反應(yīng)堆熱工思考題

1、.反應(yīng)堆熱工分析思考題（僅供參考）第二章 堆的熱源及其分布1試述堆的熱源的由來及其分布？答：堆的熱源來自于核裂變過程種釋放的能量；其分布與堆的類型，堆芯的形狀，以及堆內(nèi)燃料，控制棒，慢化劑，冷卻劑，反射層等的布置有關(guān)，也與時間有關(guān)。裂變碎片的動能約占84%，還有裂變中子，裂變產(chǎn)物衰變的r射線，射線能，過剩中子引起的非裂變反應(yīng)加反應(yīng)產(chǎn)物的衰變能。2影響堆功率分布的因素有哪些？試以壓水堆為例，簡述他們各自對功率分布的影響。答：a）燃料；采用均勻裝載方案，中心區(qū)域會出現(xiàn)一個高的功率峰值，降低平均燃耗。采用分區(qū)裝載的方案，即最高富集度在最外區(qū)，最低富集度燃料在中心區(qū)，中等富集度燃料位于外區(qū)和中心區(qū)之間

2、，這樣有利與功率展平。b) 控制棒；合理的布置控制棒能夠使堆的徑向功率得到展平，但是會給軸向功率分布帶來不利影響。壽期末，由于控制棒的提出，并且堆芯頂部的燃耗較低，中子通量分布就向頂部歪斜。c) 水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使該處的中子通量上升，因而水隙周圍元件的功率升高，從而增大了功率的不均勻程度?？张莸拇嬖跁狗磻?yīng)堆反應(yīng)性下降，這種效應(yīng)在事故工況下尤為顯著，因而空泡的存在能減輕某些事故的嚴(yán)重性。3如何計算控制棒，慢化劑和機(jī)構(gòu)材料種的釋熱率？答：A）控制棒；控制棒中的總的釋熱率是兩項的總和，即吸收堆芯輻射以及吸收控制棒本身因（n，），或（n,）反應(yīng)所產(chǎn)生的熱量的全部或一部分。B）慢化劑；

3、慢化劑中的主要熱量是裂變中子的慢化，吸收裂變產(chǎn)物放出的粒子的一部分能量，吸收各種射線的能量。C）結(jié)構(gòu)材料；熱量來源幾乎完全是由于吸收來自堆芯的各種輻射。4核反應(yīng)在停堆后為什么還要繼續(xù)進(jìn)行冷卻？停堆后的熱源主要由哪幾部分組成，他們各自的特點和規(guī)律是怎樣的？答：A）反應(yīng)堆由于事故或正常停堆后，堆內(nèi)自持的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)雖然隨即中止，但還是有熱量不斷的從芯塊通過包殼傳入冷卻劑中，因此必須采取一定的措施將這些熱量到處，防止破壞燃料元件；B）這些熱量一部分來源于燃料棒內(nèi)儲藏的顯熱，還有兩個來源是剩余中子引起的裂變和裂變產(chǎn)物的衰變及中子俘獲產(chǎn)物的衰變。鈾棒內(nèi)的顯熱和剩余中子的衰變熱大約在半分鐘內(nèi)傳出，其后的冷卻完

4、全取決與衰變熱。5. 試以壓水堆為例，說明停堆后的功率約占停堆前的百分?jǐn)?shù)。大約在停堆后多久剩余裂變可以忽略，這時裂變功率占總功率份額是多少？答：衰變熱一開始約為停堆前功率的6%，而后迅速衰減。大約半分鐘后，裂變熱傳出，這時裂變功率占總功率的0.747%（輕水堆）.6. 如何計算停堆后的功率，以大亞灣核電站為例，試問僅通過自然循環(huán)能否帶出剩余反應(yīng)熱功率？答：剩余裂變功率加衰變功率（裂變產(chǎn)物的衰變功率加中子俘獲產(chǎn)物衰變之和）之和。7壓水堆換料時，從堆中取出的乏燃料元件一般如何處置，該乏燃料元件在運輸途中是否需要冷卻，為什么？一般將其防止在儲存水池中長期冷卻，使短壽命核素衰變。在運輸過程中需要冷卻，

