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1、第一部分 名词解释第二章 堆的热源及其分布1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。2、裂变能近似分布：总能 200MCV 168 是裂变产物的动能 5 是裂变中子动能 7 是瞬发 R射线能量 13 是缓发 B 和 R 射线能量 同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。3、堆芯功率分布和因素：径向贝塞尔函数 轴向余弦函数 1 燃料布置 2 控制棒 3 水隙和空泡第 3 章 堆的传热过程4、积分热导率：把 对温度 的积分 作为一个整体看待，称之为积分热导率。utdtu5、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到
2、温度较低的包壳外表面的这样一个过程。6、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。7、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。8、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面） （原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。9、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。10、沸腾曲线：壁面过热度（ ）和热流密度 的关系曲线通常称为沸腾曲线。swsatq11、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。12、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热
3、流密度上升达到最大的点。Critical heat flux13、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为 q 上升缓慢的核态沸腾的转折点 H。Departure from nuclear boiling14、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。15、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升；16、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致
4、沸腾临界。17、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。18、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层， 随着 增加而增大。对流动沸腾来说，qt膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。19、 “长大”：多发生在低于 350C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。20、 “肿胀”：大于 400时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀
5、块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。21、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。22、输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。23、易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235 是天然存在的，占 0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，如钍-232，铀-238；可转换核素：能转化为易裂变核素的核素，如钍-232，铀-238 可分别转化为铀-233 和钚-239.24、包壳材料考虑因素：1 核性能 2 相容性 3 导热性 4
6、 力学性 5 抗腐蚀性 6 辐照稳定性 7 工艺性和经济性25、热静效应：在高温下对二氧化铀施加静压力，限制它的轴向移动 使燃料芯块密实化 第四章 堆内流体的流动过程及水力分析26、 空泡份额 ：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值。gfU27、 含汽量 （含汽率）：静态含汽量 = 汽液混合物内蒸汽的质量 /汽液混合物的总质量sx流动含汽量 = 蒸汽的质量流量/汽液混合物的总质量流量平衡态含汽量 fgseh)(28、 滑速比 ： fVS/29、两相流流型：在受热通道中，汽水混合物的气相和液相同时流动，可以形成各种各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通常就称之为流型。两相流流型主要有泡状流、
7、弹状流、环状流、滴状流四种。泡状流：液相是连续相，汽相以气泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。弹状流：它是柱状气泡和块状液团在通道的中心部分交替出现的流动。环状流：液相在壁管上形成一个环形的连续流，而连续的汽相则在管道的中心部分流动，在液环中还弥散着气泡，在汽相中也夹带着液滴。滴状流：通道内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。30、 均匀流模型：假设两相均匀混合，把两相流动看作为某一个具有假想物性的单相流动，该假想物性与每一个相的流体特性有关。 （两相流模型）31、 分离流模型：假设两相完全分开，把两相流动看作为各相分开的单独的流动，并考虑相间的作用。 （4.2 两相流
8、体的流动压降）32、 摩擦倍增因子：33、 自然循环 ：指在闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中流体密度差所产生的驱动压头来实现的循环。(4.3 自然循环)地位：对反应堆系统来说，如果堆芯结构和管道系统设计得合理，就能够利用这种驱动压头推动冷却剂在一回路中循环，并带出堆内的热量。34、 临界流 ：当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流。 （4.4 冷却剂的喷放）重要性：破口处的临界流量决定了冷却剂丧失的速度和一回路卸压的速度，它的大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力，而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间。35、流动不稳定性：指在一个质量流密
