核反应堆热工分析复习

热工复习
第二章堆的热源及其分布
1. 裂变率：单位时间，单位体积燃料内，发生的裂变次数。

2. 释热率：堆内热源的分布函数和中子通量的分布函数相同
3. 热功率：整个堆芯的热功率
4. 热功率：计入位于堆芯之外的反射层、热屏蔽等的释热量
5. 均匀裸堆：富集度相同的燃料均匀分布在整个活性区内；活性区外面没有反射层
6. 堆芯功率的分布及其影响因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡。

7. 控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射：用屏蔽设计的方法计算；控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应。

8. 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。

热源的分布取决于快中子的自由程
10. 9.结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种射线
11. 停堆后的功率：燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变、裂变产物和中子俘获产物
的衰变
12. 导热：依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的能量，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过程
13. 自然对流换热：由流体内部密度梯度引起的流体的运动
14. 大容积沸腾：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 15. 流动沸腾：指流体流经加热通道时发生的沸腾
16. 沸腾临界：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤升 17. 临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度
18. 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；
19.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。

20. 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。

21. 膜态沸腾传热：在加热表面形成稳定的蒸汽膜层，q 随温差的增加而增大，且该传热区 的加热表面主要通过辐射和强迫对流向蒸汽传热，也通过液体与壁面之间的相互作用向 液体传热
2210V u q
d t dt dr r dr κ++=2210V u q d t dt dr r dr κ
++=
22. 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。

23. “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。

24.“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。

25. 燃料元件分类:
按冷却方式分：单面冷却、双面冷却。

按冷却剂注入方式：从端部注入、从中间注入、回流式
26. 包壳材料：
作用：1、包覆核燃料使之不受冷却剂的化学腐蚀与机械腐蚀。

2、作为放射性裂变产物的第一道安全屏障包容裂变气体和其他裂变产物，防止它们扩散到冷却剂中
27. 选择包壳材料，必须综合考虑的因素：1、具有良好的核性能2、与核材料的相容性要
好，能耐较高的温度3、具有良好的导热性能3、具有良好的力学性能4、应有良好的抗腐蚀能力5、具有良好的辐照稳定性6、容易加工成形，成本价廉，便于后处理
28. 堆内的辐射主要成分：α粒子、β粒子、γ射线、中子以及裂变产物
29. 燃料元件的热工设计要求：1、保证燃料元件的包壳在堆整个寿期的完整性2、棒径的
选择满足物理设计和热工传热的要求3、在整个寿期内不产生的物理化学作用4、满足结构方面的要求并易于加工，工艺性能好5、经济性好，价廉
30. 液体核燃料：是核燃料与某种液体载体有水溶液、低熔点的熔盐，以及液态金属
液体核燃料具有系统简单，能够连续操作，以及具有较大负温度系数而带来的固有安全性等许多独特的优点，但还有很多技术问题，如结构材料腐蚀、液体载体的辐照稳定性等问题
31. 对固体核燃料来说，除了能产生裂变外，还须满足下列要求:
良好的辐照稳定性
良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小）
高温下与包壳的相容性好
与冷却剂接触不产生强烈化学腐蚀
工艺性能好，制造成本低，便于后处理
32. 气隙导热模型：把冷态下的气隙看作是一个薄的同心圆环，并忽略对流和辐射传热作用，
则通过间隙的传热主要是导热，可认为是一个无内热源的环形气隙的导热问题。

（气隙导热模型的主要困难在于难以确定热态下间隙中裂变气体的含量和间隙尺寸的大小，比较适合于新的燃料元件和低燃耗的情况）
33. 热屏蔽：位于堆芯和压力壳之间，功用在于吸收来自堆芯的强辐射，使压力壳和生物屏
蔽所受到的辐射不超过允许值
第四章堆内流体的流动过程及水力分析
34. 水力分析包括：1、分析计算冷却剂的流动压降。

