反应堆热工思考题
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。
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
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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
反应堆热工水力学作业解答
反应堆热工水力学作业参考答案第一章 绪论1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何？答：未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为︒±152805C 。
辐射以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀的熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多。
熔点随燃耗增加而下降的数值约为：燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀，熔点下降32°C 。
二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ，但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值。
加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。
热导率：①未经辐照的二氧化铀，可以粗略的认为，温度在1600°C 以下，热导率随着温度的升高而减小，超过1600°C ，二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。
②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是：热导率随着燃耗的增加而减小。
应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系，大体来说，温度低于500°C 时，辐照对热导率的影响比较显著，热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降，大于500°C 时，特别是在1600°C 以上，辐照的影响就变得不明显了。
③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响，随着氧铀比的增加，氧化铀的热导率将显著减小。
二氧化铀的比热可以表示成温度的函数：在25°C ＜t ＜1226°C 的情况下， 262)15.273/(1061051.238.304+⨯-⨯+=-t t c p在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下，41036231059.11012.11071.2789.225.712t t t t c p ---⨯-⨯+⨯-+-=在上面两式中，p c 的单位是)·/(C kg J ︒，t 的单位是C ︒。
1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么？答：在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性：① 中子吸收截面小，感生放射性弱② 具有良好的热物性（比热大，热导率大，熔点低，沸点高，饱和蒸汽压力低等），以便从较小的传热面带走较多的热量。
热工设备思考题(答案)
说明：1、本人略微看了一下，并稍微整理了一下。
答案较为完善，但也存在些许瑕疵，大家还是要多参照教材，不懂的、有疑问的都要严谨对待。
2、凡参考本文档的兄弟姐妹都应怀着一颗感恩的心，感谢无机非0703班全体同学辛苦整理。
3、凡有什么建议或可以完善的地方，欢迎大家传文档到我这边来。
最后祝大家生活愉悦，学习进步，工作顺利！谢谢！张海梁2010-05-16第2章水泥P173：2.1水泥熟料烧成技术的发展历程是什么？与其他回转窑相比，为什么NSP窑在节能、高产方面具有优势？答：水泥熟料烧成技术发展历程：从立窑到传统干法回转窑，到湿法回转窑，到立波尔窑，再到新型干法水泥回转窑系统。
窑外预分解窑的优点主要体现在：一是在流程结构方面：它在SP窑的悬浮预热器与回转窑之间增加了一个分解炉。
分解炉高效的承担了原来主要在回转窑内进行的大量CaCO3分解的任务，缩短回转窑，减少占地面积、减少可动部件数以及降低窑体设备费用；二是在热工过程方面：分解炉是预分解窑系统的第二热源，小部分燃料加入窑头、大部分燃料加入分解炉。
有效地改善了整个窑系统的热力布局，从而大大减轻了窑内耐火衬料的热负荷，延长窑龄。
另外减少了NOX（有害成分）的含量，有利于保护环境。
三是在工艺过程方面：将熟料煅烧过程中热耗量最大的CaCO3分解过程移至分解炉内进行后，燃料燃烧产生的热量能及时高效的传递给预热后的生料，于是燃烧。
换热及CaCO3分解过程得到优化熟料质量、回转窑的单位容积产量。
单机产量得到大幅提升烧成热火也因此有所降低，也能够利用一些低质燃料。