9、度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。36、密度波不稳定性：由于流量、密度和压降之间相互关系的延迟和反馈效应。 （4.5）37、压降组成：提升压降 Pa 摩擦压降 Pf 加速压降 Pa 局部压降 Pc38、突扩：动量方程 P1*A1+P1*(A1+A2)-P2*A2=W*(V2-V1) 能量方程39、单相临界流：1 临界处截面流速等于声速 2 上游流体流动不受下游影响40、不稳定性危害：1、机械振动导致部件的疲劳损坏 2、流量振荡干扰控制系统 3、流量振荡使局部热应力周期变化导致热疲劳损坏 4、流量振荡
10、使系统传热性能变坏。41、流量漂移：系统的流量发生非周期性的漂移，因为压降特性曲线的斜率小于驱动压头特性曲线的斜率。第五章 堆芯稳态热工分析42、 多项流 ：多种物相在同一个系统内一起流动（我们讨论汽水两相流） 。43、 折合速度：指当两相混合物中的任一相作为单独流过整个管道截面时的速度。44、 DNBR：即临界热流密度比。 （5.1 热工设计准则）DNBR=（利用专门公式计算得到的堆内某处的临界热流密度）/（该处的实际热流密度）DNBR（z）沿着冷却剂通道是变化的，其最小值就是最小 DNBR45、 热管 ：热管是堆内具有最大焓升的冷却剂通道。46、 热点 ：热点是燃料元件上限制堆芯功率输出的
11、局部点。 （5.3 ）47、 闭式通道 ：相邻通道的冷却剂之间不存在质量、动量和能量的交换，反之称为开式通道。第六章 堆芯瞬态热工分析48、 失流事故 ：当反应堆带功率运行时，如果主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫突然停止运行，致使冷却剂流量迅速减少时，就发生失流事故。49、 冷却剂丧失事故：一回路压力边界的任何地方发生破裂，或安全阀及卸压阀卡开等都会造成冷却剂流失，这种事故统称为冷却剂丧失事故，对于水冷反应堆，也叫失水事故。50、 降低热管因子和热点因子的方法：1 核方面：富集度和反射层 2 工程方面：减少安装误差51、 Ne 的选择：电功率和动力循环热效率适当折中第二部分 简答题1、压
12、水堆的热工设计准则有哪些？（第五章）答：1、燃料元件芯块内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得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热。4、在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。2、流动不稳定性对系统有哪些危害？（第四章）答：1、流量和压力振荡所引发的机械力会使部件产生有害的机械振动，而持续的机械振动会导致部件的疲劳损坏。2、流动振荡会干扰控制系统。在冷却剂同时兼作慢化剂的反应堆中，流动振荡引起反应堆特性的快速变化，使得这一问题变得更为突出。3、流动振荡会使部件的局部热
13、应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏。4、流动振荡会使系统内的传热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并使临界热流密度大幅度下降，造成沸腾临界过早出现。3、写出棒状燃料元件二氧化铀芯块的稳态和瞬态导热方程，并解释方程中各物理变量的物理意义。 （第三章）答：稳态： 012uvqdrt瞬态： ttuv2为热扩散率（ m2/s）pc/4、 压水堆燃料元件的传热，从芯块到冷却剂可以按照什么样的传热过程进行分析？各部分热阻都是什么？画出棒状燃料元件的轴向释热率分布、冷却剂的温度沿轴向的分布、包壳外表面沿轴向的分布、芯块中心温度沿轴向的分布。答：导热-对流换热-输热；热阻暂略；作图见后5、大破口失
14、水事故发生的事件序列有哪些？各个阶段有何特点？答：四个阶段：喷放、再灌水、再淹没和长期冷却；特点暂略6、 简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。答：一、商定有关热工参数。二、确定燃料元件参数。三、根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算1、计算平均管冷却剂的质量流密度。2、计算平均管冷却剂的比焓场。3、计算平均管的各类压降。4、计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度。5、计算热管的冷却剂焓场。6、计算最小 DNBR。7、计算燃料元件的温度。4、技术经济评价。5、热工水力实验。7、气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是什么？画图分析。答：压降特性曲线的斜率小于驱动压头特性曲线
15、的斜率；图略8、适当选择核电厂反应堆热工参数以降低电能成本：1、提高动力循环热效率 ：提高冷却剂的工作压力；提高冷却剂的流量；适当选定堆冷t却剂的工作温度。2、提高堆芯的功率密度3、增加核燃料的燃耗深度4、减少核电厂的厂用电5、降低设备投资费用9、停堆后反应堆芯的热量来源：1、燃料棒内存储的显热2、剩余中子引起的裂变3、裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变10、影响管间脉动的主要因素：（1）压力：压力越高，蒸汽和水的比体积相差越小，局部压力升高等现象越不易发生，因而脉动的可能性也就越小。（2）出口含汽量：出口含汽量越小，汽-水混合物体积的变化也越小，流动就越稳定。（3）热流密度：热流密度越小，汽
16、水混合物的体积由热流密度的波动而引起的变化也就越小，脉动的可能性也就越小。（4）流速：进口流速越大，阻滞流体流动的蒸汽容积增大现象就越不易发生，因而可以减轻或避免管间脉动。11、试导出 、 与 的关系式：xS推导如下： SvxSvxVvxWvxAxVxVWAgl glgtltltltllt gtgtgt llg)1( )1()1()1(32( )3(*)(2)1(*有 ：12、在一垂直的均匀受热的圆管中，过冷水由进口向上流动，在出口处处于过热状态，叙述水在圆管中流动时所经历的两相流的流型，并简要介绍他们的特点。答：单相液体-泡状流-弹状流-环状流-具有夹带的环状流-滴状流-单相蒸汽。具体特点见名词解释部分。13、一维稳态两相流动动量方程 1）以分离流模型为例，需作如下的假定： 两相分开流动，各相均与通道壁面接触，两相间有一公共分界面 两相间存在质量交换 流动