确定堆芯冷却剂流量分布、回路
管道部件尺寸、冷却剂循环泵所需唧送功率
2、确定自然循环输热能力。

确定在一定反应堆功率下的自然循环水流量和堆的自然循
环输热能力
3、分析系统的流动稳定性。

在可能发生漂移流或流量振荡的情况下，弄清流动不稳定
性质，寻求改善或抑制流动不稳定性的方法
35. 单相流体的流动压降：提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降
36. 摩擦系数与流体的流动性质（层流与湍流）、流动状态（定型流动即充分发展的流动与
未定型流动）、受热状况（等温与非等温）、通道的几何形状、表面粗糙度等因素有关由相同化学成分组成的多相流称为单组分多相流，否则，则称为多组分多相流。

如：汽水混合物为单组分两相流，空气水混合物为多组分两相流
37. 在受热通道中，汽水混合物的汽相和液相同时流动，可以形成各式各样的形态，即 所谓的流动结构，这些流动结构通常就称之为流型
38. 流型与系统的压力、流量、含汽量、壁面的热流密度以及通流型的变更通常表征着动 量传递和传热特征的改变
39. 折合速度是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 40. 在汽相流速较大和液相流速较小时， 将出现环状流型
若汽相流速很小和液相流速较大时，
将出现泡状流型 41. 静态含汽量
42. 流动含汽量
43. 平衡态含汽量
44. 空泡份额
45. 滑速比是指蒸汽的平均速度g ν 与液体的平均速度f v 之比
46. 含汽量、空泡份额和滑速比间的关系
静止系统:
s x =
汽液混合物内蒸汽的质量汽液混合物的总质量x =
蒸汽的质量流量
汽液混合物的总质量流量
()fs e fg h h x
h
-=
g
f g U
U U α=
+d d g A g g g f
A z A A
A
A A
A
z A
α∆=
=
=
+∆⎰⎰⎰⎰/1f f
g f g g
A x S V V x A ρρ==
-(1)s g
s g f
x v x v x v α=
+-
流动系统：
（1）/（2），得：
又 ∵
将式（3）代入，得：
47. 一维稳态两相流动动量方程
（1）以分离流模型为例，需作如下的假定：
①两相分开流动，各相均与通道壁面接触，两相间有一公共分界面 ②两相间存在质量交换
③流动是稳定的，在垂直于流动方向的任一截面上，两相均具 有各自的平均流速和平均密度，各点的压力相等
④蒸汽和液体所占据的通道流通面积之和等于通道的总流面积 （2）建立均匀流模型两相压降表达式的前提是： 汽相和液相的流速相等
两相间处于热力学平衡状态 使用规定得恰当的经验摩擦系数
48. 孔板： 可以用来测量两相流的流量；经过标定的孔板还可以在测量压差的基础上测定 汽液混合物的含汽量
49. 下降段中和上升段中提升压降的代数和所产生的差额部分是回路的驱动压头
在该压头的推动下，水就沿着下降段向下流，而汽水混合物则沿着上升段向上流，形成 自然循环
50. 克服上升段压力损失后的剩余驱动压头称为有效压头
(1)t f f f x W A V ρ-=（1）
t g g g
xW A V ρ
=（2）
1f g g g f f A
V x A V x
ρρ-=（3） 11g f g f g A
A A A
A α==
++
1
11f g v x S x v α=
⎛⎫-⎛⎫+ ⎪ ⎪ ⎪⎝⎭⎝⎭
51. 自然循环的建立条件：①驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失； ②自 然循环必须是在一个连续流动的回路中进行，如果中间 被隔断，就不能形成自然循环 52. 自然循环水流量可以用差分法和图解法得到 （1）差分法
通常是将水循环方程
式dc e p p ∆=∆用回路各段的平 均密度ρ写成差分方程的形式 然后求解
e p ∆和dc p ∆两者都是系统流
量in w 的函数，写成差分方程的 形式然后求解
当上升段内的释热量及其分布 以及系统的结构尺寸确定后，
用改变系统水流量的办法可 以得到不同流量下的有效压头e p ∆ 选定坐标后，可以画出e p ∆随
in w 的变化曲线。

