核反应堆热工分析复习.doc

第一部分 名词解释
第二章 堆的热源及其分布
1、 衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。
2、 裂变能近似分布：总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R射线能量 13是缓发B和R射线能量 同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。
3、 堆芯功率分布和因素：径向贝塞尔函数 轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡
第三章 堆的传热过程
4、 积分热导率：把对温度的积分作为一个整体看待，称之为积分热导率。
5、 燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。
6、 换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。
7、 自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。
8、 大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。
9、 流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。
10、 沸腾曲线：壁面过热度（）和热流密度的关系曲线通常称为沸腾曲线。
11、 ONB点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。
12、 CHF点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux
13、 DNB点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q上升缓慢的核态沸腾的转折点H。Departure from nuclear boiling
14、 沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。
15、 快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升；
16、 慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。
17、 过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。
18、 膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，随着增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。
19、 “长大”：多发生在低于350°C的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。
20、 “肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。
21、 弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。
22、 输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。
23、 易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235是天然存在的，占0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，如钍-232，铀-238；可转换核素：能转化为易裂变核素的核素，如钍-232，铀-238可分别转化为铀-233和钚-239.
24、 包壳材料考虑因素：1核性能 2相容性 3导热性 4力学性 5抗腐蚀性 6辐照稳定性 7工艺性和经济性
25、 热静效应：在高温下对二氧化铀施加静压力，限制它的轴向移动 使燃料芯块密实化
第四章 堆内流体的流动过程及水力分析
26、 空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值。

27、 含汽量（含汽率）：
静态含汽量 = 汽液混合物内蒸汽的质量/汽液混合物的总质量
流动含汽量 = 蒸汽的质量流量/汽液混合物的总质量流量
平衡态含汽量
28、 滑速比：
29、 两相流流型：在受热通道中，汽水混合物的气相和液相同时流动，可以形成各种各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通常就称之为流型。两相流流型主要有泡状流、弹状流、环状流、滴状流四种。
泡状流：液相是连续相，汽相以气泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。
弹状流：它是柱状气泡和块状液团在通道的中心部分交替出现的流动。
环状流：液相在壁管上形成一个环形的连续流，而连续的汽相则在管道的中心部分流动，在液环中还弥散着气泡，在汽相中也夹带着液滴。
滴状流：通道内的流体变成许多细小的液滴悬浮在蒸汽主流中随着蒸汽流动。
30、 均匀流模型：假设两相均匀混合，把两相流动看作为某一个具有假想物性的单相流动，该假想物性与每一个相的流体特性有关。（两相流模型）
31、 分离流模型：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。（4.2两相流体的流动压降）
32、 摩擦倍增因子：
33、 自然循环：指在闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中流体密度差所产生的驱动压头来实现的循环。(4.3自然循环)地位：对反应堆系统来说，如果堆芯结构和管道系统设计得合理，就能够利用这种驱动压头推动冷却剂在一回路中循环，并带出堆内的热量。
34、 临界流：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。（4.4冷却剂的喷放）重要性：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，它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。
35、 流动不稳定性：指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。
36、 密度波不稳定性：由于流量、密度和压降之间相互关系的延迟和反馈效应。（4.5）
37、 压降组成：提升压降Pa 摩擦压降Pf 加速压降Pa 局部压降Pc
38、 突扩：动量方程P1*A1+P1*(A1+A2)-P2*A2=W*(V2-V1) 能量方程
39、 单相临界流：1临界处截面流速等于声速 2上游流体流动不受下游影响
40、 不稳定性危害：1、机械振动导致部件的疲劳损坏 2、流量振荡干扰控制系统 3、流量振荡使局部热应力周期变化导致热疲劳损坏 4、流量振荡使系统传热性能变坏。
41、 流量漂移：系统的流量发生非周期性的漂移，因为压降特性曲线的斜率小于驱动压头特性曲线的斜率。
第五章 堆芯稳态热工分析
42、 多项流：多种物相在同一个系统内一起流动（我们讨论汽水两相流）。
43、 折合速度：指当两相混合物中的任一相作为单独流过整个管道截面时的速度。
44、 DNBR：即临界热流密度比。（5.1热工设计准则）
DNBR=（利用专门公式计算得到的堆内某处的临界热流密度）/（该处的实际热流密度）
DNBR（z）沿着冷却剂通道是变化的，其最小值就是最小DNBR
45、 热管：热管是堆内具有最大焓升的冷却剂通道。
46、 热点：热点是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点。（5.3）
47、 闭式通道：相邻通道的冷却剂之间不存在质量、动量和能量的交换，反之称为开式通道。
第六章 堆芯瞬态热工分析
48、 失流事故：当反应堆带功率运行时，如果主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫突然停止运行，致使冷却剂流量迅速减少时，就发生失流事故。
49、 冷却剂丧失事故：一回路压力边界的任何地方发生破裂，或安全阀及卸压阀卡开等都会造成冷却剂流失，这种事故统称为冷却剂丧失事故，对于水冷反应堆，也叫失水事故。
50、 降低热管因子和热点因子的方法：1核方面：富集度和反射层 2工程方面：减少安装误差
51、 Ne的选择：电功率和动力循环热效率适当折中

