核反应堆综合项目工程复习参考题.doc

核反映堆工程 复习参照题1、 压水堆与沸水堆重要区别是什么？沸水堆采用一种回路，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；沸水堆具备较低运营压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力普通达150个大气压，冷却水不产生沸腾。2、 简要论述一种惯用堆型基本工作原理？沸水堆（BoilingWaterReactor）字面上来看就是采用沸腾水来冷却核燃料一种反映堆，其工作原理为：冷却水从反映堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最后形成蒸汽和水混合物，通过汽水分离器和蒸汽干燥器，运用分离出蒸汽推动汽轮进行发电。压水堆（PressurizedWaterReactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料一种反映堆，其工作原理为：主泵将120160个大气压一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出热能带出堆芯，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，完毕一回路水循环；二回路产生高压蒸汽推动汽轮机发电，再通过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完毕二回路水循环。3、 重水堆燃料富集度为什么可以比压水堆低，哪种堆型对燃料燃尽性更好？由于卸料燃耗较浅，用重水（D2O,D为氘）作慢化剂，其热中子吸取截面约为轻水（H2O)1/700，慢化中子能力不如后者，需要更多碰撞次数，可直接运用天然铀作核燃料。4、 快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺陷？优：快中子堆没有慢化剂，因此体积小，功率密度高。缺：快中子堆必要有较高核燃料富集度，初装量也大。快中子堆燃料元件加工及乏燃料后解决规定高，快中子辐照通量率大，对材料规定苛刻。平均寿命比热中子堆短，控制困难。5、 压水堆堆芯中水重要起什么作用？作冷却剂和慢化剂。6、 气冷堆与压水堆相比有何优缺陷？优：能在不高压力下得到较高出口温度，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，限制了反映堆热工性能进一步提高。7、 什么是原子核结合能及比结合能，如何计算？结合能：是将若干个核子结合成原子核放出能量或将原子核核子全某些散开来所需能量，E=mC2定义：是原子核结合能与该原子核核子数之比（E/A） 8、 什么是核反映截面，分哪几类，其物理意义是什么？如果某种物质受到中子作用，则发生特定核反映概率取决于中子数目和速度，以及该物质中核数目和性质。“截面”是中子与核互相作用概率一种量度 （1）微观截面 假设在1cm3物质中，有N个原子核，在该物质一种面上射入一种中子，则每一种原子核与一种入射中子发生核反映概率定义为微观截面，单位为m2，有时也用靶恩（10-28m2）为单位（又分为裂变、散射和吸取三种截面） （2）宏观截面 如果每立方米物质中具有N个核，则乘积N等于每立方米靶核总截面，称宏观截面，用S表达，单位是m-1，物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反映概率。 9、 什么是中子通量，其物理意义如何？单位时间内通过单位面积中子数。等于中子密度与其平均速度乘积，单位惯用“中子/平方厘米秒”表达。按中子能量不同，又可分为热中子通量和快中子通量两种。是衡量反映堆一种重要指标10、 核裂变释放能量构成形式重要有哪些？铀-235核每次裂变所释放平均值约为207MeV，绝大某些能量是以裂变碎片动能形式释放出来，除了中微子能量，其他能量都可以“回收”11、 什么是瞬发中子和缓发中子，缓发中子在反映堆中有何影响？瞬发中子：99%以上中子是在裂变瞬间发射出来，这些中子叫瞬发中子缓发中子：裂变中子中不到1%中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来中子。平均能量比瞬发中子能量低，对反映堆控制起重要作用 12、 什么是四因子公式，其对核反映堆设计具备什么参照作用？无限增殖因数：对于无限大反映堆，中子不泄露概率为1，此时有效增殖因数，称为无限介质增殖因数快中子增殖因数e 逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振俘获中子份额就称作逃脱共振俘获概率。热中子运用系数f：被燃料吸取热中子数占被芯部中所有物质(涉及燃料在内)吸取热中子总数份额。热中子裂变因数h：燃料核热裂变产生裂变中子数与燃料核吸取热中子总数之比。反映堆临界尺寸取决于反映堆材料构成（k）及几何形状（L）13、 中子慢化过程中重要是与慢化剂产生了何种互相作用才慢下来，该作用好坏与哪两个重要因素关于？弹性散射是能量较低中子在质量数较小介质内重要慢化过程。 非弹性散射是能量为几千电子伏以上中子与质量数较大铀、铁等介质核互相作用而慢化重要机理。 