用同样的方法于同一坐标中画出下降段 的dc p ∆与in w 之间的关系
式。

这两条曲线的交点就是水循环方程式的解 交点的横坐标in w 就是所要求的系统自然循环水流量
53. 差分法当流体自系统中流出的速率不再受下游下降的影响时，这种流动就称为临界流 或阻塞流。

临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要，因为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。

临界流量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 54. 对于单相流，确定某一截面发生临界流的两个等价条件是： 临界截面的流速等于声速； 临界截面的上游流动不受下游压力下降的影响 55. 两相临界流的特点：
流体的压力沿通道下降的同时，还将伴随发生相间的质量、动量和能量的交换
液相部分的扩容汽化，导致含汽量的不断变化，继而出现不同的流型，特别是当快速膨 胀时还会出现相间的不平衡。

这些因素的存在，都大大增加了研究两相临界流的困难 56. 长通道中的滑移平衡模型假设:
流动为环状流，汽相的平均流速和液相的平均流速不相同 汽液两相处于热力学平衡状态
当质量流量不再随下游压力的降低而增加时就达到临界流 对于一给定的质量流量和含汽量，压力梯度达一有限最大值
57. 短通道中的临界流：
①通道把L/D<12的通道作为短通道处理
②在长通道中，热平衡的假定是成立的，然而通过孔板或接管的排放，热平衡就不能达 到
③对于短通道，因为缺少能生成汽泡的核心，表面张力又阻碍汽泡的生成，而且还因为 传热上的困难，突然汽化就会推迟发生，从而造成液体的过热，这种现象叫做亚稳态 ④高温高压水通过孔板或接管的快速喷放时就可能发生亚稳态
58. 流动不稳定性：是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。

流动不稳定性不仅在热源有变动的情况下发生，而且在热源保持恒定的情况下也会发生 59. 不允许出现流动不稳定性的原因：
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荡，导致部件的疲劳损坏 ②流动振荡会干扰控制系统
③流动振荡会干扰控制系统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
60. 流量漂移也称为水动力学稳定性，其特点是系统内的流量会发生非周期的漂移
61. 防止水动力不稳定性的措施：①选用大流量下压头会大大降低的水泵，以满足水动力 稳定性准则；②消除曲线中的()0/<∂∆∂w p t 的区段 a 、在通道进口加装节流件，增 大进口局部阻力 b 、选取合理的系统参数。

系统的运行压力越高，两个相的比体积就 相 差得越小，流动就越稳定。

62. 流型不稳定性是在流动工况接近泡状流与环状流的转换点时发生的。

系统的出口含汽量选择得合理，该不稳定性是可以避免的 通常压水堆在低于转换点的出口含汽量下运行；而沸水堆则在高于转换点的出口含汽量 下运行
63. 蒸汽爆发不稳定性：它是由于液相的突然汽化导致混合物密度急剧下降而引起的
这种不稳定性在反应堆事故工况的再淹没阶段是很有用的，它有助于燃料元件快速冷却下来。

64. 管间脉动：并联通道间发生的一种流动不稳定性，称为管间脉动
65. 影响管间脉动的主要因素是：①压力。

压力越高，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，流动也就越稳定。

③热流密 度。

热流密度越小，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
66. 密度波振荡：在受热通道中，进口流量的微量减小，将使流体的出口焓值增加，空泡 份额上升，因而引起流体的出口密度下降
增加进口阻力、提高系统压力和增大质量流密度有助于改善系统的不稳定性 67. 压降振荡：当系统存在可压缩体积以及系统运行在接近水动力特性曲线的负斜率区时， 有可能发生压降振荡
第五章 堆芯稳态热工分析
68. 就压水堆而言，造成流量分配不均匀的原因主要有：①进入下腔室的冷却 剂流，不可避免地会形成许多大大小小的涡流区，从而有可能造成各冷却剂 通道进口处的静压力各不相同； ②各冷却剂通道在堆芯或燃料组件中所处 的位置不同，其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样； ③燃料 元件和燃料组件的制造、安装的偏差，会引起冷却剂通道流通截面的几何形 状和大小偏离设计值； ④各冷却剂通道中的释热量不同，引起冷却剂的温 度、热物性以及含气量也各不相同，导致各通道中的流动阻力产生显著的差 别
69. 为了在安全可靠的前提下尽量提高反应堆的输出功率，在进行热工设计之 前，必须预先知道堆芯热源的空间分布和在各个冷却剂通道内的冷却剂流 量。

