核反应堆工程---复习参考题-

核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路;沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分 离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆 为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力(约为70 个大气压)3令却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达15 0个 大气压，冷却水不产生沸腾。2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理？沸水堆(Boiling Water Rea ctor)字面上来看就是采用沸腾的水来 令却核燃料的一种反应堆，其工作原理为:令却水从反应堆底部流进堆芯，对燃 料棒进行令却,带走裂变产生的热能3令却水温度升高并逐渐气化，最终形成 蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽 轮进行发电。压水堆(Press uriz ed Water Reac to r)字面上看就是采用高压 水来令却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将12016 0个大气压的 回路令却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器, 通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路令却水温度下 降进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再 经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低，哪种堆型对燃料的燃尽性更 好？因为卸料燃耗较浅，用重水(D2O,D为氘)作慢化剂，其热中子吸收截面约为轻水(H2O )的1/700,慢化中子能力不如后者,需要更多的碰撞次数，可直接利用天然铀作核燃料。4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点？优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。缺:快中子堆必须有较高的核燃料富集度，初装量也大。快中子堆燃料元件加 工及乏燃料后处理要求高,快中子辐照通量率大，对材料要求苛刻。平均寿命比 热中子堆短，控制困难。5、压水堆堆芯中水主要起什么作用？作冷却剂和慢化剂。6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点？优：能在不高的压力下得到较高的出口温度，可提高电站二回路蒸汽温度， 从而提高热效率。缺镁合金包壳不能承受高温，限制了二氧化碳气体出口温度，限制了反应堆 热工性能的进一步提高。7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算？结合能:是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，E=AmC2定义:是原子核的结合能与该原子核的核子数之比(AE/A)8、什么是核反应截面，分哪几类,其物理意义是什么？如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目 和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的 种量度(1)微观截面 假设在1cm 3的物质中，有N个原子核，在该物质的一个面上射入一个中子，则每一个原子核与一个入射的中子发生核反应的概率定义 为微观截面。，单位为m2，有时也用靶恩(10 - 28m2)为单位(又分为裂变、 散射和吸收三种截面)(2 )宏观截面 如果每立方米的物质中含有N个核，则乘积。N等于每立方 米靶核的总截面，称宏观截面，用 表示，单位是m_i,物理意义:中子行走 单位长度路程中与原子核发生核反应的概率。9、什么是中子通量，其物理意义如何？单位时间内通过单位面积的中子数。等于中子密度与其平均速度的乘积，单 位常用中子/平方厘米秒”表示。按中子能量不同，又可分为热中子通量和 快中子通量两种。是衡量反应堆的一个重要指标10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些？铀-2 35核每次裂变所释放的平均值约为207MeV，绝大部分能量是以裂变 碎片的动能形式释放出来除了中微子能量，其它能量都可以“回收”能量形式f&fi/MeV裂变碎片的动能裂变申子的动能瞬发T能量裂变产物丫衰变-缓发Y能量 裂变产牧!巨衰变-缓发日能量 中徽子能量总共168 20711、什么是瞬发中子和缓发中子，缓发中子在反应堆中有何影响？瞬发中子：99 %以上的中子是在裂变瞬间发射出来的，这些中子叫瞬发中 子缓发中子:裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子。平均能量比瞬发中子能量低，对反应堆的控制起重要作用12、什么是四因子公式，其对核反应堆的设计具有什么参考作用？无限增殖因数:对于无限大的反应堆，中子不泄露概率为1,此时的有效增殖因数，称为无限介质增殖因数似=叩加愿将踱中子引哦而产生的换中子总砍快中子增殖因数8 *仕沸奖安附蚣，佥逃脱共振俘获概率P：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振 俘获概率。热中子利用系数f：被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质（包括燃料在 内）吸收的热中子总数的份额。热中子裂变因数h:燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总 数之比。反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成（心及几何形状（L）13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的，该作用的好坏与哪两个主要因素有关？弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程。