西安交大核反应堆热工分析复习详细
核反应堆物理分析 (谢仲生 吴宏春 张少泓 著) 西安交大、原子能出版社 课后答案4
3-1.某裂变堆，快中子增殖因数1.05，逃脱共振俘获概率0.9，慢化不泄漏概率0.952，扩散不泄漏概率0.94，有效裂变中子数1.335，热中子利用系数0.882，试计算其有效增殖因数和无限介质增殖因数。
解：无限介质增殖因数： 1.1127k pf εη∞==不泄漏概率：0.9520.940.89488s d Λ=ΛΛ=×=有效增殖因数：0.9957eff k k ∞=Λ=3-2.H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面近似为常数，分别为20b 和38b 。
计算H 2O 的ξ以及在H 2O 中中子从1000eV 慢化到1eV 所需的平均碰撞次数。
解：不难得出，H2O 的散射截面与平均对数能降应有下述关系：σH2O ∙ξH2O =2σH ∙ξH +σO ∙ξO即：(2σH +σO )∙ξH2O =2σH ∙ξH +σO ∙ξOξH2O =（2σH ∙ξH +σO ∙ξO ）/(2σH +σO )查附录3，可知平均对数能降：ξH =1.000，ξO =0.120，代入计算得：ξH2O =(2×20×1.000+38×0.120)/(2×20+38)=0.571可得平均碰撞次数：Nc =ln(E 2/E 1)/ξH2O =ln(1000/1)/0.571=12.09≈12.13-3.在讨论中子热化时，认为热中子源项Q(E)是从某给定分界能E c 以上能区的中子，经过弹性散射慢化而来的。
设慢化能谱服从Ф(E)=Ф/E 分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由E c 以上能区，（1）散射到能量E （E<E c ）的单位能量间隔内之中子数Q(E)；（2）散射到能量区间ΔE g =E g-1-E g 内的中子数Q g 。
解：（1）由题意可知：()(')(')(')'cE s Q E E E f E E dE φ∞=Σ→∫对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为常数：/()(')(')'cE s E a Q E E f E E dE φ=Σ→∫在质心系下，利用各向同性散射函数：。
核反应堆热工分析试题(西安交大)
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 ，
C ， ku 3.5W / m . C ，间 f 0.1226 10 6 m 2 / s, Pr 0.864 ， kc 13.0W / m .
C )， 隙等效传热系数为 hg 5678W /(m 2 . 燃料和包壳的热导率随温度的变化可忽
略。
图1
第 1
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西安交通大学考试题
课
学
成绩
2008 年 3 月 7 日
ห้องสมุดไป่ตู้
程
院
核反应堆热工分析 能动学院 考 试 日 期
专业班号 姓 名
核反应堆物理分析 (谢仲生 吴宏春 张少泓 著) 西安交大、原子能出版社 课后答案3
2-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。
试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。
解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U bσσσ===由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027ba O σ=以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，表示富集度，则有：ε555235235238(1)c c c ε=+−151(10.9874(1))0.0246c ε−=+−=22M(UO )()N UO 所以，(N (8)N U =()2N O =22()()a f UO UO Σ=Σ2-2.和0.398，解：由18由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m −−Σ=Σ=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=×可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ−==×则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ−Σ=×=×=总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m −Σ=Σ+Σ+Σ=P35，第6题1171721111PV V 3.210P 2101.2510m3.2105 3.210φφ−−−=Σ×××===×Σ××××Q P35，第12题每秒钟发出的热量：69100010 3.125100.32PTE Jη×===×运：'N =m =6吨2-3.为使铀的η＝1.7，试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。
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 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 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。
核反应堆热工分析
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。
核反应堆热工分析要点
