核反應堆工程-復習參考題-

1、核反應堆工程復習參考題1、壓水堆與沸水堆的主要區(qū)別是什么？沸水堆采用一個回路，壓水堆有兩個回路;沸水堆由于堆芯頂部要安裝汽水分 離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆 為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力(約為70 個大氣壓)3令卻水在堆內(nèi)以汽液形式存在，壓水堆一回路壓力通常達15 0個 大氣壓，冷卻水不產(chǎn)生沸騰。2、簡要敘述一種常用堆型的基本工作原理？沸水堆(Boiling Water Rea ctor)字面上來看就是采用沸騰的水來 令卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為:令卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃 料棒進行令卻,帶走裂變產(chǎn)生的熱能

2、3令卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成 蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽 輪進行發(fā)電。壓水堆(Press uriz ed Water Reac to r)字面上看就是采用高壓 水來令卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：主泵將12016 0個大氣壓的 回路令卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而后進入蒸汽發(fā)生器, 通過傳熱管把熱量傳給二回路水，使其沸騰并產(chǎn)生蒸汽；一回路令卻水溫度下 降進入堆芯，完成一回路水循環(huán)；二回路產(chǎn)生的高壓蒸汽推動汽輪機發(fā)電，再 經(jīng)過冷凝器和預熱器進入蒸汽發(fā)生器，完成二回路水循環(huán)。3、重水堆的燃料富集度為什么可以比壓水堆的低，哪種堆型

3、對燃料的燃盡性更 好？因為卸料燃耗較淺，用重水(D2O,D為氘)作慢化劑，其熱中子吸收截面約為輕水(H2O )的1/700,慢化中子能力不如后者,需要更多的碰撞次數(shù)，可直接利用天然鈾作核燃料。4、快中子堆和熱中子堆相比有哪些優(yōu)缺點？優(yōu)：快中子堆沒有慢化劑，所以體積小，功率密度高。缺:快中子堆必須有較高的核燃料富集度，初裝量也大。快中子堆燃料元件加 工及乏燃料后處理要求高,快中子輻照通量率大，對材料要求苛刻。平均壽命比 熱中子堆短，控制困難。5、壓水堆堆芯中水主要起什么作用？作冷卻劑和慢化劑。6、氣冷堆與壓水堆相比有何優(yōu)缺點？優(yōu)：能在不高的壓力下得到較高的出口溫度，可提高電站二回路蒸汽溫度， 從

4、而提高熱效率。缺鎂合金包殼不能承受高溫，限制了二氧化碳氣體出口溫度，限制了反應堆 熱工性能的進一步提高。7、什么是原子核的結合能及比結合能，如何計算？結合能:是將若干個核子結合成原子核放出的能量或將原子核的核子全部分散開來所需的能量，E=AmC2定義:是原子核的結合能與該原子核的核子數(shù)之比(AE/A)8、什么是核反應截面，分哪幾類,其物理意義是什么？如果某種物質受到中子的作用，則發(fā)生特定核反應的概率取決于中子的數(shù)目 和速度，以及該物質中核的數(shù)目和性質?！敖孛妗笔侵凶优c核相互作用概率的 種量度(1)微觀截面 假設在1cm 3的物質中，有N個原子核，在該物質的一個面上射入一個中子，則每一個原子核與

5、一個入射的中子發(fā)生核反應的概率定義 為微觀截面。，單位為m2，有時也用靶恩(10 - 28m2)為單位(又分為裂變、 散射和吸收三種截面)(2 )宏觀截面 如果每立方米的物質中含有N個核，則乘積。N等于每立方 米靶核的總截面，稱宏觀截面，用 表示，單位是m_i,物理意義:中子行走 單位長度路程中與原子核發(fā)生核反應的概率。9、什么是中子通量，其物理意義如何？單位時間內(nèi)通過單位面積的中子數(shù)。等于中子密度與其平均速度的乘積，單 位常用中子/平方厘米秒”表示。按中子能量不同，又可分為熱中子通量和 快中子通量兩種。是衡量反應堆的一個重要指標10、核裂變釋放的能量組成形式主要有哪些？鈾-2 35核每次裂變

