核反应堆工程 复习参考题Word文件下载.docx

1、镁合金包壳不能承受高温，限制了二氧化碳气体出口温度，限制了反应堆热工性能的进一步提高。7、什么是原子核的结合能及比结合能，如何计算？结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量，E=mC2定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比（E/A） 8、什么是核反应截面，分哪几类，其物理意义是什么？如果某种物质受到中子的作用，则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度，以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度 （1）微观截面 假设在1cm3的物质中，有N个原子核，在该物质的一个面上射入一个中子，则每一个原子核与一个入射的中子发生核反

2、应的概率定义为微观截面，单位为m2，有时也用靶恩（10-28m2）为单位（又分为裂变、散射和吸收三种截面） （2）宏观截面 如果每立方米的物质中含有N个核，则乘积N等于每立方米靶核的总截面，称宏观截面，用 表示，单位是m-1，物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的概率。9、什么是中子通量，其物理意义如何？单位时间内通过单位面积的中子数。等于中子密度与其平均速度的乘积，单位常用“中子/平方厘米秒”表示。按中子能量不同，又可分为热中子通量和快中子通量两种。是衡量反应堆的一个重要指标10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些？铀-235核每次裂变所释放的平均值约为207MeV，绝大部分能

3、量是以裂变碎片的动能形式释放出来，除了中微子能量，其它能量都可以“回收”11、什么是瞬发中子和缓发中子，缓发中子在反应堆中有何影响？瞬发中子：99%以上的中子是在裂变瞬间发射出来的，这些中子叫瞬发中子缓发中子：裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子。平均能量比瞬发中子能量低，对反应堆的控制起重要作用 12、什么是四因子公式，其对核反应堆的设计具有什么参考作用？无限增殖因数：对于无限大的反应堆，中子不泄露概率为1，此时的有效增殖因数，称为无限介质增殖因数快中子增殖因数 逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率。热中子利用系数f：被燃料吸收

4、的热中子数占被芯部中所有物质（包括燃料在内）吸收的热中子总数的份额。热中子裂变因数h：燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总数之比。反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成（k ）及几何形状（ ）13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的，该作用的好坏与哪两个主要因素有关？弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程。非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理。弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制。中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关 14、什么是对数能降？对数能降定义式：E0-选定的参考能

5、量，E0=2MeV；E -一次碰撞后的中子能量 15、反应性负温度系数是什么，其在核反应堆安全运行中的作用？温度增加1K时keff的相对增加量，负温度系数对反应堆安全运行具有重要意义，要求负温度系数实际是要求反应堆系统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应所引起的，温度升高，共振吸收增加，因此产生了负温度效应16、核反应堆反应性控制方法有哪些？根据不同堆型，为保证反应堆安全运行，用来对反应性进行有效控制和调节的各种部件、机构、过程和方法。主要有控制棒控制、化学控制剂载硼运行、可燃毒物控制三种。17、燃料组件的骨架结构组成有哪些，燃料元件棒的主要结构有哪些？17x17型燃料组件骨

6、架结构：由定位格架、控制棒导向管、中子注量率测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架。燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成。18、在核反应堆的设计中，主要涉及哪几种材料的选择？1核燃料材料提供核裂变2结构材料 实现功能性3慢化剂材料慢化快中子 4冷却剂材料带走产生热能 5控制材料 控制核反应堆19、核反应堆燃料类型有哪几种？与金属铀相比，陶瓷燃料的优缺点有哪些？燃料分类 a）金属型-金属铀和铀合金 适宜用于生产堆（堆芯温度较低，中子注量率不太高） 优点：银灰色金属，密度高（18.6）,热导率高,工艺性能好,熔点1133 ,沸点3600 缺点：化学活性强，与大多数非金

7、属反应 金属铀的工作条件限制：由于相变限制，只能低于665辐照长大，定向长大限制低温工作环境辐照肿胀现象，较高温度条件下金属燃料变形 b）陶瓷型-铀、钚、钍的氧化物，碳化物或氮化物 陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制（相变及肿胀效应） 熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好 热导率低二氧化铀陶瓷燃料 无同素异形体，只有一种结晶形态（面心立方），各向同性，燃耗深熔点高；未经辐照的测定值280515具有与高温水、钠等的良好相容性，耐腐蚀能力好与包壳相容性良好 二氧化铀的导热性能较差，热导率低传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂。c）弥

8、散体型-含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中 20、什么是辐照效应？主要包括哪几种形式？由辐照引起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化。主要效应： 电离效应、嬗变效应、离位效应 电离效应：堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使其跳离轨道的电离现象，对金属性能影响不大，对高分子材料影响较大 嬗变效应：受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应 离位效应：中子与原子碰撞中，原子脱离点阵节点而留下一个空位。如果不能跳回原位，则形成间隙原子，快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子，其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因。离位峰中的相变：有序合金

