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，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.
第四章 堆内流体的流动过程及水力分析
22、空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值。
g f g
U U U +=α
23、含汽量（含汽率）：
静态含汽量s x = 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x = 蒸汽的质量流量/汽液混合物的总质量流量
平衡态含汽量fg fs e h h h x )
(-=
24、滑速比：f g V V S /=
25、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。
26、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）
27、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）
28、摩擦倍增因子：
29、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。
30、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。
31、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。
32、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）
第五章 堆芯稳态热工分析
33、多相流：多种物相在同一个系统内一起流动（我们讨论汽水两相流）。
34、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。
35、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
36、热管：热管是堆内具有最大焓升的冷却剂通道。
37、热点：热点是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点。（5.3）
38、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
39、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。
40、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。
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：0122=++u
v q dr dt r dr t d κ 瞬态：τ
ακ???=++t q dr dt r dr t d u v 1122 ()p c ?=ρκα/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：
：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。
一、提高动力循环热效率
t
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α、x 与 S 的关系式：
推导如下：
()???
? ???-+=
??-=-=-→-=-=
?=-==?=-=?+=S v v x x S v v x x V v xW V v W x V v W x V W x A V A W x V v xW V xW A V A xW A A A A A g l g l g
g
t l l
t l l t l l t l l l l t g
g t g g t g g g g t g l l g g
)1(11)1()1(11)1()3)(2()3(***)1()1(1)2(***)1(***11ααρρρρα
α有： 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。
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，
