1，堆内热源的由来和分布特点。
裂变（1）瞬发裂变碎片的动能（在燃料元件内）；裂变中子的动能（大部分在慢化剂中）；瞬发γ射线的能量（堆内各处）。（2）缓发裂变产物衰变的β射线能（大部分在燃料元件内）；裂变产物衰变的γ射线（堆内各处）
过剩中子引起的（n,γ）反应瞬发和缓发来源是过剩中子引起的裂变反应加（n,γ）反应产物的β衰变和γ衰变能（堆内各处）。
2，影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？
（1）燃料布置，目前核电厂压水堆通常采用分压装载的方案。优点，功率分布得到了展平；燃料的平均燃耗提高了。（2）控制棒，均匀布置有利于径向中子通量的展平，但给轴向功率分布带来了不利影响。（3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用使该处的中子通量上升因而使水隙周围远见的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。克服方法，采用棒束控制棒组件。空泡将会导致堆芯反应性下降，空泡的存在能减轻某些事故的严重性。沸水堆，下部插入。4，燃料的自屏效应。5，堆内结构材料
3，控制棒中的热源来源是什么？
（1）吸收堆芯的r辐射。（2）控制棒本身吸收的中子的（n，α）或者（n，γ）反应。4，热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？
（1）裂变中子的慢化。（2）吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量。（3）吸收各种γ射线的能量。
5，反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。
（1）燃料棒内储存的显热。（2）剩余中子引起的裂变。（3）裂变产物的衰变以及中子俘获产物的衰变。特点，在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速的衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
6，铀-235作为燃料的压水堆，每次裂变释放出来的总能量约为多少？在大型压水堆的设计中，往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几？200Mev97.4%
7，与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比，现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么？
（1）功率的分布得到了展平，这对提高整个反应堆的热功率都是有利的。（2）换料操作简单。（3）燃料的平均燃耗提高了。
8，什么是积分热导率？为什么要引入积分热导率？
对于Ku小的燃料，Ku随燃料的温度变化较大，如果采用算术平均温度下的Ku值计算燃料芯块的中心温度将会带来较大的误差，因为必须考虑Ku随燃料温度的变化，但是Ku 随温度的变化往往不是线性关系，要直接用它进行计算仍然比较麻烦，因为往往把Ku对温度t的积分作为一个整体来看待，而不直接做积分运算，我们把Ku对温度t的积分称为积分热导率。
9，什么是沸腾临界，沸腾临界可以分为哪两种？
P37图3—9中c即为临界点。由于受热面上逸出的气泡数量太多以致于阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成了一个蒸汽隔热层从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升所产生的这一物理现象称为沸腾临界。可分为，过冷或低含气量下的沸腾临界和高含气量下的沸腾临界。
10，在垂直加热蒸发管中，一般公认的两相流流型主要有哪几种？
泡状流，弹状流，环状流，滴状流。
11，在压水堆燃料元件的传热计算中，影响包壳外表面最高温度tcs?max的主要因素有哪些？用锆合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度?
Tcs（z）的最大值出现在冷却剂通道的中点和出口之间。主要受两个因素制约：一是
冷却剂的温度，它沿轴向的变化与释热量分布有关，越接近通道出口升高越慢。二是膜温差，它和线功率成正比，也是沿冷却剂通道中间大上下两端小（锆合金包壳表面温度不超过350度）。
12，气隙传热有哪两种基本模型？各适用于何种条件？
气隙导热模型，适用于新的燃料元件和低燃耗的情况。
接触导热模型，当燃耗很深，包壳与芯块已发生接触。
13，压水堆主回路中的总压将有哪几部分组成？对于闭合回路系统中哪几项压降为零？
△P=△Pe1+△Pa+△Pf+△Pc提高压降，加速压降，摩擦压降，局部压降
加速压降为零
14，对于单相流，确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么?
