反应堆热工思考题.docx

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，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，即吸收堆芯辐射以及吸收控制棒本身因（n，），或（n,）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粒子的一部分能量，吸收各种射线的能量。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)2rL*(dt/dr)=(r2)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（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：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：Moody从能量导出了以上游流体的滞止参数为依据的计算下游出口流量的表达式。12. 流动不稳定性有哪些危害，在单相流系统中会出现流动不稳定性么，为什么？答：1）流量和压力的振荡会引发机械力使部件产生机械振荡，而不见得机械振荡会导致部件的疲劳损坏。2）流动振荡会干扰控制系统，在冷却剂兼做慢化剂的反应堆中，流动振荡会引起反应堆的特性快速变化，使这一问题更加突出。3）流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的疲劳破坏。4）流动振荡会使系统内的传热特性变坏，极大的降低系统的输热能力，并使临界热流密度大幅下降，造成沸腾临界过早。不会，因为单相流系统中不会出现流体热物性的大幅变化。第五章 堆芯稳定热工分析1. 试述稳态堆芯热工设计准则。答：1）燃料元件芯块内的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够的到充分冷却：在事故工况下能够提供足够冷却剂排出堆芯余热4）在额定工况和可预计瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。2. 在压水堆的稳态额定工况热工分析中，燃料元件表面的MDNBR与燃料元件表面的最高中心温度应如何匹配？答：MDNBR为最小临界热流密度比最高温度处的DBNR即为燃料元件的MDBNR.3. 怎样确定燃料元件芯块与包壳之间的气隙尺寸？答：气隙会随着燃耗的加深而不断变化。4. 何谓热通道，何谓热点，热点不在热管内时，在单通道模型热工分析中应计算哪些燃料元件冷却通道？答：积分功率输出最大的冷却剂通道，即为热管；燃料元件表面热流密度最大的点即为热点；只计算热管就可以了。5. 在反应堆运行寿期中有哪些变化因素需要在热工计算中加以考虑？答：控制棒的下插位置。6. 如何提高反应堆回路中的自然循环能力？答：用管径稍大管子，尽量各种局部压降的阻力件，适当提高热段温度，降低冷段温度。7. 在堆芯燃料棒装载量一定的情况下，燃料棒尺寸的确定应考虑哪些因素？答：加工费用，元件的机械稳定性，以及堆芯的中子经济性等作用。8. 确定反应堆冷却剂的工作压力应从哪些方面考虑？答：略。9. 在选定反应堆进出口温度和流量时应从哪些方面考虑？答：堆的功率和热效率；循环泵的功率和尺寸；燃料包壳的抗腐蚀能力；反应堆工作压力；设备费用等；10. 在控制棒的热工水力设计中应考虑哪些要求？答：略。第六章 堆芯的瞬态热工分析1 求解燃料元件瞬态温度场的方法主要有哪些？它们各自有什么特点？答：集总参数法：不考虑有关参数随空间的变化，每个量被集中在实际物体的中心；差分解法: 将瞬态方程用数值法求解。2. 运行瞬态热工分析的两相流模型主要有哪些？它们各适用于何种场合？答：均匀流模型：汽液两相介质流速度相等，且处于热力平衡状态。两流体模型：它对气相和液相分别分别列出质量，动量，和能量守恒方程，并且可以考虑了汽液两相的质量，动量和能量交换，可以较真实地反映各种物理现象地内在机理地实际过程。漂移流密度模型：描述气泡分布和汽液两相相对滑移地两个结构参数为基础建立起来的。混合流模型：把两相流看作一个混合物整体。3.如何选择质量，动量，和能量这三个守恒方程中的未知参量？为求解这组方程尚需要补充哪些方程或关系式？答：对于一组流场守恒方程，需要求解的主要未知参量原则上时可以从方程中出现的参量中任意选择的。4. 在进行安全分析时，通常把核电厂事故分为几类？对每一类的安全要求有何不同？答：正常运行和运行瞬变，包括堆的启动，功率调节，停堆和换料；无需停堆，只靠控制系统系统在反应堆设计裕量范围内进行调节即可恢复稳定。 中等频率故障，不应使任何一道安全屏障破损。 稀有故障，电厂任何放射性释放都不应影响厂外公众。 极限事故，保证放射性物质在安全壳内不外泄。5. 核电厂设计了哪些“专设安全系统“，它们的作用如何？答：1）应急堆芯冷却系统，发生冷却剂丧失事故时，能够把足够的应急冷却水注入堆芯，以防燃料过热。2）辅助给水系统，在二回路给水丧失的情况下在蒸气发生器二次侧供水，以维持蒸汽发生器的排热能力，冷却一回路。3）安全喷淋系统和其他设备，喷淋系统将硼酸水通过喷嘴向空间内喷淋，用以抑制一回路或二回路打破口事故时压力过高，防止安全壳超压。还有消氢系统，放射性去除系统等。6. 核电站运行的参数的极限值是如何确定的？答：根据某些工况的特定组合是否会使燃料损坏的考虑来确定。7. 如何理解失流事故中燃料元件内热量重新分配会使包壳上升的现象？如果在主泵同时断电后不考虑停堆后的释热，包壳的温度会上升么？答：事故发生后，冷却剂流量下降将会使冷却剂的温度和压力升高，燃料包壳温度会因传热系数减小而升高。停堆后包壳表面传热恶化，燃料内贮热分布发生变化，结果是中心温度虽然降低，但外源温度却明显升高。8. 大破口事故可以分为哪几个阶段？每个阶段主要热工水力过程是什么？这些过程如何危及反应堆安全？答：1）喷放阶段（堆功率变化，卸压过程，堆芯流量，包壳温度，堆芯应急冷却水的注入）2）再灌水阶段 3）再淹没阶段（第二峰值包壳温度，骤冷过程，蒸汽的气塞作用，锆水反应）4）长期冷却阶段。管道破开瞬间，冷却剂破口处会失压产生一个很大的冲击波，可能会使堆芯结构受到损坏。此外，冷却剂的猛烈喷放反作用力会使管道甩击，破坏安全壳内设施和其他相近管道；有可能会使堆芯裸露，传热能力大为下降，使燃料元件受到破坏；高温高压的冷却剂喷入安全壳，使安全壳内气压，温度大为上升，危急安全壳完整性；燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气剧烈反应生成氢气寄存在安全壳内，在一定条件下会发生爆炸。锆水反应还会使包壳催化，导致包壳破裂，还会使堆芯过热。冷却剂中放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。9. 为什么一回路冷段大破口事故比热段同类事故更严重？答：冷段管道破裂的情况下，开始时，注入的应急水未必能到达堆芯，因为有安全注射的旁通现象。当系统的压力进一步降低，冷却剂喷放流量进一步减小时，注入的应急水才能到达堆芯。而热段无此现象。10 什么是再湿温度？它的数值大约是多少？骤冷前沿附近传热和流动机理如何？答：再淹没过程壁面可被水浸润的温度；再湿温度很难测准。略。11. 再淹没速度和注水速度相同么？为什么？答：不同，略。12. 举例说明在整个失水事故中，有哪些汽水反流现象？它们对失水事故过程的发生有什么影响？答：13. 什么是控制容积？控制容积的划分原则是什么？答：控制容积是按照流体的参数和工况的不同来划分的。系统中哪些流体的参数和工况相近的区域划分在同一控制体内，不相近的不服划在不同控制体内。14. 各种冷却剂丧失事故的热工过程各有什么特点？答：略。