起始晶粒度：钢在临界温度以上，奥氏体形成刚结束，其晶粒边界刚刚接触时的晶粒大 小称为奥氏体的起始晶粒度 实际晶粒度：钢在某一具体的加热条件下实际获得的奥氏体晶粒的大小 本质晶粒度:标准实验的方法，即将钢加热到（930+-10）℃，保温3-8小时，冷却后测得的晶粒度 固态相变:金属和陶瓷等固态材料在温度和压力改变时，其内部组织或结构会发生变化，即发生从一种相状态向另一种相状态的转变，这种转变称为固态相变。 伪共析转变：过冷奥氏体将全部转变为珠光体型组织，但合金的成分并非公析成分，并 且其中铁素体和渗碳体的相对含量也与共析成分珠光体不同，随奥氏体的碳含量变化而变化。这种转变称为“伪共析转变” 魏氏组织：在奥氏体晶粒较粗大，冷却速度适宜时，钢中的先共析相以针片状形态与片状珠光体混合存在的复相组织。 热稳定化：淬火时因缓慢冷却或在冷却过程中因停留而引起奥氏体稳定性提高，使马氏体转变迟滞的现象。 形变诱发马氏体：在Ms点以上，一定温度范围内因塑性变形而发生的马氏体 二次淬火：在冷却回火时残余奥氏体转变为马氏体的现象叫二次淬火 二次硬化：当钢中含有较多的碳化物形成元素时，在回火第四阶段温度区形成合金渗碳体或者特殊碳化物。这种碳化物的析出，将使硬度再次提高，称为二次硬化现象 脱溶沉淀：从饱和固溶体中析出第二相（沉淀相）或形成溶质原子聚集区以及亚稳定过渡相的过程称为脱溶或沉淀 淬火时效：含有Mo,W,V,Cu,Be等元素的铁基合金淬火后进行时效时产生时效硬化现象应变时效：纯铁或低碳钢经形变后时效时产生的硬化现象 碳势：纯铁在一定温度下于加热炉气中加热时达到既不增碳也不脱碳并与炉气保持平衡时表面的含碳量 淬透性：钢材被淬透的能力或者说是钢材淬火时获得马氏体能力的特性 淬硬性：淬硬性是指在理想的淬火条件下，以超过临界冷却速度所形成的马氏体组织能够达到的最高硬度，也称可硬性
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。
结构起伏：短程有序的原子集团瞬间出现瞬间消失，这样不断变化着的短程有序的原子集团能量起伏：各微观区域内的自由能并不相同有的高有的低各微观的能量处于的起伏状的状态正温度梯度：是指液相中的温度随与界面的距离的增加而提高的温度分布状况 变质处理：是在浇注前往液态金属中加入形核剂促成形成大量的非均匀晶核来细化晶粒。固溶强化：在固溶体中，随着溶质浓度的增加，固溶体的强度，硬度提高，而塑性韧性有所下降的现象 扩散退火：也叫均与化退火，是指将铸件加热至低于固相线100-200的温度，进行较长时间保温，使偏元素充分进行扩散，达到成分均匀 选择结晶：也叫异分结晶，是指固溶体合金结晶时所结晶出的的固相成分和液相成分不同，这种结晶出的晶体与母相化学成分不同的结晶成分称为 离异共晶：在先共晶相数量较多而共晶组织甚少的情况下，有时共晶组织中与先共晶相相同的那一相，会依附于先共晶相生长，剩下的另一相则单独存在于晶界处，从而使共晶组织的特征消失，这种两相分离的共晶称为 滑移：晶体的塑性变形是晶体的的一部分相对于另一部分沿某些晶面和晶向发生滑移的结果滑移带：如果将表面抛光的单晶体金属试样进行拉伸，当试样经适量的塑性变形后，在金相显微镜下可以观察到，在抛光的表面上出现许多相互平行的线条，这些线条成为滑移带 滑移系：一个滑移面和此面上的一个滑移方向结合起来组成一个滑移系 多系滑移：两个或更多的滑移系上进行的滑移称为多系滑移，简称多滑移 交滑移：由于晶体取向的改变可能使两个或多个相交的滑移面沿一个滑移方向进行滑移，因而使加工硬化效果逐渐下降，这个过程成为交滑移 加工硬化：在塑性变形过程中，随着金属内部组织的变化，金属的力学性能也产生明显的变化，即随着变形程度的增加，金属的强度，硬度增加，而塑性韧性下降 多变形化：是冷变形金属加热时，原来处在滑移面的位错，通过滑移和攀移，形成与滑移面垂直的亚晶界的过程 再结晶：冷变形后的金属加热到一定温度或保温足够时间后，在原来的变形组织中产生于畸变的新晶粒，性能也发生显著变化，并恢复到冷变形前的水平， 临界变形度：通常把对应于得到特别粗大的晶粒的变形称为 热处理：是将钢在固态下加热到预定的温度，并在该温度下保持一段时间，然后以一定速度冷却到室温的一种热加工工艺 马氏体的正方度：体心正方的马氏体，c轴伸长，而另外两个a轴稍有缩短，轴比c/a称为马氏体转变：钢从奥氏体状态快速冷却抑制其扩散性分解在较低温度下发生的无扩散型相变奥氏体的热稳定化：因冷却缓慢或冷却过程停留引起奥氏体稳定性提高而使马氏体转变滞后的现象叫 奥氏体的机械稳定化：由于奥氏体在淬火过程中受到较大塑性变形或受到压应力而造成的稳定化现象 临界冷却速度：表示过冷奥氏体在连续冷却过程中全部转变为珠光体的最大冷却速度 回火：是将淬火钢加热到低于临界点A1的某一温度保温一段时间，使淬火组织转变为稳定的回火组织，然后以适当方式冷却到室温的一种热处理工艺 回火脆性：有些钢在一定的范围内回火时，其冲击韧度显著下降，这种催化现象叫钢的 退火：是将钢加热到临界点Ac1以上或一下温度，保温后随炉缓慢冷却以获得近于平衡状态的热处理工艺 