70. 如果相邻通道的冷却剂之间不存在质量、动量和能量的交换，就称这些通 道为闭式通道。

71. 积分功率输出最大的冷却剂通道通常就称为热管或热通道； 72. 某一燃料元件表面热流密度最大的点就称为热点
73. 热管和热点对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。

74. 堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因子N q F 来表示，有时也称 热流密度核热管因子。

max N
N N
q
R Z
q F F F q
==堆芯最大热流密度＝堆芯平均热流密度
75. 热管和平均管中冷却剂焓升的比值，称为焓升核热管因子。

用N H F ∆表示。

76. 热流密度工程热点因子 E q F
焓升工程热管因子E H F ∆
77. 同时考虑核和工程两方面因素后，热管和热点的定义为：热管是堆芯内具有最大焓升 的冷却剂通道。

热点是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点。

78. 降低热管因子和热点因子的途径:从核和工程两方面着手。

①沿堆芯径向装载不同富 集度的核燃料 ②在堆芯周围设置反射层 ③在堆芯径向不同位置布置一定数量的控 制棒和可燃毒物棒 ④合理地控制有关部件地加工及安装误差 ⑤兼顾工程热管因子 和工程热点因子数值地减少和加工费用地增加
79. 乘积法：就是指把所有最不利的工程偏差都同时集中作用在热管或热点上。

80. 混和法：把工程误差分为非随机误差和随机误差两大类，先分别计算各类误差，最后 再把它们综合起来。

81. 核电厂反应堆热工参数的选择：
从提高动力循环热效率t η来降低电能成本
从提高堆芯的功率密度来降低电能成本
从增加核燃料的燃耗深度来降低电能成本
从减少核电厂的厂用电来降低电能成本
82. 单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法
商定有关热工参数→确定燃料元件参数→根据热工设计准则中规定的内容进行有关的 计算→堆稳态热工设计的技术经济评价→堆热工设计中的热工水力实验
83. 堆热工设计中的热工水力实验
热工实验：
临界热流密度实验 max N H h F
h ∆∆=∆热管最大焓升＝堆芯平均管焓升,max ,max h E q
n q F q 堆芯热点最大热流密度＝＝堆芯名义最大热流密度,max ,max h E
H n h F h
∆∆∆堆芯热管最大焓升＝＝堆芯名义最大焓升
测定核燃料和包壳的热物性以及燃料与包壳之间的气隙等效传热系数。

水力实验
堆本体水力模拟实验
燃料组件水力模拟实验
测定相邻冷却剂通道间的流体交混系数
测定堆内各部分冷却剂的旁通流量
测定冷却剂过冷沸腾和饱和沸腾时的流动阻力系数
测定冷却剂在沸腾工况下的流型及空泡份额
管内流动沸腾时的流动稳定性研究等
84.子通道的划分常采用以下三种方法：①将整个堆芯按其形状、功率分布对称情况。

只
取部分子通道进行计算
②把计算分两步进行。

第一部先按燃料组件对整个堆芯划分子通道，找出最热燃料组
件；第二步再对最热燃料组件划分子通道，求出其在不同高度上的冷却剂流速和焓以及燃料元件最高中心温度，在水堆中还要算出最小烧毁比。

③这种方法和第二种相似，但子通道划分较灵活。

在可能是热组件的附近位置上划分
细些，反之则划分粗些。

85. 采用两步法子通道模型求解的步骤大致如下：①第一步称为全堆性分析，通常以一
个燃料组件为一个子通道，根据堆芯对称情况可以只计算全堆1/4或1/8的燃料组件。