6、所釋放的平均值約為207MeV，絕大部分能量是以裂變 碎片的動能形式釋放出來除了中微子能量，其它能量都可以“回收”能量形式f&fi/MeV裂變碎片的動能裂變申子的動能瞬發(fā)T能量裂變產(chǎn)物丫衰變-緩發(fā)Y能量 裂變產(chǎn)牧!巨衰變-緩發(fā)日能量 中徽子能量總共168 20711、什么是瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子，緩發(fā)中子在反應堆中有何影響？瞬發(fā)中子：99 %以上的中子是在裂變瞬間發(fā)射出來的，這些中子叫瞬發(fā)中 子緩發(fā)中子:裂變中子中不到1%的中子是在裂變碎片衰變過程中發(fā)射出來的中子。平均能量比瞬發(fā)中子能量低，對反應堆的控制起重要作用12、什么是四因子公式，其對核反應堆的設計具有什么參考作用？無限增殖因數(shù):對于無限大

7、的反應堆，中子不泄露概率為1,此時的有效增殖因數(shù)，稱為無限介質增殖因數(shù)似=叩加愿將踱中子引哦而產(chǎn)生的換中子總砍快中子增殖因數(shù)8 *仕沸獎安附蚣，僉逃脫共振俘獲概率P：在慢化過程中逃脫共振俘獲的中子份額就稱作逃脫共振 俘獲概率。熱中子利用系數(shù)f：被燃料吸收的熱中子數(shù)占被芯部中所有物質（包括燃料在 內(nèi)）吸收的熱中子總數(shù)的份額。熱中子裂變因數(shù)h:燃料核熱裂變產(chǎn)生的裂變中子數(shù)與燃料核吸收的熱中子總 數(shù)之比。反應堆的臨界尺寸取決于反應堆的材料組成（心及幾何形狀（L）13、中子慢化過程中主要是與慢化劑產(chǎn)生了何種相互作用才慢下來的，該作用的好壞與哪兩個主要因素有關？彈性散射是能量較低的中子在質量數(shù)較小的介質

8、內(nèi)的主要慢化過程。非彈性散射是能量為幾千電子伏以上的中子與質量數(shù)較大的鈾、鐵等介質核相互作用而慢化的主要機理。彈性散射是熱中子反應堆內(nèi)的主要慢化機制。中子在一次碰撞中損失的最大能與靶核的質有關14、什么是對數(shù)能降？對數(shù)能降定義式：戲=也字E。-選定的參考能量,E = 2MeV;E -次碰撞后的中子能量15、反應性負溫度系數(shù)是什么，其在核反應堆安全運行中的作用？溫度增加1K時keff的相對增加量，負溫度系數(shù)對反應堆安全運行具有重 要意義，要求負溫度系數(shù)實際是要求反應堆系統(tǒng)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應所弓I起的，溫度升高，共振吸收增加, 因此產(chǎn)生了負溫度效應16、核反應

9、堆反應性控制方法有哪些？根據(jù)不同堆型，為保證反應堆安全運行，用來對反應性進行有效控制和調節(jié)的 各種部件、機構、過程和方法。主要有控制棒控制、化學控制劑一載硼運行、可燃毒物控制三種。17、燃料組件的骨架結構組成有哪些，燃料元件棒的主要結構有哪些？17乂17型燃料組件骨架結構:由定位格架、控制棒導向管、中子注量率 測量管和上、下管座一起構成一個剛性的組件骨架。燃料元件棒:由燃料芯塊、燃料包殼管、壓緊彈簧、上下端塞等組成。18、在核反應堆的設計中，主要涉及哪幾種材料的選擇？核燃料材*-提供核裂變結構材料實現(xiàn)功能性慢化劑材*慢化快中子冷卻劑材料一 -帶走 產(chǎn)生熱能控制材料控制核反應堆19、核反應堆燃料

