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华南理工大学
2017 年攻读硕士学位研究生入学考试试卷
（试卷上做答无效，请在答题纸上做答，试后本卷必须与答题纸一同交回） 科目名称：反应堆热工水力分析
适用专业：核电与动力工程
一、填空题（共 10 小题，每小题 2 分，共 20 分）
1.影响功率分布的因素有燃料布置、（ ）和（ ）。
2.自然对流换热是指由（ ）引起的流体流动。
3.固体核燃料按固体化学形态分为金属型、（ ）和（ ）。
共 3 页
4.摩擦压降是指流体沿等截面直通道流动时由（ ）的作用而引起的压力损失。
5.空泡份额为（ ）的体积与（ ）体积的比值。
6.在两相流研究中广泛应用的两种模型为（ ）和（ ）。
7.同时考虑核和工程两方面因素，热管是（ ）的冷却剂通道。
8.子通道模型认为，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、 （ ）和（ ）交换。
9.失流事故的特征为（ ）的温度和压力升高，和（ ）的温度升高。
10.从冷却剂注入堆芯下腔室开始到水位恢复到（ ）为止的这段时间称为再灌水。
二、单选题（共 10 小题，每小题 2 分，共 20 分）
1.裂变反应
235 103 131 92 U + n →42 M o +50 S n + xn 中 x=（ ）。
A. 1
B. 2
C. 3
D. 4
2.停堆后的功率在后期主要取决于（ ）。
A. 棒内显热
B.剩余中子引起的裂变
C. 衰变热
D. U-235 裂变 3.由于膜态沸腾换热比核态沸腾换热系数（ ）得多，因此，反应堆运行时不允许 发生（ ）。
A. 大，膜态沸腾
B. 大，核态沸腾
C. 小，膜态沸腾
D. 小，核态沸腾
4.下列哪一项不属于燃料元件的热工设计要求（ ）。
A. 保证元件的包壳在堆整个寿期的完整性
B. 整个寿期内不产生物理化学作用
C. 经济性好
D. 易于加工，工艺性能好
5.对于单相流，其一截面发生临界流时，当下游压力继续降低时，流速（ ）
A. 增大
B. 减小
C. 不变
D. 无法确定
6.两相流静力学不稳定性包括：流量漂移、沸腾危机、流型不稳定性和（ ）
A. 蒸汽爆炸不稳定性
B. 声波不稳定性
C. 热振荡
D. 管间脉动
7.下列方法中，不能降低热管因子和热点因子的方法是（ ）
A.合理控制有关部位的加工及安装误差
B.在堆芯周围设置反射层
C.在堆芯径向不同位置布置控制棒和毒物棒
D.沿堆芯径向装载相同富集度核燃料
8.在蒸汽发生器中保持?θ
k 不变的条件下，提高二次侧给水温度t
w
，饱和温度t
gs
（），
动力循环热效率（）。
A. 上升提高
B. 上升下降
C. 降低提高
D. 降低下降
9.通道L/D< ( )的通道视为短通道处理。
A. 8
B. 10
C. 12
D. 14
10.水在垂直加热通道向上流动时，发生在饱和沸腾高含汽量区的流态是（）。
A. 泡状流
B. 弹状流
C. 环状流
D. 滴状流
三、判断题（共10 小题，每小题2 分，共20 分；对的打“√”，错的打“×”）
1.轻水做慢化剂的堆芯中水隙的存在增大了功率分布的不均匀度。（）
2.压水堆停堆后，半分钟内铀棒内显热和剩余中子裂变热传出，功率下降至停堆前1% 以下。（）
3.锆及其合金在高温下与水蒸气发生反应，当燃料包壳内氢的含量达
到一定限度后将发生氢脆现象。（）
4.因流体速度变化引起的压力变化称之为加速压降。（）
5.加强蒸汽发生器二次侧的冷却能力，可降低自然循环能力。（）
6.长通道中临界压力比只与L/D 有关，而与初始压力的大小和通道直径没有关系。（）
7.展平进口流量最有效的方法是降低堆芯底部的流动阻力。（）
8.在近期设计的压水动力堆，允许热管内的冷却剂发生过冷沸腾和饱和沸腾。（）
9.对极限事故的安全准则，不能要求必须保证反应堆的完整性，只要保证放射性物质保持在安全壳内不外逸。（）10.在小破口事故中，较大尺寸小破口事故堆芯裸露的时间最长后果最危险。（）
四、图解题（共3 小题，每小题10 分，共30 分）
1.画出蒸汽发生器工作q-t 图，并讨论在分别保持t
gs 不变和?θ 不变的条件下，提高t
w
对热效率的影响。2.垂直管道在高热流密度下，进口为低过冷或接近饱和水时，请画出各位置的流型和沸腾状态。3.绘图分析节流件对水动力特性的影响，并分析流量漂移不稳定性发生的原因。
五、简答题（共3 小题，每小题10 分，共30 分）
1.简述自然循环建立的条件。
5 2 2.简述包壳材料的作用。
3.简述单通道模型的假设和适用局限。
六、计算题（共 3 小题，每小题 10 分，共 30 分）
1.某压力壳型水堆的棒束状燃料组件为纵向流过的水所冷却，若在元件沿高度（纵向）
方向的某一个小的间隔内冷却水的平均温度 t f = 300o C ，水的平均流速 v = 4m / s ，
q = 14.7 ?106 w / m 2 ，堆的运行压力为147?106 Pa ，试求该小间隔内的平均换热系数及 元件壁面的平均温度。元件的外径为 9.8mm ，栅距为12.5mm ，呈正方形栅格排列。 经验公式取 Nu = 0.0306 R e 0.8 Pr 1/3 2.某一模拟试验回路的垂直加热通道，在某高度处发生饱和沸腾。已知加热通道的内
