核反应堆热工分析答案2009
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堆芯冷却不利，包壳表面会出现 DNB 工况。1 分 再灌水阶段:从安注开始到再灌水阶段结束这段时间里，堆芯基本裸露。燃料棒靠辐射和 不大的自然对流冷却。堆芯几乎在衰变热下绝热升温，当温度达到 1100℃以上时发生锆-水反 应。在灌水阶段是整个冷却剂丧失事故中堆芯冷却最差的阶段。1 分 再淹没阶段：这阶段中压力容器水位达到堆芯低端并开始向上升。这阶段会出现四个重要 物理现象：第二峰值包壳温度、骤冷过程、蒸汽气塞作用、锆-水方应。1 分 长期冷却阶段：再淹没阶段结束后，低压安注系统投入运行。先后采用换料水箱水和地坑 中汇集的水对堆芯进行长期冷却。1 分 5. （1） 、商定有关热工参数：根据电厂总功率要求，确定一、二回路系统的初步热工参数，包括 一回路冷却剂的工作压力、温度和流量，二回路的蒸汽的初始参数以及给水温度。2 分 （2） 、确定燃料元件参数：确定燃料元件的形状、尺寸、栅距、排列方式及每个燃料组件内的 燃料元件数；计算燃料元件的总传热面积并确定堆芯的布置。2 分 （3） 、根据热共设计准则中规定的内容进行有关的计算：包括平均通道内的质量流流量、冷却 剂焓场分布、最小 DNBR 及燃料元件的温度场等。1 分 （4） 、堆稳态热工设计的技术经济评价：通常采用的评价指标是堆芯功率密度和冷却剂流量与 功率之比。1 分 二、 （10 分） DNBR：是指用合适的 qDNB 关系式计算得到的冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流密度 qDNB 与该点的实际热流密度的比值。3 分
4分 当反应堆功率增加时，堆芯热通道的实际热流密度曲线向上移仍为余弦函数分布，临界热流密 度线向下移。3 分 三、(10 分) 解：自然循环：自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差 所产生的驱动压头来实现的流动循环。4 分 驱动压头： 由于将反应堆看作加热点源， 蒸汽发生器看作冷却点源， 热源冷源之间的高度为 L。
西安交通大学本科生课程考试试题标准答案与评分标准
课程名称： 核反应堆热工分析(A) 课时： 64 考试时间： 2009 年 7 月 16 日
一、 简答题 1. 压水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熔化温度。1 分 （2） 、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。1 分 （3） 、在稳态额定工况和可预计的瞬态工况下，不发生流动不稳定性。2 分 （4） 、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。2 分 2. 气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是：气液两相流中，压降随流量变化 的趋势由两个因素决定：（1）、由于流量降低压降有下降趋势；（2）、由于产生沸 腾，汽水混合物体积膨胀流速增加，从而使压降反而随流量的减少而增大。当第二个 因数其主要作用时，压降随流量的变化趋势成 N 字形（如下图示），即在两相区域存 在负斜率区。在 2’、3’两点之间所包含的压降范围内一个压降可能对应三个不同的 流量。由于水动力曲线的这样的变化趋势，当提供一个外加驱动压头时通道中的流量 就可能在三个不同流量下中漂移，这就发生了流量漂移静态不稳定性。 4 分
当燃料的线功率密度提升 10%时，燃料的最高许用温度应提高到： o o 因为燃料芯块中心的最高温度为 2200 C，点处燃料外表面温度为 500 C。
to
由
tu
k (t )dt 4 则
u
ql
q l 4 (
to
2200
0
'
k u (t)dt
500
0
k u (t)dt) q l 564.82W / cm
to 500 0 0
提高 10%后： q l
621.31W / cm q 'l 4 ( k u (t)dt
k u (t)dt)
0
k u (t)dt 80.40W / cm
o
有表格线性插值得：
t o 2400.78
C
o
2分
则燃料的最高许用温度应提高到 2400.78 C. 五、 （15 分） 解：堆芯平均热流密度为：
（6 分）
真实含汽率： 均匀流 S=1,按照含气量、空泡份额、含气量的关系式进行计算 （6 分）
第
页
Pd ( in ex )gL
四、 （10 分）
6分
由于 k u 随温度的变化不是往往不是线性关系，要直接对它进行计算是比较麻烦的，因而把 k u 对温度 t 的积分作为整体看待，而不做积分运算，这样既简化设计计算又可以减少结果误差。于是 定义
k
u
(t)dt 为积分导热率。3 分
第 页
h
h max 40 5.5 103 1.08 1.5 356.4kj / kg
6分
六（15分） 空泡份额：两相混合物流经任以截面时汽相所占的面积与截面总面积的比值。3 分 空泡份额定义为蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值
4 D3 3 Ug 3 8 8 D 0.04167 U f U g D12 3 D12 1 4 4
3.