（1）临界界面的流速等于声速。（2）临界界面的上游流动不受下游压力下降的影响。15，什么是流动的亚稳态现象？
对于短通道（孔板或接管）因为缺少能生成气泡的核心，表面张力又阻碍气泡的生成，而且还因为传热上的困难突然气化就会推迟发生，从而造成液体的过热，这种现象叫做亚稳态。
16，什么叫均匀流模型？其基本假设有哪些？分离流模型基本假设有哪些？
均匀流模型假设两相均匀混合，把两相流动看做位一个具有假想物性的单向流动，该假想物性与每个相的流体的特性有关。基本假设，（1）两相具有相等的速度。（2各相比容相等。（3）两相之间处于热力学平衡状态。（4）可合理确定的单项摩阻系数表征两相流动。
分离流模型假设两相完全分开，把两相流动看做与各相分开的单独的流动并考虑相同的作用。基本假设，（1）两相完全分开流动。（2）两相流速不相等。（3）一元稳定流动。（4）两相处于热平衡。
17，什么叫自然循环？自然循环对核电厂的安全运行有什么意义？导致压水反应堆核电站自然循环流量下降或断流的主要因素有哪些？
自然循环是指在闭合回路内，依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。
意义，反应堆冷却剂系统中，反应堆是一个热源，一般放在比较低的位置，蒸汽发生器是一个冷源，放在比较高的位置，这样住冷却机系统构成一个自然循环回路。当主泵故障或失电情况下，由于自然循环的作用，冷却剂人能以一定的流速流动，从而带出堆芯中的热量，避免了堆芯的损毁。
因素：驱动压头不足以克服回路内上升段和下降段的压力损失，回路中间被隔断；蒸发器二次侧冷却能力过强；驱动压头太小；蒸发管不凝性气体积聚。
18，什么是质量含气率、空泡份额及容积含气率？
质量，单位时间内，流动通道某一截面的两相流体重质量M中气相所占的比例份额。
空泡，两相流中某一界面上，气相所占截面与总流道截之比。
容积，单位时间流过通道某一截面的两相流总容积中，气相所占的比例份额。
19，什么是两相流动不稳定性？两相流动不稳定性有什么危害？
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之中流体收到一个微小的扰动后所产生的流量飘移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量震荡。
危害有：（1）流量和压力震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）流动震荡会干扰系统，在冷却剂同时兼做慢化剂的反应堆中流动震荡会引起反应堆特性的快速变化，使得这一问题变的更为突出。（3）流动真当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损坏。（4）流动震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，并是临界流密度大幅下降造成沸腾临界
过早的出现。
20，什么是水动力学流动不稳定性？水动力学流动不稳定性发生条件是什么？
两相流系统经过瞬间扰动后在流动惯性和其它反馈效应作用下，围绕一个平均工况，进行周期性变化，并且有稳定的或发散的振幅。
条件，系统的流量密度压降之间的延迟与反馈效应，热力学不平衡性以及流型的转换。21，缓解或消除管间脉动的方法有哪些？
（1）增大压力，汽水比容差降低，脉动减少。（2）提高质量流速，导致入口压力升高，从而降低脉动。（3）加装节流圈，提高入口压力，是消除管间脉动的最有效的方法。
22，什么是热管？什么是热点？
积分功率输出最大的冷却剂通道通常就称为热管。堆芯内某一燃料元件表面热流密度最大的点称为热点。
23，什么是热点因子？什么是热管因子？
堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因子FN9来表示，对于单通道模型，人为的把热点位于热管段内，故也称为热流密度核热管因子。热管和平均管中冷却剂焓升的比值称为焓升核热管因子。
24，降低热管因子和热点因子的主要途径有哪些？
（1）核方面，沿堆芯径向装载不同富集度的核燃料，在堆芯周围设置反射层，在堆芯径向不同位置布置一定数量的控制棒和可燃毒物棒。采用设置凡是层或长短控制棒结合的办法（2）在工程方面，合理的控制有关部门的加工及安装误差，同时需要兼顾工程热管因子和工程热点因子数值的减少和加工费用的增加。
25，热工设计准则概念，压水堆设计中规定的稳态热工设计准则有哪些主要内容？
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，这些要求通常称为堆的热工设计准则。（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）燃料元件表面不允许沸腾临界。（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除堆芯余热。（4）在稳态额定工况下和可预见的瞬态运行工况中不发生流动不稳定性。26，试解释乘积法和混合法在计算工程热管因子或工程热点因子时的处理原则。
