《核反应堆热工分析》复习重点

核反应堆物理复习分析资料整理中子核反应类型：势散射、直接相互作用、复合核的形成微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。

宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率。

中子通量：表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。

核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。

多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。

截面随中子能量的变化规律：1）低能区（E<1eV），吸收截面随中子能量减小而增大，大致与中子的速度成反比，亦称吸收截面的1/v区。

2）中能区（1eV<E<10keV）,在此能区许多重元素核的截面出现了许多峰值，这些峰一般称为共振峰。

3）快中子区（E>10keV）,截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量变化也趋于平滑。

中子循环：快中子倍增系数ε：由一个初始裂变中子所得到的，慢化到U-238裂变阈能以下的平均中子数。

逃脱共振几率P：慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。

热中子利用系数f:(燃料吸收的热中子数)/（被吸收的全部热中子数，包括被燃料，慢化剂，冷却剂，结构材料等所有物质吸收的热衷子数）。

有效裂变中子数η：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。

快中子不泄漏几率Vs：快中子没有泄漏出堆芯的几率。

热中子不泄漏几率Vd：热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。

四因子公式：＝εPfη六因子公式：K＝εPfηVsVd直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。

中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。

非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。

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。

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2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
影
响
燃料布置
功
率
分
控制棒
布
的
因 水隙及空泡
素
克服办法：采用棒束型控制棒组件
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
整个堆芯的 热功率
计入位于堆 芯之外的反 射层、热屏 蔽等的释热 量
R f N f 正比 Nc 1.60211010 Fa Ef N f Vc
qv Fa E f N f
Nt Nc / Fa (qvVc )106 / Fa
106 E f N f Vc
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
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1 核裂变产生能量及其分布
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 件内转换为热能
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1 核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取
Ef 200MeV
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 (K0r)
若燃料棒表面处的热中子通量为 ，则在 s s，则：

x Wt 2 g A2
将它们代入动量方程并整理得：
x2 1 1 1 1 (1 x 2 ) p1 p2 Wt 2 2 (1 ) A (1 ) A A A A A f 2 2 1 1 2 g 2 2 1 1 2
24
8.2 流动压降

截面突然扩大
可得：
Wf ,1 Wf ,2 (1 x)Wt Wg ,1 Wg ,2 xWt
V f ,1 1 x Wt 1 1 f A1
V f ,2 Vg ,2 1 x Wt 1 2 f A2
x Wt Vg ,1 1 g A1
第八章两相流压降源自两相流

多种物相在同一系统内一起流动称为多相流。在多相 流中，各个物相之间存在着分辨相区的界面 由相同化学成分组成的多相流称为单组分多相流，否 则，则称为多组分多相流。如：汽水混合物为单组分 两相流，空气水混合物为多组分两相流 两相流分为绝热和非绝热两种，在动力堆系统内所遇 到的基本上都是非绝热的两相流 研究两相流对水冷反应堆系统的设计和运行，弄清反 应堆的稳态和瞬态特性非常重要 在动力反应堆内，用得最多的液体冷却剂是水，汽水 两相加热流动将是本节的重点
过冷沸腾终点
饱和沸腾区
汽泡跃离点
16
8.1 流型和基本参数

空泡份额和含汽量的计算
低过冷沸腾区
过冷沸腾充分发 展，气泡的作用 明显，在主流中 存在明显的汽泡 流，表现出典型 的两相流特征
过冷沸腾特征：通道任一截面处的汽 液两相处于热力学不平衡状态，液体 的温度低于系统压力的饱和温度 饱和沸腾区
过冷沸腾终点

在两相流压降的分析计算中，广为应用的模型有均匀 流模型和分离流模型

运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 ( K0r )
若燃料棒表面处的热中子通量为
s ，则：
，则在
s
处， r
R0
I0 ( K0r ) s I 0 ( K 0 R0 )
2

堆芯功率的分布及其影响因素
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
2
堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化 作用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的 功率，增大了功率分布的不均匀程度
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
克服办法：采用棒束型控制棒组件
2
1
核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为 取 E f 200MeV

堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运行和停堆后都不 相同 输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关 键

