核反应堆工程复习参考题
1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么
沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。
2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理
沸水堆（Boiling?Water?Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。
压水堆（Pressurized?Water?Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。
3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低，哪种堆型对燃料的燃尽性更
好
因为卸料燃耗较浅，用重水（D2O,D为氘）作慢化剂，其热中子吸收截面约为轻水（H2O)的1/700，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次数，可直接利用天然铀作核燃料。
4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点
优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。
缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度，初装量也大。快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。平均寿命比热中子堆短，控制困难。
5、压水堆堆芯中水主要起什么作用
作冷却剂和慢化剂。
6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点
优：能在不高的压力下得到较高的出口温度，可提高电站二回路蒸汽温度，从而提高热效率。
缺：镁合金包壳不能承受高温，限制了二氧化碳气体出口温度，限制了反应堆热工性能的进一步提高。
7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算
结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，ΔE=ΔmC2
定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比（ΔE/A）
8、什么是核反应截面，分哪几类，其物理意义是什么
如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的
一种量度
（1）微观截面假设在1cm3的物质中，有N个原子核，在该物质的一个面上射入一个中子，则每一个原子核与一个入射的中子发生核反应的概率定义为微观截面σ，单位为m2，有时也用靶恩（10-28m2）为单位（又分为裂变、散射和吸收三种截面）
（2）宏观截面如果每立方米的物质中含有N个核，则乘积σN等于每立方米靶核的总截面，称宏观截面，用S表示，单位是m-1，物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的概率。
9、什么是中子通量，其物理意义如何
单位时间内通过单位面积的中子数。等于中子密度与其平均速度的乘积，单位常用“中子/平方厘米·秒”表示。按中子能量不同，又可分为热中子通量和快中子通量两种。是衡量反应堆的一个重要指标
10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些
铀-235核每次裂变所释放的平均值约为207MeV，绝大部分能量是以裂变碎片的动能形式释放出来，除了中微子能量，其它能量都可以“回收”
11、什么是瞬发中子和缓发中子，缓发中子在反应堆中有何影响
瞬发中子：99%以上的中子是在裂变瞬间发射出来的，这些中子叫瞬发中子缓发中子：裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子。平均能量比瞬发中子能量低，对反应堆的控制起重要作用
12、什么是四因子公式，其对核反应堆的设计具有什么参考作用
无限增殖因数：对于无限大的反应堆，中子不泄露概率为1，此时的有效增殖因数，称为无限介质增殖因数
快中子增殖因数e
逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率。
热中子利用系数f：被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质(包括燃料在内)吸收的热中子总数的份额。
热中子裂变因数h：燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总数之比。
反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成（k
￥
）及几何形状（L）
13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的，该作
用的好坏与哪两个主要因素有关
弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程。
非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理。
弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制。
中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关
14、什么是对数能降
对数能降定义式：
E 0----选定的参考能量，E
=2MeV；
E ----一次碰撞后的中子能量
15、反应性负温度系数是什么，其在核反应堆安全运行中的作用
温度增加1K时k
eff
的相对增加量，负温度系数对反应堆安全运行具有重要意义，要求负温度系数实际是要求反应堆系统具有一定的自衡能力，主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的，温度升高，共振吸收增加，因此产生了负温度效应
16、核反应堆反应性控制方法有哪些
根据不同堆型，为保证反应堆安全运行，用来对反应性进行有效控制和调节的各种部件、机构、过程和方法。
主要有控制棒控制、化学控制剂—载硼运行、可燃毒物控制三种。
17、燃料组件的骨架结构组成有哪些，燃料元件棒的主要结构有哪些
17x17型燃料组件骨架结构：由定位格架、控制棒导向管、中子注量率
测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架。
燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成。
18、在核反应堆的设计中，主要涉及哪几种材料的选择
①核燃料材料——提供核裂变
②结构材料——实现功能性
③慢化剂材料——慢化快中子
④冷却剂材料——带走产生热能
⑤控制材料——控制核反应堆
19、核反应堆燃料类型有哪几种与金属铀相比，陶瓷燃料的优缺点有哪些
燃料分类
a)金属型----金属铀和铀合金
适宜用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高)
优点：银灰色金属，密度高(>,热导率高,工艺性能好,熔点1133 ℃,沸
点3600 ℃
缺点：化学活性强，与大多数非金属反应
金属铀的工作条件限制：
?由于相变限制，只能低于665℃
?辐照长大，定向长大限制低温工作环境
?辐照肿胀现象，较高温度条件下金属燃料变形
b)陶瓷型----铀、钚、钍的氧化物，碳化物或氮化物
陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制（相变及肿胀
效应）
优点：熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好
缺点：热导率低
?二氧化铀陶瓷燃料
优点：
无同素异形体，只有一种结晶形态（面心立方），各向同性，燃耗深
熔点高；未经辐照的测定值2805±15℃
具有与高温水、钠等的良好相容性，耐腐蚀能力好
与包壳相容性良好
缺点：
二氧化铀的导热性能较差，热导率低
传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大
氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂。
c)弥散体型---含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中
20、什么是辐照效应主要包括哪几种形式
由辐照引起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化。
主要效应：电离效应、嬗变效应、离位效应
电离效应：堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使其跳离轨道的电离现象，对金属性能影响不大，对高分子材料影响较大
嬗变效应：受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应
离位效应：中子与原子碰撞中，原子脱离点阵节点而留下一个空位。如果不能跳回原位，则形成间隙原子，快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子，其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因。
离位峰中的相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相
21、选择慢化剂需要注意哪些要求重水做慢化剂有何优缺点
慢化剂：将裂变中子慢化为热中子，分固体慢化剂和液体慢化剂
固体慢化剂（石墨、铍、氧化铍）：对石墨慢化剂性能要求：
纯度高，杂质少，尤其硼、镉含量限制严格
强度高，各向异性小
耐辐照、抗腐蚀和高温性能好
热导率高、热膨胀率小
液体慢化剂（水、重水）：
对液体慢化剂的要求：
熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低
良好的传热性能
良好的热稳定性和辐照稳定性
原子密度高
不腐蚀结构材料
在辐照条件下，重水与轻水均发生逐渐的分解，分离出爆炸性气体（D2和O2，或H2和O2的混合气体），该过程称作辐射分解。重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度。缺点是价格昂贵。
22、堆芯控制材料的要求有哪些
控制材料的性能要求：
a)材料本身中子吸收截面大，子代产物也具有较高中子吸收截面
b)对中子的吸收能阈广（热、超热中子）
c)熔点高、导热性好、热膨胀率小
d)中子活化截面小
e)强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照
23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义，以及三者之间的转换关系
热流密度：也称热通量，一般用q表示，定义为：单位时间内，通过物体单位横截面积上的热量。按照国际单位制，时间为s，面积为㎡，热量取单位
为焦耳（J），相应地热流密度单位为J/(㎡·s)。
体积释热率
-13
1.60210
v a f f q F E
Nσφ
=??
：单位堆芯体积所释放热功率
线功率密度：单位长度堆芯产生热功率
燃料芯块的线功率q
L
，燃料芯块的表面热流密度q，燃料芯块的体积释热率q
v
，
三者关系：???q
L
=q2πr
u
=q
v
πr
u
2
24、什么是核热管因子，其物理意义是什么
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子
25、影响堆芯功率分布的因素有哪些
燃料装载的影响（富集度最高的装在最外层，最低的燃料组件装在中央
区，可显着增大堆芯总功率输出）
反射层的影响(增加边沿中子通量)
控制棒的影响（一定程度上改善中子通量在径向的分布）
结构材料、水隙和空泡的影响（材料吸收中子，水隙提高热中子浓度，
控制棒做成细长的形式，空泡使热中子通量下降）
燃料元件自屏蔽效应的影响（慢化剂产生热中子，燃料棒内消耗中子）26、什么是积分热导率，在实际中有何应用
()
u
t dt
κ?
UO
2
燃料热导率随温度变化很大，采用算术平均温度来求解k
u
，误差很大（温
度的非线性函数），因此需研究k
u
随温度的变化规律，从而引出积分热导率的概念。
为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量。是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分，其单位为W/cm。
27、什么是偏离泡核沸腾，对应英文缩写是什么
偏离泡核沸腾DNB（Departure from nucleate boiling），在加热过程中，由于产生的气泡数量很多，甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱，当气泡00
00
()dt()dt-()dt=q/(4)
u
u
t t t
u u u l
t
k t k t k tπ
=
???