弹性散射是热中子反映堆内重要慢化机制。中子在一次碰撞中损失最大能量与靶核质量关于 14、 什么是对数能降？对数能降定义式：E0-选定参照能量，E0=2MeV； E -一次碰撞后中子能量 15、 反映性负温度系数是什么，其在核反映堆安全运营中作用？温度增长1K时keff相对增长量，负温度系数对反映堆安全运营具备重要意义，规定负温度系数实际是规定反映堆系统具备一定自衡能力，重要是由燃料核共振吸取多普勒效应所引起，温度升高，共振吸取增长，因而产生了负温度效应16、 核反映堆反映性控制办法有哪些？依照不同堆型，为保证反映堆安全运营，用来对反映性进行有效控制和调节各种部件、机构、过程和办法。重要有控制棒控制、化学控制剂载硼运营、可燃毒物控制三种。17、 燃料组件骨架构造构成有哪些，燃料元件棒重要构造有哪些？17x17型燃料组件骨架构造：由定位格架、控制棒导向管、中子注量率测量管和上、下管座一起构成一种刚性组件骨架。燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等构成。18、 在核反映堆设计中，重要涉及哪几种材料选取？ 核燃料材料提供核裂变 构造材料 实现功能性 慢化剂材料慢化快中子 冷却剂材料带走产生热能 控制材料 控制核反映堆19、 核反映堆燃料类型有哪几种？与金属铀相比，陶瓷燃料优缺陷有哪些？燃料分类 a) 金属型-金属铀和铀合金 适当用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高) 长处：银灰色金属，密度高(18.6),热导率高,工艺性能好,熔点1133 ,沸点3600 缺陷：化学活性强，与大多数非金属反映 金属铀工作条件限制： 由于相变限制，只能低于665 辐照长大，定向长大限制低温工作环境 辐照肿胀现象，较高温度条件下金属燃料变形 b) 陶瓷型-铀、钚、钍氧化物，碳化物或氮化物 陶瓷型燃料重要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制（相变及肿胀效应） 长处：熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好 缺陷：热导率低 二氧化铀陶瓷燃料 长处： 无同素异形体，只有一种结晶形态（面心立方），各向同性，燃耗深熔点高；未经辐照测定值280515具备与高温水、钠等良好相容性，耐腐蚀能力好与包壳相容性良好 缺陷： 二氧化铀导热性能较差，热导率低传热负荷一定期，燃料径向温度梯度大氧化物脆性和高热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂。c) 弥散体型-含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中 20、 什么是辐照效应？重要涉及哪几种形式？由辐照引起材料缺陷进而导致材料性能宏观变化。重要效应： 电离效应、嬗变效应、离位效应 电离效应：堆内产生带电粒子和快中子撞出高能离位原子与靶原子轨道上电子发生碰撞，使其跳离轨道电离现象，对金属性能影响不大，对高分子材料影响较大 嬗变效应：受撞原子核吸取一种中子变成此外原子核反映 离位效应：中子与原子碰撞中，原子脱离点阵节点而留下一种空位。如果不能跳回原位，则形成间隙原子，快中子引起离位效应会产生大量初级离位原子，其变化行为和汇集形态是引起构造材料辐照效应重要因素。 离位峰中相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相 21、 选取慢化剂需要注意哪些规定？重水做慢化剂有何优缺陷？慢化剂：将裂变中子慢化为热中子，分固体慢化剂和液体慢化剂 固体慢化剂（石墨、铍、氧化铍）：对石墨慢化剂性能规定： 纯度高，杂质少，特别硼、镉含量限制严格 强度高，各向异性小 耐辐照、抗腐蚀和高温性能好 热导率高、热膨胀率小 液体慢化剂（水、重水）： 对液体慢化剂规定：熔点在室温如下，高温下蒸汽压要低良好传热性能良好热稳定性和辐照稳定性原子密度高不腐蚀构造材料 在辐照条件下，重水与轻水均发生逐渐分解，分离出爆炸性气体（D2和O2，或H2和O2混合气体），该过程称作辐射分解。重水慢化堆采用重水作冷却剂好处是可以减少核燃料装载量或减少核燃料浓缩度。缺陷是价格昂贵。22、 堆芯控制材料规定有哪些？控制材料性能规定： a) 材料自身中子吸取截面大，子代产物也具备较高中子吸取截面 b) 对中子吸取能阈广（热、超热中子） c) 熔点高、导热性好、热膨胀率小 d) 中子活化截面小 e) 强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照 23、 体积释热率、热流密度、线功率密度定义，以及三者之间转换关系？热流密度：也称热通量，普通用q表达，定义为：单位时间内，通过物体单位横截面积上热量。按照国际单位制，时间为s，面积为，热量取单位为焦耳（J），相应地热流密度单位为J/(s)。体积释热率：单位堆芯体积所释放热功率线功率密度：单位长度堆芯产生热功率燃料芯块线功率qL，燃料芯块表面热流密度q，燃料芯块体积释热率qv，三者关系：=qL=q2ru=qvru224、 什么是核热管因子，其物理意义是什么？