核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
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。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 3、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。 4、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。 5、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。 6、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。 7、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。 8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、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 11、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 12、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。 13、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； 14、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。 15、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。 16、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?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。 17、“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。 18、“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。 19、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。 20、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。 21、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，
反应堆热工基础卷子 2010级成都理工大学 一、填空 1、核反应堆中，裂变碎片的动能约占总能量的84％，裂变能的绝大部分在燃料元件内转换 为热能，少量在慢化剂内释放，通常取97.4％在燃料元件内转为热能。 2、影响堆芯功率分布的因素主要有燃料布置、控制棒、水隙及空泡。 3、进行瞬态分析的四类电厂工况是正常运行和运行瞬变、中等频率故障、稀有故障和极限 事故。 4、核电厂专设安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和其 他安全设施。 5、回路系统的压降一般包括：提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降。 6、垂直加热通道中的主要流型包括：泡状流、环状流、滴状流。 二、问答 1、简述反应堆热工分析的内容包括哪5项？ 答：分析燃料元件内的温度分布；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；预测各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化工程；分析事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 2、核反应堆停堆后为什么还要继续进行冷却？ 答：核反应堆停堆后，虽然堆内自持的裂变反应随即终止，但还是有热量不断地从燃料芯块通过包壳传入冷却剂中。这些热量主要来自燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变和裂变产物和中子俘获产物的衰变，因此，反应堆停堆后，还必须继续进行冷却，以便排出这些热量，防止燃料元件损坏。 3、就压水堆而言，造成流量分配不均匀的主要原因有哪些？ 