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。