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、AP1000B、EPRC、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D、棒材料中的(n,γ)反应1核反应堆内的热量来源主要有：A、裂变碎片的动能B、裂变中子的动能C、裂变释放的伽马射线能量D、衰变过程释放的伽马及β射线的能量E、一回路冷却剂携带的能量2影响堆芯功率分布的因素有哪些( )A、燃料的装载方式B、控制棒C、空泡D、水隙1裂变碎片的能量全部沉积在燃料内：×2伽玛射线能量主要被控制棒吸收：×3控制棒只影响堆轴向功率的分布：×4水隙的存在展平了功率分布：×5反应堆停堆后的功率由衰变功率决定：×6堆芯燃料分区装载时，为展平功率，燃料富集度由内向外逐渐增大：√1下列关于导热系数的说法不正确的是A、是表征物质导热能力的一个物性参数B、导热系数的大小与物质的组成、结构、温度和压强有关C、金属固体的导热系数一般大于液体的导热系数D、导热系数会随温度的升高而增大2下列哪一种方式不是通过导热来传递热量A、加热铁丝使得铁丝温度升高B、将热水混入冷水中C、冬天用手握住冷的铁管1何谓沸腾临界?压水堆在正常工况下首先应该防止的是快速烧毁还是慢速烧毁,为什么?正确答案：大容器饱和中的临界热流为沸腾临界，沸腾临界一般和发生沸腾临界时流型有着密切的关系，根据流动工况的不同，通常把沸腾临界分为两类，即过冷或低含汽量下的沸腾临界和高含汽量下的沸腾临界。
低含汽量下，大的温度阶跃足以导致加热面迅速“烧毁”，叫“快速烧毁”；高含汽量下一般不会使金属材料马上烧损，称为“慢速烧毁”。
压水堆在正常工况下，处于低含气量，首先应该防止的是快速烧毁。
间隙导热可用那些模型进行计算,各有什么特点?间隙导热可以用气隙导热模型和接触导热模型来进行计算。
气隙导热模型简单适宜于燃耗不太深及新燃料元件;接触导热模型比较复杂适宜于燃耗很深的情况。
对于用UO2 制成的圆柱形芯块，若已知线功率密度为ql＝400W/cm，燃料芯块表面温度为Tu ＝691℃，请利用下表的积分热导率表求燃料芯块中心温度T0.解：由题意有：ql/4π=31.85 W/cm由Tu ＝691℃，根据积分热导率表有T0=1876+(1990-1876)*(70.17-68.86)/(71.31-68.86)≈1937厚度或直径为D的三种不同几何形状（平板、圆柱、球）的燃料芯块的体积释热率都是qV，表面温度都是tc，试推导各种芯块中心温度的表达式。
一定会导致压力下降的是A、提升压降B、摩擦压降C、加速压降D、局部压降2垂直加热通道中可能出现的流型是A、泡状流B、弹状流C、环状流D、滴状流3提高自然循环流量的措施有A、增大密度差B、增大流动长度C、增大管径D、减小形阻1任何流体在圆管中流动，雷诺数小于2000均为层流正确答案：√2酒精和水一起流动是两相流正确答案：×3两相流压降比相同质量流速的单相流压降大正确答案：√4临界流发生的一个等价条件是流速达到声速正确答案：×5课本135页图4-31中，流量位于ab段时一定会发生流量漂移正确答案：×1课本95页例题4-1中，栅距P变成13.5mm，燃料棒外径d变为10.22mm，棒束燃料组件沿轴向高度用6段蜂窝式定位格架固定，其他条件一样。
计算水在冷却剂通道进出口间压力变化名词解释堆的热源及其分布、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。
、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 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。
、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水隙和堆的传热过程、积分热导率：把对温度t的积分dttu作为一个整体看待，称之为积分热导率。
、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、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、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、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、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。
、沸腾曲线：壁面过热度（wsatttt）和热流密度q的关系曲线通常称为沸腾曲线。
、ONB点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。
、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、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H。
Departure from nuclear boiling、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。
、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、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、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。
、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，、“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、“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、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、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。
、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-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，-232，铀-238；可转换核素：能转化为易裂变核素的核素，如钍-232，铀-238可分别-233和钚-239.、包壳材料考虑因素：1核性能2相容性3导热性4力学性5抗腐蚀性6辐照稳定性7 、热静效应：在高温下对二氧化铀施加静压力，限制它的轴向移动使燃料芯块密实化堆内流体的流动过程及水力分析、空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值。
、含汽量（含汽率）：静态含汽量x = 汽液混合物内蒸汽的质量/汽液混合物的总质量流动含汽量x = 蒸汽的质量流量/汽液混合物的总质量流量、两相流流型：在受热通道中，汽水混合物的气相和液相同时流动，可以形成各种各样的即所谓的流动结构，这些流动结构通常就称之为流型。
泡状流：液相是连续相，汽相以气泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。
弹状流：它是柱状气泡和块状液团在通道的中心部分交替出现的流动。
环状流：液相在壁管上形成一个环形的连续流，而连续的汽相则在管道的中心部分流动，滴状流：通道内的流体变成许多细小的液滴悬浮在蒸汽主流中随着蒸汽流动。
、均匀流模型：假设两相均匀混合，把两相流动看作为某一个具有假想物性的单相流动，（两相流模型）、分离流模型：假设两相完全分开，把两相流动看作为各相分开的单独的流动，并考虑相（4.2两相流体的流动压降）、摩擦倍增因子：、自然循环：指在闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中流体密度差所产生(4.3自然循环)地位：对反应堆系统来说，如果堆芯结构和管道就能够利用这种驱动压头推动冷却剂在一回路中循环，并带出堆内的热量。
、临界流：当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时，这种流动就称为临（4.4冷却剂的喷放）重要性：破口处的临界流量决定了冷却剂丧失的速度和它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、流动不稳定性：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、密度波不稳定性：由于流量、密度和压降之间相互关系的延迟和反馈效应。
