西安交大核反应堆热工分析复习详细
核反应堆热工分析试题(西安交大)
专业班号 姓 名
核工程与核技术 41、42、43 班 学 号 期中 期末
一、名词解释（每题 3 分，共 30 分）
1 3 5 7 9
均相流模型 失流事故 失水事故 环状流 摩擦倍增因子
2 4 6 8
热点 最小 DNBR 流动不稳定性 快速烧毁
10 自然循环
二、简答题 （每题 6 分，共 30 分） 1. 2. 3. 简述停堆后反应堆芯的热量来源？ 压力，出口含汽量，热流量及质量流速是如何影响流动的管间脉动的？ 在一垂直的均匀受热圆管中，过冷水由进口向上流动，在出口处处于过热状 态，叙述水在圆管中流动时所经历的两相流的流型，并简要介绍它们的特点。
4. 简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。
5. 试导出α ，x 与 S 的关系式
1 vf 1 x 1 S v x g
式中，α 为空泡份额，x 为含汽量，Ｓ为滑速比。
三、 （20 分）何谓积分热导率，并以棒状燃料元件为例，推倒出积分热导率的表 达式为： t0 qv 2 tu k u dt 4 ru 其中，tu 是燃料芯块的表面温度, t0 是燃料芯块的中心温度,qv 是体积释热率。 四、计算题（20 分） 某压力壳型轻水堆的棒束燃料组件为纵向流过的水所冷却，冷却水的平均温 度为 300℃，平均流速为 4 米/秒，燃料元件的平均热流量为 1430KW/米 2，工作 压力为 14.7MPa,栅格为正方形(如图 1 所示)，燃料元件直径为 10 毫米，包壳厚度 为 0.5 毫米，燃料芯块外径为 8.8 毫米，栅距为 13 毫米。求： (1) 平均放热系数及元件外表面的平均温度。 (2) 包壳内表面温度和燃料中心温度。 已 知 ： Nu 0.0306 Re 0.8 Pr 0.4 ， 在 该 压 力 下 ， k f 0.565W / m. C ，
第三章 堆的传热过程
0.25 f
( Pr / Pr )
f w
0.25
Nu x , f = 0.15 ( Grx ⋅ Pr )
其中：
1/ 3 f
( Pr / Pr )
f w
0.25
Grx = g ⋅ β ⋅ θ ⋅ x3 / v 2
θ = tw − t f
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
当液体温度接近ts 时，气泡在加热面 上长大并跃离壁面， 它们升向自由表面 的过程中，被冷液 体所冷凝
当液体达到饱和温 度时，气泡将不再 在液体中凝结，而 是上升到自由表面
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核反应堆热工分析
3.3.2 核态沸腾传热
q
当液体温度远小于 ts时，在ONB上没 有明显可见的气泡, 只有热的液体从过 热边界层流到冷的 液体中去
核反应堆热工分析
3.1.3 无内热源的包壳的温度场 ¾ 颗粒燃料层的温度场（高温气冷堆）
其传热方程为：
d 2t 2 dt + =0 2 dr r dr
边界条件为：r = r1
t = t0 t = t1
r = r0
可解得：
t = t1 − t1 − t0 ⎛ r1 ⎞ r0 ⎜1 − ⎟ r0 − r1 ⎝ r ⎠
第六章 堆芯瞬态热工分析
Vi , j ρin, j c n pi , j
1 n tin, + − t j i, j
Δτ
+
= qin, j +
tin+1, j − tin, j Ri +1/ 2, j
−
tin, j − tin−1, j Ri −1/ 2, j
(6 − 26)
tin, j +1 − tin, j Ri , j +1/ 2
同理 同理：
包壳内外半径的平均值
t1 − t2 dt t2 − t1 = c2 + R1 dτ R2
(6 − 16)
包壳与冷却剂间的传热热阻. 单位长度包壳的热容 包壳厚度
c2 = 2π rcδ cc ρ c
2007.9.-2007.12
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核反应堆热工分析
6.1.3 差分解法
=
1 ri +1/ 2κ i +1/ 2 (ti +1 − ti ) ri −1/ 2κ i −1/ 2 (ti − ti −1 ) [ − ] +o(Δr 2 ) Δri ri +1 − ri ri − ri −1
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(6 − 23)
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2007.9.-2007.12
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核反应堆热工分析
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
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
裂变率
释热率
热功率
热功率
单位时间， 单位体积燃 料内，发生 的裂变次数
堆内热源的分
布函数和中子
通量单的位分体布积函的 数释相热同率
处， r R0
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
燃料元件的自屏因子F为：
F s e
布
的
因 水隙及空泡
素
控制棒对轴向功率分布的影响
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
影
响
燃料布置
功
率
分
分
控制棒
布
类
的
因 水隙及空泡
素
停堆棒通常在堆芯的外面，只有
停堆棒 在需要停堆的时候才迅速插入堆 芯
调节棒
调节棒是用于反应堆正常运行时 功率的调节
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
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
西安交大核反应堆热工分析复习详细
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 堆的传热过程
2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ⎰κ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（s w sat t t t -=∆）和热流密度q 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 flux
11、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 boiling 12、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。
核反应堆工程复习参考题
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..