径 d = 2cm ，冷却水的质量流量 w f = 1.2t / h ，系统的运行压力是10MPa ，加热通道进
水的比焓 h in = 1214kJ / kg ，沿着轴向均匀加热，热流密度 q = 6.7 ?10 w / m ，通道长 2m ，
试用平衡态模型计算加热通道内流体的饱和沸腾起始点的高度和通道出口处的含汽
量。（ t s = 310o C ， h =
1408kJ / kg ， h gs = 2725kJ / kg ）
3.有一圆柱形压水堆燃料元件，已知表面热流密度为 1.7Mw / m 2 ，芯块表面温度为 400o C ，芯块直径为10mm ，芯块导热系数为 3w / (m o C ) ，试求芯块中心最高温度。 fs
2017年全国硕士研究生入学统一考试真题及答案 英语试题 Section I Use of English Directions: Read the following text. Choose the best word(s) for each numbered blank and mark A, B, C or D on ANSWER SHEET 1. (10 points) Research on animal intelligence always makes me wonder just how smart humans are. 1 the fruit-fly experiments described in Carl Zimmer‘s piece in the Science Times on Tuesday. Fruit flies who were taught to be smarter than the average fruit fly 2 to live shorter lives. This suggests that 3 bulbs burn longer, that there is an 4 in not being too terrifically bright. Intelligence, it 5 out, is a high-priced option. It takes more upkeep, burns more fuel and is slow 6 the starting line because it depends on learning — a gradual 7 — instead of instinct. Plenty of other species are able to learn, and one of the things they‘ve apparently learned is when to 8 . Is there an adaptive value to 9 intelligence? That‘s the question behind this new research. I like it. Instead of casting a wistful glance 10 at all the species we‘ve left in the dust I.Q.-wise, it implicitly asks what the real 11 of our own intelligence might be. This is 12 the mind of every animal I‘ve ever met. Research on animal intelligence also makes me wonder what experiments animals would 13 on humans if they had the chance. Every cat with an owner, 14 , is running a small-scale study in operant conditioning. we believe that 15 animals ran the labs, they would test us to 16 the limits of our patience, our faithfulness, our memory for terrain. They would try to decide what intelligence in humans is really 17 , not merely how much of it there is. 18 , they would hope to study a 19 question: Are humans actually aware of the world they live in? 20 the results are inconclusive. 1. [A] Suppose [B] Consider [C] Observe [D] Imagine 2. [A] tended [B] feared [C] happened [D] threatened 3. [A] thinner [B] stabler [C] lighter [D] dimmer 4. [A] tendency [B] advantage [C] inclination [D] priority 5. [A] insists on [B] sums up [C] turns out [D] puts forward 6. [A] off [B] behind [C] over [D] along 7. [A] incredible [B] spontaneous [C]inevitable [D] gradual 8. [A] fight [B] doubt [C] stop [D] think 9. [A] invisible [B] limited [C] indefinite [D] different
