1、1 目前國際上主要核反應堆有哪些類型？壓水核反應堆基本組成部分有那些？壓水堆、沸水堆、那類快堆、氣冷堆、重水堆壓水堆動力裝置有一回路、二回路系統及其他一些輔助系統所組成和主循環泵等設備及他們之間的關系所組成。二回路系統由蒸汽發生器（二次側）、汽輪機、冷凝水泵、給水預熱器和給水泵等設備及他們之間的管系所組成。2 壓水反應堆本體有哪些部分組成？壓水反應堆堆芯由哪些部分組成？反應堆的本體結構由堆芯、堆內構件、反應堆壓力容器以及控制棒驅動機構等幾部分組成。壓水堆堆芯由燃料組件、控制棒組件、可燃毒物組件、中子源組件和阻力塞件等組成。3 堆芯上下支撐結構分別又哪些部分組成？堆芯下支撐結構包括：堆芯吊籃、堆

2、芯圍板、下柵格板、支撐住、分配孔板、下支撐板、熱屏蔽、堆芯支撐柱等。堆芯上支撐結構：上柵格板、控制棒導向管、支承筒、上支承板和壓緊彈簧。4 核燃料有哪些基本形式，各有何優缺點？金屬性燃料：優點，密度較大，硬度不高，容易加工。缺點，（1）鈾的化學性質活潑；在較高溫度下，他會與氧、氮等發生強烈的化學反應；（2）金屬鈾的導熱性能較差，熱導率比鐵、銅都低。（3）金屬鈾在一定溫度下會發生相變。陶瓷燃料：優點（1）熔點高（2）熱穩定祥和輻照穩定性好，有利于加深燃耗（3）有良好的化學穩定性，與包殼和冷卻劑材料的相容性也很好 缺點，熱導率較低彌散型燃料：優點，熔點高，與金屬的相容性好抗腐蝕和抗輻照；輻射損傷只

3、限于彌散相附近，而起結構材料作用的基體相基本上不受輻照的影響。當燃耗逐漸加深時，燃料元件不會發生明顯的腫脹，提高了燃料元件的壽命。由于基體相通常為金屬材料，熱導率有所提高。基體有韌性，燃料的機加工性能高，可用它軋制成具有高效率密度的板狀原件。彌散型燃料可以多樣化。缺點，金屬或合金基體所占的份額高，為了提高堆芯功率密度，需采用高濃鈾5.何為燃料元件包殼及其工作環境，設計要求及功用？常用包殼材料？作用： 保護核燃料不受化學腐蝕與機械侵蝕，包容裂變氣體及其其他裂變產物，保持核燃料形狀。工作條件;受中子強輻照受高溫高速冷卻劑的腐蝕和侵蝕裂變產物的腐蝕承受熱、機械應力設計要求：具有良好的核性能，除了具有

4、低中子吸收截面外，感生放射性弱，與核材料相容性要好，能耐較高溫度具有較好的導熱性能具有良好的力學性能，即能夠提供合適的力學強度和韌性，使的在燃耗較深的條件下仍能保持燃料原件的結構完整。應有良好的抗腐蝕能力，包殼對冷卻劑應是惰性的具有良好的輻照穩定性容易加工成型，成本低廉，便于后處理燃料外面通常都有一些把燃料與冷卻劑隔離開的金屬保護層，稱它為燃料包殼。包殼有如下功能：（1）防止冷卻劑對燃料的侵蝕以及二者間的有害作用；（2）避免燃料中裂變產物的外泄；（3）保持燃料元件的幾何形狀并使之有足夠的機械強度與剛性。常用的包殼材料：鋁，鎂，鎬，不銹鋼，鎳基合金，石墨。6.棒狀燃料原件由哪那些部分組成？棒狀燃

5、料原件由燃料芯塊、燃料包殼管、壓緊彈簧、隔熱片（在有些堆中采用）、端塞等及部分組成。7.堆內熱源的由來和分布？堆的熱源來自裂變過程中釋放出來的能量，每次裂變釋放出來的總能量約為200Mev。其中，裂變碎片的動能約占總能量的84%，它在鈾中的射程很短，所以可以認為這部分能量是在發生裂變處就地釋放出來的，只有一少部分裂變碎片會穿入包殼內，但不會穿透包殼。裂變中子在和慢化劑的頭幾次碰撞中就是去了大部分的能量。由裂變中子產生的熱量的分布取決于它的平均自由程。裂變過程中產生的射線，其穿透能力很強，因此它的能量將分別在堆芯、反射層、熱屏蔽和生物屏蔽層中轉化成熱能，也有極少部分射線傳出穿出堆外。高能粒子的能