乘积法，把所有工程偏差都看作是非随机性的，在综合计算影响热流密度的各工程偏差时，保守的采用了将各个工程偏差值相乘的方法，满足了热工设计安全要求，但降低了堆的经济性。混合法，把燃料元件和冷却剂通道的加工安装及运行中产生的误差分为两大类：一类为非随机误差或称系统误差，另一类为随机误差或统计误差，在计算焓升工程热管因子时因存在两类不同性质的误差，所以首先应分别计算各类误差造成的分因子量，然后再将不同误差性质的两大类焓升工程热管因子逐个相乘得到总的焓升工程热管因子。
27.临界热负荷的影响因素有哪些？如何影响？
系统压力，冷却剂流量，冷却剂的含气量，以及冷却剂流过堆芯时的焓升等因素有关。
28.W-3公式在计算CHF时要做哪些修正。
（1）轴向热流密度是非均匀分布的修正。（2）冷壁效应的修正。（3）定位架的修正。29.反应堆停堆后燃料元件表面热流密度下降速度与燃料元件内剩余功率下降
速度是否相同？为什么？
不相同，剩余功率下降快，热流密度下降慢。这是因为停堆后，原来温度很高的燃料芯块降温，要释放出许多热量来，元件表面传出的热量是燃料剩余释热和芯块降温放出的热量之和。特别是UO2的导热能力很差，燃料元件的中心温度很高，当燃料元件表面传热恶化时，元件内的热量要重新分配，中心温度对然降低，但包壳温度却要升高。
哈尔滨工程大学——《核反应堆物理分析》复习资料 ——邓 立 例1 由材料组份→临界尺寸 有一由235U 和普通水均匀混合的实验用柱形热堆235U 浓度0.0145g/cm 3 。用单群修正理 论计算最小临界体积下的圆柱体积尺寸。已知: 235 U 对热中子的微观吸收截面为590靶，水的微观吸收截面为0.58靶，η=2.065，热中子在水中扩散面积 22 8.1TM L cm =，227M cm τ=。 例1解：由圆柱堆结果可知220 23H B π=，22 02 3(2.405)2R B ?= 由单群修正理论的临界方程：22 11k M B ∞ =+ 可得：2 2 1k B M ∞-= （1）求：k pf εη∞=，由于无238U ，1p ε== 即：k f η∞= 其中： aF aF aM f ∑= ∑+∑， 令aF aM z ∑= ∑，则： 1z f z = + 1.13F A aF aF F aF F M aM M aM A aM M N N A z N N A ρσσρσσ∑= ===∑ 则： 0.531f =， 1.0965k ∞= （2）求：2 2T T T M L τ=+ 11133()3sM T TM T s sF sM D D = =≈=∑∑+∑∑ （,sF sM F M N N σσ） 2223.841TM T aF aM T TM T T a L D D L cm z = =≈=∑∑+∑+ F FM T TM F T F TM D D ττ→→= ==∑∑ 则：2 22 30.84T T T M L cm τ=+= 2 32 21 1.09651 3.1291030.84 k B cm M --∞--= ==? 代入以上结果可得：097.23H cm =，2 2 2 3(2.405)52.662R cm B ==
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。
2020年考试内容范围说明 考试科目名称: 核反应堆物理 考试内容范围: 一、核反应堆的核物理基础 1.掌握截面、中子通量密度和核反应率的概念。 2.掌握截面随中子能量的变化规律。 3.掌握核裂变过程。 4.掌握反应堆内中子的循环过程。 二、中子的扩散与慢化 1.掌握中子的慢化。 2.掌握热中子反应堆内的中子能谱的分布规律。 3.掌握中子扩散方程及边界条件。 4.掌握非增殖介质内中子扩散方程的解法。 5.掌握分群扩散方法。 6.掌握扩散长度、慢化长度、徙动长度。 三、均匀反应堆的临界理论 1.掌握增殖介质内中子扩散方程的解法。 2.掌握热中子反应堆的临界条件。 3.掌握单群修正理论。 4.掌握反射层对反应堆的影响。 四、反应性的变化 1.掌握反应性的概念。 2.掌握中毒效应及对反应堆的影响。 3.掌握燃耗效应对反应堆的影响。 4.掌握核燃料的转换与增殖。 五、温度效应与反应性控制 1.掌握反应性温度系数及其对反应堆的影响。 2.掌握温度效应的机理及影响因素。 3.掌握反应性控制的原理。 4.掌握反应堆中反应性控制的方法及其特点。 六、反应堆中子动力学 1.掌握缓发中子在反应堆动力学中的作用。 2.掌握点堆中子动力学方程及其解，并能够用其分析问题。 3.掌握反应性变化时中子密度的响应，并能够用其分析问题。 七、中子输运理论 1.掌握中子输运方程及其边界条件。 考试总分：150分考试时间：3小时考试方式：笔试 考试题型：简答题（50~60分）计算题及证明题（60~70分）综合题（30分）参考书目 [1]曹欣荣.核反应堆物理基础.原子能出版社，2011 [2]谢仲生.核反应堆物理分析.西安交通大学出版社，原子能出版社，2004
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