第二部分 简答题
1、压水堆的热工设计准则有哪些？（第五章）
答：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。
2、流动不稳定性对系统有哪些危害？（第四章）
答：1、流量和压力振荡所引发的机械力会使部件产生有害的机械振动，而持续的机械振动会导致部件的疲劳损坏。
2、流动振荡会干扰控制系统。在冷却剂同时兼作慢化剂的反应堆中，流动振荡引起反应堆特性的快速变化，使得这一问题变得更为突出。
3、流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏。
4、流动振荡会使系统内的传热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并使临界热流密度大幅度下降，造成沸腾临界过早出现。
3、写出棒状燃料元件二氧化铀芯块的稳态和瞬态导热方程，并解释方程中各物理变量的物理意义。（第三章）
答：稳态：
瞬态：
为热扩散率（m2/s）
4、 压水堆燃料元件的传热，从芯块到冷却剂可以按照什么样的传热过程进行分析？各部分热阻都是什么？画出棒状燃料元件的轴向释热率分布、冷却剂的温度沿轴向的分布、包壳外表面沿轴向的分布、芯块中心温度沿轴向的分布。
答：导热->对流换热->输热；热阻暂略；作图见后
5、大破口失水事故发生的事件序列有哪些？各个阶段有何特点？
答：四个阶段：喷放、再灌水、再淹没和长期冷却；特点暂略
6、 简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。
答：一、商定有关热工参数。
二、确定燃料元件参数。
三、根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算
1、计算平均管冷却剂的质量流密度。2、计算平均管冷却剂的比焓场。3、计算平均管的各类压降。4、计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度。5、计算热管的冷却剂焓场。6、计算最小DNBR。7、计算燃料元件的温度。
四、 技术经济评价。
五、 热工水力实验。
7、气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是什么？画图分析。
答：压降特性曲线的斜率小于驱动压头特性曲线的斜率；图略
8、适当选择核电厂反应堆热工参数以降低电能成本：
一、 提高动力循环热效率：提高冷却剂的工作压力；提高冷却剂的流量；适当选定堆冷却剂的工作温度。
二、 提高堆芯的功率密度
三、 增加核燃料的燃耗深度
四、 减少核电厂的厂用电
五、 降低设备投资费用
9、停堆后反应堆芯的热量来源：
1、 燃料棒内存储的显热
2、 剩余中子引起的裂变
3、 裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变
10、影响管间脉动的主要因素：
（1） 压力：压力越高，蒸汽和水的比体积相差越小，局部压力升高等现象越不易发生，因而脉动的可能性也就越小。
（2） 出口含汽量：出口含汽量越小，汽-水混合物体积的变化也越小，流动就越稳定。
（3） 热流密度：热流密度越小，汽水混合物的体积由热流密度的波动而引起的变化也就越小，脉动的可能性也就越小。
（4） 流速：进口流速越大，阻滞流体流动的蒸汽容积增大现象就越不易发生，因而可以减轻或避免管间脉动。
11、 试导出、 与 的关系式：
推导如下：