正火：是将钢加热到Ac3或Acm以上适当温度，保温以后在空气中冷却得到珠光体类组织淬火：将钢加热到临界点Ac3或Ac1以上一定温度，保温后以大于临界冷却速度冷却得到马氏体或下贝氏体 等温淬火：是将奥氏体化后的工件淬入Ms点以上某温度盐浴中，等温保持足够长时间，使之转变为下贝氏体组织，然后取出在空气中冷却的淬火方法 调质处理：将淬火和随后回火相结合的热处理工艺成为调质处理 淬透性：是指奥氏体化后的钢在淬火时获得马氏体的能力 淬硬性：表示钢淬火时的硬化能力 形变热处理：是将塑性变形和热处理有机结合在一起的一种复合工艺 自扩散：是不伴有浓度变化的扩散，它与浓度梯度无关，只发生在纯金属和均匀固溶体中互扩散：是伴有浓度变化的扩散，它与异类原子的浓度差有关，如在不均匀固溶体中，不同相之间或不同材料制成的扩散偶之间的扩散过程中，异类原子相对扩散，相互渗透，所以又称为异扩散 下坡扩散：是沿着浓度降低的方向进行的扩散，使浓度趋于均匀化 上坡扩散：是沿着浓度升高的方向进行的扩散，即由低浓度向高浓度方向扩散 原子扩散：在扩散过程中晶格类型始终不变，没有新相产生，这种扩散就成为原子扩散 反应扩散：通过扩散使固溶体的溶质组元浓度超过固溶度极限而形成新相过程称为反应扩散
835 华南理工大学 2018 年攻读硕士学位研究生入学考试试卷（试卷上做答无效，请在答题纸上做答，试后本卷必须与答题纸一同交回）科目名称：反应堆热工水力分析 适用专业：核电与动力工程 共 5 页 一、填空题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、反应堆的热功率与（）成正比。 2、控制棒的热源来源于吸收伽马射线和（）反应释放的热量。 3、达到沸腾临界时的热流密度称为（）。 4、反应堆三大安全屏障的第一层安全屏障是（）。 5、计算两相流压降时的基本参数有空泡份额、（）、滑速比。 6、临界热流密度比的最小值称为最小DNB 比，当最小DNB 比值为（）时，表示燃料元件表面发生烧毁。 7、液体冷却剂的流动压降有（）、（）、加速压降和局部压降。 8、流动不稳定性包括（）和（）。 9、热流密度核热点因子Fq N表示堆芯功率分布的（）。 10、核电厂设置的运行参数的极限值是根据（）和（）原则确定的。 二、单项选择题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、快中子增殖堆要求使用（）做冷却剂。A、 传热能力强而中子慢化能力小的流体B、传热能力 弱而中子慢化能力小的流体C、传热能力强而中子 慢化能力大的流体D、传热能力弱而中子慢化能力 大的流体
2、下述因素的变化不会影响功率分布的有（） A、燃料布置 B、控制棒 C、水隙和空泡 D、燃料装载量 3、下述不属于停堆后的热源是（） A、燃料棒内储存的显热 B、U-235 裂变 C、剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变 D、中子俘获产物的衰变4、对于流动沸腾来说，在较低的壁面温度下，可获得很高的热流密度，因而对实际应用来说最有意义的传热区段是（） A、非沸腾区 B、膜态沸腾区 C、过渡沸腾区 D、核态沸腾区 5、气隙导热模型中的传热形式主要是（） A、辐射 B、对流 C、传导 D、辐射和对流 6、不会导致自然循环能力下降或终止（）A、驱 动压头克服上升段和下降段压力损失B、上升段和下 降段密度差太小C、蒸汽发生器二次侧冷却能力过强 D、堆芯产生气体体积存在压力壳上腔室7、静力学不 稳定性不包括（） A、流量漂移 B、沸水堆的不稳定性 C、沸腾危机 D、流型不稳定性 8、关于热点的描述错误的是（）A、热点是某一燃料元件表面热流密度最 大的点B、热点和热管对确定堆芯功率的输出量起着决定性作用C、燃料元件 表面上热流密度最大的点就是限制堆芯功率输出的热点D、堆芯功率分布的均 匀程度用热流密度和热点因子表示9、压水堆与气冷堆的热工设计准则不同的是（）A、燃料元件芯块内最高温度低于相应燃耗下的熔化温度 B、燃料元件表面不允许发生沸腾临界
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。
正火： 正火，又称常化，是将工件加热至Ac3或Ac m以上40~60℃，保温一段时间后，从炉中取出在空气中或喷水、喷雾或吹风冷却的金属热处理工艺。其目的是在于使晶粒细化和碳化物分布均匀化，去除材料的内应力，降低材料的硬度。 正火，又称常化，是将工件加热至Ac3(Ac?是指加热时自由铁素体全部转变为奥氏体的终了温度)或Ac m(Ac m是实际加热中过共析钢完全奥氏体化的临界温度线)以上30~50℃，保温一段时间后，从炉中取出在空气中或喷水、喷雾或吹风冷却的金属热处理工艺。其目的是在于使晶粒细化和碳化物分布均匀化。正火与退火的不同点是正火冷却速度比退火冷却速度稍快，因而正火组织要比退火组织更细一些，其机械性能也有所提高。另外，正火炉外冷却不占用设备，生产率较高，因此生产中尽可能采用正火来代替退火。 正火的主要应用范围有：①用于低碳钢，正火后硬度略高于退火，韧性也较好，可作为切削加工的预处理。②用于中碳钢，可代替调质处理作为最后热处理，也可作为用感应加热方法进行表面淬火前的预备处理。③用于工具钢、轴承钢、渗碳钢等，可以消降或抑制网状碳化物的形成，从而得到球化退火所需的良好组织。④用于铸钢件，可以细化铸态组织，改善切削加工性能。 ⑤用于大型锻件，可作为最后热处理，从而避免淬火时较大的开
