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二.简答题1.影响功率分布的因素有哪些，分别有什么影响？答：A.燃料布置：均匀装载：中心区域会出现较高的功率峰值，限制堆的总功率输出量，且平均燃耗也较低分区装载：中心功率水平降低，外区功率水平上升，整体功率分布得到展平，平均燃耗也提高了B.控制棒：用控制棒时堆芯功率峰值对平均功率之比可能高于未受扰动的堆芯的该比值。
径向：堆寿命初期，中央控制棒插入可使径向功率分布得到展平，即中央部分中子通量及功率水平下降了，外区中子通量及功率水平提高了轴向：插入控制棒给轴向功率分布带来不利影响（如压水堆中，寿期初堆顶部插入控制棒，中子通量向堆底部歪斜；寿期末抽出控制棒，中子通量向堆顶部歪斜）C.水隙及空泡：水隙：引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，导致周围元件功率升高，从而增大功率分布不均匀度；空泡：使周围的堆芯反应性下降2.控制棒、慢化剂和结构材料中热量产生的来源？答：A.控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射以及控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应B.慢化剂的热源：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C.结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ射线3.两种沸腾的定义及特点是什么？答：大容积沸腾：定义：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特点：液体流速很低，自然对流换热起主导作用流动沸腾：定义：指流体流经加热通道是发生的沸腾，亦称为对流沸腾特点：常发生在强迫对流工况下4.沸腾临界包括哪两类，它们的物理特点及发生的区域分别是什么？答：5.答：A.（选取合适的燃料材料和包壳材料，并限制元件芯块中心温度低于燃料的熔点，包壳表面热流密度低于临界热流密度以）保证燃料元件包壳在寿命期内完整性B.棒径选择除满足物理设计中的水铀比要求外，还须满足热工传热的要求C.（限制包壳外表面的最大温度和限制芯块----包壳交界面处的最大温度来）保证在整个寿命期不产生不良的物理化学作用D.满足结构方面要求并易于加工，工艺性能好E.经济性好，价廉6.UO 2陶瓷燃料的优缺点？答：优点：熔点高、高温和高辐照下几何形状比较稳定；高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能；与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好缺点：导热性能差；热梯度下的脆性7.单相流体的流动压降包括哪些，定义分别是什么？答：提升压降：指流体自截面1至截面2时由流体位能改变而引起的压力变化加速压降：指因流体速度发生改变而引起的压力变化摩擦压降：指流体沿等截面直通道流动时由沿程摩擦阻力的作用而引起的压力损失 形阻压降：指流体流经有急剧变化的固体边界时所出现的集中压力损失8.垂直加热通道中流型有哪些，分别有什么特点？答：泡状流：液相是连续相，汽相以汽泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。
课程设计报告( 20 13 -- 2014 年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：1111440306学生：佳指导教师：王胜飞设计周数：1周成绩：日期：2014 年 6 月19 日一、课程设计的目的与要求反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。
对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。
要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。
在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；（2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。
在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。
目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1）燃料元件芯块最高应低于其他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构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；（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。
在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。
目录一、设计任务 (1)二、课程设计要求 (2)三、计算过程 (2)四、程序设计框图 (8)五、代码说明书 (9)六、热工设计准则和出错矫正 (10)七、重要的核心程序代码 (11)八、计算结果及分析 (17)一、设计任务某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。
燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。
已知下列参数：系统压力 15.8MPa堆芯输出功率 1820MW冷却剂总流量 32100t/h反应堆进口温度287℃堆芯高度 3.66m燃料组件数 121燃料组件形式17×17每个组件燃料棒数 265燃料包壳直径 9.5mm燃料包壳内径 8.36mm燃料包壳厚度 0.57mm燃料芯块直径 8.19mm燃料棒间距（栅距） 12.6mm芯块密度 95%理论密度旁流系数 5%燃料元件发热占总发热的份额 97.4%径向核热管因子 1.35轴向核热管因子 1.528局部峰核热管因子 1.11交混因子 0.95热流量工程热点因子 1.03焓升工程热管因子 1.085堆芯入口局部阻力系数 0.75堆芯出口局部阻力系数 1.0堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体）通过计算，得出1. 堆芯出口温度；2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率；3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布；4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度；5. DNBR在轴向上的变化；6. 计算堆芯压降；二、课程设计要求1．设计时间为两周；2．独立编制程序计算；3．迭代误差为0.1%；4．计算机绘图；5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁；6．设计报告中要附源程序。