答：就压水堆而言，造成流量分配不均匀的原因主要有：进入下腔室的冷却剂流，不可避免地会形成许多大大小小的涡流区，从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同；各冷却通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同，其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样，燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差，会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值，各冷却剂通道中的释热量不同，引起冷却剂的温度、热物性以及含气量也各不相同，导致各通道中的流动阻力产生显著差别。 4、什么是流动不稳定性？在反应堆中蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允 许出现流动不稳定性，为什么？ 答：流动不稳定性是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种频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。流动不稳定性对反应堆系统的危害很大，主要表现在流量和压力振荡所引起的机械力会使部件产生有害的机械振荡，导致部件的疲劳损坏；流动振荡会干扰控制系统；流动振荡会使部件局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏；流动振荡使系统内的换热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并可能造成沸腾临界过早出现。 5、简述压水堆涉及中所规定的稳态设计准则？ 答:目前压水堆设计中所规定的稳态设计准则一般有以下几点：燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的烙化温度，燃料元件外表面不允许发生沸腾临界，必须保证正行运行工况下燃料原件和对内构件能够得到充分冷却。在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热，在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定。
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
1 第一章 绪 论 (一)液体的主要物理性质 1．惯性与重力特性：掌握水的密度ρ和容重γ； 2．粘滞性：液体的粘滞性是液体在流动中产生能量损失的根本原因。 描述液体内部的粘滞力规律的是牛顿内摩擦 定律 : 注意牛顿内摩擦定律适用范围：1)牛顿流体， 2)层流运动 3．可压缩性：在研究水击时需要考虑。 4．表面张力特性：进行模型试验时需要考虑。 下面我们介绍水力学的两个基本假设： (二)连续介质和理想液体假设 1．连续介质：液体是由液体质点组成的连续体,可以用连续函数描述液体运动的物理量。 2．理想液体：忽略粘滞性的液体。 （三）作用在液体上的两类作用力 第二章 水静力学 水静力学包括静水压强和静水总压力两部分内容。通过静水压强和静水总压力的计算，我们可以求作用在建筑物上的静水荷载。 （一）静水压强： 主要掌握静水压强特性,等压面,水头的概念，以及静水压强的计算和不同表示方法。 1．静水压强的两个特性： （1）静水压强的方向垂直且指向受压面 （2）静水压强的大小仅与该点坐标有关，与受压面方向无关， 2.等压面与连通器原理：在只受重力作用,连通的同种液体内, 等压面是水平面。 (它是静水压强计算和测量的依据） 3．重力作用下静水压强基本公式（水静力学基本公式） p=p 0+γh 或 其中 ： z —位置水头， p/γ—压强水头 （z+p/γ）—测压管水头 请注意，“水头”表示单位重量液体含有的能量。 4．压强的三种表示方法：绝对压强p ′，相对压强p ， 真 空度p v , ↑ 它们之间的关系为：p= p ′-p a p v =│p │（当p ＜0时p v 存在）↑ 相对压强:p=γh,可以是正值，也可以是负值。要求 掌握绝对压强、相对压强和真空度三者的概念和它们之间的转换关系。 1pa(工程大气压)=98000N/m 2=98KN/m 2 下面我们讨论静水总压力的计算。计算静水总压力包括求力的大小、方向和作用点，受压面可以分为平面和曲面两类。根据平面的形状：对规则的矩形平面可采用图解法，任意形状的平面都可以用解析法进行计算。 （一）静水总压力的计算 1)平面壁静水总压力 （1）图解法：大小：P=Ωb, Ω--静水压强分布图面积 方向：垂直并指向受压平面 作用线：过压强分布图的形心，作用点位于对称轴上。 静水压强分布图是根据静水压强与水深成正比关系 绘制的，只要用比例线段分别画出平面上俩点的静水压强，把它们端点联系起来，就是静水压强分布图。 （2）解析法：大小：P=p c A, p c —形心处压强 方向：垂直并指向受压平面 作用点D ：通常作用点位于对称轴上，在平面的几何中心之下。 求作用在曲面上的静水总压力P ，是分别求它们的水平分力P x 和铅垂分力P z ，然后再合成总压力P 。 （3）曲面壁静水总压力 1）水平分力：P x =p c A x =γh c A x 水平分力就是曲面在铅垂面上投影平面的静水总压力，它等于该投影平面形心点的压强乘以投影面面积。要求能够绘制水平分力P x 的压强分布图，即曲面在铅垂面上投影平面的静水压强分布图。 