哈尔滨工程大学核反应堆物理2012回忆版（简答题第8题后半个小问题记得不是很清楚了，其它七个小问基本全部全面，其中序号可能有部分出入。解答题语序可能不能完全对上号，但题意表达齐全，第四题滴字不漏，数据分毫不漏，此题是曹欣荣赵强版课后习题第21题和第23题的改版，数据都没换；第五题的两个小问的问题有点乱，实在是记不清楚了，只写了个大概，部分字母表示不是很 准确） 一、简答题：（每道10分，共80分） 1.热中子反应堆中为什么要使用慢化计？慢化计的选择原则？ 2.缓发中子是如何产生的？缓发中子在反应堆中的作用？ 3.什么是多普勒效应？为什么燃料的温度系数是负值？ 4.简述热中子反应堆的中子循环过程，并写出四因子公式。 5.简述新堆启动、功率平衡、升功率、降功率、停堆和在重新启动过程中钐数目的变化？ 6.什么是反应堆堆芯寿期？比较在平衡氙堆芯寿期情况和最大氙堆芯寿期情况对反应堆运行有什么影响？ 7.什么是微分价值和积分价值？造成控制棒间的相互干涉效应的原因？ 8.简述热中子反应堆内热中子能谱分布，分析共振吸收的变化对反应堆微观截面的影响？ 二、（10分）一无限大平板，k00=1，(两边加反射层，将所有的中子都放射会堆芯所有中子都反射回堆芯，没有泄露)，问中子通量密度能否在一稳定功率下运行？不可以，说明理由；可以，请推导出。 三、（20分）一无限高宽a长b的方形热中子反应堆，单位高度上所产生的功率为P，每次核裂变释放的能量为Er,宏观裂变截面为(佘格马f)，求出其中子通量密度分布。 四、（20分）有一个由和石墨均匀混合而成的半径为100cm的临界的球形裸堆，利用修正的一群理论计算：临界质量。已知的热裂变因数n=2.065，热吸收截面590靶，石墨的热扩散面积3500cm2，中子年龄368，热吸收截成0.003靶，密度1.6g/cm3。 五、（20分）考虑缓发中子和外在中子源存在，运用点堆模型 （1）分析有效增殖因子小于1时，能否使中子通量密度在一稳定水平运行，若不能说明原因，若能请求出？ （2）若反应堆周期小于80秒，紧急停堆需要多长时间中子通量密度与原中子通量密度之为，以及后续中子通量变化情况？
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。
核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以，26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????
核反应堆物理课程报告 罗晓 2014151214
有关反应堆反应性的研究报告 作者：罗晓 摘要：本学期我们进行了《反应堆物理》课程的学习，在学习之尾，为了检验学习成果，特在此做有关反应堆反应性的研究报告。在反应堆研究的各个方面，反应性的研究不可忽视，在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。为了对立面的有关机理进行更加详细的了解,下面对各种反应性进行了综合分析,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。 关键词：反应堆、反应性、控制 首先，我们在此解释反应性的概念。宏观上来说，反应性即为反映核反应堆状态的一种物理量。数学定义如下： 其中：k 为反应堆的有效增值系数 从上式来看，反应性表征了反应堆偏离临界状态的程度。在反应堆内引入反应性有很多种办法，而经常用到的有如下几种:(1)向堆内插入可移动的且具有较强中子吸收能力的控制棒，常采用由银 － 铟 － 镉合金组成的控制棒组件，他们通过控制棒驱动机构有效控制，我们将这部分反应性记为1ρ ;(2)向堆芯内装入对中子吸收截面较大的固体物质———可燃毒物，在堆芯运行期间，随着核燃料一起逐渐被消耗掉，我们将其记为2ρ ;(3)在轻水堆中，将对中子吸收截面较大的物质溶解在冷却剂中，将其称为可溶毒物，用 3ρ 表示。以上引入的这些反应性，无论是因操作需要而人为引入的，还是由于意外事故的发生而造成的(如控制棒被抛出或冷却剂泵损坏)，他们都是通过改变外加中子吸收物质来实现的。 同时，反应堆内反应性的变化应该考虑一下三种情况： （1）温度效应 因反应堆温度效应变化而引起的ρ发生变化的效应，称为反应性的温度效应。温度效应可以用反应性温度系数来衡量。负的温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。 1=K K ρ-
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；
第一章核能发电原理及反应堆概述 第1节核电厂工作基本原理 1.核反应堆 2. 热交换器 3. 蒸气涡轮机 4. 发电机 5. 冷凝器 第2节反应堆的分类 （1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源 （2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。包括压力容器、主泵等。 （4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。 （5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。如汽轮机。 （6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。 （7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。） 