②确定了堆芯入口参数后，就可以对四个基本方程进行求解了。

③计算得到第一步长
口处的最后一步长。

④为了加速收敛，可用逐次逼近法来选取横流速度。

⑤在全堆性分析找出最热组件后，把最热组件按各燃料元件棒划分子通道，利用燃料组件的对称性，选取热组件横截面的1/2、1/4或1/8进行计算。

第六章堆芯瞬态热工分析
86. 核反应堆热工分析的核心任务，就是要预计在各种运行瞬变故障和事故
工况下反应堆及其热力系统内运行工况和热力参数的变化过程和变化幅度.
为各道安全屏障的设计提供依据，以确保各道屏障不受破坏，并且此来确定运行参数允许变化的最大范围和反应堆保护系统的安全值
87.要计算分析的主要内害是，①一回路冷却剂的压力、温度、流量、液位. 两相流的含汽量、空泡份额、流动型式等。

②堆芯内冷却剂流动和传热工况. 燃料包壳和铀芯的温度变化过程和变化幅度，③如果冷却剂从一回路大量泄漏到安全亮内，则需要预计量全亮内气体的压力和温度的变化过程.
88.四类电厂工况：①正常运行和运行瞬变，包括反应堆的启动、功率调节、
停堆、换料等②中等频率故障③稀有故障④极限事故
89.压水堆最严重的未能紧急停堆的预期瞬态工况：①由于厂外电源丧失而产
生的冷却剂流量丧失；②稳压器安全阀打不开；③在有功率运行下抽出控制棒；④给水流量丧失；⑤某个反应堆冷却剂泵转速下降；⑥蒸汽负荷大幅度上升。

90.从两个方面保证失流事故时的安全：一是尽快紧急停堆，即缩短停堆保护
信号延迟时间和控制棒下落时间。

二是设法减缓事故后临界流密度下降速度。

91.一回路压力边界的任何地方发生破损，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。

对于水冷堆也叫失水事故。

92.
93.双端断裂的危害：
第一章绪论
94. 热工分析的最基本要求的安全.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。

95. 反应堆热工分析研究的主要内容是分析燃料元件内的温度分布、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。

补充部分
1. 堆芯设计要求：1堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯铀最大的功率输出2尽量减少 堆内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流 动阻力4
2. 冷却剂要求：1中子吸收截面小，感生放射性小2良好的热物性3粘度低、密度高4辐 照稳定性、热稳定性好5相容性好6慢化能力要与堆型匹配7成本低、使用方便
3. 沸腾危机：元件包壳可能被烧毁的那个沸腾状态或即DNB 条件称为沸腾危机。

4. 临界热流密度的影响因素：1冷却剂质量流密度2含气率x3冷却剂运行压力4入口欠热 度5通道入口长度
5. 输出功率极限值影响因素：1燃料元件最高工作温度2冷却剂传热性能3热工参数的选 择4堆芯功率分布
6. 热管：在所有不利因素全部发生的情况下，致使其积分功率输出最大，冷却焓升最高， 这种热工状态最不利的冷却剂通道叫热管；
7. 热点：堆内某一燃料元件表面热流密度最大的点。

8. 堆芯热流密度分布不均匀的原因：1中子通量分布不均匀2燃料核密度不均匀
影响堆芯功率分布的因素：1燃料布置2控制棒3反射层4水汽空泡的影响5核燃料的 自屏效应
9. 降低核热点因子、核热管因子的方法：1利用不同的浓度的核燃料分区装料2设置反射 层3安装控制棒和可燃毒物棒。

10. 降低工程热点因子、工程热管因子的方法：1合理确定有关部件的加工和安装精度2 精心进行结构设计和水利模拟实验3加强相邻燃料通道间的冷却剂的交混。

11. 体积释热率：在单位时间内堆芯某点附近的单位体积燃料所释放的能量称为该点的体 积释热率
12. 压水堆设计步骤概要：1确定热工设计的热功率2确定燃料类型、元件与栅格参数3 确定堆内最大允许热流密度4确定热点因子和平均热流密度5确定堆芯总传热面积6 燃料元件的总长度、总装量7对新的形状和尺寸8安全校验。

13. 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
14. ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。

15. 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
16. 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
17. 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。