2〕铅垂分力：P z =γV ,V---压力体体积。 在求铅垂分力P z 时,要绘制压力体剖面图。压力体是由自由液面或其延长面,受压曲面以及过曲面边缘的铅垂平面这三部分围成的体积。当压力体与受压面在曲面的同侧，那么铅垂分力的方向向下；当压力体与受压面在曲面的两侧，则铅垂分力的方向向上。 3〕合力方向：α=arctg 下面我们举例来说明作用在曲面上的压力体和静水总 压力。 例5图示容器左侧由宽度为b 的直立平面AB 和半径为R 的1/4圆弧曲面BC 组成。容器内装满水，试绘出AB 的 压强分布图和BC 曲面上的压力体剖面图及水平分力的压强分布图，并判别铅垂作用力的方向, 铅垂作用力大 小如何计算？ 解：(1)对AB 平面，压强分布如图所示。总压力P=1/2 γH 2b ； (2)对曲面BC ，水平分力的压强分布如图所示， c p z =+γ x z P P d y d u μ τ=
迎接下一届学弟带来全新运气 岁月改变重修不变仍要继续努力 湖工大门常打开开放怀抱等你 拥抱过就有了默契下个重修是你 不管远近都是老乡请不要桑心 相约好了在一起别怪我坑你 湖工奇葩惹人气流传每段传奇 为湖工的未来播种请你留下痕迹 陌生熟悉都是老乡请不用客气 第一次来没关系慢慢告诉你 湖工欢迎你送你一张电信 为湖工的天翼合作埋伏笔 湖工欢迎你吃饭办网要买天翼 在考场里刷新手机 给排水专业知识：给水排水工程以水的社会循环为研究内容。水危机是我国社会经济发展的主要制约因素。我国的水危机是以水资源短缺和水环境污染为标志的。给水排水工程担负着解决我国水危机的重担，覆盖以下专业领域：水资源可持续利用和保护、水的社会循环、水的生态功能、节水工作、水质及其相关的高新技术等 学科简介：给水排水工程是一门应用很广泛的学科，它是以城市水的输送、净化及水资源保护与利用有关的理论与技术为主要研究内容，与城市、城镇建设事业、工业生产、环保和人民生活密切相关的重要学科。 业务培养要求：本专业学生主要学习普通化学、分析化学、工程力学、测量学、工程制图、微生物学、水力学、电工学、给水排水工程学科的基本理论和基本知识，受到外语、计算机技术及绘图、污染物监测和分析、工程设计、管理及规划方面的基本训练，具有水科学和环境技术领域的科学研究、工程设计和管理规划方面的基本能力，掌握对水的开发、净化、输送、回收与应用必需的基本理论、基本技能，接受工程师训练和初步的科研方法训练，具有较好地独立获取知识和分析、解决给水排水工程实际问题的基本能力，具备规划给水排水系统、进行给水排水工程的工艺设计、施工、管理和简单的结构设计的能力并掌握水资源控制与保护、节水等相关知识。 建筑给排水的发展趋势：1水问题的日趋严重性，使得水问题经常占据媒体的头版头条。2能源问题对建筑给排水的影响。3中国综合国力的提高要求建筑给排水同步发展。4信息技术的迅猛发展带来的社会变化对建筑给排水各层面的影响。5市场对建筑给排水的影响。趋势：1建筑给排水将随同国民经济同步发展，由于本行业技术发展和信息的沟通，其行业增长幅度将大大高于GDP增长百分点；城市中水及雨水利用、节水系统及设备的利用率将
一、设计要求 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： 1.燃料元件芯块内最高应低于其他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得到充分冷却；在事故工况下 能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； 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。 5.在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而 热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 二、设计任务 某压水反应堆的冷却剂和慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列，已知下列参数：系统压力P15.8M P a 堆芯输出热功率N t1820M W 冷却剂总流量W32500t/h 反应堆进口温度t f i n287℃堆芯高度L 3.60m 燃料组件数m121 燃料组件形式n0×n017×17 每个组件燃料棒数n265 燃料包壳外径d c s9.5m m 燃料包壳内径d c i8.6m m 燃料包壳厚度δc0.57m m 燃料芯块直径d u8.19m m 燃料棒间距（栅距）s12.6m m 两个组件间的水隙δ0.8m m UO2芯块密度ρUO2 95%理论密度旁流系数ζ5% 燃料元件发热占总发热份额F a97.4% 径向核热管因子 1.33 轴向核热管因子 1.520 热流量核热点因子= 2.022 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热点因子(未计入交混因子) 1.142 交混因子0.95 焓升核热管因子= 1.085
目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)