《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）。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
核反应堆热工分析(热工部分)
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
核反应堆热工分析01
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沸水堆
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沸水堆
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沸水堆
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快中子堆
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重水堆
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重水堆
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高温气冷堆
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压水堆燃料组件
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压水堆燃料组件
圆柱形二氧化铀陶瓷芯块 燃料芯块装在锆合金管内 燃料棒用多个定位格架定位 17x17排列正方形燃料组件 组件有空心管
用来插控制棒或测量引线。 起着骨架的作用。
组件外围不加方形组件盒 长约4m，边长约20cm
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上 部 堆 内 构 件
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冷却剂的循环
➢ 压水堆堆内冷却剂流程：
压力容器进口接管沿压力 容器和堆芯吊兰间环腔向下压 力容器下封头处的下腔室堆芯 支承板，流量分配孔板和堆芯下 栅格板堆芯上栅格板压力容 器出口接管。
反应堆热工重点
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。
《核反应堆物理分析》基本概念总结
m 2 ，巴恩—1b=1028 m2 。
（P8）
6)宏观截面:一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。设 为材料密 度， A 为该元素的原子量，N 0 =6.0221367×1023 mol 1 ， 则 N dI / I ，N N 0 单位： （P9） m 1
反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结
西安交大出版社（原子能出版社）
有稳定的分布，称之为中子慢化能谱。 3) E '
（P36）
1 1 1 cosc E ， ① c 00 时 E ' Emax E ，此时碰撞前后中子没有能量损失； 2
弹性散射。
（P5）
4)共振现象：当入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时， 中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著地增加，这种现象就叫做共振现象。
INx N x
（P4）
I I / I ，单位 5)微观截面：表征一个入射中子与单位面积内一个靶核发生作用的几率大小； σ
（P30）
即 ： k eff
第2章 中子慢化和慢化能谱
1)慢化过程：中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。 （P36）
2)中子慢化能谱：当反应堆处于稳定时，在慢化过程中，堆内中子密度（或中子通量密度）按能量具
￡- 2 -￡
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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。
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。
第三章1、热传导微分方程：)c κ/(ρα))W/(m /W 1p 32⋅=⋅--∂∂⋅=+∇C m q t q t o v v热导率（）体积释热率（κτακ2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：0122=++uvq dr dt r dr t d κ 或者由物理意义，可以写出（中心温度变化率为零）：H r q drdtrH v u 22ππκ⋅=⋅⋅ 最后可以解得：密度，线功率体积释热率，表面热流:,,412420l v ulu u u u v u q q q q r q r q t t πκκκ===-3、平板形燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：uv q dx td κ-=22 最后可以解得：平板半厚度-==-u u uu u v u q q t t δκδκδ22204、平板形包壳温度场： 由傅里叶定律有:dxdt q cκ-= 解得：包壳厚度-=-c cccs ci qt t δδκ5、圆壁形包壳温度场： 由傅里叶定律有：drdt rLQ c πκ2-= 最后解得：cics c l ci cs c l ci cs c cs ci d d q r r q r r LQ t t ln 2ln 2ln2πκπκπκ===- 6、单相对流换热公式：膜温差-∆∆⋅=f f hF Q θθ7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式：管道直径和特征长度冷却取加热取静止流体导热系数---======d n hd Nu a v c v d d Nu p n3.0,4.0Pr Re Pr Re 023.08.0λλλμνμρν8、沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁面过热度sat sw t t t ∆=-（饱和温度）和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
