核工程轉(zhuǎn)博資格考試復(fù)習(xí)大綱

核工程轉(zhuǎn)博資格考試復(fù)習(xí)大綱一、反應(yīng)堆熱工水力一、教材、參考書、參考資料(1)平安等主編《核反應(yīng)堆熱工分析》(2)NeilE.Todreas主編《NuclearSystemsI-Thermalhydraulicfundamentals》二、考試范圍反應(yīng)堆熱工水力系統(tǒng)、熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則、堆芯熱量產(chǎn)生與分布、反應(yīng)堆系統(tǒng)熱力過程、燃料元件傳熱過程、單相流體流動(dòng)傳熱過程、兩相流體流動(dòng)傳熱過程、堆芯熱工水力分析、系統(tǒng)熱工水力分析三、復(fù)習(xí)大綱：內(nèi)容：核反應(yīng)堆熱工水力系統(tǒng)簡介要求：熟悉典型核反應(yīng)堆熱工水力系統(tǒng)典型核動(dòng)力堆熱工水力系統(tǒng)簡介主冷卻劑循環(huán)系統(tǒng)反應(yīng)堆堆芯介紹燃料組件介紹內(nèi)容：熱工設(shè)計(jì)原則要求：認(rèn)識反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)的原則熱工水力對系統(tǒng)整體性能的影響熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則熱工設(shè)計(jì)裕量堆芯性能評價(jià)內(nèi)容：堆芯熱量產(chǎn)生與分布要求：認(rèn)識堆芯熱量的產(chǎn)生和功率分布影響因素?zé)崃慨a(chǎn)生與吸收堆芯熱量分布函數(shù)堆芯功率分布影響因素芯塊、慢化劑及結(jié)構(gòu)材料中的熱量產(chǎn)生停堆后熱量變化內(nèi)容：燃料元件熱工分析要求：掌握燃料元件內(nèi)溫度場求解方法U2O、包殼等材料的熱物理特性燃料元件內(nèi)的熱傳導(dǎo)平板燃料及環(huán)狀元件中的溫度分布燃料元件熱阻特性分析內(nèi)容：單相流流動(dòng)傳熱分析要求：掌握單相流體流動(dòng)傳熱的數(shù)學(xué)描述和工程計(jì)算方法單相流基本概念及數(shù)學(xué)表達(dá)單管及棒束阻力系數(shù)單管及棒束傳熱系數(shù)內(nèi)容：兩相流流動(dòng)傳熱分析要求：掌握兩相流體流動(dòng)傳熱的數(shù)學(xué)描述和工程計(jì)算方法兩相流基本概念及數(shù)學(xué)表達(dá)兩相流一維傳輸模型漂移流模型兩相壓降沸騰換熱臨界流內(nèi)容：堆芯熱工水力穩(wěn)態(tài)分析要求：掌握堆芯通道內(nèi)流動(dòng)傳熱分析方法熱點(diǎn)熱管因子堆芯熱工水力分析方法簡介閉式通道瞬態(tài)分析模型加熱單管單通道流動(dòng)傳熱計(jì)算方法單通道分析模型內(nèi)容：子通道分析模型學(xué)要求：掌握堆芯子通道內(nèi)流動(dòng)傳熱分析方法子通道定義與劃分子通道數(shù)學(xué)模型相關(guān)本構(gòu)關(guān)系式子通道應(yīng)用實(shí)例內(nèi)容：系統(tǒng)熱工水力分析要求：掌握簡化反應(yīng)堆系統(tǒng)內(nèi)熱工水力分析方法壓水堆熱力系統(tǒng)簡化系統(tǒng)及分析系統(tǒng)環(huán)路數(shù)學(xué)方程單相穩(wěn)態(tài)自然循環(huán)兩相穩(wěn)態(tài)自然循環(huán)環(huán)路系統(tǒng)瞬態(tài)分析系統(tǒng)?；椒ê喗槎?