一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距（栅距） 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05
若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下 表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体） 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向上的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计要求 1．设计时间为两周； 2．独立编制程序计算； 3．迭代误差为0.1%； 4．计算机绘图； 5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁； 6．设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： （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。 目前，压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200～2450℃之间。 （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。
第一章土方工程 1、园林用地的竖向设计、等高线的概念 园林用地的竖向设计：是园林中各个景点、各种设施及地貌等在高程上如何创造高低变化和协调统一的设计。 等高线是一组垂直间距相等、平行于水平面的假象面，与自然地貌相交切所得到的交线在平面上的投影。 2、园林设计中影响土方工程量的因素 ①竖向设计是否遵循“因地制宜”的设计原则 ②园林建筑与地形结合情况 ③园路的选线对土方工程量的影响 ④多设计小地形、微地形，少进行大规模的挖湖堆山 ⑤缩短土方调配运距，减少搬运 ⑥合理布置管道线路和埋深，重力流管要避免逆坡埋管 3、设计等高线在园林设计中的具体应用 （1）陡坡变缓坡或缓坡改陡坡 （2）平垫沟谷 （3）削平山脊 （4）平整场地 （5）园路设计等高线的计算和绘制 4、土方工程量计算的方法，每一种方法的概念、分类及适用地形。 计算土方体积的方法： 用求体积公式估算 在城市绿化建设中，不管是原地形还是设计地形经常会碰到类似锥体、棱台等几何形体的地形单体，如山丘、池塘等。这些地形单体的体积可用近似的几何体体积公式进行计算。此法简易便捷，但精度较差，一般多用于估算。 断面法断面法是以一组等距（或不等距）的互相平行的截面将拟计算的地块、地形单体（如山、溪涧、池、岛等）和土方工程（如堤、沟渠、路堑、路槽等）分截成“段”，分别计算这些段的体积，再将各段体积相加，以求得该计算对象的总土方量。 计算精度取决于截面的数量，多则精，少则粗。根据剖面的剖取方向不同，分：垂直剖面法、水平剖面法（等高面法）和斜面剖面法。 （1）垂直断面法：沿地形走向，用垂直断面将填（挖）地区分割成若干小段，再用相邻两断面面积和间距求得土方体积。 此法适应于带状地形单体或土方工程（如带状山体、水体、沟、堤、路堑等）的土方量的计算。 （2）等高面法（水平断面法）：等高面法是沿等高线取面时，等高距即为二相邻断面的高，计算方法同断面法。 等高面法最适于大面积的自然山水地形的土方计算。由于园林设计图纸上的原地形和设计地形均用等高线表示，因而采取等高线法进行计算最为便当。 方格网法 适用范围：平整场地（即将原来高低不平的、比较破碎的地形按设计要求整理为平坦的具有一定坡度的场地。 方格网法是把平整场地的设计工作和土方量计算工作结合一 起完成 5、方格网法计算土方量的工作程序及计算过程。 （计算过程中涉及的概念，如零点线、施工标高等要掌握，有关计算过程须掌握） 工作程序： （1）在图上作方格网控制场地，方格网边长数值大小根据要计算的精确度相关（20-40m）。 （2）用插入法计算场地的角点原地形标高
《核反应堆热工分析》课程设计 学生：杨伟 学号：20094271 指导教师：陈德奇 专业：核工程与核技术 完成时间:2012年7月5日 重庆大学动力工程学院 二O一二年六月
通过本课程设计，达到以下目的： (1)深入理解压水堆热工设计准则； (2)深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道（平均 管）、热通道（热管）、热点等在反应堆热工设计中的应用； (3)掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数；烧毁比 DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度t0及其最高温度t0,max，包壳表面温度t cs及其最高温度t cs,max等； (4)求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度， 燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； (5)通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； (6)掌握压降的计算； (7)掌握单相及沸腾时的传热计算。