5、因為一些長壽期的核素依舊在衰變放熱。第三章 堆的傳熱過程1. 熱量從堆內(nèi)輸出需要經(jīng)過哪幾個過程，他們的具體表達(dá)式是怎樣的？答：熱傳導(dǎo)，對流換熱，輻射傳熱。表達(dá)式略。2. 如何判別ONB？它對堆的傳熱計算有何意義？答：B點以前為不沸騰的自然對流區(qū)，B點開始出現(xiàn)氣泡。B點以后的核態(tài)沸騰區(qū)在較低的壁面溫度下可以獲得較大的熱流密度。3. 何為沸騰臨界，他們的機(jī)理是怎樣的？壓水堆在正常工況下，首先應(yīng)該防止的是快速燒毀還是慢速燒毀，為什么？而在事故工況下又是怎樣？答：A) 由于受熱面上逸出的氣泡量太大，以至于阻礙了液體的補(bǔ)充，于是在加熱面上形成了一個液體隔離層，從而使傳熱性能惡化，加熱面溫度驟升的現(xiàn)象就稱

6、為沸騰臨界； B) 快速燒毀主要發(fā)生在壓水堆中，因為壓水堆中冷卻劑基本處于過冷區(qū)或低含氣量區(qū)。慢速燒毀則多發(fā)生在沸水堆中，因為冷卻劑含氣量高且處于飽和狀態(tài)。4. 過度沸騰，膜態(tài)沸騰傳熱對堆的安全有何意義？答：冷卻劑喪失事故中，投入應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)后，水注入堆芯并發(fā)生再淹沒，燃料元件表面迅速出現(xiàn)過冷或低含氣量下的沸騰臨界之后，依靠過渡沸騰和模態(tài)沸騰傳熱得以冷卻。5. 秦山核電站和大亞灣核電站采取何種型式的燃料元件，為什么？答：陶瓷燃料，典型的壓水堆燃料棒由UO2芯塊、鋯合金包殼、端塞、壓緊彈簧及氦氣腔組成。貯氣空腔的作用是給裂變氣體釋放留空間；壓緊彈簧的作用是防止運輸過程中芯塊的竄動。主要為 棒

7、狀或管狀。6. 試簡述選擇燃料元件型式的標(biāo)準(zhǔn)是什么？核潛艇通常采用什么型式的燃料元件。為什么？答：燃料元件的型式與反應(yīng)堆的類型和用途相關(guān)。略。7. 試比較壓水堆冷卻劑不同的注水方式的優(yōu)缺點，目前常用的是哪一種方式，理由何在？答：端部注入，中間注入，回流式；大多采用端部注入，回流式一般用于管承壓的石墨水冷堆，中間注入結(jié)構(gòu)復(fù)雜極少使用。8. 通常引起壓水堆第一道屏障包殼破壞的原因是什么？如何防止該屏障失效？答：A）氫化引起的局部侵蝕穿孔和脆斷、功率劇增引起的芯塊-包殼機(jī)械和化學(xué)相互作用、彈簧松弛引起包殼的振動磨蝕和腐蝕引起的壁厚度減薄以及由于結(jié)垢引起包殼局部過熱穿孔。B）選擇句號良好核性能，相容性

8、，導(dǎo)熱性，力學(xué)穩(wěn)定性，抗腐蝕性，抗輻照性，工藝性和經(jīng)濟(jì)性的材料。9. 何謂可裂變核素，何謂可轉(zhuǎn)換核素，何謂易裂變核素，天然存在的易裂變核素是什么？它占天然鈾中的份額多少？答：釷-232和鈾-238在快中子轟擊下能引起裂變，稱為可裂變核素；它們能夠分別轉(zhuǎn)化為易裂變核素鈾-233和钚-239，所以被稱為可轉(zhuǎn)換核素；鈾-235，鈾-233，钚-239可由任何能量的中子引起裂變，被稱為易裂變核素。這三種核素中只有鈾-235天然存在，占天然鈾中的比例為0.714%。10. 對于固體燃料來說，除了能產(chǎn)生核裂變，還必須滿足哪些要求？答：良好輻照穩(wěn)定性；熱物性；與包殼的相容性；抗化學(xué)腐蝕性；工藝性和經(jīng)濟(jì)性。1