第3节压水堆 系统压力：15～16 Mpa 冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃ 冷却剂流量：62000 t/h 燃料装量：90 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1780 ℃ UO2燃料富集度：2.0～4.0% 转化比：0.5 第4节沸水堆 系统压力：7 Mpa 冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃ 冷却剂流量：47000 t/h 燃料装量：140 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1830 ℃ UO2燃料富集度：2.0～3.0% 转化比：0.5 沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）： 比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大； 压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当； 采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造； 采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严
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；
《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： = =
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
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？
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）
第二章反应堆热工 2.1 压水堆堆芯设计及传热特点 压水堆用轻水兼做冷却剂和慢化剂。燃料组件竖直放置，这样既有利装卸又利于水的传热。每个燃料组件由17×17燃料元件棒排列（其中包括24根控制棒导向管和一根仪表管）。燃料组件的包壳和定位格架由锆-4合金做成。燃料棒长度约3.852m，包壳壁厚为0.57mm。每根燃料棒内装271块直径8.19mm、高度13.5mm的UO2芯块，芯块总高度（活性区高度）3.658m。冷态时燃料包壳内壁与芯块之间有0.085mm的间隙，包壳内充一定压力（3.0MPa左右）的氦气，这样既允许芯块膨胀，也利于芯块与包壳的传热，并防止燃料初始坍塌。定位格架高度33mm，共有8层，其中中间6层定位格架出口带有水流导向（搅混）叶片以改善水流与燃料棒的传热特性，提高临界热负荷。 换热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传热。压水堆堆芯的换热主要靠前两种方式。 235）裂变后产生的热量主要通过热传导传给芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通UO2芯块（U 过主泵进行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对流换热带走。冷却剂带出堆芯热量后流入蒸汽发生器，也通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 反应堆压力壳的冷却剂进、出口接管都布置在堆芯顶部以上，其目的是为了保证在失水事故（LOCA）时，压力壳内仍能保留一部分冷却剂来冷却堆芯。冷却剂从进口接管流入压力壳，沿吊篮与压力壳内壁之间的环形通道流向堆芯下腔室，然后自下而上流过堆芯，带走堆芯释出的热量。加热后的冷却剂经堆芯上腔室从出口接管流出至蒸汽发生器，在那里将热量传给二次侧给水。从蒸汽发生器出来的冷却剂通过主泵升压后流回堆芯入口。 在正常运行期间，压水堆的堆芯不允许出现大范围的饱和沸腾，只允许局部（如热通道）出现过冷沸腾，堆芯冷却剂出口平均温度比饱和温度低15℃左右，以便为反应堆动态工况提供安全裕量。 为了提高整个电厂的循环热效率，需要提高二回路蒸汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温度，要做到这一点必须提高冷却剂的压力。大亚湾核电站的一回路冷却剂压力为15.5MPa，压力再高好处并不大，而系统造价却要大大提高。保持一回路压力稳定对压水堆的安全运行是非常重要的，压力正常波动范围要限制在±0.2MPa以内。这种要求靠稳压器来满足。 一回路平均温度随功率变化曲线的设计，既要考虑到一回路的承受能力（DNBR安全裕量，堆芯出口最小过冷度，蒸汽发生器传热管的腐蚀等），又要尽可能地提高二回路蒸汽的参数（压力随负荷的变化）及蒸汽品质。大亚湾核电站反应堆冷却剂平均温度热态零功率为291.4℃，满功率为310℃（热段为327.6℃，冷段为292.4℃），比法国CPY（900MW）高约6.5℃，比堆功率与大亚湾一样的Chinon（M3）反应堆高约4.2℃。这一方面是大亚湾核电站提升堆功率及电功率的需要（全速汽机对蒸汽品质要求较高），另一方面大亚湾核电站的蒸汽发生器传热管采用了Inconel 690不锈钢，大大改善了抗腐性能，此外安全分析对关键事故采用了部分统计法，这些都使提高冷却剂平均温度