某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水，用UO2作燃料，用Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，采用正方形排列。已知参数如表1所示： 将堆芯自下而上分为6个控制体，其轴向归一化功率分布如表2所示： 表2： 堆芯归一化功率分布
3 计算过程及结果分析 3.1流体堆芯出口温度(平均管) ) 1(***..ζ-+ =p t a in f out f C W N F t t 按15.5MPa 下流体平均温度 =(t f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320，则=（292.4+320）/2=306.2，差得=5.836KJ/Kg 。 20.24633.6*) 05.01(*836.5*685003016000 974.0..=-?+ =in f out f t t 由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件 3.2燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 == W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得： = =
水利职业道德试题 一、单项选择题 1. 水利行业精神是：“（献身）、负责、求实” 。 2. 水利职业道德的基础和核心是：（爱岗敬业）。 3. （奉献社会）是社会主义职业道德的最高要求，是为人民服务和集体主义精神的最好体现。 4. 水利工作者最基本、最主要的道德规范是：（爱岗敬业）。 二、多项选择题 1. 道德是一种社会意识形态，是人们共同生活及其行为的（准则与规范），道德往往代表着社会的（正面价值取向），起（判断）行为正当与否的作用。 2. 道德作为意识形态，是（世界观；人生观；价值观）的集中体现。 3. 水利职业道德作为一个行业的职业道德，是社会主义职业道德体系中的（组成部分），（从属 于）和（服务于）社会主义职业道德。 4. 水利职业道德是社会主义职业道德基本要求在水利行业的具体化，社会主义职业道德基本要求与水 利职业道德的关系是（共性）和（个性），（一般）和（特殊）的关系。 5. 建设社会主义市场经济体制，必须明确自己职业所承担的（社会职能；社会责任；价值标准；行为 规范），并要严格遵守，这是建立和维护社会秩序，按市场经济体制运转的必要条件。 6. 必须充分发挥职业道德在提高干部职工的思想政治素质上的（导向、判断、约束、鞭策）和（激 励）功能，为水利改革发展实现新跨越提供强有力的（精神动力）和（思想保障）。 7. 水利职业道德建设的基本原则包括：（必须以科学发展观为统领；必须以社会主义价值体系建设为根本；必须以社会主义荣辱观为导向；必须以和谐文化建设为支撑；必须弘扬和践行水利行业精神） 8. 在水利职业道德的具体要求中，包括（爱岗敬业，奉献社会；崇尚科学，实事求是；艰苦奋斗，自强不息；勤奋学习，钻研业务；遵纪守法，严于律己；顾全大局，团结协作；注重质量，确保安全） 9. 水利职业道德教育，要以树立正确的（世界观；人生观；价值观）教育为核心。 10. 水利职业道德修养是指水利工作者在职业活动中，自觉根据水利职业道德规范的要求，进行（自我 教育；自我陶冶；自我改造；自我锻炼），提高自己道德情操的活动。 11. 水利职业道德教育和实践活动，内容可以涉及水利工作者的（职业工作；社会活动；日常生活）等方面。 三、判断题 1. 职业道德，就是同人们的职业活动紧密联系的符合职业特点所要求的道德准则、 道德情操与道德品质的总和。V 2. 水利工作者在职业活动中，遵纪守法更多体现为自觉地遵守职业纪律，严格按照职业活动
水力学基本知识 一、单项选择题 1.单位体积的物体所含有的质量称为密度，密度的国际单位是（） （A）kg/m3（B）g/ m3（C）N／m3（D）kN/ m3 2.单位体积的物体所具有的重量称为容重，容重的单位为（）。 (A)kg/ m3 (B)N／m3或kN／m3（C）t/ m3（D）g/ m3 3.黏滞力的存在可使水流的流速分布（） (A)均匀 (B)处处相等（C）不均匀 (D)处处相同 4.液体静止时不能承受拉力和剪切力，但却能承受（）。 (A)压力 (B)水平力（C）垂直力（D）作用力 5.水在静止状态下对固体边壁的压力称为（）。 （A）静水压力（B）动水压力（C）水重（D）作用力 6.静水压力的大小与受压面在水中的深度和受压面积的大小（） (A)成反比 (B)成正比（C）成比例（D）无关 7.单位面积上的静水压力称为（）。 (A)静水压强 (B)静水压力（C）动水压力（D）动水压强8．静水压强的单位是（）。 (A)t /m3 (B) kg /m3（C）g/m3（D）N／㎡或kN／㎡ 9.流速是指液体质点在单位时间内运动的距离，流速的单位为（） （A）kg/m3（B）N／㎡（C）m/s （D）m/s2 10.流量是指单位时间内通过河道某一过水断面的液体（） (A)体积 (B)重量（C）质量（D）面积