P173：2.2某旋风预热器的符号写成2-1-1-1-1是什么含义？2-2-2-2-2又是什么含义？答：单列，一级有2个旋风筒，其余各级均有1个；双列，各级都有2个旋风筒。
P173：2.3在表示旋风筒级数的符号中，1，2，3，4，5和Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ，Ⅴ这两种类型的数字符号，一般来说有什么区别？旋风筒通常用字母C表示，例如C1，C2…；CⅠ，CⅡ，…。
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。
反应堆热工水力学答案
反应堆热工水力学答案引言反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。
它关注的是核反应堆如何通过热传递和流体循环来实现有效的热力学过程。
在本文档中，我们将回答关于反应堆热工水力学的一些常见问题，包括热传递机制、流体流动模型以及控制措施等方面。
问题一：什么是反应堆热工水力学？反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。
它关注的是如何通过热传递和流体循环来实现核反应堆的热动力学过程。
反应堆内部热工水力学的研究可以帮助我们理解反应堆的热效率、冷却系统的稳定性以及安全控制措施的制定。
问题二：反应堆热工水力学的主要研究内容有哪些？反应堆热工水力学主要研究以下几个方面：1.热传递机制：反应堆中的热能是如何通过传导、对流和辐射等方式传递的？熔盐堆、压水堆和沸水堆的热传递机制有何不同？2.流体流动模型：反应堆内部的流体流动如何影响热传递过程？如何建立流体流动的数学模型以预测系统的热力学行为？3.控制措施：在反应堆运行过程中，如何通过合理的控制措施来优化热工水力学性能？如何调整循环泵的流量、控制冷却剂的温度和压力等参数？问题三：反应堆热工水力学中常用的数学模型有哪些？在反应堆热工水力学研究中，常用的数学模型包括：1.热传递模型：热传递模型通常基于传热方程，考虑传导、对流和辐射等热传递机制。
通过建立热传递模型，可以预测反应堆内部的温度分布和热能传递效率。
2.流体流动模型：流体流动模型通常基于流体力学方程，考虑质量守恒、动量守恒和能量守恒等基本原理。
通过建立流体流动模型，可以描述反应堆内部的流体流动行为，预测压力分布和流速分布等参数。
3.控制模型：控制模型通常基于控制理论，考虑反应堆的动力学响应和控制器的反馈机制。
通过建立控制模型，可以设计合适的控制策略来优化反应堆的热工水力学性能。
问题四：反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有何影响？反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有着重要的影响：1.运行优化：通过研究反应堆的热工水力学特性，可以快速定位问题，并采取相应的措施来提高反应堆的热效率和安全性。
课后习题-反应堆热工相关计算
Assignment IIExtent Assignment:(1)请分别计算M310和AP1000堆芯内燃料棒的线功率q l 、热流密度q w 以及体积释热率q v 。
注：请通过查找文献确定稳态运行时相应堆芯内燃料棒的q l ，然后再根据其与q w 和q v 的关系进行计算。
A.平均每根燃料棒线功率q l 的计算原始数据由资料[1]知，AP1000有2热段、4冷段。
由资料[2]，单条冷段流量为17886m 3/h ，根据物性参数软件算得总质量流量为15176kg/s ；单条热段流量为40348m 3/h ，总质量流量为15181kg/s 。
为计算简便，取流经堆芯的流量为二者算术平均，即W =15179kg/s 。
冷段温度为280.7℃，视为堆芯进口温度t f,in ；热段温度为321.1℃，视为堆芯出口温度t f,ex 。
活性区高度为4.27m ，视为外推高度L Rr 。
额定功率P e =3415MW 。
由资料[3-5]可知，M310有3环路，堆芯体积流量为23790*3m 3/h ，合质量流量W =15139kg/s 。
进出堆芯温度分别为t f,in =292.4℃和t f,ex =327.6℃。
取堆芯外推高度为燃料棒活性高度，即L Rr =3.66m 。
额定功率P e =2905MW 。
取水的定压比热容为c p =6.6kJ/(kgK )，燃料棒数41448157264=⨯=n 。
计算平均每根燃料棒的线功率q l 可由[6]中提供的公式得来：in f ex f f pRr l t t t Wc L nq ,,)0(2-=∆=π⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛=Rr l l L z q z q πcos )0()(得⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛∆=Rr Rr p f l z Wc t z q ππcos )(。
对于AP1000，代值计算得()z q AP l 736.0cos 1059.341000,⨯=，对于M310，代值计算得()z q M l 858.0cos 1064.34310,⨯=。
01a-《核反应堆物理基础》教材思考题
《核反应堆物理基础》教材思考题参考答案第一章思考题：1、试根据核力的特性解释稳定核素的中子-质子数目比会随着质子数的增加而逐渐从1变成大于1。
