《硕士 核反应堆热工分析》由会员分享，可在线阅读，更多相关《硕士 核反应堆热工分析（5页珍藏版）》请在金锄头文库上搜索。
1、中国原子能科学研究院核能科学与工程专业硕士（博士）研究生入学考试大纲2010 年 12 月修订本课程以于平安等编著的高等学校教材核反应堆热工分析为参考书。下列内容均属考试范围，要求考生必须理解和掌握或运用其理论进行分析和计算问题。考题有填空、选择填空、判断、问答、推导、综合分析和具体计算等。第一章 绪论1.2 压水堆：轻水既作冷却剂也作慢化剂，压力壳，燃料元件，燃料组件，安全壳，一回路系统，稳压器等。第二章 堆芯材料的选择和热物性2.1 核燃料：三种易裂变核素：铀235、铀233 和钚239，两种可转换核素：钍232 和铀238，两类核燃料：固体燃料和液体燃料，对于固体燃料的选择要求，目前动力
2、反应堆常使用的两种固体燃料是：UO 2 陶瓷燃料和含UO2 弥散体的燃料。UO2 陶瓷燃料的主要特性：UO 2 陶瓷燃料的熔点、密度、热导率和比定压热容。其中最主要的是 UO2 热导率随温度变化的规律。2.2 包壳材料：选择包壳材料必须考虑的主要因素，两种主要的包壳材料：锆合金和不锈钢，锆合金的热导率和比定压热容，现代压水堆为什么广泛选用锆合金作为包壳材料？2.3 冷却剂：选择合适的冷却剂需要考虑的主要因素，轻水的热物理性质，过冷水的主要热物性取决于温度和压力，饱和水和饱和水蒸汽的热物性只取决于温度或者压力。第三章 反应堆的热源及稳态工况下的传热计算3.1 反应堆的热源及其分布。3.1.1 核
3、裂变产生的能量及其在堆芯内的分布：堆的热源及其分配，堆芯体积释热率，整个堆芯热功率，反应堆总热功率，堆芯内释热率的分布（主要是有限圆柱体的均匀裸堆堆芯中子通量或释热率的分布规律） 。3.1.2 影响堆芯功率分布的因素：燃料布置，控制棒，水隙和空泡。*3.1.3 燃料元件内的功率分布。3.1.4 核热管因子：径向核热管因子 ，轴向核热管因子 ，热流量核热管NRFNZF因子 。NqF3.1.5 控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及其分布。*3.1.6 压力管型反应堆内的热源及其分布。3.2 反应堆内热量的输出过程。3.2.1 堆内的导热过程：有内热源（燃料芯块）和无内热源（包壳和间隙）的导热。3.2
4、.2 堆内的放热过程：单相强迫对流放热，自然对流放热；沸腾放热（包括大容积沸腾和流动沸腾，泡核沸腾的发生，泡核沸腾起始点的判别和沸腾临界，泡核沸腾传热关系式等） 。3.2.3 堆内的输热过程。3.3 燃料元件的传热计算。3.3.1 燃料元件的形式及其冷却方式。3.3.2 棒状燃料元件的传热计算：主要包括冷却剂、包壳外表面、包壳内表面，燃料芯块表面和燃料芯块中心线等的温度分布，间隙传热，即间隙热导（气隙导热模型和接触导热模型） 。例题 313.3.3 积分热导率的概念和其应用。3.3.4 板状燃料元件的传热计算。3.3.5 管状燃料元件的传热计算。*3.4 热屏蔽的传热计算。3.5 泊松方程的数