11.一般所说的流速是指同一断面上的（） (A)平均流速 (B)最小流速（C）水面流速（D）最大流速 12.江河渠道中不同过水断面及同一过水断面上不同点的流速往往是（）。 （A）不同的（B）相同的（C）没有关系的（D）不能确定13.若在任意固定空间点上，水流的所有运动要素都不随（）变 化，称为恒定流。 (A)时间 (B)空间 (C)位置 (D)方向 14.运动要素不随（）变化的水流称为均匀流。 (A)时间 (B)流程 (C)横向 (D)水深方向 15.明渠均匀流的特征不包括（）。 (A)过水断面的形状、尺寸和水深沿程不变 (B)流速分布沿程变化 (C)断面平均流速沿程不变 (D)总水头线、水面线和渠底线相互平行 16.产生明渠均匀流的条件包括：水流（），渠道必须是长而直、 底坡不变的正坡渠道，过水断面的形状、尺寸、粗糙程度沿程不变，不存在阻水建筑物和干扰。 (A)必须是恒定流 (B)流量增加 (C)流量减少 (D)随时间变化 二、判断题 1.物体自身所含物质的多少称为物体的质量，质量的国际单位是千克（kg）。 2.质量和重量相同。 3.静水内部任一点上的静水压强大小，只与水面压强和该点在水面以
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院 班级：实践核1101班 学号：1111440306 学生：佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩：
日期：2014 年 6 月19 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他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构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （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。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算；
第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类： 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)
缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好
《水力学》学习指南 中央广播电视大学水利水电工程专业(专科) 同学们，你们好！这学期我们学习的水力学是水利水电工程专业重要的技术基础课程。通过本课程的学习，要求大家掌握水流运动的基本概念、基本理论和分析方法，；能够分析水利工程中一般的水流现象；学会常见的工程水力计算。 今天直播课堂的任务是给大家进行一个回顾性总结，使同学们在复习水力学时，了解重点和难点，同时全面系统的复习总结课程内容，达到考核要求。 第一章 绪 论 (一)液体的主要物理性质 1．惯性与重力特性：掌握水的密度ρ和容重γ； 2．粘滞性：液体的粘滞性是液体在流动中产生能量损失的根本原因。 描述液体内部的粘滞力规律的是牛顿内摩擦定律 : 注意牛顿内摩擦定律适用范围：1)牛顿流体， 2)层流运动 3．可压缩性：在研究水击时需要考虑。 4．表面张力特性：进行模型试验时需要考虑。 下面我们介绍水力学的两个基本假设： (二)连续介质和理想液体假设 1．连续介质：液体是由液体质点组成的连续体,可以用连续函数描述液体运动的物理量。 2．理想液体：忽略粘滞性的液体。 （三）作用在液体上的两类作用力 第二章 水静力学 水静力学包括静水压强和静水总压力两部分内容。通过静水压强和静水总压力的计算，我们可以求作用在建筑物上的静水荷载。 （一）静水压强： 主要掌握静水压强特性,等压面,水头的概念，以及静水压强的计算和不同表示方法。 1．静水压强的两个特性： （1）静水压强的方向垂直且指向受压面 （2）静水压强的大小仅与该点坐标有关，与受压面方向无关， 2.等压面与连通器原理：在只受重力作用,连通的同种液体内, 等压面是水平面。 (它是静水压强计算和测量的依据） 3．重力作用下静水压强基本公式（水静力学基本公式） p=p 0+γh 或 其中 ： z —位置水头， p/γ—压强水头 （z+p/γ）—测压管水头 请注意，“水头”表示单位重量液体含有的能量。 4．压强的三种表示方法：绝对压强p ′，相对压强p ， 真空度p v , ↑ 它们之间的关系为：p= p ′-p a p v =│p │（当p ＜0时p v 存在）↑ 相对压强:p=γh,可以是正值，也可以是负值。要求掌握绝对压强、相对压强和真空度三者的概念 c p z =+γ dy du μ τ=
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低