[解答]：A<40时，β稳定綫近似为直线，N/Z=1，这些核素比较稳定；对于A>40，由于随质子数Z的增大，长程的库仑排斥力加大，需要较多的中子来抵销库仑效应，所以β稳定綫的中/质比变成大于1。
2、既然宏观截面代表一个中子在介质中穿行单位距离与介质原子核发生相互作用的概率，那么，若宏观截面大于1，有何物理意义？[解答]：宏观截面并非是用百分数来表示的一般意义上概率，而是表示一个中子与单位体积内所有靶核发生某类核反应的概率，亦即一个中子在介质中每单位穿行距离上与靶核发生某类核反应的概率。
如果宏观截面大于1，则说明中子与靶核发生某类核反应之前可能的自由飞行的平均距离小于1cm。
3、我们知道中子的散射平均自由程代表中子在介质中与介质原子核前后发生两次碰撞时平均穿行的距离，那么，吸收平均自由程又怎么解释呢？[解答]：吸收平均自由程就是中子与靶核发生吸收核反应之前可能的自由飞行的平均距离。
4、有什么办法可以减少慢化过程中铀-238对中子的共振吸收？[解答]：当燃料和慢化剂作非均匀布置时，可减少中子在慢化过程中铀-238核对中子的共振吸收，即有较大的逃脱共振吸收几率，原因如下：1）由于燃料芯块对共振能量的中子有屏蔽作用（自屏效应），燃料核吸收共振中子的能力下降。
这是因为共振中子主要在慢化剂中产生，随后入射到燃料芯块上，所以首先为芯块表层的的U-238核所吸收（σr U-238很大），所以，在芯块内的共振中子通量密度急剧下降。
2）当燃料芯块之间的距离足够大时，慢化到共振能量的中子与燃料核的碰撞几率就要比均匀系统的小，而与慢化剂核的碰撞几率却增加了。
中子与慢化剂核碰撞后，能量往往就直接降到共振能量以下了。
5、试运用四因子模型，分析以下因素对反应堆有效增殖系数的影响：1）提高核燃料的富集度；2）向反应堆内引入吸收体；3）把包裹在堆芯外的中子屏蔽/反射层移走；4）把反应堆内的液体慢化剂排走。
热工基础思考题答案
热⼯基础思考题答案思考题第⼀章1.平衡状态与稳定状态有何区别？热⼒学中为什⼳要引⼊平衡态的概念？答：平衡状态是在不受外界影响的条件下，系统的状态参数不随时间⽽变化的状态。
⽽稳定状态则是不论有⽆外界影响，系统的状态参数不随时间⽽变化的状态。
可见平衡必稳定，⽽稳定未必平衡。
热⼒学中引⼊平衡态的概念，是为了能对系统的宏观性质⽤状态参数来进⾏描述。
2.表压⼒或真空度能否作为状态参数进⾏热⼒计算？若⼯质的压⼒不变，问测量其压⼒的压⼒表或真空计的读数是否可能变化？答：不能，因为表压⼒或真空度只是⼀个相对压⼒。
若⼯质的压⼒不变，测量其压⼒的压⼒表或真空计的读数可能变化，因为测量所处的环境压⼒可能发⽣变化。
3．当真空表指⽰数值愈⼤时，表明被测对象的实际压⼒愈⼤还是愈⼩？答：真空表指⽰数值愈⼤时，表明被测对象的实际压⼒愈⼩。
4. 准平衡过程与可逆过程有何区别？答：⽆耗散的准平衡过程才是可逆过程，所以可逆过程⼀定是准平衡过程，⽽准平衡过程不⼀定是可逆过程。
5. 不可逆过程是⽆法回复到初态的过程，这种说法是否正确？答：不正确。
不可逆过程是指不论⽤任何曲折复杂的⽅法都不能在外界不遗留任何变化的情况下使系统回复到初态，并不是不能回复到初态。
6. 没有盛满⽔的热⽔瓶，其瓶塞有时被⾃动顶开，有时被⾃动吸紧，这是什⼳原因？答：⽔温较⾼时，⽔对热⽔瓶中的空⽓进⾏加热，空⽓压⼒升⾼，⼤于环境压⼒，瓶塞被⾃动顶开。
⽽⽔温较低时，热⽔瓶中的空⽓受冷，压⼒降低，⼩于环境压⼒，瓶塞被⾃动吸紧。
7. ⽤U形管压⼒表测定⼯质的压⼒时，压⼒表液柱直径的⼤⼩对读数有⽆影响？答：严格说来，是有影响的，因为U型管越粗，就有越多的被测⼯质进⼊U型管中，这部分⼯质越多，它对读数的准确性影响越⼤。
第⼆章绝热刚性容器，中间⽤隔板分为两部分，左边盛有空⽓，右边为真空，抽掉隔板，空⽓将充满整个容器。
问：⑴空⽓的热⼒学能如何变化？⑵空⽓是否作出了功？⑶能否在坐标图上表⽰此过程？为什么？答：（1）空⽓向真空的绝热⾃由膨胀过程的热⼒学能不变。
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起至什么促进作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包含哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆上采用的核燃料天然度为什么可以比压水堆的高？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆上与压水堆较之存有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆上与热中子堆上较之存有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.电路式空调堆上与池式饷冷堆的主要区别就是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆上内采用的燃料天然度为什么必须比热中子反应堆的高？第二章思考题1.详述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐ij?3.表述蔓延长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.