2
堆芯功率的分布及其影响因素
释热率
堆内热源的分 布函数和中子 单位体积的 通量的分布函 数相同 释热率

堆芯最大体积释热率
qv,max Fa E f N f 0
2

堆芯功率的分布及其影响因素
均匀裸堆中的中子通量分布
2
堆芯功率的分布及其影响因素
均匀装载燃料方案： 早期的压水堆采用此方案 优点：装卸料方便 缺点：功率分布过于不平均，平均燃耗低
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
影 响 功 率 分 布 的 因 素
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径：R e

核反应堆安全分析Ch1:1.1安全总目标与两个辅助目标1.2安全设计的基本原则1.3核安全文化的定义和含义1.4不要求Ch2：2.1四种安全性因素2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现2.3专设安全设施的功能及设计原则Ch3：不要求Ch4：4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图4.2：看看吧4.3：P66页的图看懂，反馈的作用4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。

（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧4.10：大体看看吧Ch5：5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区Ch7：单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。

先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。

1、安全的总的目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。

2、辅助目标：辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。

3、核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。

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）。

2.2.2、控制棒对功率分布的影响（2）
2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响
2.3、燃料元件内的功率分布（1）
2.3、燃料元件内的功率分布（2）
2.4、核热管因子（1）

热管和热点的概念
2.4、核热管因子（2）

热管因子：
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。
3.1.1.2.3、沸腾放热（4）

过冷沸腾起始点的判据：
9 qONB 1.798 103 p 1.156 t w t s 5 t w t s 和系统压力为p时， 式中qONB 为在壁面过冷度 开始产生沸腾所需的热 流量
2.828 p 0.0234

沸腾临界：
1.1、核燃料（4）

固体核燃料： 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物
氧化铀：特点（5点内容）（自修） 热物性（熔点、密度、热导率、比热）（自修） 钚、铀混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN
陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）
缺点：沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。
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。
钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。
缺点：钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡 效应引起的控制和安全问题。
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。

影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
控制棒一般均匀布置在高中子通量的区域，既提高 控制棒的效率，又有利于径向中子通量的展平
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
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四
停堆后的功率
在反应堆停堆后，由于中子在很短一段时间内还会引起裂变，裂变产物的 衰变以及中子俘获产物的衰变还会持续很长时间，因而堆芯仍有一定的释 热率。这种现象称为停堆后的释热，与此相应的功率称为停堆后的剩余功 率。
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四
停堆后的功率
剩余中子引起的裂变 燃料棒内储存的显热
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径：R e
r z ) cos Re LRe
R R R 0.71tr 外推高度： LRe LR 2LR LR 1.42tr
堆芯的释热率分布
r z qv (r , z ) qv ,max J 0 (2.405 ) cos Re LRe
二
1.核裂变4% 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 件内转换为热能
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二
1.核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取 E f 200 MeV
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反应堆热工水力学
堆内释热
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1 一
1.核反应堆热工分析的任务
安全：
稳定运行，能 适应瞬态稳态 变化，且保证 在一般事故工 况下堆芯不会 破坏，最严重 事故工况下也 要保证堆芯放 射性不泄漏

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。

第一章 工程热力学基本知识内能：内能是热力系统本身具有的能量，他包括分子运动的动能和因为分子间相互吸引和排斥所产生的位能焓：物理意义是工质的内能和推动功之和 定义式为pv u h +=熵：熵是描述热力过程可逆性的物理量，熵的变化表示工质与外界有换热发生不平衡过程一定是不可逆的热力学第一定律：流入系统的能量—流出系统的能量=系统能量的增加量vdph q pdv u q -=+= 饱和温度（压力）：当液体表面汽化和液化达到动态平衡时，汽液两相温度相同，此时温度为饱和温度，压力为饱和压力汽化潜热：单位质量的饱和水从汽化开始到完全汽化为干饱和蒸汽所吸收的热量为汽化潜热热力学第二定律：克劳修斯表述：热不能自发的不付代价的从低温物体传递给高温物体开尔文-普朗克说法：任何发动机都不能只从单一热源吸热并把它连续不断的转化为功电厂使用朗肯循环而不适用卡诺循环的原因：1.卡诺循环工作在湿蒸汽区，对汽轮机的工作不利2.卡诺循环需要压缩汽液两相工质这样会产生气蚀现象3.卡诺循环单位工质做工能力差相同功率水平下需要更多工质第二章 流体层流：流体运动时各质点作分层运动，流体质点在流层之间不发生混杂。

