反应堆热工水力期末复习资料
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。
反应堆热工水力20个知识点
一.需要掌握的基本概念1.堆内热源的由来和分布特点。
2.体积释热率基本概念和计算方法？3.有限圆柱形反应堆.无干扰.均匀裸堆条件下的功率分布规律？4.影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？5.控制棒中的热源来源是什么？6.热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？7.反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。
.8.以铀-235作为燃料的压水堆，每次裂变释放出来的总能量约为多少？在大型压水堆的设计中，往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几？9与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比，现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么？10.什么是积分热导率？为什么要引入积分热导率？11.棒状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
12.板状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
13.什么是沸腾临界，沸腾临界可以分为哪两种？14.在垂直加热蒸发管中，一般公认的两相流流型主要有哪几种？15.在压水堆燃料元件的传热计算中，影响包壳外表面最高温度ks∙max的主要因素有哪些？用错合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度？16.气隙传热有哪两种基本模型？各适用于何种条件？17.压水堆主回路中的总压降由哪几部分组成？对于闭合回路，系统中哪项压降为零。
18.对于单相流，确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么？19.什么是流动的亚稳态现象？20.什么叫均匀流模型？其基本假设有哪些？分离流模型基本假设有哪些？21.什么叫自然循环？自然循环对核电厂的安全运行有什么意义？导致压水反应堆核电站自然循环流量下降或断流的主要因素有哪些？22.什么是质量含气率.空泡份额及容积含气率？23.什么是两相流动不稳定性？两相流动不稳定性有什么危害？24.什么是水动力学流动不稳定性？水动力学流动不稳定性发生条件是什么？25.缓解或消除管间脉动的方法有哪些？26.已知一段均匀加热稳定流动水平管道，进口为过冷水，出口为两相混合物，导出总压降与流量之间的关系。
反应堆热工水力考试重点汇总
1 目前国际上主要核反应堆有哪些类型？压水核反应堆基本组成部分有那些？压水堆、沸水堆、那类快堆、气冷堆、重水堆压水堆动力装置有一回路、二回路系统及其他一些辅助系统所组成和主循环泵等设备及他们之间的关系所组成。
二回路系统由蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机、冷凝水泵、给水预热器和给水泵等设备及他们之间的管系所组成。
2 压水反应堆本体有哪些部分组成？压水反应堆堆芯由哪些部分组成？反应堆的本体结构由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器以及控制棒驱动机构等几部分组成。
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞件等组成。
3 堆芯上下支撑结构分别又哪些部分组成？堆芯下支撑结构包括：堆芯吊篮、堆芯围板、下栅格板、支撑住、分配孔板、下支撑板、热屏蔽、堆芯支撑柱等。
堆芯上支撑结构：上栅格板、控制棒导向管、支承筒、上支承板和压紧弹簧。
4 核燃料有哪些基本形式，各有何优缺点？金属性燃料：优点，密度较大，硬度不高，容易加工。
缺点，（1）铀的化学性质活泼；在较高温度下，他会与氧、氮等发生强烈的化学反应；（2）金属铀的导热性能较差，热导率比铁、铜都低。
（3）金属铀在一定温度下会发生相变。
陶瓷燃料：优点（1）熔点高（2）热稳定祥和辐照稳定性好，有利于加深燃耗（3）有良好的化学稳定性，与包壳和冷却剂材料的相容性也很好缺点，热导率较低弥散型燃料：优点，熔点高，与金属的相容性好抗腐蚀和抗辐照；辐射损伤只限于弥散相附近，而起结构材料作用的基体相基本上不受辐照的影响。
当燃耗逐渐加深时，燃料元件不会发生明显的肿胀，提高了燃料元件的寿命。
由于基体相通常为金属材料，热导率有所提高。
基体有韧性，燃料的机加工性能高，可用它轧制成具有高效率密度的板状原件。
弥散型燃料可以多样化。
缺点，金属或合金基体所占的份额高，为了提高堆芯功率密度，需采用高浓铀5.何为燃料元件包壳及其工作环境，设计要求及功用？常用包壳材料？作用：①保护核燃料不受化学腐蚀与机械侵蚀，②包容裂变气体及其其他裂变产物，③保持核燃料形状。
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
1．核燃料的化合物主要有：氧化物、碳化物和氮化物。
2．二氧化铀的特点：一、没有同素异形体，在整个熔点以下温度范围内只有一种结晶形态，各向同性，允许有较深的燃耗。
二、熔点高，使用范围大。
三、在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能。