835 华南理工大学 2018 年攻读硕士学位研究生入学考试试卷（试卷上做答无效，请在答题纸上做答，试后本卷必须与答题纸一同交回）科目名称：反应堆热工水力分析 适用专业：核电与动力工程 共 5 页 一、填空题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、反应堆的热功率与（）成正比。 2、控制棒的热源来源于吸收伽马射线和（）反应释放的热量。 3、达到沸腾临界时的热流密度称为（）。 4、反应堆三大安全屏障的第一层安全屏障是（）。 5、计算两相流压降时的基本参数有空泡份额、（）、滑速比。 6、临界热流密度比的最小值称为最小DNB 比，当最小DNB 比值为（）时，表示燃料元件表面发生烧毁。 7、液体冷却剂的流动压降有（）、（）、加速压降和局部压降。 8、流动不稳定性包括（）和（）。 9、热流密度核热点因子Fq N表示堆芯功率分布的（）。 10、核电厂设置的运行参数的极限值是根据（）和（）原则确定的。 二、单项选择题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、快中子增殖堆要求使用（）做冷却剂。A、 传热能力强而中子慢化能力小的流体B、传热能力 弱而中子慢化能力小的流体C、传热能力强而中子 慢化能力大的流体D、传热能力弱而中子慢化能力 大的流体
2、下述因素的变化不会影响功率分布的有（） A、燃料布置 B、控制棒 C、水隙和空泡 D、燃料装载量 3、下述不属于停堆后的热源是（） A、燃料棒内储存的显热 B、U-235 裂变 C、剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变 D、中子俘获产物的衰变4、对于流动沸腾来说，在较低的壁面温度下，可获得很高的热流密度，因而对实际应用来说最有意义的传热区段是（） A、非沸腾区 B、膜态沸腾区 C、过渡沸腾区 D、核态沸腾区 5、气隙导热模型中的传热形式主要是（） A、辐射 B、对流 C、传导 D、辐射和对流 6、不会导致自然循环能力下降或终止（）A、驱 动压头克服上升段和下降段压力损失B、上升段和下 降段密度差太小C、蒸汽发生器二次侧冷却能力过强 D、堆芯产生气体体积存在压力壳上腔室7、静力学不 稳定性不包括（） A、流量漂移 B、沸水堆的不稳定性 C、沸腾危机 D、流型不稳定性 8、关于热点的描述错误的是（）A、热点是某一燃料元件表面热流密度最 大的点B、热点和热管对确定堆芯功率的输出量起着决定性作用C、燃料元件 表面上热流密度最大的点就是限制堆芯功率输出的热点D、堆芯功率分布的均 匀程度用热流密度和热点因子表示9、压水堆与气冷堆的热工设计准则不同的是（）A、燃料元件芯块内最高温度低于相应燃耗下的熔化温度 B、燃料元件表面不允许发生沸腾临界
反应堆热工基础卷子 2010级成都理工大学 一、填空 1、核反应堆中，裂变碎片的动能约占总能量的84％，裂变能的绝大部分在燃料元件内转换 为热能，少量在慢化剂内释放，通常取97.4％在燃料元件内转为热能。 2、影响堆芯功率分布的因素主要有燃料布置、控制棒、水隙及空泡。 3、进行瞬态分析的四类电厂工况是正常运行和运行瞬变、中等频率故障、稀有故障和极限 事故。 4、核电厂专设安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和其 他安全设施。 5、回路系统的压降一般包括：提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降。 6、垂直加热通道中的主要流型包括：泡状流、环状流、滴状流。 二、问答 1、简述反应堆热工分析的内容包括哪5项？ 答：分析燃料元件内的温度分布；冷却剂的流动和传热特性；预测在各种运行工况下反应堆的热力参数；预测各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化工程；分析事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 2、核反应堆停堆后为什么还要继续进行冷却？ 答：核反应堆停堆后，虽然堆内自持的裂变反应随即终止，但还是有热量不断地从燃料芯块通过包壳传入冷却剂中。这些热量主要来自燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变和裂变产物和中子俘获产物的衰变，因此，反应堆停堆后，还必须继续进行冷却，以便排出这些热量，防止燃料元件损坏。 3、就压水堆而言，造成流量分配不均匀的主要原因有哪些？ 