裂倾向。⑥用于球墨铸铁，使硬度、强度、耐磨性得到提高，如用于制造汽车、拖拉机、柴油机的曲轴、连杆等重要零件。⑦过共析钢球化退火前进行一次正火，可消除网状二次渗碳体，以保证球化退火时渗碳体全部球粒化。 正火后的组织：亚共析钢为F+S，共析钢为S，过共析钢为S+二次渗碳体，且为不连续。 正火主要用于钢铁工件。一般钢铁正火与退火相似，但冷却速度稍大，组织较细。有些临界冷却速度（见淬火）很小的钢，在空气中冷却就可以使奥氏体转变为马氏体，这种处理不属于正火性质，而称为空冷淬火。与此相反，一些用临界冷却速度较大的钢制作的大截面工件，即使在水中淬火也不能得到马氏体，淬火的效果接近正火。钢正火后的硬度比退火高。正火时不必像退火那样使工件随炉冷却，占用炉子时间短，生产效率高，所以在生产中一般尽可能用正火代替退火。对于含碳量低于0.25%的低碳钢，正火后达到的硬度适中，比退火更便于切削加工，一般均采用正火为切削加工作准备。对含碳量为0.25～0.5%的中碳钢，正火后也可以满足切削加工的要求。对于用这类钢制作的轻载荷零件，正火还可以作为最终热处理。高碳工具钢和轴承钢正火是为了消除组织中的网状碳化物，为球化退火作组织准备。 普通结构零件的最终热处理，由于正火后工件比退火状态具有更好的综合力学性能，对于一些受力不大、性能要求不高的普
华扶#力*孑 课程设计报告 （20 13 一2014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：06 _________________________ 学生姓名：M _____________________ 指导教师：王胜飞__________________ 设计周数：Ul _______________________ 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。对于反应堆热工设讣，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行，并能适应启动、功率调和停堆等功率变化，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，首先要了解并确左的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选左堆型，确怎所用的核燃料、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范用： （3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H： <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，预先规立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左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英他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表而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）在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳左性。 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?DNBR?J 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英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讣准则： 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、掌握堆芯焰场的计算并求岀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，包壳表面温度及英最髙温度等； 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： 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求： 1.设计时间为一周；
