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一.需要掌握的基本概念1.堆内热源的由来和分布特点。
2.体积释热率基本概念和计算方法？3.有限圆柱形反应堆.无干扰.均匀裸堆条件下的功率分布规律？4.影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？5.控制棒中的热源来源是什么？6.热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？7.反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。
.8.以铀-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？9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？10.什么是积分热导率？为什么要引入积分热导率？11.棒状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
12.板状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
13.什么是沸腾临界，沸腾临界可以分为哪两种？14.在垂直加热蒸发管中，一般公认的两相流流型主要有哪几种？15.在压水堆燃料元件的传热计算中，影响包壳外表面最高温度ks∙max的主要因素有哪些？用错合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度？16.气隙传热有哪两种基本模型？各适用于何种条件？17.压水堆主回路中的总压降由哪几部分组成？对于闭合回路，系统中哪项压降为零。
18.对于单相流，确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么？19.什么是流动的亚稳态现象？20.什么叫均匀流模型？其基本假设有哪些？分离流模型基本假设有哪些？21.什么叫自然循环？自然循环对核电厂的安全运行有什么意义？导致压水反应堆核电站自然循环流量下降或断流的主要因素有哪些？22.什么是质量含气率.空泡份额及容积含气率？23.什么是两相流动不稳定性？两相流动不稳定性有什么危害？24.什么是水动力学流动不稳定性？水动力学流动不稳定性发生条件是什么？25.缓解或消除管间脉动的方法有哪些？26.已知一段均匀加热稳定流动水平管道，进口为过冷水，出口为两相混合物，导出总压降与流量之间的关系。
核电厂热工水力学随着工业的发展，电力需求也在不断地增长。
为了满足电力需求，许多国家和地区开始重视核能的开发和利用。
核电站作为一种新型的发电方式，具有高效、干净、可靠、可持续等优点，但同时也带来了许多技术和环境难题。
核电站作为一个庞大的能源系统，其运行涉及到多个领域的学科，其中热工水力学是其中不可或缺的一个学科。
这篇文章将介绍核电站热工水力学相关的知识。
热工水力学基础流体力学核电站的热能是通过水和蒸汽传递来实现的，因此流体力学在核电站热能传递中扮演了至关重要的角色。
流体力学研究的对象是液体、气体等连续介质的运动规律，包括流体的流动、变形、流速、压强等，液体的黏滞力以及黏滞力对于流体流动的影响等内容。
在核电站中，流体力学主要用于描述污水处理、冷却水系统、压气系统和聚集转移装置等方面的问题。
例如，在核电站中，需要将汽轮机的排汽通过冷却水塔冷却降温，因此需要对冷却水塔进行流体力学的分析和计算。
此外，在核电站的压气系统中，压缩空气在输送过程中需要经过管道，因此需要通过流体力学的分析计算管道的内径和空气流量等参数。
热学热学是研究物体温度和热量传递规律的学科，包括热力学和热传导。
在核电站中，热学主要用于描述核能转化为热能的过程，以及核电站的热量传递问题。
具体来说，核反应堆内部的燃料元件的燃烧反应会释放大量热能，这些热能会通过燃料元件、冷却剂和外壳等组成的传热系统传递出去，通过蒸汽抽气系统带动汽轮机运转，最终产生电能。
因此，热学在核电站设计和运行等方面都扮演着重要的角色。
材料学核电站中使用的燃料元件、管道、阀门等部件需要具备较高的耐高温、耐压、耐腐蚀等性能，因此材料学对于核电站的设计和运行也具有不可或缺的重要性。
材料学的研究对象是各种材料的物理化学性质，包括材料的物理性质、力学性质、化学性质、热学性质等。
在核电站中，材料学的应用主要涉及到燃料元件、管道、泵、阀门等部件的材料选择和质量控制等方面。
例如，在燃料元件的设计中需要考虑材料的耐辐照性和高温性能等因素，而在压载水反应堆中，压载水中的氧化物离子容易导致材料的腐蚀和脆化，因此需要通过材料学的知识来选择和优化材料，以保证核电站的安全和可靠性。
第一章二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？三、反应堆热工分析主要包括那些内容？第二章二、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？原因：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地衰减，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。
当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还是有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。
