1． 核燃料的化合物主要有：氧化物、碳化物和氮化物。 2． 二氧化铀的特点：一、没有同素异形体，在整个熔点以下温度范围内只有一种结晶形态，
各向同性，允许有较深的燃耗。二、熔点高，使用范围大。三、在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能。四、与包壳材料的相容性好。 3． 二氧化铀熔点：2805±15℃，燃耗越深，下降越多。 4． 二氧化铀理论密度：10.98g/cm3。
5． 二氧化铀热导率：热导率随燃耗的增加而减小。
6． 包壳作用：一、保护燃料不受冷却剂的化学腐蚀和机械侵蚀；二、包容裂变气体和其它
裂变产物；三、规定燃料元件几何形态的支承结构。
7． 包壳材料选择：一、中子吸收截面要小，感生放射性要弱；二、具有较好的导热性能；
三、与核燃料相容性要好；四、具有良好的机械性能；五、应有良好的抗腐蚀性能；六、具有良好的辐照稳定性；七、易加工，成本低，便于后处理。 8． 压水堆：锆合金，快堆：不锈钢和镍基合金，高温气冷堆：石墨。 9． 锆合金的优点：中子吸收截面小，具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。 10． 冷却剂：对反应堆进行冷却，并把链式裂变反应释放的热量带到反应堆外面的液体
或气体介质。 11． 冷却剂要求：一、中子吸收截面小，感生放射性弱；二、具有良好的物性；三、粘
度低，密度大；四、与燃料和结构材料的相容性好；五、具有良好的辐照稳定性和热稳定性；六、慢化能力与反应堆类型匹配；七、成本低，使用方便。 12． 每次裂变放出的总能量Ef=200Mev 13． 燃料元件的释热量占堆总释热量的97.5% 14． 堆芯平均比功率：是在整个堆芯内，平均每千克燃料所发出的热功率。 15． 堆芯平均热功率密度：在整个堆芯内，平均每单位堆芯体积所发出的功率。 16． 体积释热率：单位时间，堆芯内某点附近单位体积燃料所释放出来的能量。 17． 影响堆芯功率分布的因素：一、燃料布置；二、控制棒；三、水隙及空泡；四、燃
料元件的自屏蔽效应。 18． 燃料均匀装载和分区装载：均匀装载中心区会出现一个高的功率峰值，限制整个反
应堆的总功率输出值，堆芯的平均燃耗低；分区装载与之相反。 19． 大容积沸腾：由浸没在原来静止的在容积液体内的加热面上产生的沸腾。 20． 沸腾曲线：过冷沸腾区，饱和沸腾区，过渡膜态沸腾区，膜态沸腾区。 21． 快速烧毁：在控制q的情况下，发生DNB时由于气膜覆盖而使放热系数急剧下降，
而q很高致使壁面温度飞升导致壁面烧毁。 22． 慢速烧毁：发生在沸腾临界时，加热面温度虽然上升，但由于环状流具有快速流动
的蒸汽核心，具有较大的放热系数，不会使金属材料马上烧毁。 23． 包壳外表面的温度限制：一、不允许超过包壳材料的熔点；二、受材料强度和腐蚀
等因素的限制。 24． 锆合金材料温度不允许超过350℃。 25． 影响tcs(z)的因素：一、冷却剂温度；二、膜温压。 26． 燃料芯块表面温度的计算：一、气隙导热模型；二、接触导热模型；三、热导率经
验系数5678w/(m2.℃) 27． 停堆功率：一、剩余裂变产生的功率；二、裂变碎片和中子俘获产物衰变时放出的
β、γ射线所产生的功率。 28． 水锤现象：在有压管路中，由于某种外部原因，使液体流速发生剧烈变化，从而引
起液体内部压强在极短的时间内大幅波动的现象。
29． 防止水锤现象的方法：一、截止阀慢开，慢关；二、对不宜慢开、慢关的阀门，采
用小流量旁通；三、对管道进行疏水。 30． 两相流分类：一、双组分两相流，单组份两相流；（按化学成份分）二、绝热两相
流，非绝热两相流。 31． 两相流流型：一、泡状流；二、弹状流（当P>10MPa时，没有弹状流）；三、环状
流；四、滴状流。 32． 真实含汽率：在任何一个横截面上，蒸汽的质量流量与汽液混合物的总质量流量的
比值。 33． 空泡份额：蒸汽在通道内所占的流通截面积与通道的总流通截面积的比值。 34． 体积含汽率：气相体积流量与汽液两相混合物的总流量的比值。 35． 均匀流模型：它是把两相流看作是一个具有从每一相物性导出的平均物性的假想单
相流。基本假设：一、汽液两相流速相等；二、两相处于热力平衡状态；三、使用合理确定的单相摩擦系数。 36． 分离流模型：假设汽液两相完全分开，每相均以各自的平均流速沿通道的不同部分
流动。基本假设：一、汽液两相流速各自保持不变，但不相等；二、两相间处于热力学平衡状态。 37． 对于闭合回路来说，系统中所产生的加速压降之和为零。 38． 自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差
所产生的驱动压头来实现的流动循环。 39． 驱动压头：下降段中由单相水产生的提升压降和上升段中汽水混合物和单相水的提
