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反应堆热工分析思考题（仅供参考）第二章堆的热源及其分布1．试述堆的热源的由来及其分布？答：堆的热源来自于核裂变过程种释放的能量；其分布与堆的类型，堆芯的形状，以及堆内燃料，控制棒，慢化剂，冷却剂，反射层等的布置有关，也与时间有关。裂变碎片的动能约占84%，还有裂变中子，裂变产物衰变的r射线，β射线能，过剩中子引起的非裂变反应加反应产物的衰变能。2．影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例，简述他们各自对功率分布的影响。答：a）燃料；采用均匀装载方案，中心区域会出现一个高的功率峰值，降低平均燃耗。采用分区装载的方案，即最高富集度在最外区，最低富集度燃料在中心区，中等富集度燃料位于外区和中心区之间，这样有利与功率展平。b)控制棒；合理的布置控制棒能够使堆的径向功率得到展平，但是会给轴向功率分布带来不利影响。寿期末，由于控制棒的提出，并且堆芯顶部的燃耗较低，中子通量分布就向顶部歪斜。c)水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使该处的中子通量上升，因而水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率的不均匀程度。空泡的存在会使反应堆反应性下降，这种效应在事故工况下尤为显著，因而空泡的存在能减轻某些事故的严重性。3．如何计算控制棒，慢化剂和机构材料种的释热率？答：A）控制棒；控制棒中的总的释热率是两项的总和，即吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α），或（n,γ）反应所产生的热量的全部或一部分。B）慢化剂；慢化剂中的主要热量是裂变中子的慢化，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；热量来源几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ辐射。4．核反应在停堆后为什么还要继续进行冷却？停堆后的热源主要由哪几部分组成，他们各自的特点和规律是怎样的？答：A）反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式反应虽然随即中止，但还是有热量不断的从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此必须采取一定的措施将这些热量到处，防止破坏燃料元件；B）这些热量一部分来源于燃料棒内储藏的显热，还有两个来源是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。铀棒内的显热和剩余中子的衰变热大约在半分钟内传出，其后的冷却完全取决与衰变热。5.试以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前的百分数。大约在停堆后多久剩余裂变可以忽略，这时裂变功率占总功率份额是多少？答：衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。大约半分钟后，裂变热传出，这时裂变功率占总功率的0.747%（轻水堆）.6.如何计算停堆后的功率，以大亚湾核电站为例，试问仅通过自然循环能否带出剩余反应热功率？答：剩余裂变功率加衰变功率（裂变产物的衰变功率加中子俘获产物衰变之和）之和。7．压水堆换料时，从堆中取出的乏燃料元件一般如何处置，该乏燃料元件在运输途中是否需要冷却，为什么？一般将其防止在储存水池中长期冷却，使短寿命核素衰变。在运输过程中需要冷却，因为一些长寿期的核素依旧在衰变放热。第三章堆的传热过程1.热量从堆内输出需要经过哪几个过程，他们的具体表达式是怎样的？答：热传导，对流换热，辐射传热。表达式略。2.如何判别ONB？它对堆的传热计算有何意义？答：B点以前为不沸腾的自然对流区，B点开始出现气泡。B点以后的核态沸腾区在较低的壁面温度下可以获得较大的热流密度。3.何为沸腾临界，他们的机理是怎样的？压水堆在正常工况下，首先应该防止的是快速烧毁还是慢速烧毁，为什么？而在事故工况下又是怎样？