10、類型有哪幾種？與金屬鈾相比，陶瓷燃料的優(yōu)缺點有哪些?燃料分類a）金屬型-金屬鈾和鈾合金適宜用于生產(chǎn)堆（堆芯溫度較低，中子注量率不太高）優(yōu)點:銀灰色金屬，密度高（18.6），熱導率高,工藝性能好，熔點1133。6 沸點3600。缺點：化學活性強,與大多數(shù)非金屬反應 金屬鈾的工作條件限制:-由于相變限制，只能低于6 6 5C-輻照長大，定向長大限制低溫工作環(huán)境-輻照腫脹現(xiàn)象，較高溫度條件下金屬燃料變形b）陶瓷型-鈾、钚、釷的氧化物，碳化物或氮化物陶瓷型燃料主要用來解決金屬或合金型燃料工作溫度限制（相變及腫脹效應）優(yōu)點:熔點高、熱穩(wěn)定及輻照穩(wěn)定性好、化學穩(wěn)定性好缺點：熱導率低二氧化鈾陶瓷燃料優(yōu)點：

11、無同素異形體,只有一種結晶形態(tài)（面心立方），各向同性，燃耗深 熔點高；未經(jīng)輻照的測定值280515X 具有與高溫水鈉等的良好相容性，耐腐蝕能力好 與包殼相容性良好 缺點: 二氧化鈾的導熱性能較差，熱導率低 傳熱負荷一定時，燃料徑向溫度梯度大 氧化物脆性和高的熱膨脹率使啟停堆時引起芯塊開裂。c)20、什么是輻照效應?主要包括哪幾種形式?彌散體型-含高濃縮燃料顆粒彌散分布在不同基體中由輻照弓I起的材料缺陷進而導致的材料性能的宏觀變化。主要效應：電離效應、嬗變效應、離位效應電離效應:堆內(nèi)產(chǎn)生的帶電粒子和快中子撞出的高能離位原子與靶原子軌道上的電子發(fā)生碰撞，使其跳離軌道的電離現(xiàn)象，對金屬性能影響不大，

12、對高分子材料影響較大嬗變效應：受撞原子核吸收一個中子變成另外原子的核反應離位效應:中子與原子碰撞中，原子脫離點陣節(jié)點而留下一個空位。如果不能跳回原位，則形成間隙原子，快中子引起的離位效應會產(chǎn)生大量初級離位原子,其變化行為和聚集形態(tài)是引起結構材料輻照效應的主要原因。離位峰中的相變：有序合金在輻照時轉變?yōu)闊o序相或非晶態(tài)相21、選擇慢化劑需要注意哪些要求?重水做慢化劑有何優(yōu)缺點?慢化劑：將裂變中子慢化為熱中子，分固體慢化劑和液體慢化劑體慢化劑（石墨鈹氧化鈹）：對石墨慢化劑性能要求:純度高，雜質少,尤其硼、鎘含量限制嚴格 強度高，各向異性小耐輻照、抗腐蝕和高溫性能好熱導率高、熱膨脹率小液體慢化劑（水重

13、水）：對液體慢化劑的要求：熔點在室溫以下，高溫下蒸汽壓要低良好的傳熱性能 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性 原子密度高不腐蝕結構材料在輻照條件下，重水與輕水均發(fā)生逐漸的分解，分離出爆炸性氣體（D2和 02,或H2和O2的混合氣體），該過程稱作輻射分解。重水慢化堆采用重水 作冷卻劑的好處是可以減少核燃料的裝載或降低核燃料的濃縮度.缺點是 價格昂貴。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，子代產(chǎn)物也具有較高中子吸收截面b）對中子的吸收能閾廣（熱、超熱中子）c）熔點高、導熱性好、熱膨脹率小d）中子活化截面小e）強度高、塑韌性好、抗腐蝕、耐輻照23、體積釋熱率、熱流密