答：就压水堆而言，造成流量分配不均匀的原因主要有：进入下腔室的冷却剂流，不可避免地会形成许多大大小小的涡流区，从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同；各冷却通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同，其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样，燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差，会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值，各冷却剂通道中的释热量不同，引起冷却剂的温度、热物性以及含气量也各不相同，导致各通道中的流动阻力产生显著差别。 4、什么是流动不稳定性？在反应堆中蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允 许出现流动不稳定性，为什么？ 答：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种频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。流动不稳定性对反应堆系统的危害很大，主要表现在流量和压力振荡所引起的机械力会使部件产生有害的机械振荡，导致部件的疲劳损坏；流动振荡会干扰控制系统；流动振荡会使部件局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏；流动振荡使系统内的换热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并可能造成沸腾临界过早出现。 5、简述压水堆涉及中所规定的稳态设计准则？ 答:目前压水堆设计中所规定的稳态设计准则一般有以下几点：燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的烙化温度，燃料元件外表面不允许发生沸腾临界，必须保证正行运行工况下燃料原件和对内构件能够得到充分冷却。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。
2017年全国硕士研究生入学统一考试数学(一)试卷 一、选择题：1~8小题，每小题4分，共32分，下列每题给出的四个选项中，只有一个选项是符合题目要求的 （1 ）若函数0(),0x f x b x >=?≤? 在0x =处连续，则（ ） (A)12ab = (B)12ab =- (C)0ab = (D)2ab = （2）设函数()f x 可导，且()()0f x f x '>则（ ） (A)()()11f f >- (B) ()()11f f <- (C)()()11f f >- (D)()()11f f <- （3）函数()22,,f x y z x y z =+在点()1,2,0处沿向量()1,2,2n 的方向导数为（ ） (A)12 (B)6 (C)4 (D)2 （4）甲乙两人赛跑，计时开始时，甲在乙前方10（单位:m ）处,如下图中，实线表示甲的速度曲线()1v v t = （单位:m/s ）虚线表示乙的速度曲线()2v v t =，三块阴影部分面积的数值依次为10，20，3，计时开始后乙追上甲的时刻记为0t （单位:s ）,则（ ） (A)010t = (B)01520t << (C)025t = (D)025t > ()s （5）设α为n 维单位列向量，E 为n 阶单位矩阵，则（ ） (A) T E αα-不可逆 (B) T E αα+不可逆 (C) 2T E αα+不可逆 (D)2T E αα-不可逆 （6）已知矩阵200021001A ????=?????? 2100200 01B ????=??????100020002C ????=??????，则（ ） (A) A 与C 相似，B 与C 相似 (B) A 与C 相似，B 与C 不相似 (C) A 与C 不相似，B 与C 相似 (D) A 与C 不相似，B 与C 不相似
压水反应堆稳态热工设计
目录 一．课程设计的目的 二．课程设计的任务 三．热工设计的方法 四．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析 1、堆芯基本参数 2、平均管冷却剂的焓场 3、平均管的压降计算 4、计算热管的有效驱动压降 5、计算热管的冷却剂焓场 6、最小DNBR 7、热通道内燃料元件温度场 五．设计分析 六．参考书目 一.课程设计的目的