（1）退火：指金属材料加热到适当的温度，保持一定的时间，然后缓慢冷却的热处理工艺。常见的退火工艺有：再结晶退火，去应力退火，球化退火，完全退火等。退火的目的：主要是降低金属材料的硬度，提高塑性，以利切削加工或压力加工，减少残余应力，提高组织和成分的均匀化，或为后道热处理作好组织准备等。 （2）正火：指将钢材或钢件加热到Ac3 或Acm（钢的上临界点温度）以上30～50℃，保持适当时间后，在静止的空气中冷却的热处理的工艺。正火的目的：主要是提高低碳钢的力学性能，改善切削加工性，细化晶粒，消除组织缺陷，为后道热处理作好组织准备等。 （3）淬火：指将钢件加热到Ac3 或Ac1（钢的下临界点温度）以上某一温度，保持一定的时间，然后以适当的冷却速度，获得马氏体（或贝氏体）组织的热处理工艺。常见的淬火工艺有盐浴淬火，马氏体分级淬火，贝氏体等温淬火，表面淬火和局部淬火等。淬火的目的：使钢件获得所需的马氏体组织，提高工件的硬度，强度和耐磨性，为后道热处理作好组织准备等。 （4）回火：指钢件经淬硬后，再加热到Ac1 以下的某一温度，保温一定时间，然后冷却到室温的热处理工艺。常见的回火工艺有：低温回火，中温回火，高温回火和多次回火等。回火的目的：主要是消除钢件在淬火时所产生的应力，使钢件具有高的硬度和耐磨性外，并具有所需要的塑性和韧性等。 （5）调质：指将钢材或钢件进行淬火及回火的复合热处理工艺。使用于调质处理的钢称调质钢。它一般是指中碳结构钢和中碳合金结构钢。 （6）化学热处理：指金属或合金工件置于一定温度的活性介质中保温，使一种或几种元素渗入它的表层，以改变其化学成分，组织和性能的热处理工艺。常见的化学热处理工艺有：渗碳，渗氮，碳氮共渗，渗铝，渗硼等。化学热处理的目的：主要是提高钢件表面的硬度，耐磨性，抗蚀性，抗疲劳强度和抗氧化性等。 （7）固溶处理：指将合金加热到高温单相区恒温保持，使过剩相充分溶解到固溶体中后快速冷却，以得到过饱和固溶体的热处理工艺。固溶处理的目的：主要是改善钢和合金的塑性和韧性，为沉淀硬化处理作好准备等。 （8）沉淀硬化（析出强化）：指金属在过饱和固溶体中溶质原子偏聚区和（或）由之脱溶出微粒弥散分布于基体中而导致硬化的一种热处理工艺。如奥氏体沉淀不锈钢在固溶处理后或经冷加工后，在400～500℃或700～800℃进行沉淀硬化处理，可获得很高的强度。 （9）时效处理：指合金工件经固溶处理，冷塑性变形或铸造，锻造后，在较高的温度放置或室温保持，其性能，形状，尺寸随时间而变化的热处理工艺。若采用将工件加热到较高温度，并较长时间进行时效处理的时效处理工艺，称为人工时效处理，若将工件放置在室温或自然条件下长时间存放而发生的时效现象，称为自然时效处理。时效处理的目的，消除工件的内应力，稳定组织和尺寸，改善机械性能等。 （10）淬透性：指在规定条件下，决定钢材淬硬深度和硬度分布的特性。钢材淬透性好与差，常用淬硬层深度来表示。淬硬层深度越大，则钢的淬透性越好。钢的淬透性主要取决于它的化学成分，特别是含增大淬透性的合金元素及晶粒度，加热温度和保温时间等因素有关。淬透性
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；
热处理名词解释 （1）退火：指金属材料加热到适当的温度，保持一定的时间，然后缓慢冷却的热处理工艺。常见的退火工艺有：再结晶退火，去应力退火，球化退火，完全退火等。退火的目的：主要是降低金属材料的硬度，提高塑性，以利切削加工或压力加工，减少残余应力，提高组织和成分的均匀化，或为后道热处理作好组织准备等。 （2）正火：指将钢材或钢件加热到Ac3 或Acm（钢的上临界点温度）以上30～50℃，保持适当时间后，在静止的空气中冷却的热处理的工艺。正火的目的：主要是提高低碳钢的力学性能，改善切削加工性，细化晶粒，消除组织缺陷，为后道热处理作好组织准备等。 （3）淬火：指将钢件加热到Ac3 或Ac1（钢的下临界点温度）以上某一温度，保持一定的时间，然后以适当的冷却速度，获得马氏体（或贝氏体）组织的热处理工艺。常见的淬火工艺有盐浴淬火，马氏体分级淬火，贝氏体等温淬火，表面淬火和局部淬火等。淬火的目的：使钢件获得所需的马氏体组织，提高工件的硬度，强度和耐磨性，为后道热处理作好组织准备等。 （4）回火：指钢件经淬硬后，再加热到Ac1 以下的某一温度，保温一定时间，然后冷却到室温的热处理工艺。常见的回火工艺有：低温回火，中温回火，高温回火和多次回火等。