三、计算过程目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有：（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。
核反应堆热⼯分析课设⽬录⼀、设计任务 (1)⼆、课程设计要求 (2)三、计算过程 (2)四、程序设计框图 (8)五、代码说明书 (9)六、热⼯设计准则和出错矫正 (10)七、重要的核⼼程序代码 (11)⼋、计算结果及分析 (17)⼀、设计任务某压⽔反应堆的冷却剂及慢化剂都是⽔，⽤⼆氧化铀作燃料，⽤Zr-4作包壳材料。
燃料组件⽆盒壁，燃料元件为棒状，正⽅形排列。
已知下列参数：系统压⼒ 15.8MPa堆芯输出功率 1820MW冷却剂总流量 32100t/h反应堆进⼝温度287℃堆芯⾼度 3.66m燃料组件数 121燃料组件形式17×17每个组件燃料棒数 265燃料包壳直径 9.5mm燃料包壳内径 8.36mm燃料包壳厚度 0.57mm燃料芯块直径 8.19mm燃料棒间距（栅距） 12.6mm芯块密度 95%理论密度旁流系数 5%燃料元件发热占总发热的份额 97.4%径向核热管因⼦ 1.35轴向核热管因⼦ 1.528局部峰核热管因⼦ 1.11交混因⼦ 0.95热流量⼯程热点因⼦ 1.03堆芯出⼝局部阻⼒系数 1.0堆芯定位隔架局部阻⼒系数 1.05若将堆芯⾃上⽽下划分为5个控制体，则其轴向归⼀化功率分布如下表：堆芯轴向归⼀化功率分布（轴向等分5个控制体）通过计算，得出1. 堆芯出⼝温度；2. 燃料棒表⾯平均热流及最⼤热流密度，平均线功率，最⼤线功率；3. 热管的焓，包壳表⾯温度，芯块中⼼温度随轴向的分布；4. 包壳表⾯最⾼温度，芯块中⼼最⾼温度；5. DNBR在轴向上的变化；6. 计算堆芯压降；⼆、课程设计要求1．设计时间为两周；2．独⽴编制程序计算；3．迭代误差为0.1%；4．计算机绘图；5．设计报告写作认真，条理清楚，页⾯整洁；6．设计报告中要附源程序。
三、计算过程⽬前，压⽔核反应堆的稳态热⼯设计准则有：（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。
⽬前，压⽔堆⼤多采⽤UO2作为燃料。
核反应堆热工分析核反应堆热工分析是指对核反应堆的热力学和动力学性质进行评估和分析。
在核反应堆的设计和操作过程中，热工分析是至关重要的一步。
核反应堆是利用核反应的原理来产生大量能量的一种设备。
核反应堆通常用于发电、生产同位素、研究等领域。
核反应堆的基本工作原理是将一些放射性物质放入到反应堆中，在核反应的过程中释放出大量的热能，以此来驱动涡轮机发电。
核反应堆的热工分析主要关注的是反应堆内的热力学和动力学特性。
在核反应堆中，核燃料的裂变会产生大量的热，这些热需要通过反应堆内的冷却剂来传递到发电设备。
因此，热工分析的主要任务是评估反应堆中热量的产生和传递，以便在设计和操作过程中避免过热或过冷的问题。
核反应堆的热工分析可以通过多种方法进行，其中最常见的方法是数值模拟。
数值模拟是指使用计算机模拟反应堆内复杂的热力学和动力学过程，以便更好地理解反应堆内的热传递和热力学行为。
在数值模拟中，需要考虑的因素包括反应堆内燃料的构成和排布、冷却剂的流动和热传递、反应堆的几何形状等。
另外，通过实验来验证和修正数值模拟模型也是非常重要的一项工作。
实验可以获得反应堆内的温度、压力、流速等关键参数，以进一步改进数值模拟模型。
同时，在实际操作中对反应堆进行连续监测和评估也是必不可少的。
核反应堆热工分析的结果可以帮助反应堆设计师和操作员更好地了解反应堆内的热力学行为，并且可以预测反应堆在不同工作条件下的热传递行为。
这些分析结果可以用于优化反应堆的设计，提高反应堆的效率和安全性。
总之，核反应堆热工分析是核反应堆设计和操作中不可或缺的一步。
通过热工分析可以更好地了解反应堆内的热力学和动力学行为，预测反应堆在不同工作条件下的性能，提高反应堆的效率和安全性。
除了数值模拟和实验外，还有一些重要的因素需要考虑，这些因素包括：1. 燃料特性燃料的特性直接影响反应堆内的核反应过程，从而影响热传递效率。
例如，燃料的粒度和密度会影响其热传递特性，而燃料的化学成分和裂变产物的特性也会影响其热放射。
课程设计报告名称：核反应堆热工分析课程设计题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：--------------------班级：----------学号：---------学生姓名：-----------指导教师：--------设计周数：--------成绩：日期：2014年6 月25日一、课程设计的目的与要求反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。
对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。
要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。
在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；（2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。
在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。
目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1）燃料元件芯块内最高应低于其他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得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；（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。
在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。
《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。
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。
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。