非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理。弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制。中子在一次碰撞中损失的最大能与靶核的质有关14、什么是对数能降？对数能降定义式：戏=也字E。-选定的参考能量,E = 2MeV;E -次碰撞后的中子能量15、反应性负温度系数是什么，其在核反应堆安全运行中的作用？温度增加1K时keff的相对增加量，负温度系数对反应堆安全运行具有重 要意义，要求负温度系数实际是要求反应堆系统具有一定的自衡能力，主 要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所弓I起的，温度升高，共振吸收增加, 因此产生了负温度效应16、核反应堆反应性控制方法有哪些？根据不同堆型，为保证反应堆安全运行，用来对反应性进行有效控制和调节的 各种部件、机构、过程和方法。主要有控制棒控制、化学控制剂一载硼运行、可燃毒物控制三种。17、燃料组件的骨架结构组成有哪些，燃料元件棒的主要结构有哪些？17乂17型燃料组件骨架结构:由定位格架、控制棒导向管、中子注量率 测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架。燃料元件棒:由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成。18、在核反应堆的设计中，主要涉及哪几种材料的选择？ 核燃料材*-提供核裂变 结构材料实现功能性 慢化剂材*慢化快中子 冷却剂材料一 -带走 产生热能 控制材料控制核反应堆19、核反应堆燃料类型有哪几种？与金属铀相比，陶瓷燃料的优缺点有哪些?燃料分类a）金属型-金属铀和铀合金适宜用于生产堆（堆芯温度较低，中子注量率不太高）优点:银灰色金属，密度高（18.6），热导率高,工艺性能好，熔点1133。6 沸点3600。缺点：化学活性强,与大多数非金属反应 金属铀的工作条件限制:-由于相变限制，只能低于6 6 5C-辐照长大，定向长大限制低温工作环境-辐照肿胀现象，较高温度条件下金属燃料变形b）陶瓷型-铀、钚、钍的氧化物，碳化物或氮化物陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制（相变及肿胀效应）优点:熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好缺点：热导率低二氧化铀陶瓷燃料优点： 无同素异形体,只有一种结晶形态（面心立方），各向同性，燃耗深 熔点高；未经辐照的测定值280515X 具有与高温水钠等的良好相容性，耐腐蚀能力好 与包壳相容性良好 缺点: 二氧化铀的导热性能较差，热导率低 传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大 氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂。c)20、什么是辐照效应?主要包括哪几种形式?弥散体型-含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中由辐照弓I起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化。主要效应：电离效应、嬗变效应、离位效应电离效应:堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使其跳离轨道的电离现象，对金属性能影响不大，对高分子材料影响较大嬗变效应：受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应离位效应:中子与原子碰撞中，原子脱离点阵节点而留下一个空位。如果不能跳回原位，则形成间隙原子，快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子,其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因。离位峰中的相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相21、选择慢化剂需要注意哪些要求?重水做慢化剂有何优缺点?慢化剂：将裂变中子慢化为热中子，分固体慢化剂和液体慢化剂体慢化剂（石墨铍氧化铍）：对石墨慢化剂性能要求:纯度高，杂质少,尤其硼、镉含量限制严格 强度高，各向异性小耐辐照、抗腐蚀和高温性能好热导率高、热膨胀率小液体慢化剂（水重水）：对液体慢化剂的要求：熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低良好的传热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 原子密度高不腐蚀结构材料在辐照条件下，重水与轻水均发生逐渐的分解，分离出爆炸性气体（D2和 02,或H2和O2的混合气体），该过程称作辐射分解。重水慢化堆采用重水 作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载或降低核燃料的浓缩度.缺点是 价格昂贵。22、堆芯控制材料的要求有哪些？控制材料的性能要求：a）材料本身中子吸收截面大，子代产物也具有较高中子吸收截面b）对中子的吸收能阈广（热、超热中子）c）熔点高、导热性好、热膨胀率小d）中子活化截面小e）强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义，以及三者之间的转换关系？ 热流密度:也称热通量，一般用q表示，定义为:单位时间内，通过物体单位横 截面积上的热量。按照国际单位制，时间为s,面积为皿，热量取单位为焦耳（J）,相应地热流密度单位为J/（-s ）。体积释热率七=1.602 x 10-13 Fa x EfN叮：单位堆芯体积所释放热功率R 为核反应率；& 燃料的宏观裂变截面，cm1N可裂变核的密度r勺 热中子的微观裂变截面，cm%巾 然中子通量，i/fcm1）；F,堆芯释热占堆总释热量份额：&每次核裂变产生的能量，MeV/（Ph线功率密度:单位长度堆芯产生热功率燃料芯块的线功瓠l，燃料芯块的表面热流密度勺,燃料芯块的体积释热率q ,三者关系：qL=q2Eu=qWu224、什么是核热管因子，其物理意义是什么？为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子25、影响堆芯功率分布的因素有哪些?