、反應(yīng)堆熱安全學(xué)教學(xué)參考書《核反應(yīng)堆安全分析》朱繼洲，西安交大出版社《壓水堆核電廠安全與事故對策》濮繼龍，原子能出版社《中華人民共和國核安全行政法規(guī)系列》《中華人民共和國核安全行業(yè)規(guī)程系列》大綱核安全的基本概念核電站的危險(xiǎn)來源核電廠的安全保障核安全標(biāo)準(zhǔn)核電廠安全設(shè)計(jì)理念核安全管理理念核電站安全設(shè)計(jì)核電廠基本設(shè)計(jì)原則核電廠安全設(shè)計(jì)要求的改進(jìn)核電廠安全系統(tǒng)核安全法規(guī)體系和核安全管理核安全法規(guī)基本概念中國核安全政策各國的核安全法規(guī)體系中國核安全管理體系中國的核安全法規(guī)體系典型核電法規(guī)和導(dǎo)則介紹核安全管理體系核安全管理的作用國際核管理部門國外著名核管理部門國內(nèi)核管理體系近年重要國際核安全相關(guān)活動(dòng)核電站安全文化核事故與核安全核安全文化的定義和內(nèi)容核電站各階段的安全管理核電站事故分類和特征與安全相關(guān)的事故核電廠運(yùn)行工況與事故分類核電站安全分析方法典型設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析確定論安全分析及安全分析報(bào)告安全分析程序安全分析報(bào)告核電站仿真與安全分析器概率安全評價(jià)與風(fēng)險(xiǎn)管理PSA基本理念核電站安全分析方法PSA的構(gòu)成PSA的基本方法核電站概率安全評價(jià)的實(shí)施程序核電站概率安全評價(jià)的步驟安全運(yùn)行保護(hù)層嚴(yán)重事故嚴(yán)重事故的起因主要現(xiàn)象以及研究對象核電廠事故處置事故處置戰(zhàn)略應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程事故預(yù)防事故緩解措施研究事故處置的組織實(shí)施核事故應(yīng)急輻射防護(hù)和放射性廢物管理國內(nèi)外現(xiàn)狀和國際要求先進(jìn)核反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)第三代、第四代反應(yīng)堆的安全設(shè)計(jì)原理三、反應(yīng)堆熱物力（待定）四、核燃料循環(huán)核燃料循環(huán)是關(guān)于核燃料的獲得、使用、處理、回收利用全過程的基本學(xué)科，通過該課程講解使學(xué)生掌握鈾礦開采、提煉、鈾濃縮、燃料制造、堆內(nèi)燃料管理、乏燃料元件后處理與再循環(huán)、高放廢物的管理、低放廢物的管理與核設(shè)施的退役、核電廠環(huán)境放射性評價(jià)等全循環(huán)過程中的基本概念、原理、方法與技術(shù)。學(xué)生除了對整個(gè)核燃料循環(huán)過程中的各個(gè)環(huán)節(jié)和實(shí)施步驟有比較系統(tǒng)全面的認(rèn)識外，還要掌握在各個(gè)處理步驟中采用的方法及原理，對核燃料循環(huán)領(lǐng)域的研究概況與研究思路有較深入的理解。具體考試內(nèi)容如下：1．核燃料循環(huán)簡介核能的來源與核電的利用 ,核燃料循環(huán)的意義 ,核燃料循環(huán)的方式及基本構(gòu)成。2．鈾資源提取及鈾濃縮鈾礦的開采、加工以及純化方法，氧化鈾／氟化鈾轉(zhuǎn)化，鈾濃縮（同位素分離）的基本技術(shù)。3．燃料元件制造燃料元件的要求，燃料元件的基本結(jié)構(gòu)，核燃料，包殼材料，金屬鈾燃料元件，陶瓷型燃料元件，彌散型燃料元件，快中子堆燃料元件。4．乏燃料后處理與再循環(huán)核燃料后處理和再循環(huán)概念，后處理目的，乏燃料元件的儲存與運(yùn)輸，PUREX后處理流程的基本原理和主要過程，長壽命核素分離嬗變的意義。5．核廢料管理及處理放射性廢物的來源與分類，放射性氣體處理、中低放廢液處理、高放廢液處理、高放廢液固化的基本方法參考書：[1]R.G.CochranandN.Tsoulfanidis,TheNuclearFuelCycle:AnalysisandManagement,AmericanNuclearSociety,LaGrangePark,IL,1990.