核反应堆热工分析半期考试.doc

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1、核反应堆热工分析半期考试一、名词解释1、净蒸汽产生点：流动欠热沸腾中气泡开始脱离加热面，产生净蒸汽的点，是单相流和两相流的分界点；2、积分热导率：考虑热导率随温度变化的影响后，将热导率对温度积分作为一个整体进行计算，记为，称为积分热导率；3、裂变能量的组成：裂变碎片的动能，裂变中子的动能，裂变或衰变而产生的射线能量及过剩中子引发的（n,r）反应，每次裂变的总能量约为200Mev，其中裂变碎片的动能占绝大部分；4、膜态沸腾：在加热面上，由于蒸汽的产生而形成了一层稳定的蒸汽膜，主要通过加热面的辐射和蒸汽对流想蒸汽传热，这样的沸腾状态称为膜态沸腾；5、气隙导热模型：认为燃料

2、芯块不发生变形与包壳接触，燃料芯块到包壳的传热是通过环形气隙进行导热传热，这样燃料芯块到包壳内表面的物理模型称为气隙导热模型；6、体积释热率：单位体积内释放的热量；7、燃料的自屏效应：慢化剂中慢化的中子在输运到燃料棒内部时，会逐渐被铀吸收，导致到达中心时中子通量低于燃料棒表面处的中子通量的现象；8、快速烧毁：在低含气率下，由于气泡的产生使加热面上形成一层蒸汽膜，传热恶化，温度上升，产生沸腾临界，在此时若热流密度继续提高，则温度会跃升到下一个稳定的膜态沸腾点，导致大的温度飞升，加热面发生迅速烧毁。二、简答题1、举两种比较常见的商业反应堆堆型，并简述各种反应堆的基本特征及

3、各参数的相互关系答：压水堆：使用热中子谱，通过裂变反应产能，使用具有一定富集度的芯块作为燃料，用锆合金作为包壳材料，冷却剂与慢化剂均为水，用来冷却堆芯，带走燃料的产热，慢化中子，采用燃料棒式的栅格式燃料组件，堆芯结构为压力壳式，需要停堆换料；重水堆：使用热中子谱，通过裂变反应产能，使用天然铀作为燃料，冷却剂与慢化剂分离，重水冷却慢化，使用较小的燃料棒，堆芯具用压力管式的结构，能够不停堆换料；2、讨论反应堆停堆后的功率组成和特性，并讨论如何保证停堆后核反应堆的安全答：停堆后的热量来自于饶辽内储存的显热情，剩余中子引发的裂变以及裂变产物和中子俘获产物的衰变；显热和剩余中子

4、的裂变会在停堆后较短时间内消失，其后堆内热量主要取决于衰变热，衰变热仍具有一定的量级，需要足够的冷却以导出热量；停堆后应保证有足够的冷却剂将堆内余热导出，余热排出系统等系统和设备应能正常投入工作，同时在设计上也应考虑反应堆具备一定自然循环能力，增加主循环泵的转动惯量，若是事故停堆，安注系统、应急柴油机等相应系统和设备应能及时启动工作；3、简述均匀裸堆的概念，并在均匀裸堆的假设下，给出堆芯的释热率分布答：不考虑反射层，外推距离等因素下，反应堆使用相同富集度的燃料采用均匀布置情况下的反应堆，称为均匀裸堆；对圆柱形堆芯，其径向为零阶贝塞尔函数分布，轴向为余弦函数分布，总释热

5、率分布为：其中为堆芯任一位置（r,z）处的释热率，为堆内最大体释热率；4、简述控制棒、可燃毒物对核反应堆功率展平的影响答：控制棒能较快速的调节堆内功率，使径向功率得到展平，但加剧了轴向功率分布的不均匀性，并且在寿期末时，由于控制棒的提升，轴向上中子通量向堆芯顶部歪斜，不利于堆芯的热工安全；可燃毒物对堆芯功率的展平是通过在中子通量密度比较高的区域插入一些吸收截面较高的可燃毒物，能够在特定位置上展平堆芯的功率，可燃毒物吸收中子后的产物吸收截面较小，不会影响堆芯寿期；5、简述棒状燃料元件在反应堆正常运行条件下冷却剂、燃料包壳外表面及燃料芯块中心温度沿轴向分布的特点及简要的燃

6、料元件中心温度的计算关系式，并简要讨论造成这种分布的原因答：冷却剂温度，燃料包壳外表面温度，燃料芯块中心温度沿轴向分布如图1所示：冷却剂温度沿轴向不断升高，在中间高度时，升温较快；燃料包壳外表面温度在通道中点与出口之间出现最高温度，芯块中心温度也会在中点与出口间出现最高温度，但比包壳最高温度点更靠近中间位置；图1各温度沿轴向分布冷却剂温度因为燃料包壳的不断传热而温度上升，由于堆芯燃料释热分布加上温差的减小而产生在靠近上部是冷却剂温度升高减缓；燃料包壳外表面温度受冷却剂温度和膜温差的共同影响，由于膜温差沿冷却剂通道中间大，两端小，导致其最高温度发生在中间与出口之间；芯块

7、中心温度主要受芯块、包壳等温度的温差影响，温差的影响相对冷却剂温度影响比包壳外表面温度更显著，因此，温度最大值点更靠近中心；燃料芯块中心温度的计算式：其中：三、计算题1、解：由平板导热（1）、（2）、2、解：可将圆管当成平壁处理对流换热热阻：导热热阻：凝结换热热阻：总传热系数：因为三个热阻中凝结热阻最大，对总热阻的影响最大，所以应首先从减小凝结换热热阻这个环节来增强传热。