反应堆热工思考题说课讲解

反应堆热工思考题

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。