为了衡量各关于热工参数最大值偏离平均值（或名义值）限度，引入一种修正因子，这个修正因子就称为热管因子。热管因子是用各关于热工（或物理）参数最大值与平均值比值来表达。反映堆设计中均力求减小反映堆核热管因子25、 影响堆芯功率分布因素有哪些？燃料装载影响（富集度最高装在最外层，最低燃料组件装在中央区，可明显增大堆芯总功率输出） 反射层影响(增长边沿中子通量)控制棒影响（一定限度上改进中子通量在径向分布） 构造材料、水隙和空泡影响（材料吸取中子，水隙提高热中子浓度，控制棒做成细长形式，空泡使热中子通量下降）燃料元件自屏蔽效应影响（慢化剂产生热中子，燃料棒内消耗中子）26、 什么是积分热导率，在实际中有何应用？UO2燃料热导率随温度变化很大，采用算术平均温度来求解ku，误差很大（温度非线性函数），因而需研究ku随温度变化规律，从而引出积分热导率概念。为便于计算燃料芯块中心温度使用一种参量。是随温度变化燃料芯块热导率从表面温度到中心温度积分，其单位为W/cm。27、 什么是偏离泡核沸腾，相应英文缩写是什么？偏离泡核沸腾DNB（Departure from nucleate boiling），在加热过程中，由于产气愤泡数量诸多，甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱，当气泡产生频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时，就发生了偏离泡核沸腾。28、 加热通道内流动包括哪几种区域？加热通道内流动区域划分：1.单相流区，不存在气泡，液体单相流2.深度欠热区，贴近加热壁面液膜达到饱和温度，开始生成气泡，体现为“壁面效应”3.轻度欠热区，越过净蒸汽起始点，气泡脱离壁面，体现为“容积效应”4.饱和沸腾区，此区热量完全用来产生蒸汽29、 临界热流密度和沸腾临界概念？临界热流密度：达到沸腾临界时热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所相应值时，加热表面上气泡诸多，以致使诸多气泡连成一片，覆盖了某些加热面。由于气膜传热系数低，加热面温度会不久升高，而使加热面烧毁。这一临界相应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHF（Critical Heat Flux）。30、 单相流压降普通由哪几某些构成，各某些相应详细作用是什么？提高压降31、 截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别，如何互相转化？容积含气率：单位时间内，流过通道某一截面两相流总容积中，气相所占容积份额。 截面含气率a：也称空泡份额，指两相流中某一截面上，气相所占截面与总流道截面之比。 32、 什么是滑速比？滑速比S是指蒸汽平均速度Vg与液体平均速度Vf之比33、 什么是临界流，对反映堆安全有何意义，单相临界流速如何计算？当流体自系统中流出速率不再受下游背压下降影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流。临界流对反映堆冷却剂丧失事故安全考虑非常重要。临界流量大小不但直接影响到堆芯冷却能力，并且还决定各种安全和应急系统开始工作时间。K定压比热容与定容比热容之比R气体常数T温度34、 达到临界压力比就可以实现临界流速对吗，为什么？不对35、 什么是流动不稳定性，常用有哪几种类型？流动不稳定性：是指在一种质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合两相系统中，流体受到一种微小扰动后所产生流量漂移或者以某一频率恒定振幅或变振幅进行流量振荡。36、 什么是自然循环，形成自然循环条件是什么？自然循环是指在闭合回路内依托热段（上行段）和冷段（下行段）中流体密度差所产生驱动压头来实现流动循环条件：1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段压力损失2.自然循环必要是在一种持续流动回路中进行，如果中间被隔断，就不能形成自然循环37、 反映堆冷却剂工作压力拟定需要考虑哪些方面因素或影响？重要考虑热工水力学因素和设备成本，所谓热工水力学，也就是研究反映堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动热力学过程分析。对于轻水堆，由于压力决定水饱和温度，即水保持液态或饱和蒸汽温度，是热工水力设计一种重要方面，但压力自身对反映堆物理和冷却剂流动影响较小，可以说是温度决定压力。对于气冷堆，冷却剂热力学参数受压力影响大，热工水力学设计直接和压力关于。对于压水堆核电厂，一回路压力决定一回路水饱和温度，继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率。压力升高可以提高热效率，但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而重要决定于反映堆热工水力设计，并且压力升高将带来各主设备承压需求上升，成本和制造难度上升，普通压水堆取15Mpa左右工作压力，相应冷却剂330度左右温度限制。