6、量可認為大部分是在燃料元件內轉換成熱能的。只有少部分的高能粒子穿出燃料元件進入慢化劑，但它們不會穿到堆芯外面去。8. 體積釋熱率基本概念和計算方法？體積釋熱率是單位時間、單位體積內釋放的熱能的度量，也稱為功率密度。要注意的是，體積釋熱率指的是已經轉化為熱能的能量，并不是在該體積單元內釋放出的全部能量，因為有些能量（例如射線能）會在別的地方轉化為熱能，甚至有的能量根本就無法轉化為熱能加以利用。Qv=Fs*EfNfMev/(cm3s) （P17）9.有限圓柱形反應堆、無干擾、均勻裸堆條件下的功率分布規律？若把坐標原點取在堆芯的中心，則數學表達式為：，式中Re為堆芯半徑，Re=R+;；R為堆芯實際半

7、徑；為堆芯實際高度；零介第一類貝賽爾函數；為堆芯內任意位置（r,z）處得體積釋熱率，為堆芯最大體積釋熱率，=。10.影響堆芯功率分布的因素主要有哪些？1燃料布置對功率分布的影響2控制棒對功率分布的影響3水隙及空泡對功率分布的影響11.反應堆停堆后的功率由哪幾部分組成？有何特點。一部分來自燃料棒內的顯熱，以及剩余中子引起的裂變和裂變產物的衰變及中子俘獲產物的衰變。上述三點隨時間變化的特性各不相同，鈾棒內的顯熱和剩余中子裂變熱大約在半分鐘之內傳出，其后的冷卻要求完全取決于衰變熱。12.以鈾-235作為燃料的壓水堆中，每次裂變釋放出來的熱量約為多少？在大型壓水堆的設計中，往往取燃料元件的釋熱量占堆總

8、釋熱量的百分之幾？200Mev 97.4%.13與早期壓水堆中采用的均勻裝載方案相比，現代大型壓水堆采用分區裝載方案的優點是什么？1功率的分布得到展平2燃料的平均燃耗提高 十九頁下部14什么是沸騰危機，沸騰危機可以分為哪兩種？所謂沸騰傳熱惡化是指在一定的工況參數下管壁同沸騰工質間的換熱系數突然下降、加熱壁面同沸騰工質間的換熱量大大減少(對于恒壁溫系統)或壁面溫度大大升高(對恒熱流系統)的現象。沸騰危機分為兩種，由于換熱偏離核態沸騰而造成的傳熱惡化稱為第一類沸騰危機。由于液膜蒸干而引起的傳熱惡化稱為第二類沸騰危機。15在垂直加熱蒸發管中，一般認為的兩相流流型主要有哪幾種？水平加熱管道中的典型流型

9、有哪些？垂直加熱蒸發管：單相液體，泡狀流，彈狀流，環狀流，滴狀流，單相氣體水平加熱管道：單相液體，泡狀流，塞狀流，波狀流，環狀流16在壓水堆燃料元件的傳熱算中，包殼外表面的最高溫度主要受哪些因素的限制?用鋯合金做的包殼的外表面工作溫度一般不得超過多少度？ （自己找）鋯合金包殼表面的最高工作溫度一般應限定在350以下17. 氣隙傳熱有哪兩種基本模型？各適用于何種條件？答：氣隙傳熱有“氣隙導熱模型”“接觸導熱模型”兩種基本模型。對于新的燃料元件或燃耗很淺的燃料元件，可以認為包殼與芯塊沒有接觸，采用氣隙導熱模型比較合適。當燃耗很深，包殼與芯塊已經發生接觸，應該采用接觸導熱模型。18. 積分熱導率基本

10、概念和計算方法？答：燃料芯塊的導熱率u一般都與溫度有關，而且u隨溫度的變化往往不是線性關系，要直接用它計算仍然比較麻煩，因而往往把u對溫度t的積分作為一個整體看待，而不直接做積分運算，這樣既可以簡化設計計算，又可以減小計算結果誤差。我們把稱為積分導熱率。對任何形狀的燃料元件都可以建立積分導熱率與輸出功率之間的關系，對于均勻釋熱情況， 式中、取決于燃料元件的幾何形狀。（這個計算方法在59頁，大家自己看，要會推導圓柱和平板的積分熱導率公式。）19. 壓水堆主回路中的總壓降由哪幾部分組成？對于閉合回路，系統中哪項壓降為零。答：壓水堆主回路總壓降由提升壓降、摩擦壓降、加速壓降、局部壓降四部分組成。對于

11、閉合回路，系統中加速壓降為零。20.對于單相流，確定某一截面發生臨界流的兩個等價條件是什么？答：1）臨界截面的流速等于當地聲速。2）臨界截面的上游流動不受下游壓力下降的影響。 21、什么叫均相流模型？其基本假設有哪些？分離流模型的基本假設有哪些？均相流模型假設兩相均勻混合，把兩相流動看作為某一個有假象物性的單相流動，該假想物性與每一個相的流體的物性有關。 汽相和液相的流速相等（S=1）兩相間處于熱力學平衡使用規定得恰當的經驗摩擦系數分離流模型則假設兩相完全分開，把兩相流動看作為各相分開的單獨的流動，并考慮相間的作用。汽相和液相的流速不相等兩相間處于熱力學平衡應用經驗關系式或簡化的概念建立建立兩