反应堆热工水力期末复习资料
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。
核反应堆热工分析
2
堆芯功率的分布及其影响因素
燃料元件数很多的非均匀圆柱形堆芯的通量分布总趋势与均匀堆 的是一样的 非均匀堆中的燃料元件自屏效应，使得元件内的中子通量和它周 围慢化剂内的中子通量分布会有较大差异
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
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
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
1
冷却剂的流动和传热特性
B
预测在各种运 行工况下反应 堆的热力参数
分析燃料元件 内的温度分布
核反应堆热工水力分析第四章习题
核反应堆热工水力分析第四章习题
第一步，计算等温流的摩擦压降。等温时，回路的摩擦压降由试验段的摩擦压降1f p ∆和其他管段的摩擦压降2f p ∆组成。
（1）根据回路运行压力16p MPa =，水温260t C =°，查表得水的密度0ρ和粘性系数0µ。（2）对试验段：直径10013d .m =，流速15V m s =，管长112L .m =，
计算雷诺数110
10
d V R
e ρµ=
，查表4-1得到工业用钢管的粗糙度0046.mm ε=，故可算出1
d ε
，结合1Re ，查莫迪图4-1得到摩擦系数1f ，
用Darcy 公式计算摩擦压降
2
1111
12
f L V p f d ρ∆=（3）对其他管段：直径10025d .m =，管长21L L L =−，总管长18L m =。
根据连续性方程计算其他管段的流速2V 1122AV A V =，故2
11211222
A d V V V A d =
=计算雷诺数220
20
d V R
e ρµ=，根据
2
d ε
，结合2Re ，查莫迪图4-1，得到摩擦系数2f ，用Darcy 公式计算摩擦压降
2
222
2
22
f L V p f d ρ∆=（4）计算回路的摩擦压降：12
f f f p p p ∆∆∆=+第二步，计算试验段加热的回路压降。回路压降p ∆应包括摩擦压降f p ∆，提升压降el p ∆，加速压降a p ∆和弯头的形阻压降c p ∆。
（1）摩擦压降c p ∆：回路的摩擦压降c p ∆由试验段的摩擦压降1f p ∆，热交换器段的摩擦压降
2f p ∆，其他管段的摩擦压降3f p ∆构成。
大学精品课件：核反应堆热工分析(热工部分)
能减轻某些事故的严重性的原因
核科学与技术学院
二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
燃料元件数很多的非均匀圆柱形堆芯的通量分布总趋势与均匀堆的 是一样的
非均匀堆中的燃料元件自屏效应，使得元件内的中子通量和它周围 慢化剂内的中子通量分布会有较大差异
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
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二 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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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
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二 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
克服办法：采用棒束型控制棒组件
率
分 布
控制棒 空泡的存在将导致堆芯反应性下降
的
因 水隙及空泡 素
沸水堆控制棒由堆底部向上插入堆芯的原因
控制棒对反应堆的轴向功率分布也有很大的影响
影
响
燃料布置
反应堆热工水力复习要点整理
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）：一回路工作压力15.5MPa
（2）温度（℃）：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（UO2）：浓缩度1.8%-2.4%
第二章
1、裂变能分布：
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、功率影响因素：
（1）燃料布置
（2）控制棒
（3）水隙及空泡：水隙会引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周围元件的功率升高，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γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α）或（n，γ）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β粒子的一部分能量、吸收各种γ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γ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燃料棒内储存的显热，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。
反应堆热工水利分析复习题+答案
1下列关于压水堆的描述错误的是
A、一回路压力一般在15MPa左
右B、水用作冷却剂
C、水用作慢化剂
D、热效率一般大于40%
2下列关于AP1000与EPR的说法不正确的是：
A、AP1000是革新型压水堆，采用非能动系统
B、EPR是改进型压水堆
C、EPR通过增加能动部件数和系列数来增加安全性
D、AP1000和EPR的设计寿命都是40年
3下列关于沸水堆的描述不正确的是：
A、相对于压水堆慢化能力有所提高
B、蒸汽温度不高热效率低
C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大
D、压力容器要求相对较低
4下列关于重水堆的描述错误的是：
A、采用重水做慢化剂
B、可以采用低富集铀做燃料
C、轻水和重水都可以用作冷却剂
D、不需要蒸汽发生器
1反应堆按照冷却剂类型可分为：
A、轻水堆
B、重水堆
C、气冷堆
D、快中子堆
2反应堆按照慢化剂类型可分为:
A、轻水堆
B、重水堆
C、石墨慢化堆
D、快中子堆
3下列不属于第四代反应堆堆型的有
:A、AP1000
B、EPR
C、熔盐堆
D、超高温气冷堆
4下列属于第四代反应堆堆型的有
A、钠冷快递
B、超临界水堆
C、熔盐堆
D、超高温气冷堆
5下列属于核能发电的优点有
：A、空气污染少
B、不产生二氧化碳
C、能量密度高，运输成本低
D、发电成本受国际经济影响小
6核能发电的缺点有：
A、产生高放射性废物
B、热效率低，热污染较大
C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转
D、潜在危险较大
7下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是：
A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的
B、华龙一号充分吸收了AP1000和EPR的先进核电技术
第七章-核反应堆热工
3.1.1.2.1、强迫对流放热
A、流体在圆形通道内强 迫对流时的放热系数 迪图斯（Dittus）－贝尔特（Boelter）关系式： Nu 0.023Re 0.8 P r0.4 膜温压不能太大，管长 应大于内径的 50倍 且： 104 Re 1.2 105 ， 0.6 P r 120 f 对于大膜温压： Nu 0.027Re P r w B、水纵向流过平行棒束 时的放热系数
缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大、价格昂贵、泄漏问题。
1.4、慢化剂（1）