沸水堆由一回路直接产生蒸汽，蒸汽参数事实上决定了压力容器设计压力，而沸水堆堆芯冷却剂为两相流，冷却剂温度和相应压力同样受到热工水力学和材料性能限制，普通温度为286度，压力7.3Mpa。沸水堆由于堆芯较压水堆大，并且压力容器内需要容纳足够空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等，压力容器比压水堆要大，较低压力也有助于压力容器制造。38、 热管和热点定义？热管（hot-channel）：假设在相对孤立冷却系统中，积分功率输出最大冷却剂通道 热点（hot-point）：堆芯内存在某一燃料元件表面热流密度最大点。39、 压水堆重要热工设计准则有哪些？燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下熔化温度燃料元件外表面不容许发生沸腾临界 必要保证正常运营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冷却剂以排出堆芯余热在稳态工况下和可预测瞬态运营工况中，不发生流动不稳定性40、 热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密度影响？核：描述中子通量分布不均匀 工程：描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差导致功率分布不均匀-可用加工误差和记录办法得到41、 减少核热管因子有哪些详细途径？减少热管因子途径： a) 核方面 设立反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等 b) 工程方面 合理控制加工、安装误差；改进冷却剂分派不均匀；加强横向交混等 42、 单通道模型设计法和子通道模型设计法各自指引原则及重要区别是什么？在单通道模型中，把所要计算通道看作是孤立、封闭,堆芯高度上与其她通道之间没有质量、动量和能量互换。这种分析模型不合用于无盒组件那样开式通道。为了使计算更符合实际，开发了子通道模型。这种模型以为到相邻通道冷却剂之间在流动过程中存在着横向质量、动量和能量互换，因而各通道内冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化，热通道内冷却剂焓和温度也会有所减少，相应燃料元件表面和中心温度也随之略有减少。43、 什么是最小烧毁比（MDNBR）？在反映堆热工计算中，为了安全起见，要保证在反映堆运营时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量，就需要把计算出临界热流密度除以一种安全系数，以保证不浮现烧毁事故。这个安全系数称烧毁比。把通道中临界热流密度qDNB与实际热流密度qact二曲线间距离近来处比值称为最小烧毁比，用MDNBR表达。44、 如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度现象？由于工程上不可避免误差，会使堆芯内燃料元件热流密度偏离名义值。45、 反映性控制分哪三类？什么是反映堆固有安全性？紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反映能力，使反映堆紧急关闭。（压水堆：停堆控制棒靠重力迅速插入堆芯。）功率控制：规定某些控制棒动作迅速，虽然补偿微小反映性瞬态变化。补偿控制：分补偿控制棒和化学控制棒两种。依托核反映反映堆自身设计特点，不依托外界能源和动力，所固有安全性能。46、 大破口事故共分几种阶段，各是什么？（1）喷放阶段，此时冷却剂由反映堆容器内大量喷出；（2）再充水阶段，此时应急堆芯冷却水开始注入反映堆压力容器内但水位不超过堆芯底部；（3）再沉没阶段，此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；（4）长期堆芯冷却阶段，堆芯完全沉没，低压安注系统投入并足以去除衰变热。47、 安全壳内可采用什么办法减少氢气积累和危害？安装点火器，减少氢气扩散范畴和减少氢气浓度，从而减少事故风险。采用复合器，缓和氢气浓度生成速率使之低于易燃限制。48、 核电站反映堆有几道安全屏障，各是什么？燃料元件包壳：将裂变产物包容在元件内。二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管，叠成柱体，构成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成包壳管必要尽对密封，在长期运营条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采用办法。一回路压力边界：有反映堆容器和堆外冷却剂环路构成，涉及稳压器、蒸汽发生器、传热管、泵和连接管道等。这屏障足可挡住放射性物质外泄。虽然堆芯中有1%核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。安全壳：将反映堆、冷却剂系统重要设备和主管道包容在内。事故发生时，能制止从一回路系统外逸裂变产物泄漏到环境中去，是保护核电站周边居民安全最后一道防线。