四、与包壳材料的相容性好。
3．二氧化铀熔点：2805±15℃，燃耗越深，下降越多。
4．二氧化铀理论密度：10.98g/cm3。
5．二氧化铀热导率：热导率随燃耗的增加而减小。
6．包壳作用：一、保护燃料不受冷却剂的化学腐蚀和机械侵蚀；二、包容裂变气体和其它裂变产物；三、规定燃料元件几何形态的支承结构。
7．包壳材料选择：一、中子吸收截面要小，感生放射性要弱；二、具有较好的导热性能；三、与核燃料相容性要好；四、具有良好的机械性能；五、应有良好的抗腐蚀性能；六、具有良好的辐照稳定性；七、易加工，成本低，便于后处理。
8．压水堆：锆合金，快堆：不锈钢和镍基合金，高温气冷堆：石墨。
9．锆合金的优点：中子吸收截面小，具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。
10．冷却剂：对反应堆进行冷却，并把链式裂变反应释放的热量带到反应堆外面的液体或气体介质。
11．冷却剂要求：一、中子吸收截面小，感生放射性弱；二、具有良好的物性；三、粘度低，密度大；四、与燃料和结构材料的相容性好；五、具有良好的辐照稳定性和热稳定性；六、慢化能力与反应堆类型匹配；七、成本低，使用方便。
12．每次裂变放出的总能量E f=200Mev13．燃料元件的释热量占堆总释热量的97.5%14．堆芯平均比功率：是在整个堆芯内，平均每千克燃料所发出的热功率。
15．堆芯平均热功率密度：在整个堆芯内，平均每单位堆芯体积所发出的功率。
16．体积释热率：单位时间，堆芯内某点附近单位体积燃料所释放出来的能量。
17．影响堆芯功率分布的因素：一、燃料布置；二、控制棒；三、水隙及空泡；四、燃料元件的自屏蔽效应。
18．燃料均匀装载和分区装载：均匀装载中心区会出现一个高的功率峰值，限制整个反应堆的总功率输出值，堆芯的平均燃耗低；分区装载与之相反。
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。
《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。
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1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。
①反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。
②在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。
③水、重水、石墨等。
1、缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计？为什么？①缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到1%②缓发中子不可以忽略不计③缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。
反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。
2、解释碘坑现象和强迫停堆时间。
船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，请问在设计上应如何考虑。
①刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低，这种现象称为碘坑现象。
②在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启动，这段时间称为强迫停堆时间。
③船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的后备反应性，按照最大氙中毒设计。
3、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。
完整版反应堆热工水力
导热、传热
? 导热传热：傅里叶定 律
? 描述： q＝－ k▽T
? 对流换热：牛顿冷却定律 ? 描述： q=h(Tc-Tf)
q ： 是单位时间内通过单位等温面积 ? 式中q是包壳表面热流密度， 沿温度降低的方向所传递的热量， W/m2；Tc 是包壳外表面温度，
W/m2，它是一个向量，并称之为 热流密度；k是材料的热导率， W/(m·K)，它是物性量；是温度梯
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传热学
? 热对流:随着流体不同部分的 相对位移 ，把热量 从一处带到另一处的现象，称为热对流，所以 热对流与流体的流动有关。
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传热学
?对流传热:实际上，常会遇到 导热和热对流两种基本
方式同时出现，而形成一种较复杂的热传递过程， 称为 对流传热 或对流换热。
? 如:流体在管道内流动，当流体和管道内壁温度不同 时，它们之间必然会发生热量传递，紧贴管壁处总 有一薄层流体作层流流动，其中垂直于壁面的方向 上仅有分子能量的传递，即只存在导热，而层流薄 层以外的区域，热量的传递主要依靠对流。
以上公式均为解微分方程得到的
传热学
理论最大释热率：当燃料元件包壳外表面与冷却剂之间的对流传热系数为无限大
（即h→∞）时，燃料元件所能达到的释热率。
t0 ? tu
?
q ?u 2ku
对无内热源的平板形燃料芯块：
tu
?
tcs
?