通过课程设计，初步掌握压水堆堆芯稳态热工设计的原理、方法，并能综合运用已学的知识对结果加以分析 二．课程设计的任务 1、求得体现反应堆安全的那些参数：最小烧毁比、燃料元件中心最高温度、包壳表面最高温度、冷却剂在额定工况下的的沸腾程度 2、求得体现反应堆先进性的那些参数：堆芯比功率、堆芯功率密度、燃料元件平均热流密度、最大热流密度、冷却剂平均流速、冷却剂的出口温度等 3、求得为其它设计部门所需要的参数：燃料芯块的平均温度、包壳的平均温度、冷却剂的平均温度和平均密度等参数，反应堆进出口间的压降、堆芯某些局部位置的压降、温度场等。 三．热工设计的方法 单通道模型：是热工水力设计中所采用的一种比较简单的模型。平均管是一个具有设计的名义尺寸、平均的冷却剂流量和平均释热率的假想通道，平均管反映整个堆芯的平均特性。因为在已经确定堆的额定功率、传热面积以及冷却剂流量等条件以后，确定堆芯内热工参数的平均值是比较容易的。但是堆芯功率的输出并非取决于热工参数的平均值，而是取决于堆芯内最恶劣的局部热工参数值，要得到局部的热工参数却不是一件容易的事。为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值的程度，引进了热管、热点和平均管的概念。热通道，将所有不利因子均加在热通道上，它是堆芯的极限通道。 四．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析 1、堆芯基本参数 根据压水反应堆提供稳态热工设计提供的数据，我们选取布热堆#2为参考。堆芯热功率 t N 2775MW 参照布热堆#2所用元件最大热流密度2 max q (KW/m )和核热管因子q F N 、工程热管因子q F E ，可定出元件平均热流密度2(KW/m )q ：
2017年全国硕士研究生入学统一考试英语（一）试题 Section I Use of English Directions: Read the following text. Choose the best word(s) for each numbered blank and mark A, B, C or D on the ANSWER SHEET. (10 points) Could a hug a day keep the doctor away? The answer may be a resounding ―yes!‖ 1 helping you feel close and 2to people you care about, it turns out that hugs can bring a 3of health benefits to your body and mind. Believe it or not, a warm embrace might even help you 4getting sick this winter. In a recent study5 over 400 health adults, researchers from Carnegie Mellon University in Pennsylvania examined the effects of perceived social support and the receipt of hugs6 the participants’ susceptibility to developing the common cold after being 7 to the virus .People who perceived greater social support were less likely to come 8with a cold,and the researchers9that the stress-reducing effects of hugging10 about 32 percent of that beneficial effect. 11 among those who got a cold, the ones who felt greater social support and received more frequent hugs had less severe12. ―Hugging protects people who are under stress from the13 risk for colds that’s usually14 with stress,‖ notes Sheldon Cohen, a professor of psychology at Carnegie. Hugging ―is a marker of intimacy and helps15 the feeling that others are there to help16difficulty.‖ Some experts 17the stress-reducing , health-related benefits of hugging to the release of oxytocin, often called ―the bonding hormone‖18 it promotes attachment in relationships, including that between mother and their newborn babies. Oxytocin is made primarily in the central lower part of the brain, and some of it is released into the bloodstream. But some of it19 in the brain, where it 20 mood, behavior and physiology.