呈规则的层状流动紊流：流体各质点呈紊乱流动形态，流体各质点不保持在固定流层内运动有相互的交混层流和紊流的判断标准：2300Re Re =<下为层流10000Re Re =>上为紊流第三章传热学基本知识传热方法：热传导，热辐射，热对流热传导：温度较高的粒子与温度较低的粒子碰撞将能量传递给低温粒子，在宏观上的表现就为热传导 热辐射：不是依靠物体的接触而是通过电磁波的辐射传递热量的方式热对流：流体中温度不同导致密度不同，密度的差异将导致工质微团的运动将热量传递出去传热公式： 固体中的热传导公式：δT KFQ ∆= 圆通传热公式：)/ln(212r r T KL Q ∆∏= 平板传热公式：T hF Q ∆=对流换热的影响因素：1.流动产生的原因（自由流动还是受迫流动）2.流动形式（层流还是紊流）3.是否有相变产生4.流体的自身物理性质5.传热面的几何因素第四章反应堆的热源机分布反应堆的热源来源及大体分布：影响功率分布的因素：（稍微的解释一下）1.燃料装载对功率分布的影响使功率被展平2.控制棒的分布对功率的影响3.结构材料对功率的扰动4.水系和空泡对功率的影响反应堆热量的输出过程：强迫对流放热公式（D-B公式）注意使用条件沸腾临界：由于沸腾机理的变化使得传热系数陡降，导致逼问骤升分为DNB型和蒸干型DNB型临界沸腾（又叫做快速烧毁）：在沸腾曲线临界工况之后由于受热面上产生的气泡太多而使得液相的补充受到阻碍，传热恶化导致壁温骤升这一现象成为沸腾临界，从沸腾曲线上看由泡核沸腾进入到过度沸腾区，因此也叫做偏离泡核沸腾（DNB)这时对应的热流密度为临界热流密度高含气量下的临界沸腾：在流体环状流动时，由于沸腾使得液体层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。

英文名称： Nuclear Reactor Thermal hydraulic Analysis学时： 72 学分：适用对象：核工程专业先修课程：流体力学、传热学、工程热力学和反应堆物理一、课程性质、目的及任务核反应堆热工分析是一门工程性较强的课程，它着重讲述了反应堆热工的基础理论和一些分析、计算方法。

本课程是核能科学与工程专业方向的一门专业主干课程。

开设该课程的目的在于培养学生能够掌握反应堆领域热工水力学的基本分析方法，运用先修课程流体力学、传热学、工程热力学和反应堆物理中学到的基本概念、基本公式和基本结论，以压水堆堆芯为主要分析对象，达到既了解反应堆稳态工况下的工作情况以及在瞬态工况下的变化特点，又能训练和培养独立分析问题的技能和能力。

通过该课程的学习为学生在毕业后从事核反应堆安全分析和设计运行等工作打下坚实的理论基础并提供有益的工程借鉴。

二、教学基本要求1．掌握反应堆内能量相互转换的基本规律，以解决工程实际中有关反应堆内能量传递的分析计算；2．掌握堆芯传热中的流动沸腾传热过程、现象和机理；3．掌握堆内流体的流动过程中的流型、流动压降及流动不稳定性；4．掌握堆芯稳态热工分析中的设计准则和单通道模型的分析方法；5．掌握堆芯瞬态热工分析中的瞬态分析数学模型和反应堆典型事故分析如失流事故和冷却剂丧失事故等；三、教学内容及要求第一章绪论1. 内容:简单介绍国内外反应堆发展情况及几种常见堆型的简介；本学科研究对象，主要内容和方法。