?c q
ku
2、对无内热源圆筒壁：
热阻： 3、圆柱表面对流：
热阻：
R2 ?
1 ln
2? kc L
d cs du
R3? 1 ? d cs hL
?u 为平板燃料芯块的半厚度
总热阻： R总＝R1+R2+R3 Q= ql L= (T0-Tf)/ R总
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。
反应堆热力系统 复习要点
五 汽轮机回路 1 大亚湾核电站汽轮机的热力系统 2 简要蒸汽流程 3 汽水分离再热器功能和特点； 汽水分离再热器功能和特点； 4 凝汽器功能和特点； 凝汽器功能和特点； 5 凝结水泵功能和特点； 凝结水泵功能和特点； 6 低压给水加热器功能和特点； 低压给水加热器功能和特点； 7 高压给水加热器功能和特点； 高压给水加热器功能和特点； 8 热力除氧器功能和特点； 热力除氧器功能和特点； 9 汽动给水泵功能和特点； 汽动给水泵功能和特点； 10 电动给水泵功能和特点； 电动给水泵功能和特点； 11 核电汽轮机系统的特点
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三 蒸汽发生器 1 蒸汽发生器结构； 蒸汽发生器结构； 2 蒸汽发生器（大亚湾）的主要设计参数； 蒸汽发生器（大亚湾）的主要设计参数； 3 立式 形管自然循环蒸汽发生器传热设计计算原理 立式U形管自然循环蒸汽发生器传热设计计算原理 蒸汽产量； ●蒸汽产量； ●传热面积 ； 一回路侧表面传热系数； ●一回路侧表面传热系数； 管壁热阻和污垢热阻； ●管壁热阻和污垢热阻； 二次侧的对流传热计算； ●二次侧的对流传热计算； 四 稳压器 稳压器主要功能； 1 稳压器主要功能； 稳压器调节压力波动的原理； 2 稳压器调节压力波动的原理； 稳压器安全阀运行原理。 3 稳压器安全阀运行原理。
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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第二章
一 概述 1 核电优势； 核电优势； 2 核电厂主要堆型及压水堆优势； 核电厂主要堆型及压水堆优势； 3 压水堆核电站系统组成 ； 4 反应堆回路组成和功能； 反应堆回路组成和功能； 5 汽轮机回路组成和功能； 汽轮机回路组成和功能； 二 反应堆内的热量产生与传递 1 堆芯内的裂变产生的热量传递过程； 堆芯内的裂变产生的热量传递过程； 2 通过包壳的传热； 通过包壳的传热； 3 堆芯冷却剂通道内的换热； 堆芯冷却剂通道内的换热；
反应堆热工水力考试重点汇总
1 目前国际上主要核反应堆有哪些类型？压水核反应堆基本组成部分有那些？压水堆、沸水堆、那类快堆、气冷堆、重水堆压水堆动力装置有一回路、二回路系统及其他一些辅助系统所组成和主循环泵等设备及他们之间的关系所组成。
二回路系统由蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机、冷凝水泵、给水预热器和给水泵等设备及他们之间的管系所组成。
2 压水反应堆本体有哪些部分组成？压水反应堆堆芯由哪些部分组成？反应堆的本体结构由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器以及控制棒驱动机构等几部分组成。
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞件等组成。
3 堆芯上下支撑结构分别又哪些部分组成？堆芯下支撑结构包括：堆芯吊篮、堆芯围板、下栅格板、支撑住、分配孔板、下支撑板、热屏蔽、堆芯支撑柱等。
堆芯上支撑结构：上栅格板、控制棒导向管、支承筒、上支承板和压紧弹簧。
4 核燃料有哪些基本形式，各有何优缺点？金属性燃料：优点，密度较大，硬度不高，容易加工。
缺点，（1）铀的化学性质活泼；在较高温度下，他会与氧、氮等发生强烈的化学反应；（2）金属铀的导热性能较差，热导率比铁、铜都低。
（3）金属铀在一定温度下会发生相变。
陶瓷燃料：优点（1）熔点高（2）热稳定祥和辐照稳定性好，有利于加深燃耗（3）有良好的化学稳定性，与包壳和冷却剂材料的相容性也很好缺点，热导率较低弥散型燃料：优点，熔点高，与金属的相容性好抗腐蚀和抗辐照；辐射损伤只限于弥散相附近，而起结构材料作用的基体相基本上不受辐照的影响。
