核反应堆热工分析整理

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。

篇一：核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本课程设计报告( 20 13 -- 2014 年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题院系：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：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。

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）。