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。
《核反应堆热工分析》课程设计 学生：杨伟 学号：20094271 指导教师：陈德奇 专业：核工程与核技术 完成时间:2012年7月5日 重庆大学动力工程学院 二O一二年六月
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。包括了解平均通道（平均 管）、热通道（热管）、热点等在反应堆热工设计中的应用； (3)掌握堆芯焓场的计算并求出体现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t0及其最高温度t0,max，包壳表面温度t cs及其最高温度t cs,max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)通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； (6)掌握压降的计算； (7)掌握单相及沸腾时的传热计算。
某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水，用UO2作燃料，用Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，采用正方形排列。已知参数如表1所示： 将堆芯自下而上分为6个控制体，其轴向归一化功率分布如表2所示： 表2： 堆芯归一化功率分布
3 计算过程及结果分析 3.1流体堆芯出口温度(平均管) ) 1(***..ζ-+ =p t a in f out f C W N F t t 按15.5MPa 下流体平均温度 =(t f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320，则=（292.4+320）/2=306.2，差得=5.836KJ/Kg 。 20.24633.6*) 05.01(*836.5*685003016000 974.0..=-?+ =in f out f t t 由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件 3.2燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 == W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得： = =
全国硕士研究生入学统一考试真题试卷《数学三》试题 一、选择题:1—8小题．每小题4分，共32分． 1 ．若函数10 (),0x f x ax b x ?->?=??≤? 在0x =处连续，则 （A ）1 2ab = （B ）12 ab =- （C ）0ab = （D ） 2ab = 2．二元函数(3)z xy x y =--的极值点是（ ） （A ）(0,0) （B ）03(,) （C ）30(,) （D ）11(,) 3．设函数()f x 是可导函数，且满足()()0f x f x '>，则 （A ）(1)(1)f f >- （B ）11()()f f <- （C ）11()()f f >- （D ）11()()f f <- 4． 若级数211 sin ln(1)n k n n ∞ =?? --??? ?∑收敛，则k =（ ） （A ）1 （B ）2 （C ）1- （D ）2- 5．设α为n 单位列向量，E 为n 阶单位矩阵，则 （A ）T E αα-不可逆 （B ）T E αα+不可逆 （C ）2T E αα+不可逆 （D ）2T E αα-不可逆 6．已知矩阵200021001A ?? ?= ? ???，210020001B ?? ?= ? ???，100020002C ?? ? = ? ??? ，则 （A ）,A C 相似，,B C 相似 （B ）,A C 相似，,B C 不相似 （C ）,A C 不相似，,B C 相似 （D ）,A C 不相似，,B C 不相似 7．设,A B ，C 是三个随机事件，且,A C 相互独立，,B C 相互独立，则A B U 与
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；
2017年全国硕士研究生入学统一考试 数学（一）试题 一、选择题：1～8小题，每小题4分，共32分．下列每题给出的四个选项中，只有一个选项是符合题目要求的．请将所选项前的字母填在答题纸．．． 指定位置上． （1 ）若函数0(),0x f x b x >=?≤? 在0x =处连续，则 (A) 12 ab =． (B) 12 ab =- ． (C) 0ab =． (D) 2ab =． 【答案】A 【详解】由0 1 lim 2x b a + →==,得12ab =. （2）设函数()f x 可导，且()'()0f x f x >则 (A) ()()11f f >- ． (B) ()()11f f <-． (C) ()()11f f >-． (D) ()()11f f <-. 【答案】C 【详解】2() ()()[]02 f x f x f x ''=>,从而2()f x 单调递增,22(1)(1)f f >-. （3）函数2 2 (,,)f x y z x y z =+在点(1,2,0)处沿着向量(1,2,2)n =的方向导数为 (A) 12． (B) 6． (C) 4． (D)2 ． 【答案】D 【详解】方向余弦12cos ,cos cos 33 = ==αβγ,偏导数22,,2x y z f xy f x f z '''===,代入cos cos cos x y z f f f '''++αβγ即可.
