反应堆热工期末复习资料

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。

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）：—回路工作压力15. 5MPa（2）温度（°C）：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（U02）:浓缩度 1. 8%-2. 4%第二章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、功率彫响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加幔化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周用元件的功率升髙，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Y辐射以及吸收控制棒本身因（n, u ）或（n, 丫）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0粒子的一部分能量、吸收各种Y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Y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撚料棒内储存的显热，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:K a dr%. 一体积释热率(w/〃F)K —热导率(W/(m・"C))a = K/(p-c p)2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：33“dr r dr K U或者由物理意义，可以写出(中心温度变化率为零)：2记最后可以解得:纸44：体积释热率，表面热流^度，线功率3、平板形燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：最后可以解得:◎-平板半厚度4、平板形包壳温度场: 由傅里叶上律有：dt解得: =q62匕t -/ =—66-包壳厚度5、圆壁形包壳温度场：由傅里叶泄律有：Q = -K C 2TO L —dr最后解得:==Q 1/ — G 1/ - 4 In 厶17UC C L r ci 2 恋c r ci 27tK c d ci6、单相对流换热公式：Q = hF ・卜巧△0 -膜温差7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式:M/= 0.023 Re° Pr"几-静止流体导热系数 ”-加热取04冷却取0・3 〃-管道直径和特征长度8、 沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁而过热度f 饱和温度）=At xal 和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。

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 <En< 1keV；快中子堆：En> 1keV。

（3）按核燃料状态分。

固体燃料堆；液体燃料堆（压水堆、沸水堆）；重水堆（D2O ）；（4）按慢化剂和冷却剂种类分. 轻水堆（H2O）石墨气冷堆；钠冷快中子堆。

动力核反应堆组成及功能（1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。

包括：核燃料元件、慢化剂、冷却剂、控制元件、中子源等。

（2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全地实现启动、停堆、功率调节。

包括：控制棒及其驱动系统等。

（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重性；放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修不便。

《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）。

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》复习资料《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—半•设备®二重•沸酬咏球中充修加•化（整）, . 群仲气财：• 具有• 4^5^） .•建造同I 腿 d 年）,造价便宜表1-1各种反应堆的基本特征堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集压水堆 热中子 H 2O H 2Ouo 2 3%左右 沸水堆 热中子 H 2O H 2O uo 2 3%左右重水堆 热中子 D 2OD 2O uo 2天然铀或高温气冷堆热中子 石墨 嬴气 UC.T11O 2 7 〜20% 钠冷快堆快中子无液态钠UO2/P11O215〜20%）南华大学 班级：核工程与核技术064班 学号：（20064530421）姓名：李军《核反应 堆热工分析》复习资料 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D20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°C,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。

“高等反应堆工程”课程复习提纲
一．基本概念
1.原子核物理部分
2.静态反应堆物理部分
3.动态反应堆物理部分
4.核燃料管理部分
5.反应堆热工水力部分
二．基础理论
1.原子核物理基础
2.核裂变过程
3.中子慢化
4.反应堆临界与中子通量密度分布
5.核燃料燃耗
6.裂变产物中毒
7.温度效应
8.反应性控制
9.点堆动力学
10.多循环燃料管理
11.单循环燃料管理
12.反应堆热工水力学
三．商用堆的演化与革新
1.商用堆的类型及其分类
2.URD中对第三代反应堆的主要性能及安
全要求
基本概念
基础理论。

1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。

①反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。

②在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。

③水、重水、石墨等。

1、缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计？为什么？①缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到1%②缓发中子不可以忽略不计③缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。

反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。

2、解释碘坑现象和强迫停堆时间。

船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。

①刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。

②在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。

③船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。

3、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。