9、1. 試比較金屬鈾與二氧化鈾的異同點，它們各自的特點是什么，用途何在？答：金屬鈾：密度高，熱導(dǎo)率大，工藝性能好。缺點是高溫下穩(wěn)定性不好，高燃耗下尺寸穩(wěn)定性差，抗腐蝕性差。 二氧化鈾：熔點高，高溫高輻照下幾何形狀比較穩(wěn)定，耐腐蝕，與包殼材料鋯合金和不銹鋼相容性好。缺點是導(dǎo)熱性能差，熱梯度下具有脆性。 金屬鈾在生產(chǎn)钚和生產(chǎn)動力的雙重用途的反應(yīng)堆中，可用作核燃料。12. 鈉冷快堆選用什么材料作為核燃料，其燃料元件的特點是什么？答：二氧化鈾和二氧化钚的陶瓷芯塊棒狀燃料元件13. 如何選取包殼材料？答：具有良好核性能，相容性，耐腐蝕性，力學(xué)性能，輻照穩(wěn)定性，導(dǎo)熱性，工藝性與經(jīng)濟(jì)性。14. 輻照對二氧化鈾

10、的影響是怎樣的？答：1）燃耗越深，熔點下降越大；2）熱導(dǎo)率隨燃耗的加深而減小；3）在高溫下，二氧化鈾出現(xiàn)顯著的熱蠕變性，但是在還沒有發(fā)生熱蠕變的溫度下，裂變氧化物燃料表現(xiàn)出的塑性明顯強(qiáng)化，產(chǎn)生裂變誘導(dǎo)蠕變。4）輻照下，燒結(jié)的二氧化鈾芯塊結(jié)構(gòu)可能會發(fā)生“結(jié)構(gòu)再造“現(xiàn)象，再造過程隨功率和燃耗的加大而加劇。5）燃料芯塊輻照后會發(fā)生腫脹和裂變氣體的釋放。15. 簡述積分熱導(dǎo)率的概念，對棒狀芯塊，其具體表達(dá)式是怎樣的，是如何導(dǎo)出的？答：熱導(dǎo)率ku隨溫度的變化不是線性的，因而把ku對t的積分當(dāng)作整體來看，所以我們把ku(t)dt稱為積分熱導(dǎo)率。-ku(t)2rL*(dt/dr)=(r2)Lqv;16. 何

11、謂間隙導(dǎo)數(shù)，可以用哪些模型進(jìn)行計算？它們的優(yōu)缺點各是什么，適用于什么條件？答：包殼與燃料芯塊之間存在一定的間隙，間隙的等效傳熱系數(shù)即為間隙導(dǎo)數(shù)。氣隙導(dǎo)數(shù)模型：忽略對流和輻射傳熱作用。適用于低燃耗；缺點：難以確定裂變氣體含量和間隙尺寸。接觸導(dǎo)熱模型：適用于燃耗深，芯塊與包殼接觸。17. 簡述數(shù)值計算的原理以及如何用有限差分方程解決堆內(nèi)傳熱問題？答：最基本的數(shù)值計算法是有限差分法，實質(zhì)是將微分方程變成差分方程，然后求解差分方程，并用差分方程的近似解來代替微分方程的解。略。18. 如何求出固體慢化劑的溫度分布，如果慢化劑的排列呈正方形，如何用簡單的方法求出其溫度的最大值？答：略19. 簡述熱屏蔽熱源

12、的由來及其計算。答：來自堆芯的強(qiáng)輻射（射線和中子流）?？梢詫⑵浣茷榇笃桨暹M(jìn)行計算。第四章 堆內(nèi)流體的流動過程和水力分析1. 反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)工況水力計算包括哪些內(nèi)容？答：1）分析計算冷卻劑的流動壓降，確定堆芯冷卻劑的流量分布以及管道的尺寸，冷卻循環(huán)泵所需要的輸送功率。2）確定自然循環(huán)的輸熱能力。3）分析系統(tǒng)的流動穩(wěn)定性。2.單相流壓降通常由那幾部分組成？試以壓水堆穩(wěn)態(tài)運行工況為例進(jìn)行說明.答：提升壓降，加速壓降，摩擦壓降，形阻壓降。略。3. 在單相流中，計算非等溫流動摩擦壓降和未定型流動摩擦壓降應(yīng)注意些什么?答：1）需要考慮邊界層內(nèi)流體粘性系數(shù)的改變對摩擦壓降所產(chǎn)生的影響；還要考慮從通道進(jìn)口到出口