（4）甲乙两人赛跑，计时开始时，甲在乙前方10(单位：m)处.图中，实线表示甲的速度曲线1()v v t =(单位：m/s)，虚线表示乙的速度曲线2()v v t =(单位：m/s)，三块阴影部分面积的数值一次为10，20，3，计时开始后乙追上甲的时刻记为(单位：s)，则 (A) 010t =． (B) 01520t <<． (C) 025t =． (D) 025t >． 【答案】C 【详解】在025t =时,乙比甲多跑10m,而最开始的时候甲在乙前方10m 处. （5）设α为n 维单位列向量，E 为n 阶单位矩阵，则 (A) T E -αα不可逆． (B) T E +αα不可逆． (C) T 2E +αα不可逆． (D) T 2E -αα不可逆． 【答案】A 【详解】可设T α=(1,0,,0) ,则T αα的特征值为1,0,,0 ,从而T αα-E 的特征值为 011,,, ,因此T αα-E 不可逆. （6）设有矩阵200021001A ?? ?= ? ???，210020001B ?? ?= ? ???，122C ?? ? = ? ??? (A)A 与C 相似，B 与C 相似． (B) A 与C 相似，B 与C 不相似． (C) A 与C 不相似，B 与C 相似． (D) A 与C 不相似，B 与C 不相似． 【答案】B 【详解】,A B 的特征值为221,,,但A 有三个线性无关的特征向量,而B 只有两个,所以 A 可对角化, B 则不行. .（7）设,A B 为随机事件，若0()1P A <<，0()1P B <<，则(|)(|)P A B P B A >的充分必要条件 (A) (|)(|)P B A P B A >． (B) (|)(|)P B A P B A <． (C) (|)(|)P B A P B A >． (D) (|)(|)P B A P B A <．
1下列关于压水堆的描述错误的是 A、一回路压力一般在15MPa左 右B、水用作冷却剂 C、水用作慢化剂 D、热效率一般大于40% 2下列关于AP1000与EPR的说法不正确的是： A、AP1000是革新型压水堆，采用非能动系统 B、EPR是改进型压水堆 C、EPR通过增加能动部件数和系列数来增加安全性 D、AP1000和EPR的设计寿命都是40年 3下列关于沸水堆的描述不正确的是： A、相对于压水堆慢化能力有所提高 B、蒸汽温度不高热效率低 C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大 D、压力容器要求相对较低 4下列关于重水堆的描述错误的是： A、采用重水做慢化剂 B、可以采用低富集铀做燃料 C、轻水和重水都可以用作冷却剂 D、不需要蒸汽发生器 1反应堆按照冷却剂类型可分为： A、轻水堆 B、重水堆 C、气冷堆 D、快中子堆 2反应堆按照慢化剂类型可分为: A、轻水堆 B、重水堆 C、石墨慢化堆 D、快中子堆 3下列不属于第四代反应堆堆型的有 :A、AP1000 B、EPR C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 4下列属于第四代反应堆堆型的有 A、钠冷快递 B、超临界水堆 C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 5下列属于核能发电的优点有 ：A、空气污染少 B、不产生二氧化碳 C、能量密度高，运输成本低
D、发电成本受国际经济影响小 6核能发电的缺点有： A、产生高放射性废物 B、热效率低，热污染较大 C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转 D、潜在危险较大 7下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是： A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的 B、华龙一号充分吸收了AP1000和EPR的先进核电技术 C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合 D、山东威海采用的是华龙一号堆型 8下列关于重水堆描述正确的有： A、中子利用率高 B、重水作慢化剂 C、废料中含235U极低，废料易处理 D、天然铀作燃料 9下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源 B、堆芯无慢化材料 C、需用高浓铀作燃料 D、中子裂变截面大 10关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义 B、其安全性和经济性更加优越 C、废物量极少、无需厂外应急 D、具有防核扩散能力 1WWER 反应堆以100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。如果在控制棒全提出堆芯的情况下,通过硼化将堆功率降低到50%FP,那么轴向功率峰位置的变化趋势是: A、功率峰将会向堆芯顶部偏移 B、功率峰将会向堆芯底部偏移 C、功率峰位置维持不变 2下列关于停堆后热源的描述不正确的是。 A、停堆后的热源一部分来自于燃料棒内储存的显热 B、停堆后的热源一部分来自于剩余中子引起的裂变 C、停堆后的热源一部分来自于裂变产物和中子俘获产物的衰变 D、停堆后的热量很少,可以不予考虑 3下列不属于慢化剂中的热量来源是。 A、中子的慢化 B、伽马射线的吸收 C、β射线的吸收 D、裂变碎片的动能 4关于控制棒中的热源不正确的是 A、吸收堆芯的γ 射线 B、棒材料中的(n,α)反应 C、裂变碎片动能
