反应堆热工水力考试重点
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。
反应堆热工水力学
查附录 1 可知 316 ℃下金属铀热导率为 30.28 W•m-1•℃-1 ,比UO2的大一个数量级。
3.2 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 1013（cm-2·s-1）处燃料元件内的体积释热率。
解：查表 3-4 等可得：σ f ,0.0253 = 582 b， ρUO2 = 10.41 ×103 kg/m3， Fu = 97.4% ，则有：
C5
=
1+
1 0.9874(1/
e5
−1)
=
3.037%
MUO2 = C M 5 235UO2 + (1 − C8 )M 238UO2 = 2.6991×105 (kg/mol)
⇒ T (r)
=
tC
+ qV
d2 (
4
−
r2) / 4k
所以 T0 = tC + qV d 2 /16k ○2
（3）球 以球心为原点建立球体系，则稳态导热方程：
d 2T dr 2
+ 2 dT r dr
+ qV k
=0，0< r ≤ d /2
边界条件：i.
T (r) |r=d / 2 = tC ; ii.
(W/m•℃)
最后内插得到 16 MPa、310 ℃下的热导率：
2
k
=
k1
+ (k′ −
k1 )
t − t1 t′ − t1
=
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。
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。
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。
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。
4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点？优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。
缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度,初装量也大。
快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。
平均寿命比热中子堆短，控制艰难。
5、压水堆堆芯中水主要起什么作用？作冷却剂和慢化剂.6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点？优：能在不高的压力下得到较高的出口温度,可提高电站二回路蒸汽温度，从而提高热效率.缺:镁合金包壳不能承受高温 ,限制了二氧化碳气体出口温度 ,限制了反应堆热工性能的进一步提高。
反应堆热工水力学-核工程专业-2012-12-24-考题.
对于核动力船来说，具有较大的自然循环能力更为重要，它 表明在主循环泵停止运转的工况下船具有低速航行的能力。
FN, h
h h Gh L q m (z) h m 0 G m dz
L q h (z)
0
L q h (z)
dz
特别当Gh=Gm:
q h (z)dz Gh 0 FN, h L L q m (z) 0 G m dz 0 q m (z)dz [ q h (z)dz] / L 0 [ q m (z)dz] / L 0
热管内的冷却剂流量再分配指的是由于热管内产生汽泡而增大流动压降， 导致热管冷却剂流量减少，而多比的这一部分冷却剂就要流到堆芯其它相 邻的冷却剂通道上去。
FE, h,4
h h,max,4 h h,max,3
0 q h (z)dz
G m,h,min,4
L
0
L
G m,h,min,3 G m,h,min,4
FE, h,2
h h,max,2 h m,max
0 q h (z)dz
G m,h,min,2
L
0
L
G m,m G m,h,min,2
q m (z)dz G m,m
; ( q h (z)dz q m (z)dz) 0 0
L
L
f C Ren C( p pfr f
分配联箱（第三题）
Pfl Wf 2
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。
技术类《反应堆热工水力》第3章(反应堆稳态工况下的水力计算)
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主要内容要点
第1部分 单相流体的流动压降 第2部分 两相流体的流动压降 第3部分 冷却剂的喷放-临界流动 第4部分 流动不稳定性 第5部分 自然循环
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第1部分 单相流体的流动压降
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1.1 系统压降计算公式
p p1 p2 pel pa p f pc
提升压降
加速压降
摩擦压摩降擦压降 形阻压降
Re 2320: 层流区； 2320 Re 104 :临界区与过渡区； Re 104 : 湍流区。