产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时，就发生了偏离泡核沸腾。
28、 加热通道内流动包含哪几个区域
加热通道内流动区域的划分：
1.单相流区，不存在气泡，液体单相流
2.深度欠热区，贴近加热壁面液膜达到饱和温度，开始生成气泡，表现为“壁面效应”
3.轻度欠热区，越过净蒸汽起始点，气泡脱离壁面，表现为“容积效应”
4.饱和沸腾区，此区热量完全用来产生蒸汽
29、 临界热流密度和沸腾临界的概念
临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度
当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时，加热表面上的气泡很多，以致使很多气泡连成一片，覆盖了部分加热面。由于气膜的传热系数低，加热面的温度会很快升高，而使加热面烧毁。这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHF （Critical Heat Flux ）。
30、 单相流压降通常由哪几部分组成，各部分对应具体作用是什么 提升压降
31、 截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别，如何相互转化
容积含气率β：单位时间内，流过通道某一截面的两相流总容积中，气相所占的容积份额。
截面含气率a ：也称空泡份额，指两相流中某一截面上，气相所占截面与总流道截面之比。
32、 什么是滑速比 滑速比S 是指蒸汽的平均速度V g 与液体的平均速度V f 之比
33、 什么是临界流，对反应堆安全有何意义，单相临界流速如何计算
当流体自系统中流出的速率不再受下游背压下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流。
临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要。 V V V V V β''''=='''+A A A A A α''''=='''
+/1f f
g f g g A x S V V x A ρρ==-
临界流量的大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力，而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间。
K —定压比热容与定容比热容之比
R —气体常数
T —温度
34、 达到临界压力比就可以实现临界流速对吗，为什么
不对
35、 什么是流动不稳定性，常见的有哪几种类型
流动不稳定性：是指在一个质量流密度、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。
36、 什么是自然循环，形成自然循环的条件是什么
自然循环是指在闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环
u KRT
条件：
1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失
2.自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行，如果中间被隔断，就不能
形成自然循环
37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响
主要考虑热工水力学因素和设备成本，所谓热工水力学，也就是研究反应堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析。
对于轻水堆，由于压力决定水的饱和温度，即水保持液态或饱和蒸汽的温度，是热工水力设计的一个重要方面，但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动的影响较小，可以说是温度决定压力。对于气冷堆，冷却剂的热力学参数受压力影响大，热工水力学设计直接和压力有关。
对于压水堆核电厂，一回路压力决定一回路水的饱和温度，继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率。压力升高可以提高热效率，但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计，并且压力升高将带来各主设备承压需求上升，成本和制造难度上升，通常压水堆取15Mpa 左右的工作压力，对应冷却剂330度左右的温度限制。
沸水堆由一回路直接产生蒸汽，蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力，而沸水堆堆芯冷却剂为两相流，冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力学和材料性能限制，通常温度为286度，压力。沸水堆由于堆芯较压水堆大，并且压力容器内需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等，压力容器比压水堆要大，较低的压力也有利于压力容器制造。
38、热管和热点的定义
热管（hot-channel）：假设在相对孤立的冷却系统中，积分功率输出最
大的冷却剂通道
热点（hot-point）：堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点。
39、压水堆主要热工设计准则有哪些
燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度
燃料元件外表面不允许发生沸腾临界
必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热
在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性
40、热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密
度的影响
核：描述中子通量分布不均匀
工程：描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀----可用加工误差和统计方法得到
41、降低核热管因子有哪些具体途径
降低热管因子的途径：
a)核方面
设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等
b)工程方面
合理控制加工、安装误差；改善冷却剂分配不均匀；加强横向交混等