详述反应性负温度系数对反应堆运转安全的促进作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么就是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.详述Chlorophyta中子对反应堆的促进作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不轻易用金属铀而要用陶瓷u02作燃料？3.简述u02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.详述u02芯块中核裂变气体的产生及释放出来情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料存有哪些基本建议？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓弄错合金的氢脆效应，引发氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么就是u02燃料芯块的红肿现象，应当实行什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架使用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用做控制棒的材料存有什么基本建议？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.直观表明ag-in-cd掌控材料的核特性。
核反应堆热工分析答案2008
份额发生周期性变化，导致两相混合物的密度发生周期性变化。随着流体的 流动，形成周期性的两相混合物密度波动传播，称为密度波不稳定性。3 分 二、简答题 （每题 6 分，共 30 分） 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
f g 1 x f
0.25
四、计算题（20 分）
q 解：由 J t w t s 25 6 10 t w,ONB q t s 25 6 10
0.25 0.25
p exp 可得 6.2
一、名词解释，每题 3 分 1 热管：单纯从核的原因来看，堆芯内积分功热率输出最大的冷却剂通道；同 时考虑核和工程两方面的因素后，热管是堆芯内具有最大焓升的冷却剂通道 （有此句话，即正确） 。3 分 2 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 3 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。3 分 4 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。 （或写出分离流的假设，都对）3 分 5 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 6 空泡份额：在某一横截面节上，汽相的面积与汽液两相混合物的总面积的比 值。3 分 7 两相流流型：汽相和液相在空间上的拓扑结构分布，共包括泡状流、搅拌流、 弹状流、弥散流和环状流等。3 分 8 积分导热率：芯块内的热导率随温度的变化不是线性的，对 k (T )dt 直接积
《核反应堆热工分析》复习资料.docx
《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—半•设备®二重•沸酬咏球中充修加•化（整）, . 群仲气财：• 具有• 4^5^） .•建造同I 腿 d 年）,造价便宜表1-1各种反应堆的基本特征堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集压水堆 热中子 H 2O H 2Ouo 2 3%左右 沸水堆 热中子 H 2O H 2O uo 2 3%左右重水堆 热中子 D 2OD 2O uo 2天然铀或高温气冷堆热中子 石墨 嬴气 UC.T11O 2 7 〜20% 钠冷快堆快中子无液态钠UO2/P11O215〜20%）南华大学 班级：核工程与核技术064班 学号：（20064530421）姓名：李军《核反应 堆热工分析》复习资料 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D20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°C,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。
反应堆热工水力学课后习题(重要的)..
1、某电厂凝汽器真空计读数为0.5 at，环境压力为1 atm，试问凝汽器的绝对压力为多少MPa？多少bar？
2、某管道水温为582.5 ºF，相当于摄氏温标多少度？热力学温标多少度？
2、某容器中水的压力为5 000Pa，比体积v = 25.38 m3/kg，求此容器中水的状态及t、h的值。
2.1
2.2
3.1求1600℃下97%理论密度的UO2的热导率，并与316℃下金属铀的热导率做比较。
3.3假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2，慢化剂为重水D2O, 慢化剂温度为260℃，并且假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都适用1/v定律。