升压降的代数和差额部分。 40． 有效压头：克服了上升段压力损失后的剩余驱动压头。 41． 自然循环中断的原因：一、上升段和下降段的摩擦压降和局部压降太大；二、驱动
压头太小；三、蒸汽发生器二次侧冷却能力过强；四、堆芯中产生了气体，并积存在压力壳的上腔室，使热段出水管口裸露出水面；五、蒸汽发生器到U形管上部出现自由液面。 42． 临界流动：如果上游容器内的Pa,Ta,Va保持不变，当流体自系统中流出的速率不再
受下游压力影响的流动。 43． 研究临界流动的意义：确定事故的危害程度和设计有效的事故冷却系统。 44． 临界流条件：一、临界截面的流速等于声速；二、临界截面的上游流动不受下游压
力下降的影响。 45． 福斯克“平衡分离模型”假设：一、流动为环状流，滑动比不等于1；二、汽液两
相处于相的平衡态；三、临界流时质量流量不随下游压力下降而增加；四、对于给定的质量流量和含汽量，压力梯度达到一个有限最大值。 46． 亚稳态：对于短通道，因为缺少能生成气泡的气化核心，表面张力又阻碍气泡的生
成，而且还因为传热上的困难，突然汽化就会推迟发生，从而造成液体过热。 47． 冷却剂流程：是指在一次循环中，冷却剂流经堆芯的次数。 48． 流动不稳定性：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。 49． 流量不稳定性的危害：一、持续的机械振动会导致部件的疲劳损坏；二、流量振动
会干扰控制系统；三、导致部件的热疲劳破坏；四、使系统内的传热性能变坏，降低了系统的输热能力，使沸腾临界过早出现。 50． 静力学不稳定性：非周期的改变系统的稳态工作运行点。它的基本特征是系统在经
受一个微小扰动，会从原来的稳态工作点转变到另一个不相同的稳态工作点运行。 51． 动力学不稳定性：周期的改变系统的稳态工作状况。基本特征是当系统经受某一瞬
间的扰动时，在以声速传播的压力扰动和以流动速度传播的流量扰动之间的滞后和反馈作用下，流动发生周期性振荡。 52． 管间脉动：是指并联通道上、下腔室间的压差基本保持不变，总的流量基本保持不
变的情况下，并联通道之间所发生的周期性流量变化。 53． 反应堆热工设计任务：就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。 54． 热工设计准则：反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆
型，预先规定的热工必须遵守的要求。 55． 设计准则：一、热工设计的依据；二、安全保护系统设计的原始条件；三、制定运
行规程的出发点。 56． 三个准则：一、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界（在计算的最大热功率下，最
小DNBR不应低于某一规定值）；二、燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度（燃料元件中心最高温度的限值大多介于2200~2450之间）；三、在稳态工况时，要求在计算最大热功率的情况下，不发生流动不稳定性。 57． 平均管：是指具有设计名义尺寸平均冷却剂流量和平均的释热率的假想冷却剂通道。 58． 热管：是指堆芯内具有最大焓升的燃料冷却剂通道。 59． 热点：是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点。 60． 降低热管因子和热点因子的途径：一、降低核热管因子和热点因子数值（1.沿堆芯
径向装载浓度不同浓缩度的核燃料；2.堆芯周围设置反射层；3.堆芯径向不同位置插上控制棒；4.堆芯径向布置可然毒物棒）；二、降低工程热管因子和热点因子（1.合理确定有关部件的加工和安装误差；2.精细的进行结构设计和堆本体水力模拟实验；3.加强堆芯内相邻燃料元件冷却剂通道间的流体横向交混）； 61． 影响临界热流密度的因素：热流分布不均匀、冷壁、定位架、水的质量流速、进口
过冷度、工作压力、沸腾临界发生处的流体焓。 62． DNB比：是指用合适的qDNB关系式计算得到的冷却剂通道中燃料元件表面某一点
的临界热流密度qDNB与该点的实际热流密度的比值。 63． 压水堆稳态额定工况时MDNBR为1.8至2.2；预计的常见事故工况，要求MDNBR
大于1.3。 64． 大亚湾正常运行时，MDNBR=2.08，设计瞬态工况MDNBR=1.22。 65． 单通道模型：把所要计算的平均管热管看作是孤立的、封闭的，它在整个堆芯高度
上与相邻通道之间没有冷却剂的动量、质量和热量的交换。 66． 子通道模型：认为相邻通道是互相关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂
间发生着质量、动量和热量的交换。 67． 旁流系数：冷却剂的旁通流量与冷却剂的总流量的比值。 68． 有效冷却剂流量：是指进入堆压力壳的冷却剂总流量中用来冷却燃料元件的那一大
部分流量。