14、度、線功率密度的定義，以及三者之間的轉換關系？ 熱流密度:也稱熱通量，一般用q表示，定義為:單位時間內(nèi)，通過物體單位橫 截面積上的熱量。按照國際單位制，時間為s,面積為皿，熱量取單位為焦耳（J）,相應地熱流密度單位為J/（-s ）。體積釋熱率七=1.602 x 10-13 Fa x EfN叮：單位堆芯體積所釋放熱功率R 為核反應率；& 燃料的宏觀裂變截面，cm1N可裂變核的密度r勺 熱中子的微觀裂變截面，cm%巾 然中子通量，i/fcm1）；F,堆芯釋熱占堆總釋熱量份額：&每次核裂變產(chǎn)生的能量，MeV/（Ph線功率密度:單位長度堆芯產(chǎn)生熱功率燃料芯塊的線功瓠l，燃料芯塊的表面熱流密度勺,燃料芯

15、塊的體積釋熱率q ,三者關系：qL=q2Eu=qWu224、什么是核熱管因子，其物理意義是什么？為了衡量各有關的熱工參數(shù)的最大值偏離平均值（或名義值）的程度，引入一個修正因子，這個修正因子就稱為熱管因子。熱管因子是用各有關的熱工（或物理）參數(shù)的最大值與平均值的比值來表示的。反應堆設計中均力求減小反應堆的核熱管因子25、影響堆芯功率分布的因素有哪些?燃料裝載的影響（富集度最高的裝在最外層，最低的燃料組件裝在中央?yún)^(qū), 可顯著增大堆芯總功率輸出） 反射層的影響（增加邊沿中子通量） 控制棒的影響（一定程度上改善中子通量在徑向的分布） 結構材料、水隙和空泡的影響（材料吸收中子，水隙提高熱中子濃度，控 制

16、棒做成細長的形式，空泡使熱中子通量下降）燃料元件自屏蔽效應的影響（慢化劑產(chǎn)生熱中子，燃料棒內(nèi)消耗中子）26、什么是積分熱導率,在實際中有何應用?k (t)dtuUO2郵熱導率隨溫度變化很大,采用算術平均溫度來求解ku，誤差很大（溫度闕賢性函數(shù)），因此需研究ku隨溫度的變化規(guī)律,從而引出積分熱導率的為便于計算燃料芯塊中心溫度使用的一個參量。是隨溫度變化的燃料芯塊的熱導率從表面溫度到中心溫度的積分，其單位為W/cm。j to k (t)dt = j% k (t)dt-j 涂(t)dt=q /(4兀)u八八l27、什么是偏離泡核沸騰，對應英文縮寫是什么？u偏離泡核沸騰 DNB(Departure f

17、rom nucleate boiling),在加熱過 程中，由于產(chǎn)生的氣泡數(shù)量很多，甚至在加熱面附近形成蒸汽片或蒸汽柱，當氣 泡產(chǎn)生的頻率高到在汽泡脫離壁面之前就形成了汽膜時，就發(fā)生了偏離泡核 沸騰。28、加熱通道內(nèi)流動包含哪幾個區(qū)域？加熱通道內(nèi)流動區(qū)域的劃分:單相流區(qū)，不存在氣泡，液體單相流2 .深度欠熱區(qū)，貼近加熱壁面液膜達到飽和溫度，開始生成氣泡，表現(xiàn)為“壁面效應”3 .輕度欠熱區(qū)，越過凈蒸汽起始點，氣泡脫離壁面，表現(xiàn)為“容積效應”4.飽和沸騰區(qū)，此區(qū)熱量完全用來產(chǎn)生蒸汽29、臨界熱流密度和沸騰臨界的概念？臨界熱流密度：達到沸騰臨界時的熱流密度當熱流密度達到由核態(tài)沸騰轉變?yōu)檫^度沸騰所對應

18、的值時，加熱表面上的氣 泡很多，以致使很多氣泡連成一片覆蓋了部分加熱面。由于氣膜的傳熱系數(shù) 低，加熱面的溫度會很快升高而使加熱面燒毀。這一臨界對應點又稱為沸騰 臨界點或臨界熱流密度CHF(Critical Heat Flux)。30、單相流壓降通常由哪幾部分組成，各部分對應具體作用是什么？提升壓降簾體自截面1至L 翹面衛(wèi)時由流 體位能改變而 引起的壓方變 化（也叫重位目流體速匿登化而引起的5.荒懷沿等哉面 直誦道流動時 由沿程序阻力 的作用而引起 的斥力損失制本流過角急劇 變的固體邊 界所出現(xiàn)的集 中壓力損失（也叫局部壓1壓隆）降）31、截面含氣率與體積含氣率、質量含氣率有何差別，如何相互轉化