反应堆热工期末复习资料
1.比拟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，控制棒为棒束型构造，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与慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱与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与冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成主要是分析燃料元件内的温度分布，冷却剂的流动与传热特性，预测在各种工况下反响堆的热力参数，以及在各种瞬态与事故工况，压力，温度，流量等参数随时间的变化过程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，热屏蔽与生物屏蔽中装化为内能，极少局部穿出堆外；高能贝塔粒子能量大局部在燃料元件内转化为热能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，会导致堆芯反响性下降γ辐射；2.控制棒本身吸收中子的〔n. γ〕与〔n. α〕反响。
βγ射线的能量。
7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热与输热三个过程。
8. B点前为不沸腾的自然对流区，B点开场产生气泡，，由于在壁面上生成气泡与气泡脱离壁面的强烈扰动，使对流换热系数大大增加，到C点到达最大值，BC区称为核态沸腾，此后由于局部受热面为联成一片的蒸汽膜所覆盖，热阻上升，热流密度开场下降，D点以后由于辐射传热作用增强，热流密度又重新上升。
核反应堆热工分析答案2009
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
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。
《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。
反应堆热工分析课程设计
考虑到堆芯内组件布置的对称性，对称安排后应取 n=121。 5．求堆芯等效直径 Def
2 Def =
4nT 2
π
式中：T 为正方形组件每边长，m。 设燃料组件无盒壁，考虑到装卸料的要求，组件间的水隙取为 0.8mm，即相 邻组件的燃料棒中心距为
T 2 = (15 × 13.3 × 10−3 + 0.8 × 10−3 ) 2 = 0.04m 2
已知某压水堆采用水作冷却剂并兼作慢化剂，用 UO2 作燃料，用 Zr-4 作包壳材料。反 应堆的输出热功率为 953MW，堆内冷却剂的工作压力 P 为 14.7MPa，堆芯进口处的冷却剂 温度分别是 t f ,in 为 284 C ， t f ,ex 为 310 C ，冷却剂总流量 Wt 为 24.6 × 10 kg/h。燃料元件
3．求全堆燃料棒根数 N 为：
N=
取堆芯高度为 2.9m，有
N t Fu π d cs Lq
N=
953 × 106 × 0.974 = 2470 3.14 × 0.01× 2.9 × 0.42 × 106
4．确定堆芯燃料元件组件数 n 因为每个组件内燃料棒根数为 204，则
n=
N 24270 = 119 204 204
《核反应堆热工分析》课程设计
指
导
书
编 写：苏光辉 郭玉君 审 校：贾斗南
西安交通大学 核科学与技术学院 二零零六年十一月
1
一、概述
在利用核能作为能源的核动力装置中， 反应堆及堆芯输热系统时将核能转变为其他形式 能量的一个中间枢纽。因此，反应堆热工设计在整个核反应堆设计中占有极其重要的地位。 反应堆热工设计的任务实设计出一个安全、可靠、经济的堆芯输热系统。做好反应堆热工设 计并非易事，他涉及的面广，与许多方面的设计有关，如反应堆本体结构、堆物理、堆控制、 堆材料及二回路系统等等。 在进行堆芯输热系统的设计时，必须保证反应堆安全、可靠。为此，针对不同的堆型， 预先制定了热工设计必须遵守的要求，在反应堆的整个运行寿期内，不论是处于稳态工况， 还是处于预期的事故工况， 反应堆的热工参数都必须满足这些要求。 这些要求就是通常所讲 的反应堆的热工设计准则。这些准则非常重要，它不断是热工设计的依据，也是安全保护系 统设计的原始条件，而且也是制定运行规程的出发点。反应堆热工设计准则的内容，不仅随 反应堆的堆型有关， 而且随科学技术的发展， 堆设计与运行经验的积累以及堆用材料性能和 加工工艺等的改进而发生变化。 目前，压水动力堆的稳态热工设计准则有： 1. 燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。 通常用 DNBR 来定量地表示这个限制条件。DNBR 是根据堆内某处燃料元件周围的冷 却剂状态使用专门的计算公式而得到的临界热流密度与该处燃料元件表面的实际热流密度 的比值。DNBR 随堆芯通道的长度是变化的，在整个堆芯内，DNBR 的最小值称为最小 DNBR， 用 MDNBR 或 DNBRmin 表示。 为了确保燃料元件不烧毁， 当计算的最大热功率下， MDNBR 不应低于某一规定值。