42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什
么
在单通道模型中，把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的,堆芯高度上与其他通道之间没有质量、动量和能量交换。这种分析模型不适合用于无盒组件那样的开式通道。
为了使计算更符合实际，开发了子通道模型。这种模型认为到相邻通道的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换，因此各通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化，热通道内冷却剂的焓和温度也会有所降低，相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低。43、什么是最小烧毁比（MDNBR）
在反应堆热工计算中，为了安全起见，要保证在反应堆运行时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量，就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数，以保证不出现烧毁事故。这个安全系数称烧毁比。把通道中临界
热流密度q
DNB 与实际热流密度q
act
二曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁比，
用MDNBR表示。
44、如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度的现象
由于工程上不可避免的误差，会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值。45、反应性控制分哪三类什么是反应堆的固有安全性
紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反应能力，使反应堆紧急关闭。（压水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯。）
功率控制：要求某些控制棒动作迅速，即使补偿微小反应性瞬态变化。
补偿控制：分补偿控制棒和化学控制棒两种。
依靠核反应反应堆本身设计特点，不依靠外界能源和动力，所固有的安全性能。
46、大破口事故共分几个阶段，各是什么
（1）喷放阶段，此时冷却剂由内大量喷出；
（2）再充水阶段，此时应急堆芯开始注入内但水位不超过堆芯的底部；
（3）再淹没阶段，此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；
（4）长期堆芯冷却阶段，堆芯完全淹没，低压投入并足以去除。
47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害
安装点火器，降低氢气扩散范围和降低氢气浓度，从而降低事故风险。
采用复合器，缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制。
48、核电站的反应堆有几道安全屏障，各是什么
燃料元件包壳：将裂变产物包容在元件内。二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。
一回路压力边界：有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成，包括稳压器、蒸汽发生
器、传热管、泵和连接管道等。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有
1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。
安全壳：将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内。事故发生时，能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去，是保护核电站周围居民安全的最后一道防线。
1、 H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面似为常数，分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 所需要的碰撞次数。 解：不难得出，2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系： 2 2 2H O H O H H O O σξσξσξ?=?+? 即 2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+?=?+? 2 (2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=?+?+ 查附录3，可知平均对数能降： 1.000H ξ=，0.120O ξ=，代入计算得： 2 (220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=??+??+= 可得平均碰撞次数： 221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H O N E E ξ ===≈ 2．设 ()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。 假定在C 系中散射是各向同性的，求()f d υυυ''→的表达式，并求一次碰撞后的平均速 度。 解： 由： 21 2 E m υ'= ' 得： 2dE m d υυ'='' ()(1)dE f E E dE E α' →''=- - E E E α≤'≤ ()f d υυυ''→=2 2,(1)d υυαυ '' -- αυυυ≤'≤ ()f d αυ υ υυυυ= '→'' 322(1)3(1)υ αα= -- 6.在讨论中子热化时，认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能c E 以上能区的中子，经过弹性散射慢化二来的。设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区，（1）散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;（2）散射到能量区间1g g g E E E -?=-的中子数g Q 。 解：（1）由题意可知： ()()()()c E s Q E E E f E E dE φ∞ = ∑'''→'? 对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为 常数： /()()()c E S E Q E E f E E dE α φ= ∑''→'?