其中，2320 < Re < 4000 之间的流动称为临界区—交替出现层流和湍流的交界区。 随着层流和湍流的相互交替，流动呈现振荡性，因此，系统部件不应设计在这个区域 内运行，以免出现流动振荡或不希望有的传热效应。
14
1.2 液体冷却剂压降
3）通道进出口效应对摩擦系数的影响
提升压降 摩擦压降
在通道的进口段，流动尚未定型，其摩擦阻力比定型时流 动的摩擦阻力要大一些。
实验表明，流体达到定型流动时的进口长度Le为:(1)湍流 时：Le≈40D；(2)层流时:Le≈0.0288DRe。
加速压降 形阻压降
未定型流动的摩擦压降，目前还没有精确的表达式，通常 由实验给出结果。
提升压降 摩擦压降 加速压降 形阻压降
非等温流动湍流摩擦系数，对于液体，大都采用西德尔-塔 特（Sieder-Tate）所建议的方程计算：
fno
fiso
w f
n
对于p=10.34～13.79MPa的水，n=0.6。
与非金属流体相比较，液态金属的热导率高，粘性系数低， 在加热或冷却时边界层内的流体温度与主流温度相差很少。 对于这种情况，可按等温工况考虑。
1 A22
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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。
工作条件 ; ①受中子强辐照②受高温高速冷却剂的腐蚀和侵蚀③裂变产物的腐蚀④承受热、 机械应力 设计要求：①具有良好的核性能，除了具有低中子吸收截面外，感生放射性弱, ② 与核材料相容性要好，能耐较高温度 ③ 具有较好的导热性能④ 具有良好的力学性能， 即能够提供合适的力学强度和韧性， 保持燃料原件的结构完整。
⑤ 应有良好的抗腐蚀能力，包壳对冷却剂应是惰性的 ⑥ 具有良好的辐照稳定性⑦ 容易加工成型，成本低廉，便于后处理 燃料外面通常都有一些把燃料与冷却剂隔离开的金属保护层， 功能： （1）防止冷却剂对燃料的侵蚀以及二者间的有害作用； 泄；（3）保持燃料元件的几何形状并使之有足够的机械强度与刚性。
常用的包壳材料：铝，镁，镐，不锈钢，镍基合金，石墨。
6. 棒状燃料原件由哪那些部分组成？ 棒状燃料原件由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、隔热片（在有些堆中采用） 、端塞等及部分组成。
7. 堆内热源的由来和分布？堆的热源来自裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量约为 200Mev 。
其中，裂变碎片的动能约占总能量的 84%它在铀中的射程很短，所以可以认为这部分能量是在发 生裂变处就地释放出来的，只有一少部分裂变碎片会穿入包壳内，但不会穿透包壳。
裂变中子在和慢化剂的头几次碰撞中就是去了大部分的能量。
由裂变中子产生的热量的分布取决于使的在燃耗较深的条件下仍能称它为燃料包壳。
包壳有如下 2）避免燃料中裂变产物的外它的平均自由程。
裂变过程中产生的丫射线，其穿透能力很强，因此它的能量将分别在堆芯、反射层、热屏蔽和生物屏蔽层中转化成热能，也有极少部分丫射线传出穿出堆外。
高能B粒子的能量可认为大部分是在燃料元件内转换成热能的。
只有少部分的高能3粒子穿出燃料元件进入慢化剂，但它们不会穿到堆芯外面去。
8.体积释热率基本概念和计算方法？体积释热率是单位时间、单位体积内释放的热能的度量，也称为功率密度。
要注意的是，体积释热率指的是已经转化为热能的能量，并不是在该体积单元内释放出的全部能量，因为有些能量(例如3射线能)会在别的地方转化为热能，甚至有的能量根本就无法转化为热能3加以利用。
Q=F s*E f Nc f $ [Mev/(cm s)] ( P17)9.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？r TTZ若把坐标原点取在堆芯的中心，则数学表达式为：q( r, z) = q v,max J 0(2.405 ) cos一R e L Re式中Re为堆芯半径，Re=R+=R ; L Re = L R^L R; R为堆芯实际半径；L R为堆芯实际高度；J。
零介第一类贝赛尔函数；q(r,z)为堆芯内任意位置(r,z)处得体积释热率，q v,max为堆芯最大体积释热率，q v,max=F a E f N.f ' 0。
10.影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？1燃料布置对功率分布的影响2控制棒对功率分布的影响3水隙及空泡对功率分布的影响11.反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。
一部分来自燃料棒内的显热，以及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。
上述三点随时间变化的特性各不相同，铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热。