[2]國家核安全局業(yè)務(wù)培訓(xùn)叢書《核燃料循環(huán)》 ，核工業(yè)研究生部，2012年8月（注：可找任課教師借用）五、反應(yīng)堆材料學(xué)一、教材、參考書、參考資料自編講義，張樂福，上海交通大學(xué)教材科，電子版下載地址：楊文斗，《反應(yīng)堆材料學(xué)》，原子能出版社，北京[美]Olander,D.R.，F(xiàn)undamentalAspectsofNuclearReactorFuelElements,TechnicalInformationCenterofPublicAffairs,EnergyResearchandDevelopmentAdministration，1976材料課講義，下載地址：二、考試范圍材料的成分、晶體類型、組織結(jié)構(gòu)與材料性能的關(guān)系；金屬材料的強(qiáng)化機(jī)理、典型壓水堆核電廠主要設(shè)備、堆內(nèi)結(jié)構(gòu)所用的材料及其性能特點(diǎn)；掌握有機(jī)、無機(jī)氧化物、金屬等工程材料在γ射線和快中子輻照條件下的輻照損傷機(jī)理及對材料性能的影響規(guī)律；金屬材料在核電廠高溫高壓水、輻照環(huán)境下的腐蝕機(jī)理；核燃料、包殼材料、堆內(nèi)構(gòu)件、反應(yīng)堆壓力容器、主冷卻劑管道、蒸汽發(fā)生器傳熱管等核電廠主要設(shè)備及部件的選材原則、材料強(qiáng)化機(jī)制、在核電廠工況下的老化及失效機(jī)理、防范措施等；先進(jìn)反應(yīng)堆材料的發(fā)展。三、復(fù)習(xí)大綱：材料學(xué)基礎(chǔ)：材料的化學(xué)成分、晶體結(jié)構(gòu)、組織與性能之間的關(guān)系，金屬材料的強(qiáng)化理論和方法，回顧鑄造、鍛造、焊接及熱處理對材料性能的改變。了解材料的強(qiáng)化方法、化學(xué)成分、晶體結(jié)構(gòu)、組織與性能的關(guān)系；輻照損傷基礎(chǔ)：核輻射的特點(diǎn)，輻射的衰減，及其與材料的交互作用機(jī)理；射線及中子對有機(jī)材料的損傷原理及對材料性能造成的影響；快中子對金屬材料的輻照損傷原理、輻照后對材料力學(xué)性能、抗腐蝕性能的影響、材料的腫脹、脆化機(jī)理。重點(diǎn)了解γ射線和快中子輻射對有機(jī)和金屬材料的輻照損傷機(jī)理。金屬的腐蝕：化學(xué)腐蝕和電化學(xué)腐蝕基礎(chǔ)，保護(hù)性氧化膜的特征；點(diǎn)蝕、晶間腐蝕、應(yīng)力腐蝕、腐蝕疲勞、電偶腐蝕、流動(dòng)加速腐蝕等典型的腐蝕現(xiàn)象和機(jī)理；腐蝕與防護(hù)的基礎(chǔ)知識；水化學(xué)相關(guān)知識。重點(diǎn)考察保護(hù)性氧化膜、點(diǎn)蝕、晶間腐蝕、應(yīng)力腐蝕、腐蝕疲勞、流動(dòng)加速腐蝕機(jī)理。核燃料：反應(yīng)堆核燃料的要求及常見的燃料類型；核燃料的結(jié)構(gòu)、制造方法；核燃料的堆內(nèi)行為、燃料與包殼的交互作用；核燃料的后處理方法。重點(diǎn)考察水冷堆二氧化鈾燃料的結(jié)構(gòu)及堆內(nèi)行為。核燃料包殼材料：核燃料包殼材料的應(yīng)用環(huán)境、性能要求；鋯元素的特點(diǎn)、鋯合金的合金化原理以及鋯合金的微觀組織與性能的關(guān)系；鋯合金包殼材料的輻照損傷、與燃料的交互作用、吸氫；鋯合金的腐蝕機(jī)理；鋯合金的性能評價(jià)方法；先進(jìn)反應(yīng)堆包殼材料。重點(diǎn)：鋯合金的成分、組織與性能關(guān)系、輻照損傷機(jī)理及耐腐蝕機(jī)理。反應(yīng)堆耐蝕結(jié)構(gòu)材料：不銹鋼及鎳基高溫合金材料的合金化和耐腐蝕機(jī)理；不銹鋼的敏化及預(yù)防方法；典型的不銹鋼材料性能特點(diǎn)及在反應(yīng)堆系統(tǒng)中的應(yīng)用；常用鎳基高溫合金的合金化原理及性能；老化和失效機(jī)理。重點(diǎn)考察不銹鋼及鎳基合金的合金化原理、抗腐蝕性能、輻照對性能的影響，及在反應(yīng)堆上的應(yīng)用。壓力容器材料：壓水反應(yīng)堆壓力容器的運(yùn)行工況、設(shè)計(jì)要