第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升； 14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。 15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。 18、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235是天然存在的，占0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，
工程测量试卷及答案公司内部编号：（GOOD-TMMT-MMUT-UUPTY-UUYY-DTTI-
测量学基础 试卷 1. 测量工作的基准线是（B ）。 A 法线 B 铅垂线 C 经线 D 任意直线 2. 1：1000地形图的比例尺精度是（ C ）。 A 1 m B 1 cm C 10 cm D mm 3. 经纬仪不能直接用于测量（ A ）。 A 点的坐标 B 水平角 C 垂直角 D 视距 4. 已知某直线的方位角为160°，则其象限角为（ C ）。 A 20° B 160° C 南东20° D 南西110° 5. 观测三角形三个内角后，将它们求和并减去180°所得的三角形闭合差为（B ）。 A 中误差 B 真误差 C 相对误差 D 系统误差 6. 闭合导线角度闭合差的分配原则是（ A ） A 反号平均分配 B 按角度大小成比例反号分配 C 任意分配 D 分配给最大角 一、 单项选择题（每题1 分，共20 分） 在下列每小题的四个备选答案中选出一个
7. 对某一量进行观测后得到一组观测，则该量的最或是值为这组观测值的 （B ）。 A最大值 B算术平均值 C 最小值 D 任意一个值均可 8. 分别在两个已知点向未知点观测，测量两个水平角后计算未知点坐标的方法是（ D ）。 A导线测量 B 侧方交会 C 后方交会 D前方交会 9. 系统误差具有的特点为（ C ）。 A 偶然性 B 统计性 C 累积性 D 抵偿性 10. 任意两点之间的高差与起算水准面的关系是（ A ）。 A 不随起算面而变化 B 随起算面变化 C 总等于绝对高程 D 无法确定11．用水准测量法测定A、B两点的高差，从A到B共设了两个测站，第一测站后尺中丝读数为1234，前尺中丝读数1470，第二测站后尺中丝读数1430，前尺中丝读数0728，则高差 h为（ C ）米。 AB A．Ｂ．Ｃ．Ｄ． 12．在相同的观测条件下测得同一水平角角值为：173°58′58"、173°59′02"、173°59′04"、173°59′06"、173°59′10"，则观测值的中误差为 （ A ）。 A．±" Ｂ．±" Ｃ．±" Ｄ．±" 13．已知A点坐标为（，），B点坐标为（，），则AB边的坐标方位角 为 AB （ D ）。 A．45°Ｂ．315°Ｃ．225°Ｄ．135° 14．用水准仪进行水准测量时，要求尽量使前后视距相等，是为了（ D ）。
《核反应堆物理分析》85页扩散理论习题解答二 21 解：（1）建立以无限介质内任一点为原点的球坐标系（对此问题表达式较简单），建立扩散方程： 即：2a D S φφ??+Σ=2a S D D φφΣ??=?边界条件：i.,ii.0φ<<+∞()0,0J r r =<<+∞ 设存在连续函数满足： ()r ?222,(1)1(2)a S D D L φ?φ???=???Σ?=??可见，函数满足方解形式：()r ?exp(/)exp(/)()r L r L r A C r r ??=+由条件i 可知：C =0， 由方程（2）可得：()()/a r r S φ?=+Σ再由条件ii 可知：A =0，所以： /a S φ=Σ 0） ，x >0S D ?,iii.()(0)/2a x t φ′=?Σlim ()0x J x →∞ =)exp(/)exp(/)/a x A x L C x L S =?++Σ//()x L x L J x D e e dx L L ?=?=?由条件ii 可得：0 lim ()()()22a a x a a AD CD t S tL S J x A C C A A C L L D →′′=?=?Σ++??=Σ++ΣΣ由条件iii 可得：C =0
所以：(22(1)a a a a tL S S A A A D D tL ′?=Σ+?=Σ??Σ′Σ//()[12(2/)(1)x L x L a a a a a a te S S S x e D t D L tL φ??′Σ=+=?′ΣΣΣ+??Σ′Σ对于整个坐标轴，只须将式中坐标加上绝对值号，证毕。 22 解：以源平面任一点为原点建立一维直角坐标系，建立扩散方程： 2112 22221()(),01()(),0x x x L x x x L φφφφ?= ≥?=≤边界条件：i.;ii.;1200lim ()lim ()x x x x φφ→→=000 lim[()|()|]x x J x J x S εεε=+=?→?=iii.;iv.; 1()0a φ=2()0b φ?=通解形式：，111sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+222sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+122cosh(sinh()cosh(sinh()]x x x x C A C S L L L L ?++=（3）1/)sinh(/)a L A a L =?（4）22cosh(/)sinh(/) C b L A b L =联系（1）可得：12tanh(/)/tanh(/) A A b L a L =?结合（2）可得：222tanh(/)/tanh(/)1tanh(/)/tanh(/)SL b L SL D A A A D a L b L a L ?=??=+1/1tanh(/)/tanh(/) SL D A a L b L ??=+
核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以，26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????