答：A)由于受热面上逸出的气泡量太大，以至于阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成了一个液体隔离层，从而使传热性能恶化，加热面温度骤升的现象就称为沸腾临界；B)快速烧毁主要发生在压水堆中，因为压水堆中冷却剂基本处于过冷区或低含气量区。慢速烧毁则多发生在沸水堆中，因为冷却剂含气量高且处于饱和状态。4.过度沸腾，膜态沸腾传热对堆的安全有何意义？答：冷却剂丧失事故中，投入应急堆芯冷却系统后，水注入堆芯并发生再淹没，燃料元件表面迅速出现过冷或低含气量下的沸腾临界之后，依靠过渡沸腾和模态沸腾传热得以冷却。5.秦山核电站和大亚湾核电站采取何种型式的燃料元件，为什么？答：陶瓷燃料，典型的压水堆燃料棒由UO2芯块、锆合金包壳、端塞、压紧弹簧及氦气腔组成。贮气空腔的作用是给裂变气体释放留空间；压紧弹簧的作用是防止运输过程中芯块的窜动。主要为棒状或管状。6.试简述选择燃料元件型式的标准是什么？核潜艇通常采用什么型式的燃料元件。为什么？答：燃料元件的型式与反应堆的类型和用途相关。略。7.试比较压水堆冷却剂不同的注水方式的优缺点，目前常用的是哪一种方式，理由何在？答：端部注入，中间注入，回流式；大多采用端部注入，回流式一般用于管承压的石墨水冷堆，中间注入结构复杂极少使用。8.通常引起压水堆第一道屏障——包壳破坏的原因是什么？如何防止该屏障失效？答：A）氢化引起的局部侵蚀穿孔和脆断、功率剧增引起的芯块-包壳机械和化学相互作用、弹簧松弛引起包壳的振动磨蚀和腐蚀引起的壁厚度减薄以及由于结垢引起包壳局部过热穿孔。B）选择句号良好核性能，相容性，导热性，力学稳定性，抗腐蚀性，抗辐照性，工艺性和经济性的材料。9.何谓可裂变核素，何谓可转换核素，何谓易裂变核素，天然存在的易裂变核素是什么？它占天然铀中的份额多少？答：钍-232和铀-238在快中子轰击下能引起裂变，称为可裂变核素；它们能够分别转化为易裂变核素铀-233和钚-239，所以被称为可转换核素；铀-235，铀-233，钚-239可由任何能量的中子引起裂变，被称为易裂变核素。这三种核素中只有铀-235天然存在，占天然铀中的比例为0.714%。10.对于固体燃料来说，除了能产生核裂变，还必须满足哪些要求？答：良好辐照稳定性；热物性；与包壳的相容性；抗化学腐蚀性；工艺性和经济性。11.试比较金属铀与二氧化铀的异同点，它们各自的特点是什么，用途何在？答：金属铀：密度高，热导率大，工艺性能好。缺点是高温下稳定性不好，高燃耗下尺寸稳定性差，抗腐蚀性差。二氧化铀：熔点高，高温高辐照下几何形状比较稳定，耐腐蚀，与包壳材料锆合金和不锈钢相容性好。缺点是导热性能差，热梯度下具有脆性。金属铀在生产钚和生产动力的双重用途的反应堆中，可用作核燃料。12.钠冷快堆选用什么材料作为核燃料，其燃料元件的特点是什么？答：二氧化铀和二氧化钚的陶瓷芯块棒状燃料元件13.如何选取包壳材料？答：具有良好核性能，相容性，耐腐蚀性，力学性能，辐照稳定性，导热性，工艺性与经济性。14.辐照对二氧化铀的影响是怎样的？答：1）燃耗越深，熔点下降越大；2）热导率随燃耗的加深而减小；3）在高温下，二氧化铀出现显著的热蠕变性，但是在还没有发生热蠕变的温度下，裂变氧化物燃料表现出的塑性明显强化，产生裂变诱导蠕变。4）辐照下，烧结的二氧化铀芯块结构可能会发生“结构再造“现象，再造过程随功率和燃耗的加大而加剧。5）燃料芯块辐照后会发生肿胀和裂变气体的释放。15.简述积分热导率的概念，对棒状芯块，其具体表达式是怎样的，是如何导出的？答：热导率ku随温度的变化不是线性的，因而把ku对t的积分当作整体来看，所以我们把∫ku(t)dt称为积分热导率。-ku(t)2πrL*(dt/dr)=(πr^2)Lqv;16.何谓间隙导数，可以用哪些模型进行计算？它们的优缺点各是什么，适用于什么条件？答：包壳与燃料芯块之间存在一定的间隙，间隙的等效传热系数即为间隙导数。气隙导数模型：忽略对流和辐射传热作用。适用于低燃耗；缺点：难以确定裂变气体含量和间隙尺寸。接触导热模型：适用于燃耗深，芯块与包壳接触。17.简述数值计算的原理以及如何用有限差分方程解决堆内传热问题？答：最基本的数值计算法是有限差分法，实质是将微分方程变成差分方程，然后求解差分方程，并用差分方程的近似解来代替微分方程的解。略。18.如何求出固体慢化剂的温度分布，如果慢化剂的排列呈正方形，如何用简单的方法求出其温度的最大值？答：略19.简述热屏蔽热源的由来及其计算。