用结构材料：锆合金、不锈钢、镍基合金
锆合金：优点：1热中子吸收截面小2在压水堆工作条件下，具有较好的机械性能和抗腐蚀性能；缺点：1高温条件下存在相变，腐蚀加剧2有吸氢倾向，存在氢脆效应3辐照脆化4存在蠕变5高温下发生锆水反 不锈钢：优点：1对水、液态金属、气体有良好的耐腐蚀性2对快中子吸收截面低3价格低 缺点：1热中子吸收截面大2高温水中容易被氧和卤素腐蚀3高温下铀中子的脆化效应 冷却剂定义：堆反应堆堆芯进行冷却，并且把裂变链式反应产生的热量带出反应堆的液体或气体。 冷却剂要求：1中子吸收截面小，感生放射性小2良好的热物性3粘度低、密度高4辐照稳定性、热稳定性好5相容性好6慢化能力要与堆型匹配7成本低、使用方便 常用冷却剂材料：水、重水、钠、氦气 水做冷却剂的优点：1良好的热物性2价格低3使用方便4泵的功率低；缺点：1沸点低2高温下，化学性（腐蚀性）强3存在沸腾临界。重水优点：1中子吸收截面非常低；缺点：成本很高。
钠的优点：1极好的传热性2熔点低、沸点高3非常好的导电性（可用电磁泵）、流动性；缺点：1与水剧烈反应2非常强的腐蚀性3热中子吸收截面大4温度梯度质量迁移5自焊6反应性正空泡效应。 氦气的优点：1不活化2无相变3高温下不会腐蚀管道、设备4中子吸收截面低；缺点：1换热率低2比热小3价格昂贵4密封困难。 停堆后为什么在相当长的时间内还会释热：反应堆运行了一段时间停堆后，由于缓发中子在
一段不太长的时间内还会引起裂变，而且裂变产物和辐射俘获产物还会在很长的时间内衰变，因而堆芯仍有一定的释热，这种现象称为停堆后的释热。 剩余功率有哪几部分组成：1缓发中子引起的剩余功率2裂变产物产生的衰变热3辐射俘获产物的衰变热。沸腾危机：元件包壳可能被烧毁的那个沸腾状态或即DNB条件称为沸腾危机。
泡核沸腾起始点如何确定：如果某点由牛顿冷却方程算出的壁温恰好等于詹斯-洛特斯公式算得的壁温，则该点即为泡核沸腾起始点。 临界热通量：在发生沸腾危机的那个状态下元件壁温的热流密度称为临界热流密度，也即临界热流通量。
为什么要引入积分导热率的概念：1.在有些燃料中λF随温度变化很显著，计算中不能忽略2.λF（T）是温度的非线性函数，很难计算出它在不同温度下的准确值3.在计算中常用到λF（T）在T上的积分这个值。 影响对流换热的因素：1流动的原因，是自然对流换热还是强制对流换热2流动的状态，是层流还是紊流3有无相变4流体的物理性质5换热表面形状，几何因素
临界热流密度的影响因素：1冷却剂质量流密度2含气率x3冷却剂运行压力4入口欠热度5通道入口长度 输出功率极限值影响因素：1燃料元件最高工作温度2冷却剂传热性能3热工参数的选择4堆芯功率分布 热管：在所有不利因素全部发生的情况下，致使其积分功率输出最大，冷却焓升最高，这种热工状态最不利的冷却剂通道叫热管；热点：堆内某一燃料元件表面热流密度最大的点。 堆芯热流密度分布不均匀的原因：1中子通量分布不均匀2燃料核密度不均匀
影响堆芯功率分布的因素：1燃料布置2控制棒3反射层4水汽空泡的影响5核燃料的自屏效应
降低核热点因子、核热管因子的方法：1利用不同的浓度的核燃料分区装料2设置反射层3安装控制棒和可燃毒物棒。
降低工程热点因子、工程热管因子的方法：1合理确定有关部件的加工和安装精度2精心进行结构设计和水利模拟实验3加强相邻燃料通道间的冷却剂的交混。 体积释热率：在单位时间内堆芯某点附近的单位体积燃料所释放的能量称为该点的体积释热率
停堆冷却方法：除正常情况下的停堆冷却系统和事故工况下的安全注射系统外有1增加主循环泵的转动惯量2利用冷却剂的自然循环来冷却堆芯。 热量从反应堆输出地过程：1燃料元件内的导热2元件壁面与冷却剂之间的对流传热3冷却剂的载热4冷却剂将热量输送到堆外的输热。
单通道模型：指的是热点、热管因子出现在同一管道的模型。
堆芯热工设计准则：定义：为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵循的要求，这些要求即所谓的热工设计准则。 压水堆实际准则：1燃料温度不能超过熔点2不允许出现沸腾危机3不允许出现水动力不稳定
压水堆设计步骤概要：1确定热工设计的热功率2确定燃料类型、元件与栅格参数3确定堆内最大允许热流密度4确定热点因子和平均热流密度5确定堆芯总传热面积6燃料元件的总长度、总装量7对新的形状和尺寸8安全校验。