热量来源：燃料棒内储存的显热，剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热；假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
三、以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前堆功率的百分数。
大约在停堆后多久，剩余裂变可以忽略？假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
压水堆经过长期运行后停堆，其衰变热随时间的变化见下表，可以知道，一年后剩余裂变可以忽略。
第三章一、各种形状的燃料元件导热计算二、单相对流换热计算沸腾形式详细图表分析，请参考P37四、何谓沸腾临界？压水堆在正常工况下首先防止的是快速烧毁还是慢速烧毁？为什么？而在事故工况下又怎样？沸腾临界的特点：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤升。
临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度。
沸腾临界一般和发生沸腾临界时的流型有着密切的关系。
沸腾临界根据流动工况的不同通常分为两类：1.过冷或低含汽量下的沸腾临界；2.高含汽量下的沸腾临界；常见的核燃料：六、如何选取包壳材料？有哪些常见的包壳材料。
水力学基础知识1.3.1 运动流体的机械能运动流体的总机械能可表示如下：对于如图1.10所示的运动流体，假设流体的质量为1kg ，流体在1和2两个点的总机械能如表1.4所示。
图1.10 运动的流体表1.4 单位质量流体的总机械能流体1点和2点总机械能的差值为：)()(1)(211212212212H H g P P V V W W -+-+-=-ρ（1-2） 有三种不同的情况： (1) W 2－W 1＝0流体在1点和2点之间自由流动，无摩擦，与外界无能量交换。
此时流体内各点总机械能保持恒定，只是不同形式的机械能相互转换。
(2) W 2－W 1 > 02点的总机械能大于1点，在1点和2点之间流体吸收能量，如水泵对流体做功。
(3) W 2－W 1 <0流体在1、2点之间损失能量，例如涡轮机对外做功或压头损失。
1．流动流体机械能的其它几种表示方法12(1) 以流体压力表示把式（1-2）右端乘以密度ρ ，得到：)()()(212122122H H g P P V V -+-+-ρρ 它的量纲是压力，于是转换为压力表达形式。
对于与外界无能量交换、无摩擦的流动，则有：0)()()(212122122=-+-+-H H g P P V V ρρ 即1121222222gH P V gH P V ρρρρ++=++其中 和表示流体在1点和2点运动所产生的动压力；P 1和P 2表示1点和2点的静压力；ρgH 1和ρgH 2表示由于流体的高度而产生的静压力。
(2) 以液柱高度表示若将上式除以ρg ，则变成如下形式：这样，所有压力（包括动压力、静压力和高度产生的压力）均用在管道中流动液体的液柱高度表示，也称压头。
2．压头损失实际上各种流体都是有粘性的，考虑了液体粘性的流体称为实际流体。
由于有粘性，液体在流动过程中，液滴相互之间以及液体与管道之间就会产生摩擦，导致能量的损耗；当流体流道有起伏变化，也会引起机械能损失。
反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa）：一回路工作压力15.5MPa（2）温度（℃）：冷却剂进口温度296.4，冷却剂出口温度327.6，慢化剂平均温度310（3）燃料（UO2）：浓缩度1.8%-2.4%第二章1、裂变能分布：在压水动力堆的设计中，通常取燃料元件的释热量占总释热量的97.4%，而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。
2、功率影响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。
3、控制棒中的热源：吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α）或（n，γ）反应所产生热量的全部或一部分。
4、慢化剂中的热源：慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量、吸收各种γ射线的能量。
5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种γ辐射。
6、停堆后功率：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地衰减，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。
当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。
这些热量一部分来自燃料棒内储存的显热，热量的另外两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。
因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。
7、衰变功率：裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。