如果计算热流密度的公式没有误差，则当 MDNBR=1 时， 表示燃料元件表面要发生沸腾临界。若该公式存在误差，则 MDNBR 就要大于 1。例如， W-3 公式的误差为 23%，所以当使用 W-3 公式计算 DNBR 时，就要求 MDNBR ≥ 1.3。 2. 燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度。 目前，压水堆大多采用 UO2 作为燃料。二氧化铀的熔点约为 2805 ±15 C ，经辐照后， 其熔点会有所降低。燃耗每增加 10 兆瓦 i 日/吨铀，其熔点下降 32 C 。在通常所达到的燃 耗深度下，熔点将降至 2650 C 左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限 制在 2200~2450 C 之间。 3. 在稳态额定工况下，要求在计算的最大热功率下，不发生流动不稳定性。 对于压水堆， 只要在堆芯最热通道出口附近冷却剂中的含气量不大于某一数值， 就不会 发生流动不稳定性。 由于气冷堆不存在压水堆那样的燃料元件表面的沸腾临界问题，所以气冷堆的热工设 计准则与压水堆有所不同。 它主要要求燃料元件表面最高温度、 中心最高温度以及燃料元件 和结构部件的最大热应力不超过允许值。 对于用水作冷却剂的生产堆， 一般就把燃料元件包壳与水发生加速腐蚀时的包壳表面温
西安交通大学-2019年-硕士研究生《核工程基础》考试大纲
《核工程基础》考试大纲
一、反应堆物理部分
●核反应堆物理基础
中子与原子核的相互作用、中子截面和核反应率、截面随中子能量的变化、共振现象、原子核裂变过程
●核反应堆中子学过程
链式裂变反应、中子的慢化过程、中子的扩散过程、中子扩散长度、慢化长度和徙动长度
●中子扩散理论与计算
非增殖介质单能中子扩散方程计算、增殖介质单能中子扩散方程计算、多群中子扩散方程计算、核反应堆功率计算
●中子能谱和群常数计算
裂变中子能谱、无限均匀介质的中子慢化能谱、共振能谱、热中子能谱、非均匀核反应堆能谱计算
●燃耗与中毒
重同位素的燃耗、裂变产物的中毒、燃耗方程的数值计算、反应性系数与反应性控制、反应性温度系数、反应性系数计算、反应性控制
●核反应堆动力学
缓发中子的作用、核反应堆点堆动力学、次临界核反应堆动力学、时空中子动力学。
核反应堆热工分析(热工部分)
分
调节棒
调节棒是用于反应堆正常运行 时功率的调节
分
控制棒
类
布
的
因 水隙及空泡
素
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
(r,
z)
0
J0
(2.405
r Re
)
cos
z
LRe
外推半径：Re R R R 0.71tr 外推高度：LRe LR 2LR LR 1.42tr
堆芯的释热率分布
qv
(r,
z)
qv,max
J0
(2.405
r Re
) cos
z
LRe
堆芯最大体积释热率
qv,max Fa E f N f 0
当忽略外推长度时， 上式积分项
J1（0）=0，J1（2.405）=0.519，因而上式积分结果为ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ.2158R2
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
因此，
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二 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
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
E f 200MeV
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反应堆热工总复习课件 (一)
反应堆热工总复习课件 (一)
反应堆热工总复习课件是一份帮助反应堆工程师准备反应堆热工考试
的资源。
该课件包含了反应堆物理和热工学相关的内容，可以让准备
考试的人更好地掌握相关知识。
首先，该课件涵盖了反应堆热工学的基本概念，如反应堆热平衡方程、热工参数、燃耗等。
这些概念是反应堆热工学的基础，对于理解反应
堆的原理和运行至关重要。
第二，该课件详细阐述了热量平衡方程。
热量平衡方程是反应堆热工
学中的重要概念，它反映了反应堆内部能量的流动和转化关系。
了解
热量平衡方程的原理和运用可以让反应堆工程师更准确地估算反应堆
内部的热量。
第三，该课件还讲述了燃耗的计算和评估。
燃耗是反应堆运行中的一
个重要参数，它反映了燃料的利用率，也是评估反应堆运行效率的指
标之一。
熟练掌握燃耗的计算方法和评估标准，可以帮助反应堆工程
师更好地掌握反应堆的运行情况。
第四，该课件还介绍了各种反应堆的热工特性和区别。
各种反应堆都
有其独特的特性和运行模式，了解它们的热工学特性和区别可以使反
应堆工程师更好地理解它们的运行原理。
总之，反应堆热工总复习课件是反应堆工程师备考反应堆热工考试的
重要资源。
该课件包含了反应堆热工学的基本概念、热量平衡方程、
燃耗计算和评估以及各种反应堆的特性和区别。
熟练掌握这些知识可
以帮助反应堆工程师更好地掌握反应堆的运行情况，提高反应堆的运
行效率。
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- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
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 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 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。