当燃耗逐渐加深时，燃料元件不会发生明显的肿胀，提高了燃料元件的寿命。
由于基体相通常为金属材料，热导率有所提高。
基体有韧性，燃料的机加工性能高，可用它轧制成具有高效率密度的板状原件。
弥散型燃料可以多样化。
缺点，金属或合金基体所占的份额高，为了提高堆芯功率密度，需采用高浓铀5.何为燃料元件包壳及其工作环境，设计要求及功用？常用包壳材料？作用：①保护核燃料不受化学腐蚀与机械侵蚀，②包容裂变气体及其其他裂变产物，③保持核燃料形状。
反应堆安全分析期末复习资料
1.单一故障：导致某一部分不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。
2.轻水堆中子通量监测的三个量程：源量程、中间量程、功率量程。
3.核应急：核应急是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。
4.应急计划：应急计划又称应急响应计划，在应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务5.固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反映性或一出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停用。
6.高压熔堆的后果：裂变碎片自压力容器喷出（高温熔喷），安全壳内快速积聚大量热量，温度和压力迅速提高，可能引发安全壳早起超压实效。
7.核安全文化：是存在于单位和个人种种特性和状态的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电安全问题由于它的重要性要保证得到重视。
8.核应急：是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称为核紧急状态;应急计划：也称应急响应计划，再应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应任务。
9.剩余反应性：没有控制毒物时的反映控制10.停堆深度：把所有毒物投入堆芯时，所达到的负反应性11.热管：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出，冷却剂通道。
热点：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点，在堆芯内最危险的燃料元件上的点。
12.子（单）通道模型：认为相邻通道是相互联系的，沿着整个堆芯的的高度相邻通道的冷却剂之间发生着，动量，热量和质量的交换。
13.核燃料线功率密度：单位长度的核燃料在单位时间所释放出的能量。
热阱：接受反映堆排出余热的系统。
14.核安全辐射防护目标和技术安全目标？在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员，社会及环境免遭放射性危害。
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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。
二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成？他们各具有什么特点？1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。
2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。
3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。
三、以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前堆功率的百分数。
大约在停堆后多久，剩余裂变可以忽略？ 压水堆中，停堆后一秒内功率可下降到停堆前功率的6%左右。
停堆30S 后，剩余裂变热可以忽略，此时裂变功率占总功率的约0.7%四、简述堆芯热源的由来以及分布计算：一、试计算堆芯内中子通量为1013中子/(cm2·s) 处中子燃料元件内的体积释热率。
