下载文档原格式
1.比较成熟的动力堆主要有哪些，它们各有什么特点？1）压水堆加压轻水作的冷却剂，控制棒为棒束型结构，正常运行水处于欠热状态；核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料，两回路布置，一回路压力15.5Mpa，二回路压力7.75Mpa；2）沸水堆加压轻水作冷却剂和慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱和沸腾状态蒸汽直接推动气轮机做功；3）重水堆重水堆慢化剂和冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成2.反应堆热工分析主要包括哪些内容主要是分析燃料元件内的温度分布，冷却剂的流动和传热特性，预测在各种工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力，温度，流量等参数随时间的变化过程3.试叙述堆的热源的由来及其分布堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev，其中裂变碎片占总能量的84％，在燃料元件内转换为热能；裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程，主要在慢化剂中；伽马射线（瞬发缓发）的能量分别在堆芯，反射层，热屏蔽和生物屏蔽中装化为内能，极少部分穿出堆外；高能贝塔粒子能量大部分在燃料元件内转化为热能4.影响堆功率分布的因素有哪些1）燃料布置，均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀，平均燃耗低，分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平，提高了整个堆的热功率，同时也提高了平均热耗。
2）控制棒，均匀的布置在具有高中子通量的区域，既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平，但对轴向功率有不利的影响：堆芯寿期初功率峰偏向上部。
3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用，使其周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度，空泡对中子慢话减弱，会导致堆芯反应性下降5.控制棒的热源：1.吸收堆芯的γ辐射；2.控制棒本身吸收中子的（n. γ）和（n. α）反应。
6.慢化剂产生的热量：1.裂变中子的慢化；2.吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量；3.吸收各种γ射线的能量。
7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热和输热三个过程。
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/A8、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 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：E0----选定的参考能量;E0=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>18.6;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..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 vπr u224、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UO2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DNBDeparture 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CHFCritical 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 ：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、V f之比;单相临界流速如何计算;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..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7.3Mpa..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;此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；2再充水阶段;此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器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;低压安注系统投入并足以去除衰变热..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..。
反应堆热工复习第一章一、核能的优缺点1、优点：核能对环境的污染较少；不产生二氧化碳；能量密度高；运输成本低；运行时间长，不需要中途加料；热能产生不需要空气；2、缺点：产生大量的放射性物质；热效率低；不便于调峰；潜在危险大；二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？压水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，冷却剂在流过堆芯时一般不发生饱和核态沸腾。
沸水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，堆芯中的水处于饱和沸腾状态，一回路工作压力比压水堆低很多，没有蒸汽发生器。
重水堆：使用重水做慢化剂，使用天然铀作为燃料，冷却剂系统可由一或两个回路组成。