12.以铀-235作为燃料的压水堆中，每次裂变释放出来的热量约为多少？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？200Mev 97.4%.13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？1功率的分布得到展平2燃料的平均燃耗提高十九页下部14什么是沸腾危机，沸腾危机可以分为哪两种？所谓沸腾传热恶化是指在一定的工况参数下管壁同沸腾工质间的换热系数突然下降、加热壁面同沸腾工质间的换热量大大减少(对于恒壁温系统)或壁面温度大大升高(对恒热流系统)的现象。
沸腾危机分为两种，由于换热偏离核态沸腾而造成的传热恶化称为第一类沸腾危机。
由于液膜蒸干而引起的传热恶化称为第二类沸腾危机。
15在垂直加热蒸发管中，一般认为的两相流流型主要有哪几种？水平加热管道中的典型流型有哪些？垂直加热蒸发管：单相液体，泡状流，弹状流，环状流，滴状流，单相气体 水平加热管道：单相液体，泡状流，塞状流，波状流，环状流 16在压水堆燃料元件的传热算中，包壳外表面的最高温度主要受哪些因素的限制？用锆合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度？（自己找）锆合金包壳表面的最高工作温度一般应限定在350C 以下17. 气隙传热有哪两种基本模型？各适用于何种条件？ 答：气隙传热有“气隙导热模型”“接触导热模型”两种基本模型。
对于新的燃料元件或燃耗很浅的燃料元件，可以认为包壳与芯块没有接触， 采用气隙导热模型比较合适。
当燃耗很深，包壳与芯块已经发生接触，应该采用接触导热模型。
18. 积分热导率基本概念和计算方法？答：燃料芯块的导热率 K u 一般都与温度有关， 而且K u 随温度的变化往往不是线性关系， 要直接用它计算仍然比较麻烦，因而往往把K u 对温度t 的积分作为一个整体看待，而不直接做积分运算，这样既可以简化设计计算，又可以减小计算结果误差。
我们把 'u（t ）dt称为积分导热率。
对任何形状的燃料元件都可以建立积分导热率与输出功率之间的关系，对于均匀释热情况，t u t uto j （t ）dt 二C'q v to'Mtjdt 二Cq i 式中C'、C 取决于燃料元件的几何形状。
（这个计算方法在 59页，大家自己看，要会推导圆柱和平板的积分热导率公式。
）19. 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。
答：压水堆主回路总压降由提升压降、摩擦压降、加速压降、局部压降四部分组成。
对于闭 合回路，系统中加速压降为零。
20•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？ 答：1）临界截面的流速等于当地声速。
2）临界截面的上游流动不受下游压力下降的影响。
21、什么叫均相流模型？其基本假设有哪些？分离流模型的基本假设有哪些？ 均相流模型假设两相均匀混合， 把两相流动看作为某一个有假象物性的单相流动，该假想物 性与每一个相的流体的物性有关。
①汽相和液相的流速相等（S=1 ［②两相间处于热力学平衡③使用规定得恰当的经验摩擦系 数④分离流模型则假设两相完全分开， 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。
①汽相和液相的流速不相等②两相间处于热力学平衡③应用经验关系式或简化的概念建立建立两相摩擦压降倍数门2。
和空泡份额：•的具体表达式 22、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？影响压水堆核电站自然 循环的主要因素有哪些？ 自然循环是指在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。
对于反应堆系统来说，如果对心结构和管道系统设计的合理， 就能够利用这种驱动压头推动冷却齐恠一回路中循环，并带出堆内产生的热量（裂变热或衰变热） 。
（影响因素自己找）23、什么是质量含气率、空泡份额及容积含气率？x汽相混合物内蒸汽的质①静态含气率 Xs ： x =s 汽液混合物的总质量 均速度相同的系统。
量，适用于不流动的系统或汽液两相平②流动含气率x: x =汽液器的质量质量流量③平衡态含气率怡=5一人怡）,h汽液两相混合物的比焓h fg④空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值-.= 6 U f汽液混合物中液相的体P +Ug积；U g汽液混合物中汽相的体积⑤容积含气率：单位时间内流过某一截面的两相总容积中，气相所占的比例份额。
-V • V • 式中，V" ,V '分别表示气相和液相介质的容积流量V 一V"+V "24.什么是热点因子、热管因子？降低热管因子和热点因子的主要途径有哪些？热管：单纯从核的因素看，积分输出最大的冷却剂通道称为热管或热通道；热点：堆芯内某一燃料元件表面温度最大的点，称为热点。
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。
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。
25.热工设计准则概念，压水堆设计中规定的稳态热工设计准则有哪些主要内容？热工设计准则：在计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常称为堆的热工设计准则。