试计算中子注量率为10131/（cm2·s）处燃料元件内的体积释热率。
4.1
1.热导率为常数
2.k不是常数，要用积分热导法
4.4
4.5
4.6
5.6
7.1
7.4。
智慧树答案反应堆热工水力学知到课后答案章节测试2022年
第一章1.影响单相强迫对流传热系数的主要因素有（）答案:流体的物理性质;通道几何形状;流体流动的状态2.自然对流换热强度主要取决于壁面状态。
（）答案:错3.一回路主冷却剂管道小破口事故会导致管道内液体闪蒸。
（）答案:对4.结合所学知识，在大容积沸腾实验中，从实验装置安全的角度来思考，是应该着重监控壁面加热热流密度，还是壁面温度呢？（）答案:壁面温度5.均匀裸堆模型仅做了活性区外没有反射层的简化。
（）答案:错6.当流体流通截面突然扩大时，压降和静压力如何变化。
（）答案:产生一个负压降，流体的静压力有所回升7.一回路循环系统总压降主要包括（）。
答案:摩擦压降;形阻压降;加速压降;提升压降8.以下哪种说法是不正确的（）。
答案:堆芯各冷却剂通道流量的不均匀程度通常用理论分析求出。
9.考虑流量再分配时的焓升工程热管因子时，认为热管和平均管的物性参数近似相等。
（）答案:对10.停堆后主要采取哪些措施保证保证反应堆堆芯安全（）答案:增加主泵叶轮转动惯量;依靠自然循环带走堆芯热量;依靠安注系统排出堆芯余热;依靠主冷却剂系统排出堆芯余热第二章1.慢化剂中所产生的热量不包括（）答案:和中子发生（n，α）反应或（n，γ）反应后的放出的能量2.以下哪种能量不属于瞬发裂变能量（）答案:裂变产物衰变的γ射线能3.以下哪项不是燃料分区装载方式的优点（）答案:提高了堆芯中心区域中子通量密度水平4.圆柱形均匀裸堆半径为R，堆芯高度Z，内有一点A径向坐标R，轴向坐标Z/3，已知N=7错，最大中子通量U-235微观裂变截面为582错忽略外推长度，求A点体积释热率（）其中，1eV=1.6错工程中答案:1.58735.慢化剂中所产生的热量主要包括（）。
答案:吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量;吸收各种γ射线的部分能量;中子慢化释放的能量6.影响堆芯功率分布的因素有（）。
答案:燃料自屏效应;水隙及空泡;结构材料;燃料装载;反射层;控制棒7.7控制棒内的热源来自（）。
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、AP1000B、EPRC、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C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合D、山东威海采用的是华龙一号堆型8下列关于重水堆描述正确的有：A、中子利用率高B、重水作慢化剂C、废料中含235U极低，废料易处理D、天然铀作燃料9下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源B、堆芯无慢化材料C、需用高浓铀作燃料D、中子裂变截面大10关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义B、其安全性和经济性更加优越C、废物量极少、无需厂外应急D、具有防核扩散能力1WWER 反应堆以100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。
反应堆热工水力学第三版课后答案
反应堆热工水力学第三版课后答案1. 在核反应堆中，为了使快中子的速度减慢，可选用作为中子减速剂的物质是 [单选题] *A、氢B、镉C、压力容器D、水(正确答案)2. 核反应堆中的石墨起____________作用,从而使裂变反应得以实现。
控制棒镉_______，控制中子数量，从而控制链式反应的速度 [单选题] *A、使中子加速、吸收中子B、使中子加速、放出中子C、使中子减速、吸收中子(正确答案)D、使中子减速、放出中子3. 控制棒抽出反应堆，可以_________链式反应. [单选题] *A、减慢B、加快(正确答案)C、停止D、不影响4. 核反应堆主要构造有燃料棒、_______ _________、冷却系统和防护层。
[单选题] *A、催化剂、加热棒B、加速剂、控制棒C、减速剂、控制棒(正确答案)D、减速剂、加热棒5. 利用反应堆中的核燃料裂变放出的___________转变为____________的发电厂叫做核电站 [单选题] *A、电能、核能B、化学能、电能C、内能、电能D、核能、电能(正确答案)6. 反应堆中的核燃料发生链式反应时，释放出大量_______，通过热交换器将核能转化为水蒸气的________，蒸汽推动汽轮机转动，将内能转化为_________，汽轮机带动发电机转动，将机械能转化为_______。
[单选题] *A、核能、内能、电能、机械能B、化学能、内能、电能、机械能C、核能、内能、机械能、电能(正确答案)D、化学能、内能、机械能、电能7. 核电站设置了_______道屏障，核电是_________的能源。
