反应堆热工水力考试重点汇总

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。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。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。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，与核材料相容性要好，能耐较高温度具有较好的导热性能具有良好的力学性能，即能够提供合适的力学强度和韧性，使的在燃耗较深的条件下仍能保持燃料原件的结构完整。应有良好的抗腐蚀能力，包壳对冷却剂应是惰性的具有良好的辐照稳定性容易加工成型，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，称它为燃料包壳。包壳有如下功能：（1）防止冷却剂对燃料的侵蚀以及二者间的有害作用；（2）避免燃料中裂变产物的外泄；（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。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。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它的平均自由程。裂变过程中产生的Y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Y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B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。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B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加以利用。Q=F*EN。©[Mev/(cm3s)](P17)vsff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兀z若把坐标原点取在堆芯的中心，则达式为：q(r,z)二qJ(2.405)cos〒v,max0RLeRe式中Re为堆芯半径，Re=R+AR；L=L+2AL；R为堆芯实际半径；L为堆芯实际高ReRRR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为0v,max堆芯最大体积释热率，q=FEN©。v,maxafCf0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。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？200Mev97.4%.13与早期压水堆中采用的均匀装载相比，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350°C以下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。积分热导率基本概念和计算方法？答：燃料芯块的导热率％—般都与温度有关，而且Ku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＜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Jku（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，：Uku(t)dt二C'qvJ：uK“（t）dt=Cq1式中C'、C取决于燃料元件的几何形状。t0（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。）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）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）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①2和空泡份额a的具体表达式fo22、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剂在一回路中循环，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？静态含气率Xs：x贤鳥芻鳥豊詈里，适用于不流动的系统或汽液两相平Ss汽液混合物的总质量均速度相同的系统。流动含气率X：x=烝汽的质量流量，汽液混合物的总质量流量平衡态含气率xe=防，h汽液两相混合物的比焓叫饱和液体的比焓;hf汽化潜热fg空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值Q=UgU汽液混合物中液相的体U+Uffg积；U汽液混合物中汽相的体积g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。B=V^=V〃式中，V〃，V'分别表示气相和液相介质的容积流量=V=v'+v〃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。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。1、燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。2、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。3、必须保证的正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热。4、在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。临界热负荷的影响因素有哪些？如何影响？1冷却剂质量流量2含气率3冷却剂运行压力4入口欠热度5通道入口长度27．反应堆停堆后燃料元件表面热流密度下降速度与燃料元件剩余功率下降速度是否相同？为什么？不相同。影响燃料元件表面热流密度的因素除了燃料元件的剩余功率外，还有燃料元件的内储存的显热，因此，其下降速度是不相同的。二、综合1绘出大容积沸腾曲线，标明各部分的传热类型并说明各部分特征。B点为沸腾起始点，B点之前为非沸腾区，没有气泡产生，壁面与流体之间通过无相变的自然对流换热，传热系数小。B点开始产生气泡，气泡脱离壁面，产生强烈扰动，是对流换热系数大大增加，因此B点后热流密度迅速上升，但壁温增加不大。到C点达到最大。C点的热流密度称为临界热流密度，BC区称为核态沸腾区。C点之后，不分加热面连成一片蒸汽膜覆盖，热阻上升，换热系数减小。热流密度下降。到D点达到最小值，此时气膜覆盖全部加热面。CD区为过度沸腾区。D点之后的区域为稳定的膜态沸腾区，壁面通过气膜的导热以及辐射传热与流体进行热量传递。在C点之前，有一个表现为q上升缓慢的核态沸腾转折点，称为DNB点。2、绘出均匀堆芯棒状燃料元件轴向的释热量q(z)分布和冷却剂温度tf(z)、燃料元件包壳外表面温度tcs(z)及燃料元件中心温度t°(z)的轴向分布，并对tcs.max及to.max一般所处的位置作简要说明。qi(Z)服从余弦分布，在z=0处,ql最大为ql(0)qi(z)二q1(0)cosLReAtAt兀z均匀反应堆Lr矩R,t(z)=t+—才+—于sin寸，tf(z)服从正弦分布RReffin22LReAtAt.兀zq(0)兀zt(z)二t+f+fsincoscsfn22L^dhLRecsRet(z)比tf(z)增加了一个与ql(z)有关的余弦项，其最高温度的位置，应向z=0处移动，故tcsfics,max所处的位置在堆芯半高度处与冷却剂出口之间。兀zt(z)二t(z)+A6(0)cos厂，t⑵比t(z)又增加了一个余弦项，故t0所处的位置应0csocs0,maxRe在t位置与z=0之间。cs,max3•假定堆芯轴向功率为余弦分布(取堆芯活性区半高处为原点)，请定性画出沿堆芯轴向变化的堆芯平均热流密度以及临界热负荷的变化曲线，并画出MDNBR所在位置。三、计算题(参考)1、已知某反应堆内有燃料组件156个，每个组件有燃料元件274根，每根燃料元件有效长度4m,直径10mm,平均表面功率密度q=5・5x105W/m2。求该反应堆的热功率。若核电厂的效率n=33%,试计算核电厂的电功率。(假定堆芯内释热全部在燃料元件内，堆芯热功率为反应堆总热功率97.4%)2、一圆柱形均匀堆堆芯等效半径为R,堆芯高度为H,内有一点A的径向坐标为0.5R,轴向坐标为H/4。已知可裂变核子密度N=7x1022核/cm3,堆中心的最大中子通量为0.5RJ(2.405——)=0.671叽0,0)=1015中子/cm2・S,0Re,U-235的微观裂变截面为齐=582x10-24cm2，忽略外推长度的影响。试求：.A点的体积释热率qv(0・5R,H/4)kW/cm3。.试绘出径向坐标为0：5R的堆芯体积率的轴向分布曲线。