回火的目的：主要是消除钢件在淬火时所产生的应力，使钢件具有高的硬度和耐磨性外，并具有所需要的塑性和韧性等。 （5）调质：指将钢材或钢件进行淬火及回火的复合热处理工艺。使用于调质处理的钢称调质钢。它一般是指中碳结构钢和中碳合金结构钢。 （6）化学热处理：指金属或合金工件置于一定温度的活性介质中保温，使一种或几种元素渗入它的表层，以改变其化学成分，组织和性能的热处理工艺。常见的化学热处理工艺有：渗碳，渗氮，碳氮共渗，渗铝，渗硼等。化学热处理的目的：主要是提高钢件表面的硬度，耐磨性，抗蚀性，抗疲劳强度和抗氧化性等。 （7）固溶处理：指将合金加热到高温单相区恒温保持，使过剩相充分溶解到固溶体中后快速冷却，以得到过饱和固溶体的热处理工艺。固溶处理的目的：主要是改善钢和合金的塑性和韧性，为沉淀硬化处理作好准备等。 （8）沉淀硬化（析出强化）：指金属在过饱和固溶体中溶质原子偏聚区和（或）由之脱溶出微粒弥散分布于基体中而导致硬化的一种热处理工艺。如奥氏体沉淀不锈钢在固溶处理后或经冷加工后，在400～500℃或700～800℃进行沉淀硬化处理，可获得很高的强度。 （9）时效处理：指合金工件经固溶处理，冷塑性变形或铸造，锻造后，在较高的温度放置或室温保持，其性能，形状，尺寸随时间而变化的热处理工艺。若采用将工件加热到较高温度，并较长时间进行时效处理的时效处理工艺，称为人工时效处理，若将工件放置在室温或自然条件下长时间存放而发生的时效现象，称为自然时效处理。时效处理的目的，消除工件的内应力，稳定组织和尺寸，改善机械性能等。 （10）淬透性：指在规定条件下，决定钢材淬硬深度和硬度分布的特性。钢材淬透性好与差，常用淬硬层深度来表示。淬硬层深度越大，则钢的淬透性越好。钢的淬透性主要取决于它的化学成分，特别是含增大淬透性的合金元素及晶粒度，加热温度和保温时间等因素有关。淬透性好的钢材，可使钢件整个截面获得均匀一致的力学性能以及可选用钢件淬火应力小的淬火剂，以减少变形和开裂。 （11）临界直径（临界淬透直径）：临界直径是指钢材在某种介质中淬冷后，心部得到全部马氏体或50%马氏体组织时的最大直径，一些钢的临界直径一般可以通过油中或水中的淬透性试验来获得。 （12）二次硬化：某些铁碳合金（如高速钢）须经多次回火后，才进一步提高其硬度。这种硬化现象，称为二次硬化，它是由于特殊碳化物析出和（或）由于参与奥氏体转变为马氏体或贝氏体所致。 （13）回火脆性：指淬火钢在某些温度区间回火或从回火温度缓慢冷却通过该温度区间的脆化现象。回火脆性可分为第一类回火脆性和第二类回火脆性。第一类回火脆性又称不可逆回火脆性，主要发生在回火温度为250～400℃时，在重新加热脆性消失后，重复在此区间回火，不再发生脆性，第二类回火脆性又称可逆回火脆性，发生的温度在400～650℃，当重新加热脆性消失后，应迅速冷却，不能在400～650℃区间长时间停留或缓冷，否则会再次发生催化现象。回火脆性的发生与钢中所含合金元素有关，如锰，铬，硅，镍会产生回火脆性倾向，而钼，钨有减弱回火脆性倾向。
《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： = =
名词解释 沸腾钢： 1 只用一定量的弱脱氧剂锰铁对钢液脱氧，因此钢液含氧量较高。 2 在沸腾钢的凝固过程中，钢液中碳和氧发生反应而产生大量气体，造成钢液沸腾，这种钢由此而得名。 3 沸腾钢钢锭宏观组织的特点是，钢锭内部有大量的气泡，但是没有或很少有缩孔。钢锭的外层比较纯净，这纯净的外层包住了一个富集着杂质的锭心。 4 沸腾钢钢锭的偏析较严重，低温冲击韧性不好，钢板容易时效，钢的力学性能波动性较大。 镇静钢： 1 镇静钢在浇注之前不仅用弱脱氧剂锰铁而且还使用强脱氧剂硅铁和铝对钢液进行脱氧，因而钢液的含氧量很低。 2 强脱氧剂硅和铝的加入，使得在凝固过程中，钢液中的氧优先与强脱氧元素铝和硅结合，从而抑制了碳氧之间的反应，所以镇静钢结晶时没有沸腾现象，由此而得名。 3 在正常操作情况下，镇静钢中没有气泡，但有缩孔和疏松。与沸腾钢相比，这种钢氧化物系夹杂含量较低，纯净度较高。镇静钢的偏析不像沸腾钢那样严重，钢材性能也较均匀。 树枝状偏析：（枝晶偏析） 1依据相图，钢在结晶时，先结晶的枝干比较纯净，碳浓度较低，而迟结晶的枝间部分碳浓度较高。 2研究指出，在钢锭心部等轴晶带中枝晶偏析的特点是，在枝干部分成分变化很小，这部分占有相当宽的范围，在枝晶或者两个相邻晶粒之间，富集着碳、合金元素和杂质元素，而且达到很高的浓度。枝干结晶时，在相当宽的范围内造成碳和合金元素、杂质元素的贫化（选择结晶），这种贫化成了枝晶间浓度特高的前提。 3为减少枝晶偏析的程度，可对铸钢和钢锭进行扩散退火。 区域偏析：在整个钢锭范围内发生的偏析 因为选择结晶，杂质元素和合金元素被富集在晶枝近旁的液相中。在凝固速度不是很高的情况下，枝晶近旁液相中杂质元素能够借扩散和液体的流动而被转移到很远的地方。随着凝固的进展，杂质元素在剩余的钢液中不断富集，各种元素在整个钢锭或铸件的范围内发生了重新分布，即产生了区域偏析。 带状偏析：在钢锭中，有时在某些局部地区，化学成分与周围有差异，形成所谓的带状偏析。