目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)
一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距（栅距） 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05
若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下 表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体） 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向上的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计要求 1．设计时间为两周； 2．独立编制程序计算； 3．迭代误差为0.1%； 4．计算机绘图； 5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁； 6．设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： （1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前，压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200～2450℃之间。 （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。
工程测量专业考试试题及答案（100分） 一、填空题（每空1分，共36分） ⒈为了统一工程测量的技术要求，做到、，使工程测量产品满足、的原则，而制定了《工程测量规范》GB50026—2007。 答案：技术先进经济合理质量可靠安全适用 2. 平面控制网的建立，可采用测量、测量、三角形网测量等方法。答案：卫星定位导线 ⒊高程控制测量精度等级的划分，依次为等。 答案：二、三、四、五 ⒋卫星定位测量控制点位应选在、的地方，同时要有利于，每个控制点至少应有通视方向，点位应选在倾角为的视野开阔的地方。 答案：土质坚实稳固可靠加密和扩展一个 15° ⒌水平角观测宜采用，当观测方向不多于时可不归零。 答案：方向观测法 3个 6.等高线有、、三种 答案：首曲线计曲线间曲线 7.电磁波测距的基本公式D=1/2ct中，c表示。 答案：光速 8.水准测量是利用水准仪提供求得两点高差，并通过其中一已知点的高程，推算出未知点的高程。 答案：水平视线 9.水准仪有DS0.5、DSl、DS3等多种型号，其下标数字0.5、1、3等代表水准仪的精度，为水准测量每公里往返高差中数的中误差值，单位为。答案：毫米 10.全站仪的是的简称,它是由、、组合而成的测量仪器。答案：全站型电子速测仪光电测距仪电子经纬仪数据处理系统 11.水准仪由、和三部分构成。 答案：望远镜水准器基座 12.经纬仪的安置主要包括与两项工作。 答案：对中整平 13.角度测量分和。 答案：水平角测量竖直角测量 14.水平角的观测常用的方法有和。 答案：测回法方向观测法 15.导线测量包括、和三种导线布置形式。 答案：闭合导线附合导线支导线
第四章 1.试求边长为,,a b c （包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆， 0.043,L m =42610m τ-=?。 （1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件：(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== （以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离） 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法： (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为：22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+
代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论，临界条件变为：221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理 论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。 解:对于单群理论：
华扶#力*孑 课程设计报告 （20 13 一2014年度第二学期） 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系：核科学与工程学院______________________ 班级：实践核1101班______________________ 学号：06 _________________________ 学生姓名：M _____________________ 指导教师：王胜飞__________________ 设计周数：Ul _______________________ 成绩：_____________________ 日期：2014 年6月19日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设讣，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行，并能适应启动、功率调和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确左的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选左堆型，确怎所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范用： （3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H： <4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求： （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规立了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规左的稳态热工设计准则，一般有以下几点：< 