对固体慢化剂的要求：
具有一定的结构强度 良好的导热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 与冷却剂相容 原子密度高 便于加工，成本低廉
可用的固体慢化剂：
可用的固体慢化剂有石墨、铍、氧化铍和氧化锆
1.4、慢化剂（2）
弥散体燃料
1.2、包壳材料（1）
对包壳材料的要求：
具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。 具有良好的导热性能。 与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下，包 壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化学 反应。 具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械强度和韧性，使得 在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。 应有良好的抗腐蚀能力。 具有良好的辐照稳定性。 容易加工成形，成本低廉，便于后处理。
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四 停堆后的功率
剩余裂变功率的衰减
对于恒定功率下运行很长时间的轻水慢化堆，在停堆时如果引入 的负反应性的绝对值大于4%，则其相对裂变功率的变化为：
N( ) / N(0) 0.15exp0.1
只适用于轻水堆且用U-235作燃料的反应堆
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四 停堆后的功率
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 1.6021013 FaEf N f Vc
qv Fa E f N f
Nt Nc / Fa
1.6021013 E f N f Vc
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能减轻某些事故的严重性的原因
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
燃料元件数很多的非均匀圆柱形堆芯的通量分布总趋势与均匀堆的 是一样的
非均匀堆中的燃料元件自屏效应，使得元件内的中子通量和它周围 慢化剂内的中子通量分布会有较大差异
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
堆芯功率的分布
简化一：
富集度相同 的燃料均匀 分布在整个 活性区内
均匀裸堆
进行理论分析时极其有用
简化二：
活性区外面 没有反射层
核反应堆热工分析半期考试
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2
《核反应堆热工分析》复习资料
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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 →239Pu
239Pu + 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）
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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 堆的传热过程
2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ⎰κ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（s w sat t t t -=∆）和热流密度q 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 flux
11、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 boiling 12、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。 15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ∆增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。
17、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。
18、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。
19、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。
20、输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235是天然存在的，占0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，
如钍-232，铀-238；可转换核素：能转化为易裂变核素的核素，如钍-232，铀-238可分别转化为铀-233和钚-239.
第四章 堆内流体的流动过程及水力分析
22、空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值。 g
f
g U U
U +=
α
23、含汽量（含汽率）：
静态含汽量s x = 汽液混合物内蒸汽的质量/汽液混合物的总质量 流动含汽量x = 蒸汽的质量流量/汽液混合物的总质量流量 平衡态含汽量fg
fs e h h h x )(-=
24、滑速比：f g V V S /=
25、两相流流型：在受热通道中，汽水混合物的气相和液相同时流动，可以形成各种各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通常就称之为流型。两相流流型主要有泡状流、弹状流、环状流、滴状流四种。
泡状流：液相是连续相，汽相以气泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。 弹状流：它是柱状气泡和块状液团在通道的中心部分交替出现的流动。
环状流：液相在壁管上形成一个环形的连续流，而连续的汽相则在管道的中心部分流动，在液环中还弥散着气泡，在汽相中也夹带着液滴。
滴状流：通道内的流体变成许多细小的液滴悬浮在蒸汽主流中随着蒸汽流动。
26、均匀流模型：假设两相均匀混合，把两相流动看作为某一个具有假想物性的单相流动，该假想物性与每一个相的流体特性有关。（两相流模型）
27、分离流模型：假设两相完全分开，把两相流动看作为各相分开的单独的流动，并考虑相间的作用。（4.2两相流体的流动压降） 28、摩擦倍增因子：
29、自然循环：指在闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中流体密度差所产生的驱动压头来实现的循环。(4.3自然循环)地位：对反应堆系统来说，如果堆芯结构和管道系统设计得合理，就能够利用这种驱动压头推动冷却剂在一回路中循环，并带出堆内的热量。 30、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或阻塞流。（4.4冷却剂的喷放）重要性：破口处的临界流量决定了冷却剂丧失的速度和一回路卸压的速度，它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。
31、流动不稳定性：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。
32、密度波不稳定性：由于流量、密度和压降之间相互关系的延迟和反馈效应。（4.5） 第五章 堆芯稳态热工分析
33、多项流：多种物相在同一个系统内一起流动（我们讨论汽水两相流）。
34、折合速度：指当两相混合物中的任一相作为单独流过整个管道截面时的速度。 35、DNBR ：即临界热流密度比。（5.1热工设计准则）