4分 压水堆燃料元件的从芯块到冷却剂的传热过程分为：芯块导热、气隙导热、包壳导热、 冷却剂对流换热。2 分 由燃料芯块到冷却剂热阻分别为 率计算时的热阻。 4 分
d 1 1 1 1 ln cs ， ， ， 4 ku dci hg 2 kc d ci hFl
这些为按线功
4.
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。3 分 大破口冷却剂丧失事故发生的事件序列可分为四个连续阶段：喷放、在灌水、再淹没 和长期冷却。3 分 喷放阶段：系统压力快速降低到冷却剂饱和压力，在系统泄压时产生一个稀疏压 力波，并在一回路系统和压力容器内传播，作用在堆芯吊蓝等堆内构建上，产生很大 的动态负荷。热管破裂使堆芯冷却剂流量增加，而冷锻破裂使冷却剂瞬时减速，这对
Nt 3000 10 6 q 663481.95W / m 2 F 40000 3.6 3.14 0.01
其中： N t 为堆芯功率， F 为总传热面积。 最大热流密度：
3分
ห้องสมุดไป่ตู้
q max qFN, q FE, q 1.571MW / m2
最大比焓升：
6分
h max hFN, R FE,
堆芯冷却不利，包壳表面会出现 DNB 工况。1 分 再灌水阶段:从安注开始到再灌水阶段结束这段时间里，堆芯基本裸露。燃料棒靠辐射和 不大的自然对流冷却。堆芯几乎在衰变热下绝热升温，当温度达到 1100℃以上时发生锆-水反 应。在灌水阶段是整个冷却剂丧失事故中堆芯冷却最差的阶段。1 分 再淹没阶段：这阶段中压力容器水位达到堆芯低端并开始向上升。这阶段会出现四个重要 物理现象：第二峰值包壳温度、骤冷过程、蒸汽气塞作用、锆-水方应。1 分 长期冷却阶段：再淹没阶段结束后，低压安注系统投入运行。先后采用换料水箱水和地坑 中汇集的水对堆芯进行长期冷却。1 分 5. （1） 、商定有关热工参数：根据电厂总功率要求，确定一、二回路系统的初步热工参数，包括 一回路冷却剂的工作压力、温度和流量，二回路的蒸汽的初始参数以及给水温度。2 分 （2） 、确定燃料元件参数：确定燃料元件的形状、尺寸、栅距、排列方式及每个燃料组件内的 燃料元件数；计算燃料元件的总传热面积并确定堆芯的布置。2 分 （3） 、根据热共设计准则中规定的内容进行有关的计算：包括平均通道内的质量流流量、冷却 剂焓场分布、最小 DNBR 及燃料元件的温度场等。1 分 （4） 、堆稳态热工设计的技术经济评价：通常采用的评价指标是堆芯功率密度和冷却剂流量与 功率之比。1 分 二、 （10 分） DNBR：是指用合适的 qDNB 关系式计算得到的冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流密度 qDNB 与该点的实际热流密度的比值。3 分
4分 当反应堆功率增加时，堆芯热通道的实际热流密度曲线向上移仍为余弦函数分布，临界热流密 度线向下移。3 分 三、(10 分) 解：自然循环：自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差 所产生的驱动压头来实现的流动循环。4 分 驱动压头： 由于将反应堆看作加热点源， 蒸汽发生器看作冷却点源， 热源冷源之间的高度为 L。
西安交通大学本科生课程考试试题标准答案与评分标准
课程名称： 核反应堆热工分析(A) 课时： 64 考试时间： 2009 年 7 月 16 日