堆芯内所有燃料为富集度3%的UO 2，慢化剂为D 2O ，其温度为260℃，假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都使用1/V 定律。
已知：UO 2的实际密度为10.42×103kg/m 3，0.0253eV 时，235U 的微观裂变截面为584.8925b 。
（Fa=97.4%）单位体积内235U 原子核个数：3263551006.71052−⨯=⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛⋅⋅=⋅=m N A c N c N A UO ρ()361419314260,5/64.84101029.5106.1/1029.5m MW s cm Mev N E F q f f a v =⨯⨯⨯⨯=⋅⨯=⋅⋅⋅⋅=−φσ第三章一、何谓沸腾临界？压水堆在正常工况下首先防止的是快速烧毁还是慢速烧毁？为什么？而在事故工况下又怎样？ 沸腾临界：大容积饱和沸腾中，当热流密度达到临界热流密度时为沸腾临界。
沸腾临界一般和发生沸腾临界时流型有着密切的关系，根据流动工况的不同，通常把沸腾临界分为两类，即过冷或低含汽量下的沸腾临界和高含汽量下的沸腾临界。
低含汽量下，大的温度阶跃足以导致加热面迅速“烧毁”，叫“快速烧毁”；高含汽量下一般不会使金属材料马上烧损，称为“慢速烧毁”。
首先防止快速烧毁，因为反应堆正常工况下含气率低，受热面产生的气泡在加热面上形成蒸汽隔热层，阻碍了液体的补充，使传热性能快速恶化。
事故工况下，由于此时堆内含汽量高，冷却剂流动状态多为环状流，换热系数较大，壁温升高的速率慢，发生慢速烧毁。
二、常见的核燃料有哪些？对固体核燃料来说，除了能产生核裂变，还必须满足那些要求？1、233U、235U、239Pu2、0）中子吸收截面，一般对快中子的吸收截面要比热中子的小1）良好的辐照稳定性2）良好的热物性3）与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀4）工艺性能好、制造成本低、便于后处理5）高温下与包壳的相容性好三、如何选取包壳材料？有哪些常见的包壳材料。
1、选择包壳材料应当考虑以下因素：1）中子吸收截面小、感生放射性低2）良好的导热能力3）与和材料可以良好的相容4）良好的机械性能5）良好的抗腐蚀能力6）良好的辐照稳定性7）易于加工、成本低廉、便于后处理。
2、锆合金、不锈钢以及镍基合金四、间隙传热有哪些模型？他们分别适应于哪些情况下的传热？包括气隙导热模型和接触导热模型，前者适用于新燃料元件和低燃耗的情况，后者适用于燃耗较深的情况。
五、热量从堆芯输出的过程依次经过导热、对流换热、输热三个过程计算：一、某压力壳型轻水堆棒束燃料组件为纵向流过的水所冷却，若在燃料原件某高度z处的冷却水的温度为300℃，流速为4m/s，燃料原件外表面热流密度q=1.43×106W/m2反应堆工作压力为14.7MPa，栅格为正方形排列，棒径D=10mm，栅距p=13mm。
求该处的换热系数以及原件外表面的温度。
二、三、对于用UO2制成的圆柱形芯块，若已知线功率密度为q l＝400W/cm，燃料芯块表面温度为Tu ＝691℃，请利用下表的积分热导率表求燃料芯块中心温度T0.第四章一、反应堆稳态工况水力计算包括那些内容？（1）分析、计算冷却剂的流动压降（2）确定自然循环输热能力（3）分析系统的流动稳定性二、单相流动压降由哪几部分组成？试以压水堆为例加以说明。
由加速压降、摩擦压降、提升压降、局部压降组成压水堆中，冷却剂在堆芯受热密度下降，体积增加流动速度提升，引起的压降可归为加速压降。
冷却剂在堆芯燃料组件之间流动时由于沿程阻力引起的压降归为摩擦压降。
冷却剂由堆芯下部向上部流动时，由流体能位改变引起的压力变化归为提升压降。
而流体流过堆芯定位隔架时出现的压力损失可以归为局部压降。
三、何谓流型？在垂直加热通道中汽水两相流存在哪几种流型？受热通道中，汽水混合物的气相和液相同时流动，可形成各式各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构称之为流型。