13、流體溫度改變引起的熱物性變化。2）在進(jìn)口長度內(nèi)，流體的摩擦阻力比定型流動的摩擦阻力要大一些。4. 如何計算帶有定位架的棒狀燃料元件組件的流動壓降？答：一般用Rehme推薦的經(jīng)驗公式進(jìn)行計算。5何謂多相流，單組分兩相流，雙組分兩相流。酒精和水混在一起流動是兩相流么？二氧化碳和空氣呢？答：多種物相在同一個系統(tǒng)內(nèi)的流動稱為多相流；相同化學(xué)組分的兩相流稱為單組份兩相流；不同化學(xué)組分組成的兩相流稱為雙組分兩相流；不是；不是； 6. 何謂流型，在垂直加熱通道中汽水兩相流主要存在哪幾種流型，研究流型對反應(yīng)堆熱工水力分析有何現(xiàn)實意義？答：在受熱通道中，汽水混合物的兩相流動可以形成各種各樣的形態(tài)，即所謂的流動結(jié)

14、構(gòu)，這些流動結(jié)構(gòu)通常被稱為流型；泡狀流：液相是連續(xù)項，氣相以氣體的形式彌散在液體中，兩相同時沿通道流動。一般發(fā)生在過冷沸騰區(qū)和飽和沸騰低含氣量區(qū)。彈狀流：柱形氣泡和塊形液團(tuán)在通道中心部交替出現(xiàn)的流動。一般出現(xiàn)在飽和沸騰中等含氣區(qū)。環(huán)狀流：液相在管壁上形成一個環(huán)形連續(xù)流，而連續(xù)的氣相則在管道中心流動，而液環(huán)中還彌散著氣泡，氣相中也夾雜著液滴。出現(xiàn)在過冷的穩(wěn)定膜態(tài)沸騰工況。滴狀流：通道中的流體變成許多細(xì)小的液滴懸浮在蒸汽主流中隨著蒸汽流動。在兩相流中，流型與系統(tǒng)的壓力，流量，含氣率，壁面的熱流密度以及通道的幾何形狀和流動方位有著密切的聯(lián)系，流型的變更通常表征著動量傳遞和傳熱特性的改變。因而不同的流

15、型在通道內(nèi)會產(chǎn)生不同點的流動工況，產(chǎn)生不同的流動壓降，不同的傳熱方式和沸騰臨界。7. 什么叫空泡份額，滑速比？在汽水兩相中定義了哪三種含氣量，它們的含義是什么？在過冷沸騰區(qū)x和xe是一回事么？在飽和沸騰區(qū)呢，為什么？答：空泡份額：定義為蒸汽的體積與氣液混合物總體積的比值；滑速比S：兩相流動中，蒸汽的平均速度Vg,液體的平均速度Vf的比值為滑速比；三種含氣量：靜態(tài)含氣量xs，氣液混合物內(nèi)蒸汽量與氣液混合物總質(zhì)量的比值；流動含氣量x，蒸汽的質(zhì)量流量與氣液混合物質(zhì)量流量的比值；熱力學(xué)平衡含氣量xe; xe=(h-hfs)/hfg .h是汽液兩相混合物的比焓，hfs是飽和液體的比焓，hfg是汽化潛熱。

16、平衡態(tài)含氣量可以為負(fù)，也可以為正大于一。若xe為負(fù)，則說明流體是過冷的，若大于一，則說明流體已為過熱蒸汽。因此，過冷沸騰區(qū)顯然xe不等于x。8. 你知道兩相流壓降是如何計算的么，它主要有哪些計算模型？答:1）均勻流模型：假設(shè)兩項均勻混合，把兩相流動看作某一個具有假想物性的單相流動。 2）分離流模型：假設(shè)兩項完全分開的單獨的流動，并考慮相互間的作用。9. 何謂自然循環(huán)，它在反應(yīng)堆熱工設(shè)計中的地位如何？答：指在閉合回路中，依靠熱段和冷段流體密度差所產(chǎn)生的驅(qū)動壓頭來實現(xiàn)的循環(huán)稱為自然循環(huán)。如果堆芯結(jié)構(gòu)和管道設(shè)計合理，就能夠利用這種驅(qū)動壓頭推動冷卻劑在一回路中循環(huán)，并帶出堆內(nèi)產(chǎn)生的熱量。10. 何謂臨