三、反应堆热工分析主要包括那些内容？分析燃料原件内的温度分布、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，以及在各种瞬态和事故工况，压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。
四、第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？第二章一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。
因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡、燃料自屏效应燃料布置：通过合理布置不同富集度的燃料可以有效的展平堆芯功率分布，提高反应堆热功率。
控制棒：合理的布置有利于堆芯径向功率的展平，但给轴向功率分布带来不利的影响。
水隙及空泡：水隙引起的附加慢化作用使得该处的中子通量上升，水隙周围的燃料原件功率上升。
而空泡中蒸汽的密度比水小得多，慢化作用弱，其会导致周围燃料原件功率下降。
燃料自屏效应：热中子主要被棒外层燃料吸收，造成燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，使得燃料块内层功率较低。
二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成？他们各具有什么特点？1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。
2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。
3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。
核反应堆热工分析复习大纲第一章：1. 各堆型基本特征；2. 热工分析的任务；第二章：1. 裂变能在元件、慢化剂和结构材料内的分布以及大致的百分比。
2. 堆内轴向和径向功率分布的特点。
3. 影响功率分布的因素？4. 反应堆停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由那几部分组成？各自特点和规律如何？第三章：1. 写出Fourier 热传导公式，并且说明各符号含义。
2. 区分q ，l q 和v q 的含义和关系。
3. 推导圆柱形燃料芯块及包壳的温度场计算公式。
4. 写出Nu ，Re 数的表达式，说明Pr 数、Gr 数的含义。
说明强迫对流换热与自然对流换热的区别，他们的传热关系式各与那些准则有关？5. 推导不同形状燃料元件子通道的当量直径。
6. 大容积沸腾和管内沸腾的特点。
7. 说明在控制壁面温度时大容器沸腾()w s q t t --图，并说明DNB q 的意义。
8. 画出低热流密度和高热流密度下，圆管内沸腾的过程图，标出各阶段的流型，指出并解释DNB q 点和CHF 点。
9. 何谓沸腾临界？沸腾临界的分类？10. 说出燃料元件的设计要求。
11. 比较金属铀和2UO 燃料的优缺点。
12. 辐照对2UO 芯块有什么影响？13. 为什么提出积分热导率概念？如何使用？掌握其推导过程。
14. 间隙导热的模型分类第四章1. 流体的压降由那几部分组成？2. 写出单相Darcy 公式，说明各符号的含义。
3. 公式nw no iso f f f μμ⎛⎫= ⎪ ⎪⎝⎭中各符号的含义。
4. 单相液体加速压降的出现条件，写出其积分表达式？5. 写出形阻压降的一般表达式。
6. 汽液两相流有那四种流型？基本两相参数的定义。
写出x ，s x 和e x 定义表达式。
推导出α，S 和x 之间的关系式。
7. 导出汽液两相流一维稳态动量守恒方程，并说明各项含义。
8.说明什么是自然循环，它对于反应堆安全的含义，如何提高自然循环能力，如何确定自然循环的流量。
《核反应堆热工分析》期末复习要点第二章堆的热源及其分布1、裂变能的近似分配（16页）2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响）3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解）4、停堆后的功率（25页）5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页）6、衰变功率的衰减（27页）第三章堆的传热过程1、导热的概念（30页）2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1）3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页）4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页）5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26）6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页）7、过渡沸腾传热的定义（41页）8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点）9、热静效应（51页）10、燃料芯块的肿胀含义（52页）11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页）第四章堆内流体的流动过程及水力分析1、单相流体的流动压降组成（87页——92页的黑体标题，共4点）2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4）3、Blausius关系式及使用范围（88页）4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26）5、多相流的定义（99页）5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页）6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页）7、公式4-49的推导（103页）8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页）9、临界流的定义（123页）10、单相流体的临界流（124页）11、引起流动不稳定性的原因（133页）12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页）13、流量漂移的特点（134页）14、水动力稳定性准则（136页公式4-176）第五章 