19、？容暗氣率苗單位時間內(nèi)，流過通道某一截面的兩相流總容積電氣相所占的容積岫U VP =V V + V截面含氣率a :也稱空泡份額,指兩相流中某一截面上，氣相所占截面與總流道截面之比。AAa =A A+ A32、什么是滑速比？滑速比S是指蒸汽的平均速度V與液體的平均速度Vf之比X A H s=yf=e * g g33、什么是臨界流，對反應堆安全有何意義，單相臨界流速如何計算?當流體自系統(tǒng)中流出的速率不再受下游背壓下降的影響時，這種流動就 稱為臨界流或阻塞流。臨界流對反應堆冷卻劑喪失事故的安全考慮非常重要。臨界流量的大小不僅直接影響到堆芯的冷卻能力，而且還決定各種安全 和應急系統(tǒng)開始工作的時間。u

20、= .JKRTK一定壓比熱容與定容比熱容之比R一氣體常數(shù)T溫度34、達到臨界壓力比就可以實現(xiàn)臨界流速對嗎，為什么?不對35、什么是流動不穩(wěn)定性，常見的有哪幾種類型？流動不穩(wěn)定性：是指在一個質量流密度、壓降和空泡之間存在著耦合的 兩相系統(tǒng)中，流體受到一個微小的擾動后所產(chǎn)生的流量漂移或者以某一頻率的恒定振幅或變振幅進行的流量振蕩。類別型式機理或條件基本特征力不定生 靜學稚1流量漂 移壓降特性曲線的斜率 小于驅動壓頭特性曲 線的斜率流量發(fā)生突變，大的 流量漂移沸騰危 機不能有效地從加熱表 面帶走熱量壁面溫度波動，流量 振蕩流型不穩(wěn)定性泡狀-團狀流型與環(huán) 狀流型交替變化，前 者比后者有較小的空 泡份額

21、和較大的壓降周期性流型轉換和流 量變化蒸汽爆發(fā)不穩(wěn) 定性由于缺乏汽化核心而 周期性交替出現(xiàn)亞穩(wěn) 態(tài)到穩(wěn)態(tài)的變化液體過熱或急劇蒸發(fā)， 流道中伴隨有逐出和 再充滿現(xiàn)象類 別型式機理或條件基本特征力不定生 動學程f聲波不穩(wěn) 定性壓力波共振頻率高10loom）,振 蕩的頻率與壓力波在系統(tǒng) 中傳播所需的時間有關密度波不 穩(wěn)定性流量、密度和壓降之間相互 關系的延返和反饋效應頻率低（1也左右）T與連 續(xù)的行波時間有關熱振蕩傳熱系數(shù)變化與流動過程之 間的相互作用發(fā)生膜態(tài)禪騰工況沸水堆的 不穩(wěn)定性空泡反應性與流動動態(tài)傳熱 之間的相q作用僅在燃料元件時間常數(shù)小 和壓力低時才顯現(xiàn)出明顯 的不椎定性管間脈動在少量平行

22、管間的相互作用部種方式的流量再分配壓降振蕩流量漂移導致管道與可壓縮 體積之間動態(tài)的相互作用頻率低（0. Illz）的周期性 過程36、什么是自然循環(huán)，形成自然循環(huán)的條件是什么？自然循環(huán)是指在閉合回路內(nèi)依靠熱段（上行段）和冷段（下行段）中的流體密 度差所產(chǎn)生的驅動壓頭來實現(xiàn)的流動循環(huán)條件：驅動壓頭需克服回路內(nèi)上升段和下降段的壓力損失自然循環(huán)必須是在一個連續(xù)流動的回路中進行，如果中間被隔斷,就不能形 成自然循環(huán)37、反應堆冷卻劑工作壓力的確定需要考慮哪些方面的因素或影響？主要考慮熱工水力學因素和設備成本，所謂熱工水力學，也就是研究反應 堆內(nèi)燃料-冷卻劑傳熱、冷卻劑流動的熱力學過程分析。對于輕水堆，