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。 2、裂变能近似分布：总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R 射线能量 13是缓发B 和R 射线能量 同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。 3、堆芯功率分布和因素：径向贝塞尔函数 轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡 第三章 堆的传热过程 4、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。 5、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。 6、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。 7、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。 8、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。 9、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。 10、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。 11、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 12、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 13、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 14、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。 15、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； 16、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。 17、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。 18、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。 19、“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。 20、“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。 21、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
x 1 ( x )2 u u ? ( 1 , 2 , 0 ) 2017 全国研究生入学考试考研数学一真题解析 本试卷满分 150，考试时间 180 分钟 一、选择题：1～8 小题，每小题 4 分，共 32 分，下列每小题给出的四个选项中，只有一项符合题目要求的，请将所选项前的字母填在答．题．纸． 指定位置上. ?1- cos （1） 若函数 f (x ) = x > 0 ，在 x = 0 处连续，则（ ） ? ax ?? b , x ≤ 0 （A ） ab = 2 【答案】（A ） （B ） ab =- 2 （C ） ab = 0 （D ） ab = 2 【 解析 】由连续的定义可知： lim f (x ) = lim f (x ) = f (0) ， 其中 f (0 )= l i m f x (=) ， x →0- x →0+ 1 x →0- 1 lim f (x ) = lim = lim 2 = 1 ，从而b = ，也即 ab = ，故选（A ）。 x →0+ x →0+ ax x →0+ ax 2a 2a 2 （2） 若函数 f (x ) 可导，且 f (x ) f '(x ) > 0，则（ ） （A ） f (1) > f (-1) （B ） f (1) < f (-1) （C ） f (1) > f (-1) （D ） f (1) < f (-1) 【答案】（C ） 【解析】令 F (x ) = f 2 (x ) ，则有 F '(x ) = 2 f (x ) f '(x ) ，故 F (x ) 单调递增，则 F (1) = F (-1) ，即 [ f (1)]2 >[ f (-1)]2 ，即 f (1) > f (-1) ，故选 C 。 （3）函数 f (x , y , z ) = x 2 y + z 2 在点(1, 2, 0) 处沿向量n = (1,2,2)的方向导数为（ ） （A ）12 （B ） 6 （C ） 4 （D ） 2 【答案】（D ） 【 解 析 】 gradf ={2xy , x 2, 2z } ， 将 点 (1, 2, 0) 代 入 得 g r a d f ={ 4 , 1 ， 则 ?f = gradf . = ?1 2 ?2= 。 ?u { 4 , 1? , 0 } ?. ?3 3 ?3 （4） 甲、乙两人赛跑，计时开始时，甲在乙前方 10（单位：m ）处，图中实线表示甲的速度曲线v = v 1(t ) （单位：m/s ），虚线表示乙的速度v = v 2 (t ) ，三块阴影部分面积的数值依次为10、20、3 ，计时开始 1- cos x , 1 1
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