燃料装载的影响（富集度最高的装在最外层，最低的燃料组件装在中央区, 可显著增大堆芯总功率输出） 反射层的影响（增加边沿中子通量） 控制棒的影响（一定程度上改善中子通量在径向的分布） 结构材料、水隙和空泡的影响（材料吸收中子，水隙提高热中子浓度，控 制棒做成细长的形式，空泡使热中子通量下降）燃料元件自屏蔽效应的影响（慢化剂产生热中子，燃料棒内消耗中子）26、什么是积分热导率,在实际中有何应用?k (t)dtuUO2邮热导率随温度变化很大,采用算术平均温度来求解ku，误差很大（温度阙贤性函数），因此需研究ku随温度的变化规律,从而引出积分热导率的为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量。是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分，其单位为W/cm。j to k (t)dt = j% k (t)dt-j 涂(t)dt=q /(4兀)u八八l27、什么是偏离泡核沸腾，对应英文缩写是什么？u偏离泡核沸腾 DNB(Departure from nucleate boiling),在加热过 程中，由于产生的气泡数量很多，甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱，当气 泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时，就发生了偏离泡核 沸腾。28、加热通道内流动包含哪几个区域？加热通道内流动区域的划分:1. 单相流区，不存在气泡，液体单相流2 .深度欠热区，贴近加热壁面液膜达到饱和温度，开始生成气泡，表现为“壁面效应”3 .轻度欠热区，越过净蒸汽起始点，气泡脱离壁面，表现为“容积效应”4.饱和沸腾区，此区热量完全用来产生蒸汽29、临界热流密度和沸腾临界的概念？临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时，加热表面上的气 泡很多，以致使很多气泡连成一片覆盖了部分加热面。由于气膜的传热系数 低，加热面的温度会很快升高而使加热面烧毁。这一临界对应点又称为沸腾 临界点或临界热流密度CHF(Critical Heat Flux)。30、单相流压降通常由哪几部分组成，各部分对应具体作用是什么？提升压降帘体自截面1至L 翘面卫时由流 体位能改变而 引起的压方变 化（也叫重位目流体速匿登化而引起的5.荒怀沿等哉面 直诵道流动时 由沿程序阻力 的作用而引起 的斥力损失制本流过角急剧 变的固体边 界所出现的集 中压力损失（也叫局部压1压隆）降）31、截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别，如何相互转化？容暗气率苗单位时间内，流过通道某一截面的两相流总容积电气相所占的容积岫U VP =V V + V截面含气率a :也称空泡份额,指两相流中某一截面上，气相所占截面与总流道截面之比。AAa =A A+ A32、什么是滑速比？滑速比S是指蒸汽的平均速度V与液体的平均速度Vf之比X A H s=yf=e * g g33、什么是临界流，对反应堆安全有何意义，单相临界流速如何计算?当流体自系统中流出的速率不再受下游背压下降的影响时，这种流动就 称为临界流或阻塞流。临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要。临界流量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。u = .JKRTK一定压比热容与定容比热容之比R一气体常数T温度34、达到临界压力比就可以实现临界流速对吗，为什么?不对35、什么是流动不稳定性，常见的有哪几种类型？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频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。类别型式机理或条件基本特征力不定生 静学稚1流量漂 移压降特性曲线的斜率 小于驱动压头特性曲 线的斜率流量发生突变，大的 流量漂移沸腾危 机不能有效地从加热表 面带走热量壁面温度波动，流量 振荡流型不稳定性泡状-团状流型与环 状流型交替变化，前 者比后者有较小的空 泡份额和较大的压降周期性流型转换和流 量变化蒸汽爆发不稳 定性由于缺乏汽化核心而 周期性交替出现亚稳 态到稳态的变化液体过热或急剧蒸发， 流道中伴随有逐出和 再充满现象类 别型式机理或条件基本特征力不定生 动学程f声波不稳 定性压力波共振频率高10loom）,振 荡的频率与压力波在系统 中传播所需的时间有关密度波不 稳定性流量、密度和压降之间相互 关系的延返和反馈效应频率低（1也左右）T与连 续的行波时间有关热振荡传热系数变化与流动过程之 间的相互作用发生膜态禅腾工况沸水堆的 不稳定性空泡反应性与流动动态传热 之间的相q作用仅在燃料元件时间常数小 和压力低时才显现出明显 的不椎定性管间脉动在少量平行管间的相互作用部种方式的流量再分配压降振荡流量漂移导致管道与可压缩 体积之间动态的相互作用频率低（0. Illz）的周期性 过程36、什么是自然循环，形成自然循环的条件是什么？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条件：1. 驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失2. 自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行，如果中间被隔断,就不能形 成自然循环37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响？主要考虑热工水力学因素和设备成本，所谓热工水力学，也就是研究反应 堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析。对于轻水堆，由于压力决定水的饱和温度，即水保持液态或饱和蒸汽的温 度，是热工水力设计的一个重要方面，但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动 的影响较小，可以说是温度决定压力。对于气冷堆，冷却剂的热力学参数受压力 影响大，热工水力学设计直接和压力有关。对于压水堆核电厂，一回路压力决定一回路水的饱和温度，继而决定二回 路蒸汽参数和汽轮机热效率。