5、值解法。3.5.1 有限差分法简介。3.5.2 导热方程的变换：稳态、二维无内热源和有内热源的导热差分方程。第四章 核反应堆稳态工况的水力计算*4.1 稳态工况水力计算的任务。4.2 单相冷却剂的流动压降。4.2.1 沿等截面直通道的流动压降：包括提升压降、摩擦压降、加速压降。4.2.2 局部压降：主要包括截面突然扩大或缩小时的局部压降计算。例题 414.3 汽水两相流动及其压降。4.3.1 沸腾段长度和流型。4.3.2 含汽量、空泡份额和滑速比；含汽量、空泡份额和滑速比之间的关系式；汽泡开始跃离壁面点的确定；沸腾通道内空泡份额和真实含汽率 x 及热平衡含汽率 xe 沿流动方向的分布规律，以及
6、它们的计算。4.3.3 压降计算。1沿等截面直通道的流动压降（包括汽-液两相流稳态流动的动量守恒方程、均匀流模型的两相流压降计算和分离流模型的两相流压降计算） 。2汽-液两相流的局部压降（截面突然扩大、截面突然缩小和孔板） 。4.3.4 反应堆一回路内的流动压降。例题 424.4 自然循环计算。4.4.1 自然循环的基本概念。4.4.2 自然循环水流量的确定。4.5 通道断裂时的临界流（临界流现象） 。4.5.1 单相临界流。4.5.2 两相临界流：长通道中的临界流，短通道中的临界流。4.6 堆芯冷却剂流量的分配。4.7 流动不稳定性。4.7.1 水动力不稳定性（水动力不稳定性的分析，稳定性准
7、则，消除水动力不稳定性的方法） 。*4.7.2 并联通道的管间脉动。第五章 反应堆稳态热工设计原理*5.1 引论5.2 反应堆热工设计准则。5.3 热管因子及热点因子。5.3.1 概述。5.3.2 工程热管因子及工程热点因子的计算（只要求热流量工程热点因子和焓升工程热管因子计算的乘积法） 。5.3.3 降低热管因子及热点因子的途径。5.4 临界热流量与最小 DNBR。5.4.1 概述。5.4.2 典型临界热流量公式。例题 525.4.3 影响临界热流量的主要因素。5.4.4 水堆燃料元件表面的 DNB 比与最小 DNB 比。5.5 单通道模型的反应堆稳态热工设计。5.5.1 概述5.5.2 单
8、通道模型的反应堆稳态热工设计一般步骤和方法。例题 53。5.6 子通道模型的反应堆稳态热工设计。5.6.1 概述（主要包括冷却剂交混） 。5.6.2 质量守恒方程。5.6.3 热量守恒方程。5.6.4 轴向动量守恒方程。5.6.5 横向动量守恒方程。5.7 反应堆热工参数的选择。*5.7.1 核电站或动力装置的反应堆热工参数的选择。5.7.2 蒸汽发生器的工作条件，qt 图。5.7.3 核电站内一回路和二回路热工参数间的关系和参数选择。第六章 反应堆瞬态热工分析6.1 瞬态过程中反应堆功率计算。6.1.1 停堆后的功率。6.1.2 剩余裂变功率的衰减。6.1.3 衰变功率的衰减（包括裂变产物的
9、衰变功率和中子俘获产物的衰变功率） 。*6.2 瞬态工况的燃料元件温度场的计算（主要是导热微分方程的一般形式。不要求解析求解） 。*6.3 表征冷却剂热工水力状态的基本方程组。6.4 反应堆的安全问题。6.4.1 安全分析的任务。6.4.2 功率调节时的过渡过程。6.4.3 反应堆的主要事故。6.4.4 反应堆的安全保护。6.5 反应堆失流事故。6.5.1 概述。6.5.2 冷却剂流量随时间的变化。*6.5.3 堆芯热工水力特性分析。6.6 压水堆冷却剂丧失事故。6.6.1 概述。6.6.2 冷却剂丧失事故的安全措施。6.6.3 事故发生后的工况。*6.6.4 冷却剂状态的控制容积揭发。6.6.5 燃料元件的再淹没过程。6.6.6 和燃料元件包壳与冷却剂之间的传热。注：各章后面的思考题和习题由考生自行选择。带*号者不参与考试。