堆芯稳态热工分析1、热工设计准则（144页——145页）2、热管和热点的定义（154页）3、热流密度核热点因子Nq F 的计算式（155页公式5-26）4、焓升热管因子NH F ∆的计算式（155页）5、降低热管因子和热点因子的途径（157页）6、只有流动交混因子EH F ∆的值小于1，其他都大于1（158页）7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页）8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页）9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页）10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页）11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页）第六章 堆芯瞬态热工分析1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2）2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页）3、专设安全系统（220页，共3个）。
![[精选]第七章核反应堆热工--资料](https://uimg.taocdn.com/73aee223844769eae009eda8.webp)
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。
第四章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水隙和空泡第五章堆的传热过程2、积分热导率: 把对温度的积分作为一个整体看待, 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（）和热流密度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 flux11、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 boiling12、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。
核反应堆热工分析半期考试一、名词解释1、净蒸汽产生点：流动欠热沸腾中气泡开始脱离加热面，产生净蒸汽的点，是单相流和两相流的分界点；2、积分热导率：考虑热导率κ随温度变化的影响后，将热导率0κ对温度积分作为一个整体进行计算，记为⎰dt t u)(κ，称为积分热导率；3、裂变能量的组成：裂变碎片的动能，裂变中子的动能，裂变或衰变而产生的射线能量及过剩中子引发的（n,r）反应，每次裂变的总能量约为200Mev，其中裂变碎片的动能占绝大部分；4、膜态沸腾：在加热面上，由于蒸汽的产生而形成了一层稳定的蒸汽膜，主要通过加热面的辐射和蒸汽对流想蒸汽传热，这样的沸腾状态称为膜态沸腾；5、气隙导热模型：认为燃料芯块不发生变形与包壳接触，燃料芯块到包壳的传热是通过环形气隙进行导热传热，这样燃料芯块到包壳内表面的物理模型称为气隙导热模型；6、体积释热率：单位体积内释放的热量；7、燃料的自屏效应：慢化剂中慢化的中子在输运到燃料棒内部时，会逐渐被铀吸收，导致到达中心时中子通量低于燃料棒表面处的中子通量的现象；8、快速烧毁：在低含气率下，由于气泡的产生使加热面上形成一层蒸汽膜，传热恶化，温度上升，产生沸腾临界，在此时若热流密度继续提高，则温度会跃升到下一个稳定的膜态沸腾点，导致大的温度飞升，加热面发生迅速烧毁。
二、简答题1、举两种比较常见的商业反应堆堆型，并简述各种反应堆的基本特征及各参数的相互关系答：压水堆：使用热中子谱，通过裂变反应产能，使用具有一定富集UO芯块作为燃料，用锆合金作为包壳材料，冷却剂与慢化剂均度的2UO燃料的产热，慢化中子，采用燃料棒为水，用来冷却堆芯，带走2式的栅格式燃料组件，堆芯结构为压力壳式，需要停堆换料；重水堆：使用热中子谱，通过裂变反应产能，使用天然铀作为燃料，冷却剂与慢化剂分离，重水冷却慢化，使用较小的燃料棒，堆芯具用压力管式的结构，能够不停堆换料；2、讨论反应堆停堆后的功率组成和特性，并讨论如何保证停堆后核反应堆的安全答：停堆后的热量来自于饶辽内储存的显热情，剩余中子引发的裂变以及裂变产物和中子俘获产物的衰变；显热和剩余中子的裂变会在停堆后较短时间内消失，其后堆内热量主要取决于衰变热，衰变热仍具有一定的量级，需要足够的冷却以导出热量；停堆后应保证有足够的冷却剂将堆内余热导出，余热排出系统等系统和设备应能正常投入工作，同时在设计上也应考虑反应堆具备一定自然循环能力，增加主循环泵的转动惯量，若是事故停堆，安注系统、应急柴油机等相应系统和设备应能及时启动工作；3、简述均匀裸堆的概念，并在均匀裸堆的假设下，给出堆芯的释热率分布答：不考虑反射层，外推距离等因素下，反应堆使用相同富集度的燃料采用均匀布置情况下的反应堆，称为均匀裸堆；对圆柱形堆芯，其径向为零阶贝塞尔函数分布，轴向为余弦函数分布，总释热率分布为：L z R r J q z r q v πcos )405.2(),(0max ,=其中),(z r q 为堆芯任一位置（r,z ）处的释热率，max ,v q 为堆内最大体释热率；4、简述控制棒、可燃毒物对核反应堆功率展平的影响答：控制棒能较快速的调节堆内功率，使径向功率得到展平，但加剧了轴向功率分布的不均匀性，并且在寿期末时，由于控制棒的提升，轴向上中子通量向堆芯顶部歪斜，不利于堆芯的热工安全；可燃毒物对堆芯功率的展平是通过在中子通量密度比较高的区域插入一些吸收截面较高的可燃毒物，能够在特定位置上展平堆芯的功率，可燃毒物吸收中子后的产物吸收截面较小，不会影响堆芯寿期；5、简述棒状燃料元件在反应堆正常运行条件下冷却剂、燃料包壳外表面及燃料芯块中心温度沿轴向分布的特点及简要的燃料元件中心温度的计算关系式，并简要讨论造成这种分布的原因答：冷却剂温度)(z t f ，燃料包壳外表面温度)(z t cs ，燃料芯块中心温度)(z t cs 沿轴向分布如图1所示：冷却剂温度沿轴向不断升高，在中间高度时，升温较快；燃料包壳外表面温度在通道中点与出口之间出现最高温度，芯块中心温度也会在中点与出口间出现最高温度，但比包壳最高温度点更靠近中间位置；图1 