2. 要求：使学生掌握本学科的研究概况；了解国内外核能利用的概况，核能开发与我国能源可持续利用、经济可持续发展的关系；正确认识、理解本课程与专业的关系。

第二章堆的热源及其分布第一节核裂变产生的能力及其分布1. 内容：堆内热源的产生；2. 要求：堆芯内热源：（裂变碎片动能，裂变中子的动能），包括：燃料元件内释热，反应堆结构部件（燃料包壳，定位格架，控制棒导管）的释热，控制棒内的释热，慢化剂内的释热；第二节堆芯功率分布及其影响1. 内容：堆芯功率分布及影响因素；2. 要求：堆芯功率分布，燃料布置、控制棒、水隙及空泡对功率分布的影响，燃料元件内的功率分布；第三节控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布1. 内容：其他热源及其分布2. 要求：控制棒、慢化剂及结构材料的热源及其分布第四节停堆后的功率1. 内容：停堆后的功率2. 要求：剩余裂变功率，衰变功率，裂变产物的衰变，中子俘获产物的衰变第三章堆的传热过程第一节导热1. 内容：燃料元件及冷却剂通道的轴向温度分布2. 要求：热传导微分方程，芯块和包壳的温度场第二节单相对流1. 内容：单相对流传热2. 要求：强迫对流传热系数，自然对流传热系数第三节流动沸腾传热1. 内容：流动沸腾传热2. 要求：沸腾曲线、核态沸腾的传热系数，沸腾临界，过渡沸腾的传热系数，膜态沸腾的传热系数第四节燃料元件的型式、结构及设计要求1. 内容：燃料元件的型式、结构及设计要求2. 要求：燃料元件的型式及其冷却方式、热工设计要求第五节燃料元件材料的热物性1. 内容：燃料元件的热物性2. 要求：核燃料、包壳材料热物性，辐照对燃料元件的影响第六节燃料元件的温度分布1. 内容：燃料元件的温度分布2. 要求：棒状燃料元件轴向冷却剂、包壳内外表面、燃料芯块外表面及燃料芯块中心温度计算，积分热导率。

《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。

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五 汽轮机回路 1 大亚湾核电站汽轮机的热力系统 2 简要蒸汽流程 3 汽水分离再热器功能和特点； 汽水分离再热器功能和特点； 4 凝汽器功能和特点； 凝汽器功能和特点； 5 凝结水泵功能和特点； 凝结水泵功能和特点； 6 低压给水加热器功能和特点； 低压给水加热器功能和特点； 7 高压给水加热器功能和特点； 高压给水加热器功能和特点； 8 热力除氧器功能和特点； 热力除氧器功能和特点； 9 汽动给水泵功能和特点； 汽动给水泵功能和特点； 10 电动给水泵功能和特点； 电动给水泵功能和特点； 11 核电汽轮机系统的特点
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三 蒸汽发生器 1 蒸汽发生器结构； 蒸汽发生器结构； 2 蒸汽发生器（大亚湾）的主要设计参数； 蒸汽发生器（大亚湾）的主要设计参数； 3 立式 形管自然循环蒸汽发生器传热设计计算原理 立式U形管自然循环蒸汽发生器传热设计计算原理 蒸汽产量； ●蒸汽产量； ●传热面积 ； 一回路侧表面传热系数； ●一回路侧表面传热系数； 管壁热阻和污垢热阻； ●管壁热阻和污垢热阻； 二次侧的对流传热计算； ●二次侧的对流传热计算； 四 稳压器 稳压器主要功能； 1 稳压器主要功能； 稳压器调节压力波动的原理； 2 稳压器调节压力波动的原理； 稳压器安全阀运行原理。 3 稳压器安全阀运行原理。
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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第二章
一 概述 1 核电优势； 核电优势； 2 核电厂主要堆型及压水堆优势； 核电厂主要堆型及压水堆优势； 3 压水堆核电站系统组成 ； 4 反应堆回路组成和功能； 反应堆回路组成和功能； 5 汽轮机回路组成和功能； 汽轮机回路组成和功能； 二 反应堆内的热量产生与传递 1 堆芯内的裂变产生的热量传递过程； 堆芯内的裂变产生的热量传递过程； 2 通过包壳的传热； 通过包壳的传热； 3 堆芯冷却剂通道内的换热； 堆芯冷却剂通道内的换热；

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。