1）燃料元件芯块内最高应低于英他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表而不允许发生沸腾临界： （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热： <4）在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳左性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确?DNBR?J 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和英它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设讣准则： 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焰场的计算并求岀体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR, 燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及英最髙温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等： 5、掌握压降的计算： 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求： 1.设计时间为一周；
工程测量复习题 （课程代码252245） 一单选题 1．若A、B两点的坐标增量ΔX AB=0，ΔY AB＜0，则直线AB的方位角αAB=（ D ）。 A、0° B、90° C、180° D、270° 2．下列说法正确的是 ( A )。 A、等高线平距越大，表示坡度越小 B、等高线平距越小，表示坡度越小 C、等高距越大，表示坡度越小 D、等高距越小，表示坡度越大 3．按5倍等高距的整数倍绘出的等高线称为( A )。 A、计曲线 B、间曲线 C、首曲线 D、助曲线 4．地形图的比例尺用分子为1的分数形式表示，则（ D ）。 A、分母大，比例尺大，表示地形详细 B、分母小，比例尺小，表示地形概略 C、分母大，比例尺小，表示地形详细 D、分母小，比例尺大，表示地形详细 5．高斯分带投影，在Y坐标上加500km，目的是（ D ）。 A、限制纬线长度变形 B、限制经线长度变形 C、限制经纬线角度变形 D、避免Y坐标出现负值 6．导线的坐标增量闭合差调整后，应使纵、横坐标增量改正数之和等于（ C ）。 A、纵、横坐标增值量闭合差，其符号相同； B、导线全长闭合差，其符号相同； C、纵、横坐标增量闭合差，其符号相反 D、0 7．全站仪的测距精度常用±（A+B×D）表示，其中B是（ B ）。 A、固定误差 B、比例误差 C、照准误差 D、测距 8．水准测量中，设后尺A的读数a=2713，前尺B的读数为b=1401，已知A点高程为15.000m，则视线高程为( D )。 A、13.688m B、16.312 m C、16.401m D、17.713 m 9．若全站仪盘左状态望远镜水平时的读数为90°，望远镜升高时读数L减小，则该全站仪盘左时竖直角的计算公式为（ B ）。 A、δ=L-90° B、δ=90°- L C、δ=R-270° D、δ=270°-R 10．如图所示支导线，AB边的坐标方位角α AB为100°， 连接角、转折角如图所示，则CD边的坐标方位角αCD 为（ C ）。 A、240° B、120° C、320° D、80° 11．对一个量观测N次，取平均值作为最终结果，则N个观测值的改正数中，既有正改正数，也有负改正数，这是误差的（ C ）特性的体现。 A、有界性 B、大小性 C、对称性 D、抵偿性 12．在利用全站仪进行点与点间的平距、高差测量过程中，所立全站仪的高低不同，对测量结果的影响为（ C ）。 A、对平距无影响、对高差有影响 B、对平距有影响、对高差无影响 C、对平距无影响、对高差无影响 D、对平距有影响、对高差有影响 13．高差是地面两点沿（ B ）到大地水准面距离之差值。 A、切线方向 B、铅垂方向 C、法方向 D、地心方向 14．下列三角高程测量的各项误差中，属于系统误差的是（ B ）。 A、垂直角 B、大气折光和地球曲率 C、距离测量 D、仪高量取 15．中国的地形图系列中，不存在下列（ B ）的比例尺。
第一章核能发电原理及反应堆概述 第1节核电厂工作基本原理 1.核反应堆 2. 热交换器 3. 蒸气涡轮机 4. 发电机 5. 冷凝器 第2节反应堆的分类 （1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源 （2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。包括压力容器、主泵等。 （4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。 （5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。如汽轮机。 （6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。 （7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。） 第3节压水堆 系统压力：15～16 Mpa 冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃ 冷却剂流量：62000 t/h 燃料装量：90 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1780 ℃ UO2燃料富集度：2.0～4.0% 转化比：0.5 第4节沸水堆 系统压力：7 Mpa 冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃ 冷却剂流量：47000 t/h 燃料装量：140 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1830 ℃ UO2燃料富集度：2.0～3.0% 转化比：0.5 沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）： 比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大； 压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当； 采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造； 采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严
课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院 班级：实践核1101班 学号：1111440306 学生：佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩：