各温度沿轴向分布冷却剂温度因为燃料包壳的不断传热而温度上升，由于堆芯燃料释热分布加上温差的减小而产生在靠近上部是冷却剂温度升高减缓；燃料包壳外表面温度受冷却剂温度和膜温差的共同影响，由于膜温差沿冷却剂通道中间大，两端小，导致其最高温度发生在中间与出口之间；芯块中心温度主要受芯块、包壳等温度的温差影响，温差的影响相对冷却剂温度影响比包壳外表面温度更显著，因此，温度最大值点更靠近中心；燃料芯块中心温度的计算式：∑∆++∆+=ReRe Re ,0cos )]0([sin )0(2)(L z L z W L q t t z t cp l fin f πθππ 其中：)0()0()0()0()0(u g c f θθθθθ∆+∆+∆+∆=∆∑0()t z ()cs t z ,max cs z ,max o z ()f t z三、计算题1、解：由平板导热dx dt q λ-= （1）、)/(10496.11050)3010(37426311m w d x d t q ⨯=⨯-⨯-=-=-λ （2）、)/(10452.11050)3010(3.3625322m w d x d t q ⨯=⨯-⨯-=-=-λ2、解： 可将圆管当成平壁处理对流换热热阻：)/(10149.18700112411w k m R ∙⨯===-α导热热阻：)/(10916.3383105.12632w k m R ∙⨯=⨯==--κδ凝结换热热阻：)/(1056.51800112423w k m R ∙⨯===-α 总传热系数：)/(679.148312321k m w R R R h ∙=++=因为三个热阻中凝结热阻最大，对总热阻的影响最大，所以应首先从减小凝结换热热阻这个环节来增强传热。
《核反应堆热工分析》复习资料第一章绪论（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 →239Pu239Pu + 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n238U + 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抗腐蚀性能 ?材料的加工性能 ?材料的机械性能 ?材料的抗辐照性能只有很少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
可转换核素：由于能量大于1MeV以上的中子能够引起铀-238、钍-232转化，所以称这两种核素为可裂变核素。
铀-238、钍-232可分别转化为钚-239及铀-233所以又称它们为可转化核素。
核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。
核燃料中必须是：1含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或两种；2能够产生裂变并释放裂变能。
易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂变的核素为易裂变核素，如铀-235、铀-233、钚-239三种核素。
一次核燃料和二次再生核燃料:在三种易裂变核素中，由于铀-235是存在于大自然矿物中的，所以叫一次核燃料；而铀-233和钚-239是用人工方法制造得到的，所以又称为二次再生核燃料。
链式裂变反应：当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核（裂变碎片）。
与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放蕴藏在原子核内部的核能。
在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断地继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。
反应堆分类：按中子能量分：快中子堆、中能中子堆、慢中子堆；按形式分：非均匀堆、均匀堆；按燃料分：钍堆、浓缩铀堆、天然铀堆；按冷却剂、慢化剂分：熔盐堆、有机堆、沸水堆、压水堆、重水堆、石墨气冷堆、石墨冷水堆；按用途分：研究堆、生产动力堆、动力堆、生产堆。
一回路系统组成：反应堆、蒸汽发生器、稳压器和主循环泵（即主冷却泵）等设备及它们之间的管系组成；一回路系统功用：冷却堆芯并带出热量；二回路系统组成：蒸汽发生器、汽轮机、冷凝水器、给水预热器和给水泵等设备及它们之间的管系所组成。
正常情况下：压力调节系统可以通过稳压器的喷淋系统和电加热系统维持回路中的工作压力在整定值范围内波动；事故情况下：当一回路压力急剧升高时，压力调节系统可以使卸压阀和安全阀自动启动，将稳压器中的蒸汽分别排往卸压箱和大厅，以实现超压保护；当稳压器压力降低及水位上升超过整定值时，稳压器内部的电加热器开始加热，使系统因加热而升压。
1，堆内热源的由来和分布特点。
裂变（1）瞬发裂变碎片的动能（在燃料元件内）；裂变中子的动能（大部分在慢化剂中）；瞬发γ射线的能量（堆内各处）。
（2）缓发裂变产物衰变的β射线能（大部分在燃料元件内）；裂变产物衰变的γ射线（堆内各处）过剩中子引起的（n,γ）反应瞬发和缓发来源是过剩中子引起的裂变反应加（n,γ）反应产物的β衰变和γ衰变能（堆内各处）。
2，影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？（1）燃料布置，目前核电厂压水堆通常采用分压装载的方案。
优点，功率分布得到了展平；燃料的平均燃耗提高了。
（2）控制棒，均匀布置有利于径向中子通量的展平，但给轴向功率分布带来了不利影响。
（3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用使该处的中子通量上升因而使水隙周围远见的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。
克服方法，采用棒束控制棒组件。
空泡将会导致堆芯反应性下降，空泡的存在能减轻某些事故的严重性。
沸水堆，下部插入。
4，燃料的自屏效应。
5，堆内结构材料3，控制棒中的热源来源是什么？（1）吸收堆芯的r辐射。
（2）控制棒本身吸收的中子的（n，α）或者（n，γ）反应。
4，热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？（1）裂变中子的慢化。