答：来自堆芯的强辐射（γ射线和中子流）。可以将其近似为大平板进行计算。第四章堆内流体的流动过程和水力分析1.反应堆稳态工况水力计算包括哪些内容？答：1）分析计算冷却剂的流动压降，确定堆芯冷却剂的流量分布以及管道的尺寸，冷却循环泵所需要的输送功率。2）确定自然循环的输热能力。3）分析系统的流动稳定性。2.单相流压降通常由那几部分组成？试以压水堆稳态运行工况为例进行说明.答：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降。略。3.在单相流中，计算非等温流动摩擦压降和未定型流动摩擦压降应注意些什么?答：1）需要考虑边界层内流体粘性系数的改变对摩擦压降所产生的影响；还要考虑从通道进口到出口流体温度改变引起的热物性变化。2）在进口长度内，流体的摩擦阻力比定型流动的摩擦阻力要大一些。4.如何计算带有定位架的棒状燃料元件组件的流动压降？答：一般用Rehme推荐的经验公式进行计算。5．何谓多相流，单组分两相流，双组分两相流。酒精和水混在一起流动是两相流么？二氧化碳和空气呢？答：多种物相在同一个系统内的流动称为多相流；相同化学组分的两相流称为单组份两相流；不同化学组分组成的两相流称为双组分两相流；不是；不是；6.何谓流型，在垂直加热通道中汽水两相流主要存在哪几种流型，研究流型对反应堆热工水力分析有何现实意义？答：在受热通道中，汽水混合物的两相流动可以形成各种各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通常被称为流型；泡状流：液相是连续项，气相以气体的形式弥散在液体中，两相同时沿通道流动。一般发生在过冷沸腾区和饱和沸腾低含气量区。弹状流：柱形气泡和块形液团在通道中心部交替出现的流动。一般出现在饱和沸腾中等含气区。环状流：液相在管壁上形成一个环形连续流，而连续的气相则在管道中心流动，而液环中还弥散着气泡，气相中也夹杂着液滴。出现在过冷的稳定膜态沸腾工况。滴状流：通道中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。在两相流中，流型与系统的压力，流量，含气率，壁面的热流密度以及通道的几何形状和流动方位有着密切的联系，流型的变更通常表征着动量传递和传热特性的改变。因而不同的流型在通道内会产生不同点的流动工况，产生不同的流动压降，不同的传热方式和沸腾临界。7.什么叫空泡份额，滑速比？在汽水两相中定义了哪三种含气量，它们的含义是什么？在过冷沸腾区x和xe是一回事么？在饱和沸腾区呢，为什么？答：空泡份额α：定义为蒸汽的体积与气液混合物总体积的比值；滑速比S：两相流动中，蒸汽的平均速度Vg,液体的平均速度Vf的比值为滑速比；三种含气量：静态含气量xs，气液混合物内蒸汽量与气液混合物总质量的比值；流动含气量x，蒸汽的质量流量与气液混合物质量流量的比值；热力学平衡含气量xe;xe=(h-hfs)/hfg.h是汽液两相混合物的比焓，hfs是饱和液体的比焓，hfg是汽化潜热。平衡态含气量可以为负，也可以为正大于一。若xe为负，则说明流体是过冷的，若大于一，则说明流体已为过热蒸汽。因此，过冷沸腾区显然xe不等于x。8.你知道两相流压降是如何计算的么，它主要有哪些计算模型？答:1）均匀流模型：假设两项均匀混合，把两相流动看作某一个具有假想物性的单相流动。2）分离流模型：假设两项完全分开的单独的流动，并考虑相互间的作用。9.何谓自然循环，它在反应堆热工设计中的地位如何？答：指在闭合回路中，依靠热段和冷段流体密度差所产生的驱动压头来实现的循环称为自然循环。如果堆芯结构和管道设计合理，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。10.何谓临界流，研究临界流对反应堆安全有何意义？答：当流体自系统中的流出速率不再受下游压力的下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流，对于单相流体也称声速流，此时出口流量达到最大值；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的丧失速度和一回路的卸压速度，它的大小直接影响到堆芯的冷却能力，而且决定各种安全和应急系统开始工作的时间。11.计算两相流的Fauske模型与Moody模型之间有没有差别，差别在哪？答：Mood