日期：2014 年 6 月19 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算；
工程测量专业考试试题及答案 姓名：班级学号得分 一、名词解释（每题2分，共20分） 1.地貌：是指地面的高低起伏变化等自然形态，如高山、丘陵、平原、洼地等。 2.地形：地物和地貌统称为地形。 3.山脊线：山脊是沿着某个方向延伸的狭长高地，沿山脊延伸方向连接山脊上最高点的线称为山脊线。 4.山谷线：沿山谷延伸方向，山谷中最低点的连线称为山谷线。 5.鞍部：两山顶之间的下凹部位，形似马鞍，称为鞍部。 6.比例符号：把地面上轮廓尺寸较大的地物，依形状和大小按测图比例尺缩绘到图纸上，再配以特定的符号予以说明，这种符号称为比例符号。 7.地物注记：用文字、数字或特定的符号对地物加以说明或补充，称为地物注记。 8.等高线：地面高程相等的相邻点会集而成的闭合曲线。 9.等高距：相邻两条高程不同的等高线之间的高差，称为等高距。 10.等高线平距：相邻两条等高线之间的水平距离。 二、填空题（每空1分，共20分） 1、地形图的分幅方法有两类，一种是梯形分幅另一种是矩形分幅。 2、地物在地形图上的表示方法分为比例符号、半比例符号、非比例符号。 3、地形图图式中的符号分为地物符号、地貌符号和注记符号三种。 4、地形图应用的基本内容包括确定点的坐标、确定两点的水平距离、确定直线的方位角、确定点的高程、确定汇水面积、确定两点的坡度。 5、GPS工作卫星的地面监控系统目前主要由分布在全球的—个主控站、三个信息注入站和五个监测站组成，是整个系统的中枢。 6、测绘地形图时,碎部点的高程注记在点的右侧、并且应字头朝北。 7、在地图上，地貌通常是用等高线来表示的。 三、判断题（每题1.5分，共15分）
1、地形图比例尺表示图上二点之间距离d与地面二点倾斜距离D的比值。（×） 2、比例尺越大，表示地物和地貌的情况越详细，测绘工作量越大。（√） 3、平面图和地形图的区别是平面图仅表示地物的平面位置，而地形图仅表示地面的高低起伏。（×） 4、地物在地形图上的表示方法分为等高线、半比例符号、非比例符号。（×） 5、测量工作中采用的平面直角坐标系与数学上平面直角坐标系完全一致。（×） 6、同一直线的正反方位角角值相差180°。（√） 7、图上不仅表示出地物的平面位置，同时还把地貌用规定的符号表示出来，这种图称为平面图。（×）8、地形图的比例尺用分子为1的分数形式表示时，分母大，比例尺大，表示地形详细。（×）9、测量过程中仪器对中均以铅垂线方向为依据，因此铅垂线是测量外业的基准线。（√）10、我国1956年黄海高程系统，规定采用青岛验潮站求得的1950年～1956年7年的黄海平均海水面作为全国统一高程基准面，其绝对高程为零。（√） 四、单项选择题（每题1分，共20分） 1、等高线的平距均匀,表示地面坡度(C)。 A.陡 B.缓 C.均匀 2、下列比例尺数据中哪一个比例尺最大(B)。 A. 1：1000 B.1：500 C.1：2000 3、平板仪的对点精度一般规定为( A)。 A.0.05×Mmm B.3mm C.10mm 4、距离丈量的精度是用(B)来衡量的。 A.相对误差 B.相对误差 C.中误差 5、等高距是指相邻两等高线之间的(B)。 A.水平距离 B.高差 C.坡度 6、等高线平距是指相邻两等高线之间的(B)。 A.高差 B.水平距离 C.倾斜距离
第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子，E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类： 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)
缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好
工程测量复习题库 填空题库及参考答案 第1章 绪论 1-1、测量工作的基准线是铅垂线。 1-2、测量工作的基准面是水准面。 1-3、测量计算的基准面是参考椭球面。 1-4、水准面是处处与铅垂线垂直的连续封闭曲面。 1-5、通过平均海水面的水准面称为大地水准面。 1-6、地球的平均曲率半径为6371km 。 ； 1-7、在高斯平面直角坐标系中，中央子午线的投影为坐标x 轴。 1-8、地面某点的经度为131°58′，该点所在统一6°带的中央子午线经度是129°。 1-9、为了使高斯平面直角坐标系的y 坐标恒大于零，将x 轴自中央子午线西移500km 。 1-10、天文经纬度的基准是大地水准面，大地经纬度的基准是参考椭球面。 1-11、我国境内某点的高斯横坐标Y =.13m ，则该点坐标为高斯投影统一 6°带坐标，带号为 22 ，中央子午线经度为 129°，横坐标的实际值为，该点位于其投影带的中央子午线以西。 1-12、地面点至大地水准面的垂直距离为该点的绝对高程，而至某假定水准面的垂直距离为它的相对高程。 第2章 水准测量 2-1、高程测量按采用的仪器和方法分为水准测量、三角高程测量和气压高程测量三种。 2-2、水准仪主要由基座、水准器、望远镜组成。 2-3、水准仪的圆水准器轴应与竖轴平行。 % 2-4、水准仪的操作步骤为粗平、照准标尺、精平、读数。 2-5、水准仪上圆水准器的作用是使竖轴铅垂，管水准器的作用是使望远镜视准轴水平。 2-6、望远镜产生视差的原因是物像没有准确成在十字丝分划板上。 2-7、水准测量中，转点TP 的作用是传递高程。 2-8、某站水准测量时，由A 点向B 点进行测量，测得AB 两点之间的高差为，且B 点水准尺的读数为，则A 点水准尺的读数为 m 。 2-9、三等水准测量采用“后—前—前—后”的观测顺序可以削弱仪器下沉的 L L =A x =A y =B x =B y =AB α=AB D 1954年北京坐标系 西安坐标系 D. 1980年西安坐标系 1-2、在高斯平面直角坐标系中，纵轴为( C )。 A.x 轴，向东为正 B.y 轴，向东为正 C.x 轴，向北为正 D.y 轴，向北为正 ~ 1-3、A 点的高斯坐标为=A x 112240m ，=A y m ，则A 点所在6°带的带号及中央子午线的经度分别为( D ) A 11带，66 B 11带，63 C 19带，117 D 19带，111 1-4、在( D )为半径的圆面积之内进行平面坐标测量时，可以用过测区中心点的切平面代替大地水准面，而不必考虑地球曲率对距离的投影。 A 100km B 50km C 25km D 10km 1-5、对高程测量，用水平面代替水准面的限度是( D )。 A 在以10km 为半径的范围内可以代替 B 在以20km 为半径的范围内可以代替 C 不论多大距离都可代替 D 不能代替 1-6、高斯平面直角坐标系中直线的坐标方位角是按以下哪种方式量取的( C ) A 纵坐标北端起逆时针 B 横坐标东端起逆时针 C 纵坐标北端起顺时针 D 横坐标东端起顺时针 . 1-7、地理坐标分为( A )。