（2）吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量。
（3）吸收各种γ射线的能量。
5，反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。
（1）燃料棒内储存的显热。
（2）剩余中子引起的裂变。
（3）裂变产物的衰变以及中子俘获产物的衰变。
特点，在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速的衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
6，铀-235作为燃料的压水堆，每次裂变释放出来的总能量约为多少？在大型压水堆的设计中，往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几？200Mev97.4%7，与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比，现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么？（1）功率的分布得到了展平，这对提高整个反应堆的热功率都是有利的。
哈工程核反应堆热工水利复习题可转换核素:由于能量大于1MeV以上的中子能够引起铀-238、钍-232转化，所以称这两种核素为可裂变核素。
铀-238、钍-232可分别转化为钚-239及铀-233所以又称它们为可转化核素。
核燃料:在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。
核燃料中必须是:1含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或两种;2能够产生裂变并释放裂变能。
易裂变核素:任何能量的中子都能引起核裂变的核素为易裂变核素，如铀-235、铀-233、钚-239三种核素。
一次核燃料和二次再生核燃料:在三种易裂变核素中，由于铀-235是存在于大自然矿物中的，所以叫一次核燃料;而铀-233和钚-239是用人工方法制造得到的，所以又称为二次再生核燃料。
链式裂变反应:当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(裂变碎片)。
与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放蕴藏在原子核内部的核能。
在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断地继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。
反应堆分类:按中子能量分:快中子堆、中能中子堆、慢中子堆;按形式分:非均匀堆、均匀堆;按燃料分:钍堆、浓缩铀堆、天然铀堆;按冷却剂、慢化剂分:熔盐堆、有机堆、沸水堆、压水堆、重水堆、石墨气冷堆、石墨冷水堆研究堆、生产动力堆、动力堆、生产堆。
;按用途分:一回路系统组成:反应堆、蒸汽发生器、稳压器和主循环泵(即主冷却泵)等设备及它们之间的管系组成;一回路系统功用:冷却堆芯并带出热量; 二回路系统组成:蒸汽发生器、汽轮机、冷凝水器、给水预热器和给水泵等设备及它们之间的管系所组成。
正常情况下:压力调节系统可以通过稳压器的喷淋系统和电加热系统维持回路中的工作压力在整定值范围内波动;事故情况下:当一回路压力急剧升高时，压力调节系统可以使卸压阀和安全阀自动启动，将稳压器中的蒸汽分别排往卸压箱和大厅，以实现超压保护;当稳压器压力降低及水位上升超过整定值时，稳压器内部的电加热器开始加热，使系统因加热而升压。
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 flux13、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 boiling14、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材料。
22、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。
23、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，如钍-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可分别转化为铀-233和钚-239.24、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工艺性和经济性25、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 使燃料芯块密实化第四章 堆内流体的流动过程及水力分析26、空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值。
g f gU U U +=α27、含汽量（含汽率）：静态含汽量s 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平衡态含汽量fg fs e h h h x )(-=28、滑速比：f g V V S /=29、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形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通常就称之为流型。
两相流流型主要有泡状流、弹状流、环状流、滴状流四种。
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，在液环中还弥散着气泡，在汽相中也夹带着液滴。
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。
30、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，该假想物性与每一个相的流体特性有关。
（两相流模型）31、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，并考虑相间的作用。
（4.2两相流体的流动压降）32、摩擦倍增因子：33、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的驱动压头来实现的循环。