压力升高可以提高热效率，但一回路温度决定 因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计，并且压力升高 将带来各主设备承压需求上升，成本和制造难度上升，通常压水堆取15Mpa 左右的工作压力，对应冷却剂330度左右的温度限制。沸水堆由一回路直接产生蒸汽，蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力， 而沸水堆堆芯冷却剂为两相流，冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力 学和材料性能限制，通常温度为28 6度，压力7.3Mpa。沸水堆由于堆芯较压 水堆大，并且压力容器内需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等， 压力容器比压水堆要大,较低的压力也有利于压力容器制造38、热管和热点的定义？热管(hot-channel):假设在相对孤立的冷却系统中，积分功率输出最 大的冷却剂通道热点(hot-point):堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点。39、压水堆主要热工设计准则有哪些？燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度燃料元件外表面不允许发生沸腾临界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，不发生流动不稳定性40、热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密度的影响?核:描述中子通量分布不均匀工程:描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀-可用 加工误差和统计方法得到41、降低核热管因子有哪些具体途径？降低热管因子的途径：a）核方面设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等b）工程方面合理控制加工、安装误差；改善冷却剂分配不均匀；加强横向交混等42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什 么？在单通道模型中，把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的,堆芯高度上与 其他通道之间没有质量、动量和能量交换。这种分析模型不适合用于无盒组 件那样的开式通道。为了使计算更符合实际，开发了子通道模型。这种模型认为到相邻通道 的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换，因此各 通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化，热通道内冷却剂的焓 和温度也会有所降低，相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低。43、什么是最小烧毁比（MDNBR）?在反应堆热工计算中，为了安全起见，要保证在反应堆运行时实际热流密度与 临界热流密度之间有一定裕量，就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数，以保证不出现烧毁事故。这个安全系数称烧毁比。把通道中临界热流密度qDNB与实际热流密度qact 比，用MDNBR表示。曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁44、如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度的现象？由于工程上不可避免的误差，会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值。45、反应性控制分哪三类?什么是反应堆的固有安全性？紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反应能力，使反应堆紧急关闭。(压水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯。)功率控制：要求某些控制棒动作迅速，即使补偿微小反应性瞬态变化。补偿控制:分补偿控制棒和化学控制棒两种。依靠核反应反应堆本身设计特点，不依靠外界能源和动力，所固有的安全性 能。46、大破口事故共分几个阶段，各是什么？(1)喷放阶段，此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；(2 )再充水阶段此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超 过堆芯的底部；(3) 再淹没阶段，此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；(4) 长期堆芯冷却阶段，堆芯完全淹没，低压安注系统投入并足以去除衰变 热。47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害？安装点火器，降低氢气扩散范围和降低氢气浓度，从而降低事故风险。采用复合器，缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制。48、核电站的反应堆有几道安全屏障，各是什么?燃料元件包壳:将裂变产物包容在元件内。二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管，叠成 柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封，在长期运 行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。一回路压力边界:有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成，包括稳压器、蒸汽发生 器、传热管、泵和连接管道等。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。安全壳:将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内。事故发生时，能 阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去，是保护核电站周围居民安全 的最后一道防线。