gfg U UU +=α23、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fgfs 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）DNBR=（利用专门公式计算得到的堆内某处的临界热流密度）/（该处的实际热流密度） DNBR （z ）沿着冷却剂通道是变化的，其最小值就是最小DNBR 36、热管：热管是堆内具有最大焓升的冷却剂通道。
37、热点：热点是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点。
（5.3） 38、闭式通道：相邻通道的冷却剂之间不存在质量、动量和能量的交换，反之称为开式通道。
第六章 堆芯瞬态热工分析39、失流事故：当反应堆带功率运行时，如果主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫突然停止运行，致使冷却剂流量迅速减少时，就发生失流事故。
40、冷却剂丧失事故：一回路压力边界的任何地方发生破裂，或安全阀及卸压阀卡开等都会造成冷却剂流失，这种事故统称为冷却剂丧失事故，对于水冷反应堆，也叫失水事故。
第二部分 简答题 1、压水堆的热工设计准则有哪些？（第五章）答：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。
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。
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。
2、流动不稳定性对系统有哪些危害？（第四章）答：1、流量和压力振荡所引发的机械力会使部件产生有害的机械振动，而持续的机械振动会导致部件的疲劳损坏。
2、流动振荡会干扰控制系统。
在冷却剂同时兼作慢化剂的反应堆中，流动振荡引起反应堆特性的快速变化，使得这一问题变得更为突出。
3、流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏。
4、流动振荡会使系统内的传热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并使临界热流密度大幅度下降，造成沸腾临界过早出现。
3、写出棒状燃料元件二氧化铀芯块的稳态和瞬态导热方程，并解释方程中各物理变量的物理意义。
（第三章） 答：稳态：0122=++uvq dr dt r drt d κ瞬态：τακ∂∂⋅=++tq drdt r drt d uv1122()p c ⋅=ρκα/为热扩散率（m2/s ）4、压水堆燃料元件的传热，从芯块到冷却剂可以按照什么样的传热过程进行分析？各部分热阻都是什么？画出棒状燃料元件的轴向释热率分布、冷却剂的温度沿轴向的分布、包壳外表面沿轴向的分布、芯块中心温度沿轴向的分布。
答：导热->对流换热->输热；热阻暂略；作图见后5、大破口失水事故发生的事件序列有哪些？各个阶段有何特点？ 答：四个阶段：喷放、再灌水、再淹没和长期冷却；特点暂略6、简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。
答：一、商定有关热工参数。
二、确定燃料元件参数。
三、根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算1、计算平均管冷却剂的质量流密度。
2、计算平均管冷却剂的比焓场。
3、计算平均管的各类压降。
4、计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度。
5、计算热管的冷却剂焓场。
6、计算最小DNBR。
7、计算燃料元件的温度。
四、技术经济评价。
五、热工水力实验。
7、气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是什么？画图分析。
答：压降特性曲线的斜率小于驱动压头特性曲线的斜率；图略8、适当选择核电厂反应堆热工参数以降低电能成本：：提高冷却剂的工作压力；提高冷却剂的流量；适当选定堆冷一、提高动力循环热效率t却剂的工作温度。
二、提高堆芯的功率密度三、增加核燃料的燃耗深度四、减少核电厂的厂用电五、降低设备投资费用9、停堆后反应堆芯的热量来源：1、燃料棒内存储的显热2、剩余中子引起的裂变3、裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变10、影响管间脉动的主要因素：（1）压力：压力越高，蒸汽和水的比体积相差越小，局部压力升高等现象越不易发生，因而脉动的可能性也就越小。
（2）出口含汽量：出口含汽量越小，汽-水混合物体积的变化也越小，流动就越稳定。
（3）热流密度：热流密度越小，汽水混合物的体积由热流密度的波动而引起的变化也就越小，脉动的可能性也就越小。
（4）流速：进口流速越大，阻滞流体流动的蒸汽容积增大现象就越不易发生，因而可以减轻或避免管间脉动。
11、试导出α、x 与 S 的关系式： 推导如下：()⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛∙-+=⇒∙-=-=-→-=-=⇒=-==⇒=-=⇒+=S v v xx Sv v xx V v xW V v W x V v W x V W x A V A W x V v xW V xW A V A xW A A A A A g l gl gg t l lt llt l l tl l l l t gg t gg t g g g g t gl lg g )1(11)1()1(11)1()3)(2()3(***)1()1(1)2(***)1(***11ααρρρραα有：12、在一垂直的均匀受热的圆管中，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，并简要介绍他们的特点。