一、 简答题 1. 压水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熔化温度。1 分 （2） 、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。1 分 （3） 、在稳态额定工况和可预计的瞬态工况下，不发生流动不稳定性。2 分 （4） 、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。2 分 2. 气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是：气液两相流中，压降随流量变化 的趋势由两个因素决定：（1）、由于流量降低压降有下降趋势；（2）、由于产生沸 腾，汽水混合物体积膨胀流速增加，从而使压降反而随流量的减少而增大。当第二个 因数其主要作用时，压降随流量的变化趋势成 N 字形（如下图示），即在两相区域存 在负斜率区。在 2’、3’两点之间所包含的压降范围内一个压降可能对应三个不同的 流量。由于水动力曲线的这样的变化趋势，当提供一个外加驱动压头时通道中的流量 就可能在三个不同流量下中漂移，这就发生了流量漂移静态不稳定性。 4 分
当燃料的线功率密度提升 10%时，燃料的最高许用温度应提高到： o o 因为燃料芯块中心的最高温度为 2200 C，点处燃料外表面温度为 500 C。
to
由
tu
k (t )dt 4 则
u
ql
q l 4 (
to
2200
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'
k u (t)dt
500
0
k u (t)dt) q l 564.82W / cm
to 500 0 0
提高 10%后： q l
621.31W / cm q 'l 4 ( k u (t)dt
k u (t)dt)
0
k u (t)dt 80.40W / cm
o
有表格线性插值得：
t o 2400.78
C
o
2分
则燃料的最高许用温度应提高到 2400.78 C. 五、 （15 分） 解：堆芯平均热流密度为：
（6 分）
真实含汽率： 均匀流 S=1,按照含气量、空泡份额、含气量的关系式进行计算 （6 分）
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Pd ( in ex )gL
四、 （10 分）
6分
由于 k u 随温度的变化不是往往不是线性关系，要直接对它进行计算是比较麻烦的，因而把 k u 对温度 t 的积分作为整体看待，而不做积分运算，这样既简化设计计算又可以减少结果误差。于是 定义
k
u
(t)dt 为积分导热率。3 分
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h max 40 5.5 103 1.08 1.5 356.4kj / kg
6分
六（15分） 空泡份额：两相混合物流经任以截面时汽相所占的面积与截面总面积的比值。3 分 空泡份额定义为蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值
4 D3 3 Ug 3 8 8 D 0.04167 U f U g D12 3 D12 1 4 4
3.
4分 压水堆燃料元件的从芯块到冷却剂的传热过程分为：芯块导热、气隙导热、包壳导热、 冷却剂对流换热。2 分 由燃料芯块到冷却剂热阻分别为 率计算时的热阻。 4 分
d 1 1 1 1 ln cs ， ， ， 4 ku dci hg 2 kc d ci hFl
这些为按线功
4.
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。3 分 大破口冷却剂丧失事故发生的事件序列可分为四个连续阶段：喷放、在灌水、再淹没 和长期冷却。3 分 喷放阶段：系统压力快速降低到冷却剂饱和压力，在系统泄压时产生一个稀疏压 力波，并在一回路系统和压力容器内传播，作用在堆芯吊蓝等堆内构建上，产生很大 的动态负荷。热管破裂使堆芯冷却剂流量增加，而冷锻破裂使冷却剂瞬时减速，这对
Nt 3000 10 6 q 663481.95W / m 2 F 40000 3.6 3.14 0.01
其中： N t 为堆芯功率， F 为总传热面积。 最大热流密度：
3分
ห้องสมุดไป่ตู้
q max qFN, q FE, q 1.571MW / m2
最大比焓升：
6分
h max hFN, R FE,