17、界流，研究臨界流對反應(yīng)堆安全有何意義？答：當(dāng)流體自系統(tǒng)中的流出速率不再受下游壓力的下降的影響時，這種流動就稱為臨界流或阻塞流，對于單相流體也稱聲速流，此時出口流量達(dá)到最大值；臨界流對反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故的安全考慮非常重要，因為破口處的臨界流量決定了冷卻劑的喪失速度和一回路的卸壓速度，它的大小直接影響到堆芯的冷卻能力，而且決定各種安全和應(yīng)急系統(tǒng)開始工作的時間。11. 計算兩相流的Fauske模型與Moody模型之間有沒有差別，差別在哪？答：Moody從能量導(dǎo)出了以上游流體的滯止參數(shù)為依據(jù)的計算下游出口流量的表達(dá)式。12. 流動不穩(wěn)定性有哪些危害，在單相流系統(tǒng)中會出現(xiàn)流動不穩(wěn)定性么，為什么？答：1

18、）流量和壓力的振蕩會引發(fā)機(jī)械力使部件產(chǎn)生機(jī)械振蕩，而不見得機(jī)械振蕩會導(dǎo)致部件的疲勞損壞。2）流動振蕩會干擾控制系統(tǒng)，在冷卻劑兼做慢化劑的反應(yīng)堆中，流動振蕩會引起反應(yīng)堆的特性快速變化，使這一問題更加突出。3）流動振蕩會使部件的局部熱應(yīng)力產(chǎn)生周期性變化，從而導(dǎo)致部件的疲勞破壞。4）流動振蕩會使系統(tǒng)內(nèi)的傳熱特性變壞，極大的降低系統(tǒng)的輸熱能力，并使臨界熱流密度大幅下降，造成沸騰臨界過早。不會，因為單相流系統(tǒng)中不會出現(xiàn)流體熱物性的大幅變化。第五章 堆芯穩(wěn)定熱工分析1. 試述穩(wěn)態(tài)堆芯熱工設(shè)計準(zhǔn)則。答：1）燃料元件芯塊內(nèi)的最高溫度應(yīng)低于其相應(yīng)燃耗下的熔化溫度。2）燃料元件外表面不允許發(fā)生沸騰臨界。3）必須保

19、證正常運行工況下燃料元件和堆內(nèi)構(gòu)件能夠的到充分冷卻：在事故工況下能夠提供足夠冷卻劑排出堆芯余熱4）在額定工況和可預(yù)計瞬態(tài)運行工況中，不發(fā)生流動不穩(wěn)定性。2. 在壓水堆的穩(wěn)態(tài)額定工況熱工分析中，燃料元件表面的MDNBR與燃料元件表面的最高中心溫度應(yīng)如何匹配？答：MDNBR為最小臨界熱流密度比最高溫度處的DBNR即為燃料元件的MDBNR.3. 怎樣確定燃料元件芯塊與包殼之間的氣隙尺寸？答：氣隙會隨著燃耗的加深而不斷變化。4. 何謂熱通道，何謂熱點，熱點不在熱管內(nèi)時，在單通道模型熱工分析中應(yīng)計算哪些燃料元件冷卻通道？答：積分功率輸出最大的冷卻劑通道，即為熱管；燃料元件表面熱流密度最大的點即為熱點；只