存在泡状流、弹状流、环状流、滴状流四种流型四、何谓自然循环，它在反应堆热工设计中的地位如何？增加自然循环流量的方法有哪些？自然循环指：闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。
就反应堆而言，合理的堆芯结构和管道设计将有助于这种驱动压头推动冷却剂在一回路内循环并带出热量。
方法：增大密度差，增大管径，减小形阻五、何谓临界流，研究临界流对反应堆的安全有何意义？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。
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。
六、流动的不稳定性有哪些危害？（1）流量和压力震荡会引起有害的机械振动，持续的机械振动会导致部件劳损。
（2）流量振荡会干扰控制系统。
（3）流量振荡使部件的局部热应力产生周期性变化，导致部件的热疲劳损坏。
（4）流量振荡使系统的传热性能恶化，降低系统输热能力，使沸腾临界过早的出现。
七、水动力稳定性准则？防止水动力不稳定性的措施有哪些？水动力稳定性准则：系统的水动力特征曲线满足以下关系式时系统是稳定的：()[]()[]0//t d <∂∆∂−∂∆∂W P W P其中d P ∆为驱动压头，t P ∆为沿通道全程的压降，W 为通道流量。
措施：1）在通道进口加装节流件，增大进口局部阻力2）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。
计算一、已知压水堆某通道出口、入口水温分别为320℃和280℃，压力为15.5 MPa ，元件外径为10.72 mm ，活性段高度3.89 m ，栅距14.3 mm ，包壳平均壁温320℃，当入口质量流密度为1.138×107 kg/(m2·s)的时候，求沿程摩擦压降、提升压降和加速压降。
二、某压水堆开式棒束燃料组件采用正方形栅格排列，燃料原件外径d=10.72mm ，长度L=3.88m ，栅距P=14.3mm 。
燃料元件包壳为光滑的冷拉管，棒束燃料组件沿轴向高度用八段蜂窝式定位架固定燃料元件，定位架板条厚度δ=0.8mm 。
冷却剂平均温度300℃，平均流速4.35m/s ，运行压力15.5MPa ，燃料包壳外表面平均温度320℃，试计算水在冷却剂通道进出口之间的压力变化。
=81×10-6Pa·s）（320℃，15.5MPa，w关于摩擦压降中f的取值可以参照以下公式第五章一、试述稳态堆芯热工设计准则1）燃料原件芯块内最高温度应当低于其相应燃耗下的熔化温度。
2）燃料原件外表面不允许发生沸腾临界。
3）保证正常工况下燃料原件以及堆内构件均能得到充分的冷却；事故工况下可以提供足够的冷却剂用于排出堆芯余热。
4）稳态额定工况以及可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。
二、降低热管因子及热点因子的途径有哪些？三、核电厂的成本由哪几部分组成？降低核电成本的措施有哪些？核电厂的电能成本主要由基本建设、运行维修、核燃料费用、设备折旧费用以及退役等决定，其中电能成本主要由核燃料费用、设备折旧费用组成。
1）提动力循环热效率2）提高堆芯的功率密度3）增加核燃料的燃耗深度4）减少核电厂的厂用电5）降低设备投资费用四、压水堆进口与出口温差为什么可以比较少，而气冷堆比较大？根据卡诺定理，增大高温热源和低温热源之间的温差是提高热机效率的有效途径。
人们为了提高反应堆的热循环效率，提升电厂的经济性，应当在允许范围内将高温热源和低温热源的温差设计的更大。
但由于在压水堆中过高的温度会使冷却剂气化从而导致传热恶化，威胁反应堆的安全，而气冷堆冷却剂是气体，不存在传热恶化的现象，所以气冷堆堆芯温度更高，进口与出口温差也更大。
五、DNBR、MDNBR对反应堆的安全有何意义？用于衡量反应堆的沸腾临界状况。
为了使燃料元件不易烧毁，在设计超功率及可预计的瞬态运行工况中，MDNBR均不应当低于某个值，若用于计算临界热流密度的公式没有误差，且MDNBR为1时，则表明燃料原件表面要发生沸腾临界。
六、为什么要使得核电厂电能成本降低，并不是电功率越大越好，也不是动力循环热效率越高越好？电功率和动力循环效率的上升，会在一定程度上提高核电厂对于反应堆燃料、冷却剂、结构材料以及相关系统设备的要求，提升了反应堆的建造成本，所以，为了尽量降低反应堆的电能成本，应当综合考虑各项指标，而不是一味的追求高电功率、高热效率。