[单选题] *A、四、经济干净安全(正确答案)B、四、经济干净但不安全C、三、经济安全但不干净D、三、安全干净但不经济8. 现已建成的核电站发电的能量来自于 [单选题] *(A)天然放射性元素衰变放出的能量(B)人工放射性同位素放出的能量(C)重核裂变放出的能量(正确答案)(D)化学反应放出的能量9. 在原子核的人工转变中，常用中子作为轰击原子核的“炮弹”，主要原因为 [单选题] *A、中子易获得较大的能量B、中子速度大C、中子体积小D、中子不带电(正确答案)10. 有关核电站发电过程中的能量转化情况，下列说法中正确的是[单选题] *(A)发电机是将电能转化为机械能(B)汽轮机是将内能转化为机械能(正确答案)(C)核电站是利用核聚变释放的核能(D)核电站是利用化学反应释放的核能。
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11010d V Re ρµ=，查表4-1得到工业用钢管的粗糙度0046.mm ε=，故可算出1d 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2111112f 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211211222A d V V V A d ==计算雷诺数22020d V Re ρµ=，根据2d 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2222222f L V p f d ρ∆=（4）计算回路的摩擦压降：12f 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。
对试验段，进口温度1260f ,in t C =°，出口温度1300f ,out t C =°，主流温度1112f ,in f ,outf t t t +=。
根据运行压力16p MPa =，试验段主流温度1f t ，查表得水的密度1ρ，粘性系数1µ，普朗特数1Pr 和比热1p c 。
核反应堆热工分析复习
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。
2、裂变能近似分布：总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R 射线能量 13是缓发B 和R 射线能量 同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。
3、堆芯功率分布和因素：径向贝塞尔函数 轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡第三章 堆的传热过程4、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。
5、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。
6、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。
7、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。
8、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。
9、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。
10、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。
11、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。
12、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 flux13、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 boiling14、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。
15、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；16、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。
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反应堆热工分析思考题（仅供参考）第二章堆的热源及其分布1．试述堆的热源的由来及其分布？答：堆的热源来自于核裂变过程种释放的能量；其分布与堆的类型，堆芯的形状，以及堆内燃料，控制棒，慢化剂，冷却剂，反射层等的布置有关，也与时间有关。
裂变碎片的动能约占84%，还有裂变中子，裂变产物衰变的r射线，β射线能，过剩中子引起的非裂变反应加反应产物的衰变能。
2．影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例，简述他们各自对功率分布的影响。
答：a）燃料；采用均匀装载方案，中心区域会出现一个高的功率峰值，降低平均燃耗。
采用分区装载的方案，即最高富集度在最外区，最低富集度燃料在中心区，中等富集度燃料位于外区和中心区之间，这样有利与功率展平。
b) 控制棒；合理的布置控制棒能够使堆的径向功率得到展平，但是会给轴向功率分布带来不利影响。
寿期末，由于控制棒的提出，并且堆芯顶部的燃耗较低，中子通量分布就向顶部歪斜。