12、在一垂直的均匀受热的圆管中，过冷水由进口向上流动，在出口处处于过热状态，叙述水在圆管中流动时所经历的两相流的流型，并简要介绍他们的特点。
答：单相液体->泡状流->弹状流->环状流->具有夹带的环状流->滴状流->单相蒸汽。具体特点见名词解释部分。
13、一维稳态两相流动动量方程 
1）以分离流模型为例，需作如下的假定： 
①两相分开流动，各相均与通道壁面接触，两相间有一公共分界面 
②两相间存在质量交换 
③流动是稳定的，在垂直于流动方向的任一截面上，两相均具有各自的平均流速和平均密度，各点的压力相等 
④蒸汽和液体所占据的通道流通面积之和等于通道的总流面积 
（2） 建立均匀流模型两相压降表达式的前提是： 、
汽相和液相的流速相等 
  两相间处于热力学平衡状态  
使用规定得恰当的经验摩擦系数

二.简答题
1.影响功率分布的因素有哪些，分别有什么影响？
答：A.燃料布置：均匀装载：中心区域会出现较高的功率峰值，限制堆的总功率输出量，且平均燃耗也较低
分区装载：中心功率水平降低，外区功率水平上升，整体功率分布得到展平，平均燃耗也提高了
B.控制棒：用控制棒时堆芯功率峰值对平均功率之比可能高于未受扰动的堆芯的该比值。
径向：堆寿命初期，中央控制棒插入可使径向功率分布得到展平，即中央部分中子通量及功率水平下降了，外区中子通量及功率水平提高了
轴向：插入控制棒给轴向功率分布带来不利影响（如压水堆中，寿期初堆顶部插入控制棒，中子通量向堆底部歪斜；寿期末抽出控制棒，中子通量向堆顶部歪斜）
C.水隙及空泡：水隙：引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，导致周围元件功率升高，从而增大功率分布不均匀度；
空泡：使周围的堆芯反应性下降
2. 控制棒、慢化剂和结构材料中热量产生的来源？
答：A.控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射以及控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应
B.慢化剂的热源：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.结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ射线
3.两种沸腾的定义及特点是什么？
答：大容积沸腾：定义：指由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾
特点：液体流速很低，自然对流换热起主导作用
流动沸腾：定义：指流体流经加热通道是发生的沸腾，亦称为对流沸腾
特点：常发生在强迫对流工况下
4.沸腾临界包括哪两类，它们的物理特点及发生的区域分别是什么？
种类
过冷或低含汽量下的沸腾临界
高含汽量下的沸腾临界
物理特点
当热流密度值超过临界热流密度值，此时温度会跃升到下一个稳定的膜态沸腾区所对应温度，温度跃迁可达近千摄氏度，足以导致加热面的迅速“烧毁”，称为快速烧毁。
由于环状流工况具有快速流动的蒸汽核心，具有较大的换热系数，壁温升高速率较慢，金属材料不会立即烧损，但当燃料元件包壳表面干湿交替变化时，包壳也会损坏，又称慢速烧毁。
发生区域
压水堆的堆芯通道
沸水堆的堆芯通道
物理现象
受热面上溢出的气泡数量太多，阻碍了液体的补充，在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而是传热性能恶化，加热面的温度骤升
在高含汽量下，但冷却剂的流型为环状流是，由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层被破坏，从而导致临界沸腾
取决因素