20、計算熱管就可以了。5. 在反應(yīng)堆運行壽期中有哪些變化因素需要在熱工計算中加以考慮？答：控制棒的下插位置。6. 如何提高反應(yīng)堆回路中的自然循環(huán)能力？答：用管徑稍大管子，盡量各種局部壓降的阻力件，適當(dāng)提高熱段溫度，降低冷段溫度。7. 在堆芯燃料棒裝載量一定的情況下，燃料棒尺寸的確定應(yīng)考慮哪些因素？答：加工費用，元件的機(jī)械穩(wěn)定性，以及堆芯的中子經(jīng)濟(jì)性等作用。8. 確定反應(yīng)堆冷卻劑的工作壓力應(yīng)從哪些方面考慮？答：略。9. 在選定反應(yīng)堆進(jìn)出口溫度和流量時應(yīng)從哪些方面考慮？答：堆的功率和熱效率；循環(huán)泵的功率和尺寸；燃料包殼的抗腐蝕能力；反應(yīng)堆工作壓力；設(shè)備費用等；10. 在控制棒的熱工水力設(shè)計中應(yīng)考慮哪些

21、要求？答：略。第六章 堆芯的瞬態(tài)熱工分析1 求解燃料元件瞬態(tài)溫度場的方法主要有哪些？它們各自有什么特點？答：集總參數(shù)法：不考慮有關(guān)參數(shù)隨空間的變化，每個量被集中在實際物體的中心；差分解法: 將瞬態(tài)方程用數(shù)值法求解。2. 運行瞬態(tài)熱工分析的兩相流模型主要有哪些？它們各適用于何種場合？答：均勻流模型：汽液兩相介質(zhì)流速度相等，且處于熱力平衡狀態(tài)。兩流體模型：它對氣相和液相分別分別列出質(zhì)量，動量，和能量守恒方程，并且可以考慮了汽液兩相的質(zhì)量，動量和能量交換，可以較真實地反映各種物理現(xiàn)象地內(nèi)在機(jī)理地實際過程。漂移流密度模型：描述氣泡分布和汽液兩相相對滑移地兩個結(jié)構(gòu)參數(shù)為基礎(chǔ)建立起來的?；旌狭髂Ｐ停喊褍上?/p>

22、流看作一個混合物整體。3.如何選擇質(zhì)量，動量，和能量這三個守恒方程中的未知參量？為求解這組方程尚需要補(bǔ)充哪些方程或關(guān)系式？答：對于一組流場守恒方程，需要求解的主要未知參量原則上時可以從方程中出現(xiàn)的參量中任意選擇的。4. 在進(jìn)行安全分析時，通常把核電廠事故分為幾類？對每一類的安全要求有何不同？答：正常運行和運行瞬變，包括堆的啟動，功率調(diào)節(jié)，停堆和換料；無需停堆，只靠控制系統(tǒng)系統(tǒng)在反應(yīng)堆設(shè)計裕量范圍內(nèi)進(jìn)行調(diào)節(jié)即可恢復(fù)穩(wěn)定。 中等頻率故障，不應(yīng)使任何一道安全屏障破損。 稀有故障，電廠任何放射性釋放都不應(yīng)影響廠外公眾。 極限事故，保證放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)不外泄。5. 核電廠設(shè)計了哪些“專設(shè)安全系統(tǒng)“，

23、它們的作用如何？答：1）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，發(fā)生冷卻劑喪失事故時，能夠把足夠的應(yīng)急冷卻水注入堆芯，以防燃料過熱。2）輔助給水系統(tǒng)，在二回路給水喪失的情況下在蒸氣發(fā)生器二次側(cè)供水，以維持蒸汽發(fā)生器的排熱能力，冷卻一回路。3）安全噴淋系統(tǒng)和其他設(shè)備，噴淋系統(tǒng)將硼酸水通過噴嘴向空間內(nèi)噴淋，用以抑制一回路或二回路打破口事故時壓力過高，防止安全殼超壓。還有消氫系統(tǒng)，放射性去除系統(tǒng)等。6. 核電站運行的參數(shù)的極限值是如何確定的？答：根據(jù)某些工況的特定組合是否會使燃料損壞的考慮來確定。7. 如何理解失流事故中燃料元件內(nèi)熱量重新分配會使包殼上升的現(xiàn)象？如果在主泵同時斷電后不考慮停堆后的釋熱，包殼的溫度會上升么？答：事故發(fā)生后，冷卻劑流量下降將會使冷卻劑的溫度和壓力升高，燃料包殼溫度會因傳熱系數(shù)減小而升高。停堆后包殼表面?zhèn)鳠釔夯?，燃料?nèi)貯熱分布發(fā)生變化，結(jié)果是中心溫度雖然降低，但外源溫度