12、相摩擦壓降倍數和空泡份額的具體表達式22、什么叫自然循環？自然循環對核電廠的安全運行有什么意義？影響壓水堆核電站自然循環的主要因素有哪些？自然循環是指在閉合回路內依靠熱段（上行段）和冷段（下行段）中的流體密度差所產生的驅動壓頭來實現的流動循環。對于反應堆系統來說，如果對心結構和管道系統設計的合理，就能夠利用這種驅動壓頭推動冷卻劑在一回路中循環，并帶出堆內產生的熱量（裂變熱或衰變熱）。（影響因素自己找）23、什么是質量含氣率、空泡份額及容積含氣率？靜態含氣率xs：，適用于不流動的系統或汽液兩相平均速度相同的系統。流動含氣率x：，平衡態含氣率，汽液兩相混合物的比焓;飽和液體的比焓;汽化潛熱空泡份額

13、：蒸汽的體積與汽液混合物總體積的比值汽液混合物中液相的體積；汽液混合物中汽相的體積容積含氣率：單位時間內流過某一截面的兩相總容積中，氣相所占的比例份額。式中，V,V分別表示氣相和液相介質的容積流量24、什么是熱點因子、熱管因子？降低熱管因子和熱點因子的主要途徑有哪些？熱管：單純從核的因素看，積分輸出最大的冷卻劑通道稱為熱管或熱通道；熱點：堆芯內某一燃料元件表面溫度最大的點，稱為熱點。降低核熱點因子、核熱管因子的方法：1利用不同的濃度的核燃料分區裝料2設置反射層3安裝控制棒和可燃毒物棒。降低工程熱點因子、工程熱管因子的方法：1合理確定有關部件的加工和安裝精度2精心進行結構設計和水利模擬實驗3加強

14、相鄰燃料通道間的冷卻劑的交混。25.熱工設計準則概念，壓水堆設計中規定的穩態熱工設計準則有哪些主要內容？熱工設計準則：在計反應堆冷卻系統時，為了保證反應堆運行安全可靠，針對不同的堆型，預先規定了熱工設計必須遵守的要求，這些要求通常稱為堆的熱工設計準則。1、燃料元件芯塊內最高溫度應低于其相應燃耗下的熔化溫度。 2、燃料元件外表面不允許發生沸騰臨界。 3、必須保證的正常運行工況下燃料元件和堆內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。 4、在穩態額定工況和可預計的瞬態運行工況中，不發生流動不穩定性。26.臨界熱負荷的影響因素有哪些？如何影響？1冷卻劑質量流量2含氣率3冷卻劑

15、運行壓力4入口欠熱度5通道入口長度27反應堆停堆后燃料元件表面熱流密度下降速度與燃料元件剩余功率下降速度是否相同？為什么？ 不相同。影響燃料元件表面熱流密度的因素除了燃料元件的剩余功率外，還有燃料元件的內儲存的顯熱，因此，其下降速度是不相同的。二、綜合題1繪出大容積沸騰曲線，標明各部分的傳熱類型并說明各部分特征。B點為沸騰起始點，B點之前為非沸騰區，沒有氣泡產生，壁面與流體之間通過無相變的自然對流換熱，傳熱系數小。B點開始產生氣泡，氣泡脫離壁面，產生強烈擾動，是對流換熱系數大大增加，因此B點后熱流密度迅速上升，但壁溫增加不大。到C點達到最大。C點的熱流密度稱為臨界熱流密度，BC區稱為核態沸騰區

16、。C點之后，不分加熱面連成一片蒸汽膜覆蓋，熱阻上升，換熱系數減小。熱流密度下降。到D點達到最小值，此時氣膜覆蓋全部加熱面。CD區為過度沸騰區。D點之后的區域為穩定的膜態沸騰區，壁面通過氣膜的導熱以及輻射傳熱與流體進行熱量傳遞。在C點之前，有一個表現為q上升緩慢的核態沸騰轉折點，稱為DNB點。2、繪出均勻堆芯棒狀燃料元件軸向的釋熱量ql(z)分布和冷卻劑溫度tf(z)、燃料元件包殼外表面溫度tcs(z)及燃料元件中心溫度to(z)的軸向分布，并對tcs·max及to·max一般所處的位置作簡要說明。服從余弦分布，在z=0處，ql最大為ql(0) 均勻反應堆LRLRe，tf(z

17、)服從正弦分布tcs(z)比tf(z)增加了一個與ql(z)有關的余弦項，其最高溫度的位置，應向z=0處移動，故tcs,max所處的位置在堆芯半高度處與冷卻劑出口之間。 ，to(z)比tcs(z)又增加了一個余弦項，故t0,max所處的位置應在tcs,max位置與z=0之間。3.假定堆芯軸向功率為余弦分布（取堆芯活性區半高處為原點），請定性畫出沿堆芯軸向變化的堆芯平均熱流密度以及臨界熱負荷的變化曲線，并畫出MDNBR所在位置。三、計算題（參考）1、已知某反應堆內有燃料組件156個，每個組件有燃料元件274根，每根燃料元件有效長度4m，直徑10mm，平均表面功率密度q=5.5×105W/m2。求該反應堆的熱功率。若核電廠的效率=3