第三章1、热传导微分方程：)c κ/(ρα))W/(m /W 1p 32⋅=⋅--∂∂⋅=+∇C m q t q t o v v热导率（）体积释热率（κτακ2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：0122=++uvq dr dt r dr t d κ 或者由物理意义，可以写出（中心温度变化率为零）：H r q drdtrH v u 22ππκ⋅=⋅⋅ 最后可以解得：密度，线功率体积释热率，表面热流:,,412420l v ulu u u u v u q q q q r q r q t t πκκκ===-3、平板形燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：uv q dx td κ-=22 最后可以解得：平板半厚度-==-u u uu u v u q q t t δκδκδ22204、平板形包壳温度场： 由傅里叶定律有:dxdt q cκ-= 解得：包壳厚度-=-c cccs ci qt t δδκ5、圆壁形包壳温度场： 由傅里叶定律有：drdt rLQ c πκ2-= 最后解得：cics c l ci cs c l ci cs c cs ci d d q r r q r r LQ t t ln 2ln 2ln2πκπκπκ===- 6、单相对流换热公式：膜温差-∆∆⋅=f f hF Q θθ7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式：管道直径和特征长度冷却取加热取静止流体导热系数---======d n hd Nu a v c v d d Nu p n3.0,4.0Pr Re Pr Re 023.08.0λλλμνμρν8、沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁面过热度sat sw t t t ∆=-（饱和温度）和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
第一章（20171107）核燃料铀-235、铀-233和钚-239这三种核素可以在各种不同能量的中子作用下产生裂变反应，通常把它们称为易裂变核素。
自然界中存在的易裂变核素只有铀-235一种。
含有易裂变核素，能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料称为核燃料。
钍-232和铀-238，这两种核素在能量低于其裂变阈能的中子作用下不能产生裂变反应，但在俘获中子后能转变为易裂变核素铀-233和钚-239，故被称为可转换核素（也叫可裂变核素）。
目前在核反应堆中使用的易裂变核素主要是铀-235。
可转换核素本身虽不易裂变，但在俘获中子后能转变为易裂变核素，从而补充易裂变核素的消耗。
在反应堆内它们或者与裂变燃料混合使用，或者在包裹层中单独使用。
因而称它们为广义的核燃料。
*重点：三种易裂变核素：铀-235、铀-233和钚-239。
两种可裂变核素：钍-232和铀-238。
核燃料：含有易裂变核素，能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料称为核燃料。
1.2.1.1 目前压水堆使用的燃料主要有以下两类：1.UO2陶瓷燃料2.含UO2弥散体的燃料*重点：两类核燃料：UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体的燃料。
1.2.1.2 二氧化铀燃料的主要热物性1.密度：二氧化铀的理论密度是10.98×103 kg/m32.熔点：氧铀原子比为2的二氧化铀的熔点最高。
随氧铀原子比值的减小或增加，二氧化铀的熔点会下降。
当O/U=2时，Christensen测定:2800℃。
3.热导率：二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温度。
图1.2-1未经辐照的二氧化铀的热导率随温度的变化图1.2-1示出了一些研究者所提供的未经辐照的二氧化铀的热导率。
从各条曲线的变化趋势来看，可以粗略的认为，温度低于1600℃以下，二氧化铀的热导率随温度的升高而减小；超过1600℃，二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种程度的增大。
*重点：二氧化铀的理论密度10.98×103kg/m3、熔点2800℃、热导率:温度低于1600℃以下，二氧化铀的热导率随温度的升高而减小；超过1600℃，二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种程度的增大。
第三章核燃料元件的导热3.1 核燃料、包壳材料的选择和物性3.1.1 核燃料核燃料是可在核反应堆中通过核裂变使用核能的材料。
核燃料可以分为可裂变材料和可转换材料两大类。
可裂变材料可以在各种不同能量中子的作用下发生裂变反应，自然界存在的可裂变材料只有铀-235一种。
可转换材料在能量低于裂变阈能的中子作用下不能发生裂变反应，但在俘获高能中子后能转变成可裂变材料。
钍-232和铀-238是可转换材料。
可用作核燃料的元素不多，铀-233、铀-235、钚-239和钚-241的热中子裂变截面较大，其中铀-233、铀-235、钚-239已被用作核燃料。
在核燃料中只有铀-235是存在于天然铀矿中的核燃料，在天然铀中，大量存在的是铀-238，占约99.28%，铀-235质量分数大约占0.714%，其余的约为0.006%的是铀-234。
正是由于钍-232可转换成铀-233，铀-238可以转换成钚-239，而钚-239可以作为核燃料，才是的1/3的核燃料可最终燃烧。