热流密度、系统压力、冷却剂流量、含汽率以及冷却剂流过堆芯时的焓升等因素
主要取决于流型参数，而与近壁面参数关系很小
答：
5.燃料元件的热工设计要求？
答：A.（选取合适的燃料材料和包壳材料，并限制元件芯块中心温度低于燃料的熔点，包壳表面热流密度低于临界热流密度以）保证燃料元件包壳在寿命期内完整性
B.棒径选择除满足物理设计中的水铀比要求外，还须满足热工传热的要求
C.（限制包壳外表面的最大温度和限制芯块----包壳交界面处的最大温度来）保证在整个寿命期不产生不良的物理化学作用
D.满足结构方面要求并易于加工，工艺性能好
E.经济性好，价廉
6.UO2陶瓷燃料的优缺点？
答：优点：熔点高、高温和高辐照下几何形状比较稳定；高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能；与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好
缺点：导热性能差；热梯度下的脆性
7.单相流体的流动压降包括哪些，定义分别是什么？
答：提升压降：指流体自截面1至截面2时由流体位能改变而引起的压力变化
加速压降：指因流体速度发生改变而引起的压力变化
摩擦压降：指流体沿等截面直通道流动时由沿程摩擦阻力的作用而引起的压力损失
形阻压降：指流体流经有急剧变化的固体边界时所出现的集中压力损失
9.降低热管因子和热点因子的途径有哪些？
答：核方面： 径向 沿堆芯径向装载不同富集度的核燃料；堆芯周围设置反射层；堆芯径向不同位置布置一定数量的控制棒和可燃毒物棒
轴向 设置反射层或长短控制棒结合
工程方面：合理控制有关部件的加工及安装误差，兼顾工程热管因子和热点因子数值的减少和加工费用的增加（合理的结构设计和反应堆水力模拟实验，改善堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀性；加强堆芯内相邻冷却剂通道间的流体横向交混，降低热管内冷却剂的焓升）
10.失流事故和失水事故的区别？
答：失流事故：当反应堆带功率运行时，若主循环泵因动力故障或机械故障而被迫突然停止运行致使冷却剂流量迅速减少时，就发生失流事故。过程的特征由冷却剂流量的下降和堆芯功率下降决定
失水事故：一回路压力边界的任何地方发生破裂，或安全阀及卸压阀卡开等造成冷却剂的流失，这种事故称为冷却剂丧失事故。对于水冷反应堆，叫做失水事故。
三.综合题
1.1当通道内开始出现沸腾段，此时压降随流量变化趋势由什么决定？
答：A.由于流量的降低，压降有下降的趋势
B.由于产生沸腾，汽水混合物体积膨胀流速增加，从而使压降反而随流量减少而增大
1.2水动力稳定性准则是什么？
答：
1.3防止水动力不稳定性的措施哪些？
答：A.

B
方 法：(1)在通道口加装节流件，增大进口局部阻力；
(2)选取合理的系统参数。
a.选择较高的系统压力（系统压力越高，两相比体积就相差越小，流动就越稳定）
b.选取合适的欠热度——水蒸汽比相同压力下饱和温度低的程度
Ÿ 欠热度对水动力特性影响有一定界限值
Ÿ 小于该界限值，减小欠热度，可使流动趋于稳定；欠热度为零时必然稳定
Ÿ 大于该界限值，只有增加通道进口过冷度，才能提高流动稳定性

1.4描述曲线 I和曲线II
答：曲线 I表明随着流量的降低，压降有下
降的趋势
曲线II中ba段表明此时由于产生了沸腾，汽水混合物体积膨胀流速增加，导致压降随流量减少而增加；aO段表明a点之后，若继续降低流量，通道出口的含汽量会很大，甚至出现过热段，流量越低，过热段所占比例就越大，此时体积膨胀对增加压降所起的作用已经很小，压降差不多沿着过热蒸汽的水动力曲线随流量单调下降。曲线说明了与W之间并不是单调关系，在曲线a、b两点之间所包含的压降范围内对应一个压降可能有三个不同流量。