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
重庆大学《核反应堆热工分析》期末复习要点 第二章堆的热源及其分布 1、裂变能的近似分配（16页） 2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响） 3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解） 4、停堆后的功率（25页） 5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页） 6、衰变功率的衰减（27页） 第三章堆的传热过程 1、导热的概念（30页） 2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1） 3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页） 4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页） 5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26） 6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页） 7、过渡沸腾传热的定义（41页） 8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点） 9、热静效应（51页） 10、燃料芯块的肿胀含义（52页） 11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页） 第四章堆内流体的流动过程及水力分析 1、单相流体的流动压降组成（87页——92页的黑体标题，共4点） 2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4） 3、Blausius关系式及使用范围（88页） 4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26） 5、多相流的定义（99页）
5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页） 6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页） 7、公式4-49的推导（103页） 8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页） 9、临界流的定义（123页） 10、单相流体的临界流（124页） 11、引起流动不稳定性的原因（133页） 12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页） 13、流量漂移的特点（134页） 14、水动力稳定性准则（136页公式4-176） 第五章 堆芯稳态热工分析 1、热工设计准则（144页——145页） 2、热管和热点的定义（154页） 3、热流密度核热点因子N q F 的计算式（155页公式5-26） 4、焓升热管因子N H F ?的计算式（155页） 5、降低热管因子和热点因子的途径（157页） 6、只有流动交混因子E H F ?的值小于1，其他都大于1（158页） 7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页） 8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页） 9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页） 10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页） 11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页） 第六章 堆芯瞬态热工分析 1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2） 2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页） 3、专设安全系统（220页，共3个）