绝大部分热中子反应堆的核燃料物质都有其包壳材料，用包壳材料包装和密封的核燃料通常称为燃料元件。
根据不同形状可分为棒状燃料和板状燃料等。
包壳材料可以防止冷却剂腐蚀燃料并能阻止高放射性物质的泄露，还起着保持核燃料几何形状及位置的作用。
根据反应堆中不同的使用形式，可以把核燃料分为两类：一类是固体和燃料，另一类是液体核燃料。
固体核燃料按其物理化学形态的不同又可分为金属型（包括合金）、陶瓷型和弥散体型。
液体核燃料是核燃料与某种液体载体的均匀混合物，可以采用的液体载体有水溶液、低熔点的熔盐，以及液态金属，它们与核燃料混合后就组成不同成分的液体核燃料。
与固体核燃料相比，使用液体核燃料有系统简单，能够连续操作，以及具有较大的负温度系数而带来的固有安全性等许多独特的优点。
但是，液体核燃料还有许多技术问题，诸如对结构材料的腐蚀、液体载体的辐照稳定性以及材料的后处理工艺等问题，需要进一步解决，因此它还没有达到工业应用的程度。
压水堆核电站基础知识反应堆物理（试用教材）2003年10月29日目录第一章核能与反应堆 (1)1.1 核能的特点 (1)1.2核反应堆与核电厂动力系统 (3)1.2.1 核电厂动力系统简介 (3)1.2.2 反应堆及其分类 (3)第二章原子核物理基础和中子物理学 (5)2.1 物质的组成 (5)2.1.1 原子核的组成 (5)2.1.2 同位素 (5)2.2 核衰变 (7)2.2.1 衰变类型 (7)2.2.2 衰变率 (8)2.3 质量与能量的关系 (9)2.3.1 质量亏损 (9)2.3.2 质能定律 (10)2.4 中子与物质的相互作用 (11)2.4.1 概述 (11)2.4.2 中子与物质核的相互作用机理 (12)2.4.3 中子反应截面 (13)2.5 核裂变过程 (16)2.5.1 核裂变机理 (16)2.5.2 裂变截面 (17)2.5.3 裂变产物 (19)2.5.4 裂变中子 (20)2.5.5 反应堆的热功率 (22)2.5.6 衰变热 (25)复习题 (26)第三章反应堆稳态物理 (27)3.1 中子循环和四因子公式 (27)3.1.1 中子循环 (27)3.1.2 四因子公式和临界条件 (29)3.2 单速中子的扩散 (30)3.2.1 概述 (30)3.2.2 斐克定律 (30)3.2.3 中子泄漏的计算 (31)3.2.4 中子扩散方程 (32)3.2.5 扩散方程的边界条件 (33)3.2.6 点源产生的单速中子扩散 (34)3.2.7 热中子扩散长度 (34)3.3 中子的慢化 (35)3.3.1 慢化的物理机制 (35)3.3.2 弹性碰撞理论 (36)3.3.4 中子年龄的统计意义 (42)3.3.5 徙动面积 (43)3.3.6 慢化剂的性质 (43)3.4 均匀裸堆 (44)3.4.1 一群扩散方程 (44)3.4.2 平板裸堆 (45)3.4.3 有限高圆柱形均匀裸堆 (46)3.4.4 一群临界方程与临界条件 (47)3.4.5 中子通量密度分布不均匀系数 (50)3.4.6 中子通量密度分布的展平 (50)3.4.7 二群扩散方程和二群临界方程 (52)3.5 有反射层的均匀堆 (54)3.5.1 反射层性质 (54)3.5.2 反射层节省 (54)3.5.3 反射层对中子通量分布的影响 (55)复习题 (56)第四章反应堆动力学 (57)4.1 中子动力学基础 (57)4.1.1 瞬发中子 (57)4.1.2 缓发中子效应 (60)4.1.3 反应性的定义和单位 (62)4.1.4 反应堆周期 (63)4.2 点堆动力学 (65)4.2.1 基本方程 (65)4.2.2 方程的讨论 (66)4.3 小反应性阶跃变化时点堆动力学特征 (66)4.3.1 有外源的稳定态 (66)4.3.2 小反应性阶跃变化时的中子密度响应 (69)4.3.3 倒时公式 (72)4.3.4 瞬发临界 (73)复习题 (74)第五章反应性的变化和控制 (75)5.1 反应性的温度效应 (75)5.1.1 反应性温度系数及其对反应堆稳定性的影响 (75)5.1.2 燃料反应性温度系数的性质及其影响因素 (77)5.1.3 慢化剂反应性温度系数及其影响因素 (80)5.1.4 空泡系数 (85)5.1.5 功率系数与功率亏损 (85)为正的问题 (90)5.1.6 关于在BOL时m5.2 裂变产物的中毒 (93)5.2.1 毒物对反应性的影响 (93)5.2.2 135Xe的中毒 (94)5.3 燃料的燃耗效应 (102)5.3.1物理过程 (102)5.3.2 燃耗深度 (103)5.3.3 反应性随燃耗深度的变化 (103)5.4 反应性控制 (104)5.4.1反应性控制任务 (105)5.4.2 反应性控制中所用的几个物理量 (105)5.4.3 反应性控制原理 (106)5.5 控制棒控制 (107)5.5.1 控制棒控制特点 (107)5.5.2 控制棒材料 (107)5.5.3 控制棒价值 (108)5.6 化学补偿控制 (111)5.6.1 控制特点 (111)5.6.2 硼酸浓度的计算 (111)5.7 可燃毒物控制 (113)5.7.1 控制特点 (113)5.7.2 可燃毒物材料 (113)复习题 (114)第六章核燃料管理 (115)6.1 核燃料循环概述 (115)6.2 堆芯燃料管理 (115)6.2.1 绪言 (115)6.2.2 换料方式概述 (115)6.2.3 压水堆装料换料布置方式 (116)6.3 堆芯装换料的佳化研究 (118)复习题 (120)缩写索引 (121)第一章 核能与反应堆随着人类社会的不断进步，世界能量消耗的增长是很快的。