23、由于壓力決定水的飽和溫度，即水保持液態(tài)或飽和蒸汽的溫 度，是熱工水力設計的一個重要方面，但壓力本身對反應堆物理和冷卻劑流動 的影響較小，可以說是溫度決定壓力。對于氣冷堆，冷卻劑的熱力學參數(shù)受壓力 影響大，熱工水力學設計直接和壓力有關。對于壓水堆核電廠，一回路壓力決定一回路水的飽和溫度，繼而決定二回 路蒸汽參數(shù)和汽輪機熱效率。壓力升高可以提高熱效率，但一回路溫度決定 因素不只是冷卻水壓力而主要決定于反應堆的熱工水力設計，并且壓力升高 將帶來各主設備承壓需求上升，成本和制造難度上升，通常壓水堆取15Mpa 左右的工作壓力，對應冷卻劑330度左右的溫度限制。沸水堆由一回路直接產(chǎn)生蒸汽，蒸汽參數(shù)實際上

24、決定了壓力容器的設計壓力， 而沸水堆堆芯冷卻劑為兩相流，冷卻劑溫度和對應的壓力同樣受到熱工水力 學和材料性能限制，通常溫度為28 6度，壓力7.3Mpa。沸水堆由于堆芯較壓 水堆大，并且壓力容器內(nèi)需要容納足夠的空間保證汽水分離器蒸汽干燥器等， 壓力容器比壓水堆要大,較低的壓力也有利于壓力容器制造38、熱管和熱點的定義？熱管(hot-channel):假設在相對孤立的冷卻系統(tǒng)中，積分功率輸出最 大的冷卻劑通道熱點(hot-point):堆芯內(nèi)存在的某一燃料元件表面熱流密度最大的點。39、壓水堆主要熱工設計準則有哪些？燃料元件芯塊內(nèi)最高溫度低于其相應燃耗下的熔化溫度燃料元件外表面不允許發(fā)生沸騰臨界

25、必須保證正常運行工況下燃料元件和堆內(nèi)構件能得到充分冷卻；在事故工況 下能提供足夠的冷卻劑以排出堆芯余熱在穩(wěn)態(tài)工況下和可預計的瞬態(tài)運行工況中，不發(fā)生流動不穩(wěn)定性40、熱流密度核熱點因子和熱流密度工程熱點因子分別描述哪方面對熱流密度的影響?核:描述中子通量分布不均勻工程:描述由于堆芯燃料及構件加工、安裝誤差造成功率分布不均勻-可用 加工誤差和統(tǒng)計方法得到41、降低核熱管因子有哪些具體途徑？降低熱管因子的途徑：a）核方面設置反射層、燃料分區(qū)裝載、布置可燃毒物、控制棒布置等b）工程方面合理控制加工、安裝誤差；改善冷卻劑分配不均勻；加強橫向交混等42、單通道模型設計法和子通道模型設計法各自的指導原則及主要區(qū)別是什 么？在單通道模型中，把所要計算的通道看作是孤立的、封閉的,堆芯高度上與 其他通道之間沒有質量、動量和能量交換。這種分析模型不適合用于無盒組 件那樣的開式通道。為了使計算更符合實際，開發(fā)了子通道模型。這種模型認為到相鄰通道 的冷卻劑之間在流動過程中存在著橫向的質量、動量和能量的交換，因此各 通道內(nèi)的冷卻劑質量流密度將沿著軸向不斷發(fā)生變化，熱通道內(nèi)冷卻劑的焓 和溫度也會有所降低，相應的燃料元件表面和中心溫度也隨之略有降低。43、什么是最小燒毀比（MDNBR）?在反應堆熱工計算中，為了安全起見，要保證在反應堆運行時實際熱流密度與 臨界熱流密度之間有一定裕量，