c) 水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使该处的中子通量上升，因而水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率的不均匀程度。
空泡的存在会使反应堆反应性下降，这种效应在事故工况下尤为显著，因而空泡的存在能减轻某些事故的严重性。
3．如何计算控制棒，慢化剂和机构材料种的释热率？答：A）控制棒；控制棒中的总的释热率是两项的总和，即吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α），或（n,γ）反应所产生的热量的全部或一部分。
B）慢化剂；慢化剂中的主要热量是裂变中子的慢化，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。
C）结构材料；热量来源几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ辐射。
4．核反应在停堆后为什么还要继续进行冷却？停堆后的热源主要由哪几部分组成，他们各自的特点和规律是怎样的？答：A）反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式反应虽然随即中止，但还是有热量不断的从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此必须采取一定的措施将这些热量到处，防止破坏燃料元件；B）这些热量一部分来源于燃料棒内储藏的显热，还有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。
铀棒内的显热和剩余中子的衰变热大约在半分钟内传出，其后的冷却完全取决与衰变热。
5. 试以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前的百分数。
大约在停堆后多久剩余裂变可以忽略，这时裂变功率占总功率份额是多少？答：衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
大约半分钟后，裂变热传出，这时裂变功率占总功率的0.747%（轻水堆）.6. 如何计算停堆后的功率，以大亚湾核电站为例，试问仅通过自然循环能否带出剩余反应热功率？答：剩余裂变功率加衰变功率（裂变产物的衰变功率加中子俘获产物衰变之和）之和。
7．压水堆换料时，从堆中取出的乏燃料元件一般如何处置，该乏燃料元件在运输途中是否需要冷却，为什么？一般将其防止在储存水池中长期冷却，使短寿命核素衰变。
在运输过程中需要冷却，因为一些长寿期的核素依旧在衰变放热。
第三章堆的传热过程1. 热量从堆内输出需要经过哪几个过程，他们的具体表达式是怎样的？答：热传导，对流换热，辐射传热。
表达式略。
2. 如何判别ONB？它对堆的传热计算有何意义？答：B点以前为不沸腾的自然对流区，B点开始出现气泡。
B点以后的核态沸腾区在较低的壁面温度下可以获得较大的热流密度。
3. 何为沸腾临界，他们的机理是怎样的？压水堆在正常工况下，首先应该防止的是快速烧毁还是慢速烧毁，为什么？而在事故工况下又是怎样？答：A) 由于受热面上逸出的气泡量太大，以至于阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成了一个液体隔离层，从而使传热性能恶化，加热面温度骤升的现象就称为沸腾临界；B) 快速烧毁主要发生在压水堆中，因为压水堆中冷却剂基本处于过冷区或低含气量区。
慢速烧毁则多发生在沸水堆中，因为冷却剂含气量高且处于饱和状态。
4. 过度沸腾，膜态沸腾传热对堆的安全有何意义？答：冷却剂丧失事故中，投入应急堆芯冷却系统后，水注入堆芯并发生再淹没，燃料元件表面迅速出现过冷或低含气量下的沸腾临界之后，依靠过渡沸腾和模态沸腾传热得以冷却。
5. 秦山核电站和大亚湾核电站采取何种型式的燃料元件，为什么？答：陶瓷燃料，典型的压水堆燃料棒由UO2芯块、锆合金包壳、端塞、压紧弹簧及氦气腔组成。
贮气空腔的作用是给裂变气体释放留空间；压紧弹簧的作用是防止运输过程中芯块的窜动。
主要为棒状或管状。
6. 试简述选择燃料元件型式的标准是什么？核潜艇通常采用什么型式的燃料元件。
为什么？答：燃料元件的型式与反应堆的类型和用途相关。
略。
7. 试比较压水堆冷却剂不同的注水方式的优缺点，目前常用的是哪一种方式，理由何在？答：端部注入，中间注入，回流式；大多采用端部注入，回流式一般用于管承压的石墨水冷堆，中间注入结构复杂极少使用。
8. 通常引起压水堆第一道屏障——包壳破坏的原因是什么？如何防止该屏障失效？答：A）氢化引起的局部侵蚀穿孔和脆断、功率剧增引起的芯块-包壳机械和化学相互作用、弹簧松弛引起包壳的振动磨蚀和腐蚀引起的壁厚度减薄以及由于结垢引起包壳局部过热穿孔。
B）选择句号良好核性能，相容性，导热性，力学稳定性，抗腐蚀性，抗辐照性，工艺性和经济性的材料。
9. 何谓可裂变核素，何谓可转换核素，何谓易裂变核素，天然存在的易裂变核素是什么？它占天然铀中的份额多少？答：钍-232和铀-238在快中子轰击下能引起裂变，称为可裂变核素；它们能够分别转化为易裂变核素铀-233和钚-239，所以被称为可转换核素；铀-235，铀-233，钚-239可由任何能量的中子引起裂变，被称为易裂变核素。
