反应堆热工总复习课件

1、反应堆热工分析总复习二零一九年 五月 考 试 说 明考试时间：90分钟，满分：100分考试题型：简答 + 计算+开放题分值：简答题（含名词解释、问答题）大约12题，共计 60分计算题大约3 题，共计30分； 开放题1题，共计10分第一章 绪论试述核能的优缺点比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？反应堆热工分析主要包括那些内容？ 第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？第二章 堆内热源及其分布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堆功率分布的影响。反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成，他们各具有什么特点？以压水堆为例，说明停堆后的功率约占

2、停堆请前堆功率的百分数。大约在停堆后多久，剩余裂变可以忽略？第三章 堆内的传热工程各种形状的燃料元件导热计算单相对流换热计算流动沸腾曲线图何谓沸腾临界？压水堆在正常工况下首先防止的是快速烧毁还是慢速烧毁？为什么？而在事故工况下又怎样？常见的核燃料有哪些？对固体核燃料来说，除了能产生核裂变，还必须满足那些要求？如何选取包壳材料？有哪些常见的包壳材料。什么是积分导热率？间隙传热有哪些模型？他们分别适应于哪些情况下的传热？P57例题3-1第四章 堆内流体流动过程及水力分析反应堆稳态工况水力计算包括那些内容？单相流动压降由哪几部分组成？试以压水堆为例加以说明。何谓流型？在垂直加热通道中汽水两相流存在哪

3、几种流型？什么叫含气量、空泡份额、滑速比？何谓自然循环，它在反应堆热工设计中的地位如何？何谓临界流，研究临界流对反应堆的安全有何意义？流动的不稳定性有哪些危害？水动力稳定性准则？防止水动力不稳定性的措施有哪些？单相流压降的计算第五章 稳态热工设计试述稳态堆芯热工设计准则。什么是热管因子及热点因子？降低它们的途径有哪些？工程热管因子的计算。P167 例题5-1什么是单通道模型，什么是子通道模型？核电厂的成本有哪几部分组成？降低核电成本的措施有哪些？一回路与二回路流量的匹配计算压水堆进口与出口温差为什么可以比较少，而气冷堆比较大？什么叫DNBR,MDNBR?它对反应堆的安全有何意义？为什么要使得核

4、电厂电能成本降低，并不是电功率越大越好，也不是动力循环热效率越高越好？第六章 瞬态热工分析核电厂有哪四类工况？什么叫失流事故？什么叫失水事故？名词解释积分热导率自然对流大容积沸腾流动沸腾ONB点CHF点DNB点沸腾临界快速烧毁慢速烧毁过渡沸腾膜态沸腾空泡份额静态含汽量流动含汽量平衡态含汽量泡状流弹状流环状流滴状流均匀流模型名词解释分离流模型自然循环临界流流动不稳定性DNBR热管热点核热点因子核热管因子工程热点因子工程热管因子闭式通道单通道模型子通道模型名词解释热流密度工程热点因子焓升工程热管因子滑速比空泡份额加速压降气隙导热模型提升压降摩擦压降加速压降形阻压降例题 1试计算堆芯内中子通量为10

5、13中子/(cm2s) 处中子燃料元件内的体积释热率。堆芯内所有燃料为富集度3%的UO2，慢化剂为D2O，其温度为260，假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都使用1/V定律。已知：UO2的实际密度为10.42*103kg/m3 ，0.0253eV时，235U的微观裂变截面为584.8925b。例题 2例题 3热导率为常数有一压水堆圆柱形UO2燃料元件，已知表面热流密度为1.7 MW/m2，芯块表面温度为400，芯块直径为10.0 mm， UO2密度取理论密度的95%，计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度：（1） 热导率为常数， k = 3 W/（m）（2） 热导率为k = 1+3ex

6、p（-0.0005t）k不是常数，要用积分热导法例题 4厚度或直径为d的三种不同几何形状(平板、圆柱、球)的燃料芯块的体积释热率都是qV，表面温度都是t0，试求各种芯块中心温度的表达式，并进行讨论比较。对于球例题 5压力壳型水堆燃料元件UO2的外直径为10.45mm，芯块直径为9.53mm，包壳热导率为19.54W/(m)，厚度为0.41mm，满功率时热点处包壳与芯块刚好接触，接触压力为零，热点处包壳表面温度为342，包壳外表面热流密度为1.395103W/m2，试求满功率时热点处芯块的中心温度例题6已知压水堆某通道出口、入口水温分别为320和280，压力为15.5 MPa，元件外径为10.72 mm，活性段高度3.89 m，栅距14.3 mm，包壳平均壁温320，当入口质量流密度为1.138107 kg/(m2s)的时候，求沿程摩擦压降、提升压降和加速压降。例题 7某压水堆高3m，热棒轴向热流密度分布为q(z) =1.3cos(0.75(z - 0.5) MW/m2。坐标原点在堆芯中心，求热通道内轴向热点因子例题 8已知反应堆的棒状元件包壳