(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系统设计得合理，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。
34、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，这种流动就称为临界流或阻塞流。
（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一回路卸压的速度，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系统开始工作的时间。
35、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、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。
（4.5）37、压降组成：提升压降Pa 摩擦压降Pf 加速压降Pa 局部压降Pc38、突扩：动量方程P1*A1+P1*(A1+A2)-P2*A2=W*(V2-V1) 能量方程39、单相临界流：1临界处截面流速等于声速 2上游流体流动不受下游影响40、不稳定性危害：1、机械振动导致部件的疲劳损坏 2、流量振荡干扰控制系统 3、流量振荡使局部热应力周期变化导致热疲劳损坏 4、流量振荡使系统传热性能变坏。
41、流量漂移：系统的流量发生非周期性的漂移，因为压降特性曲线的斜率小于驱动压头特性曲线的斜率。
第五章堆芯稳态热工分析42、多项流：多种物相在同一个系统内一起流动（我们讨论汽水两相流）。
43、折合速度：指当两相混合物中的任一相作为单独流过整个管道截面时的速度。
44、DNBR：即临界热流密度比。
（5.1热工设计准则）DNBR=（利用专门公式计算得到的堆内某处的临界热流密度）/（该处的实际热流密度）DNBR（z）沿着冷却剂通道是变化的，其最小值就是最小DNBR45、热管：热管是堆内具有最大焓升的冷却剂通道。
46、热点：热点是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点。
（5.3）47、闭式通道：相邻通道的冷却剂之间不存在质量、动量和能量的交换，反之称为开式通道。
第六章堆芯瞬态热工分析48、失流事故：当反应堆带功率运行时，如果主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫突然停止运行，致使冷却剂流量迅速减少时，就发生失流事故。
49、冷却剂丧失事故：一回路压力边界的任何地方发生破裂，或安全阀及卸压阀卡开等都会造成冷却剂流失，这种事故统称为冷却剂丧失事故，对于水冷反应堆，也叫失水事故。
50、降低热管因子和热点因子的方法：1核方面：富集度和反射层2工程方面：减少安装误差51、Ne的选择：电功率和动力循环热效率适当折中第二部分简答题1、压水堆的热工设计准则有哪些？（第五章）答：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。
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。
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。
2、流动不稳定性对系统有哪些危害？（第四章）答：1、流量和压力振荡所引发的机械力会使部件产生有害的机械振动，而持续的机械振动会导致部件的疲劳损坏。
2、流动振荡会干扰控制系统。
在冷却剂同时兼作慢化剂的反应堆中，流动振荡引起反应堆特性的快速变化，使得这一问题变得更为突出。
3、流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏。
4、流动振荡会使系统内的传热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并使临界热流密度大幅度下降，造成沸腾临界过早出现。
3、写出棒状燃料元件二氧化铀芯块的稳态和瞬态导热方程，并解释方程中各物理变量的物理意义。
（第三章） 答：稳态：0122=++uv q dr dt r dr t d κ 瞬态：τακ∂∂⋅=++t q dr dt r dr t d u v 1122 ()p c ⋅=ρκα/为热扩散率（m2/s ）4、压水堆燃料元件的传热，从芯块到冷却剂可以按照什么样的传热过程进行分析？各部分热阻都是什么？画出棒状燃料元件的轴向释热率分布、冷却剂的温度沿轴向的分布、包壳外表面沿轴向的分布、芯块中心温度沿轴向的分布。
答：导热->对流换热->输热；热阻暂略；作图见后5、大破口失水事故发生的事件序列有哪些？各个阶段有何特点？答：四个阶段：喷放、再灌水、再淹没和长期冷却；特点暂略6、简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。
答：一、商定有关热工参数。
二、确定燃料元件参数。
三、根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算1、计算平均管冷却剂的质量流密度。
2、计算平均管冷却剂的比焓场。
3、计算平均管的各类压降。
4、计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度。
5、计算热管的冷却剂焓场。
6、计算最小DNBR 。
7、计算燃料元件的温度。
四、技术经济评价。
五、热工水力实验。
7、气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是什么？画图分析。
答：压降特性曲线的斜率小于驱动压头特性曲线的斜率；图略8、适当选择核电厂反应堆热工参数以降低电能成本：η：提高冷却剂的工作压力；提高冷却剂的流量；适当选定堆冷一、提高动力循环热效率t却剂的工作温度。
二、提高堆芯的功率密度三、增加核燃料的燃耗深度四、减少核电厂的厂用电五、降低设备投资费用9、停堆后反应堆芯的热量来源：1、燃料棒内存储的显热2、剩余中子引起的裂变3、裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变10、影响管间脉动的主要因素：（1）压力：压力越高，蒸汽和水的比体积相差越小，局部压力升高等现象越不易发生，因而脉动的可能性也就越小。