这三种核素中只有铀-235天然存在，占天然铀中的比例为0.714%。
10. 对于固体燃料来说，除了能产生核裂变，还必须满足哪些要求？答：良好辐照稳定性；热物性；与包壳的相容性；抗化学腐蚀性；工艺性和经济性。
11. 试比较金属铀与二氧化铀的异同点，它们各自的特点是什么，用途何在？答：金属铀：密度高，热导率大，工艺性能好。
缺点是高温下稳定性不好，高燃耗下尺寸稳定性差，抗腐蚀性差。
二氧化铀：熔点高，高温高辐照下几何形状比较稳定，耐腐蚀，与包壳材料锆合金和不锈钢相容性好。
缺点是导热性能差，热梯度下具有脆性。
金属铀在生产钚和生产动力的双重用途的反应堆中，可用作核燃料。
12. 钠冷快堆选用什么材料作为核燃料，其燃料元件的特点是什么？答：二氧化铀和二氧化钚的陶瓷芯块棒状燃料元件13. 如何选取包壳材料？答：具有良好核性能，相容性，耐腐蚀性，力学性能，辐照稳定性，导热性，工艺性与经济性。
14. 辐照对二氧化铀的影响是怎样的？答：1）燃耗越深，熔点下降越大；2）热导率随燃耗的加深而减小；3）在高温下，二氧化铀出现显著的热蠕变性，但是在还没有发生热蠕变的温度下，裂变氧化物燃料表现出的塑性明显强化，产生裂变诱导蠕变。
4）辐照下，烧结的二氧化铀芯块结构可能会发生“结构再造“现象，再造过程随功率和燃耗的加大而加剧。
5）燃料芯块辐照后会发生肿胀和裂变气体的释放。
15. 简述积分热导率的概念，对棒状芯块，其具体表达式是怎样的，是如何导出的？答：热导率ku随温度的变化不是线性的，因而把ku对t的积分当作整体来看，所以我们把∫ku(t)dt称为积分热导率。
-ku(t)2πrL*(dt/dr)=(πr^2)Lqv;16. 何谓间隙导数，可以用哪些模型进行计算？它们的优缺点各是什么，适用于什么条件？答：包壳与燃料芯块之间存在一定的间隙，间隙的等效传热系数即为间隙导数。
气隙导数模型：忽略对流和辐射传热作用。
适用于低燃耗；缺点：难以确定裂变气体含量和间隙尺寸。
接触导热模型：适用于燃耗深，芯块与包壳接触。
17. 简述数值计算的原理以及如何用有限差分方程解决堆内传热问题？答：最基本的数值计算法是有限差分法，实质是将微分方程变成差分方程，然后求解差分方程，并用差分方程的近似解来代替微分方程的解。
略。
18. 如何求出固体慢化剂的温度分布，如果慢化剂的排列呈正方形，如何用简单的方法求出其温度的最大值？答：略19. 简述热屏蔽热源的由来及其计算。
答：来自堆芯的强辐射（γ射线和中子流）。
可以将其近似为大平板进行计算。
第四章堆内流体的流动过程和水力分析1. 反应堆稳态工况水力计算包括哪些内容？答：1）分析计算冷却剂的流动压降，确定堆芯冷却剂的流量分布以及管道的尺寸，冷却循环泵所需要的输送功率。
2）确定自然循环的输热能力。
3）分析系统的流动稳定性。
2.单相流压降通常由那几部分组成？试以压水堆稳态运行工况为例进行说明.答：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降。
略。
3. 在单相流中，计算非等温流动摩擦压降和未定型流动摩擦压降应注意些什么?答：1）需要考虑边界层内流体粘性系数的改变对摩擦压降所产生的影响；还要考虑从通道进口到出口流体温度改变引起的热物性变化。
2）在进口长度内，流体的摩擦阻力比定型流动的摩擦阻力要大一些。
4. 如何计算带有定位架的棒状燃料元件组件的流动压降？答：一般用Rehme推荐的经验公式进行计算。
5．何谓多相流，单组分两相流，双组分两相流。
酒精和水混在一起流动是两相流么？二氧化碳和空气呢？答：多种物相在同一个系统内的流动称为多相流；相同化学组分的两相流称为单组份两相流；不同化学组分组成的两相流称为双组分两相流；不是；不是；6. 何谓流型，在垂直加热通道中汽水两相流主要存在哪几种流型，研究流型对反应堆热工水力分析有何现实意义？答：在受热通道中，汽水混合物的两相流动可以形成各种各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通常被称为流型；泡状流：液相是连续项，气相以气体的形式弥散在液体中，两相同时沿通道流动。
一般发生在过冷沸腾区和饱和沸腾低含气量区。
弹状流：柱形气泡和块形液团在通道中心部交替出现的流动。
一般出现在饱和沸腾中等含气区。
环状流：液相在管壁上形成一个环形连续流，而连续的气相则在管道中心流动，而液环中还弥散着气泡，气相中也夹杂着液滴。
出现在过冷的稳定膜态沸腾工况。
滴状流：通道中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。
在两相流中，流型与系统的压力，流量，含气率，壁面的热流密度以及通道的几何形状和流动方位有着密切的联系，流型的变更通常表征着动量传递和传热特性的改变。
因而不同的流型在通道内会产生不同点的流动工况，产生不同的流动压降，不同的传热方式和沸腾临界。
7. 什么叫空泡份额，滑速比？在汽水两相中定义了哪三种含气量，它们的含义是什么？在过冷沸腾区x和xe是一回事么？在饱和沸腾区呢，为什么？答：空泡份额α：定义为蒸汽的体积与气液混合物总体积的比值；滑速比S：两相流动中，蒸汽的平均速度Vg,液体的平均速度Vf的比值为滑速比；三种含气量：静态含气量xs，气液混合物内蒸汽量与气液混合物总质量的比值；流动含气量x，蒸汽的质量流量与气液混合物质量流量的比值；热力学平衡含气量xe; xe=(h-hfs)/hfg .h是汽液两相混合物的比焓，hfs 是饱和液体的比焓，hfg是汽化潜热。