9、在辐照时转变为无序相或非晶态相 21、选择慢化剂需要注意哪些要求？重水做慢化剂有何优缺点？慢化剂：将裂变中子慢化为热中子，分固体慢化剂和液体慢化剂 固体慢化剂（石墨、铍、氧化铍）：对石墨慢化剂性能要求：纯度高，杂质少，尤其硼、镉含量限制严格 强度高，各向异性小 耐辐照、抗腐蚀和高温性能好 热导率高、热膨胀率小 液体慢化剂（水、重水）：对液体慢化剂的要求：熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低良好的传热性能良好的热稳定性和辐照稳定性原子密度高不腐蚀结构材料 在辐照条件下，重水与轻水均发生逐渐的分解，分离出爆炸性气体（D2和O2，或H2和O2的混合气体），该过程称作辐射分解。重水慢化堆采用重水作冷却剂的

10、好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度。缺点是价格昂贵。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，子代产物也具有较高中子吸收截面 b）对中子的吸收能阈广（热、超热中子） c）熔点高、导热性好、热膨胀率小 d）中子活化截面小 e）强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照 23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义，以及三者之间的转换关系？热流密度：也称热通量，一般用q表示，定义为：单位时间内，通过物体单位横截面积上的热量。按照国际单位制，时间为s，面积为，热量取单位为焦耳（J），相应地热流密度单位为J/（s）。体积释热率：单位堆芯体积所释放热功率线功率密

11、度：单位长度堆芯产生热功率燃料芯块的线功率qL，燃料芯块的表面热流密度q，燃料芯块的体积释热率qv，三者关系： qL=q2ru=qvru224、什么是核热管因子，其物理意义是什么？为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子25、影响堆芯功率分布的因素有哪些？燃料装载的影响（富集度最高的装在最外层，最低的燃料组件装在中央区，可显著增大堆芯总功率输出） 反射层的影响（增加边沿中子通量）控制棒的影响（一定程度上改善中子通量在径

12、向的分布） 结构材料、水隙和空泡的影响（材料吸收中子，水隙提高热中子浓度，控制棒做成细长的形式，空泡使热中子通量下降）燃料元件自屏蔽效应的影响（慢化剂产生热中子，燃料棒内消耗中子）26、什么是积分热导率，在实际中有何应用？UO2燃料热导率随温度变化很大，采用算术平均温度来求解ku，误差很大（温度的非线性函数），因此需研究ku随温度的变化规律，从而引出积分热导率的概念。为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量。是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分，其单位为W/cm。27、什么是偏离泡核沸腾，对应英文缩写是什么？偏离泡核沸腾DNB（Departure from nucleate

13、 boiling），在加热过程中，由于产生的气泡数量很多，甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱，当气泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时，就发生了偏离泡核沸腾。28、加热通道内流动包含哪几个区域？加热通道内流动区域的划分：1.单相流区，不存在气泡，液体单相流2.深度欠热区，贴近加热壁面液膜达到饱和温度，开始生成气泡，表现为“壁面效应”3.轻度欠热区，越过净蒸汽起始点，气泡脱离壁面，表现为“容积效应”4.饱和沸腾区，此区热量完全用来产生蒸汽29、临界热流密度和沸腾临界的概念？临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时，加热表面上的气泡很多，

14、以致使很多气泡连成一片，覆盖了部分加热面。由于气膜的传热系数低，加热面的温度会很快升高，而使加热面烧毁。这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHF（Critical Heat Flux）。30、单相流压降通常由哪几部分组成，各部分对应具体作用是什么？提升压降31、截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别，如何相互转化？容积含气率：单位时间内，流过通道某一截面的两相流总容积中，气相所占的容积份额。截面含气率 ：也称空泡份额，指两相流中某一截面上，气相所占截面与总流道截面之比。32、什么是滑速比？滑速比S是指蒸汽的平均速度Vg与液体的平均速度Vf之比33、什么是临界流，对反应堆安全有何意

15、义，单相临界流速如何计算？当流体自系统中流出的速率不再受下游背压下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流。临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要。临界流量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。K定压比热容与定容比热容之比R气体常数T温度34、达到临界压力比就可以实现临界流速对吗，为什么？不对35、什么是流动不稳定性，常见的有哪几种类型？流动不稳定性：是指在一个质量流密度、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、什么是自然循环，形成自然循环的条件是什么？

16、自然循环是指在闭合回路内依靠热段（上行段）和冷段（下行段）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环条件：1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失2.自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行，如果中间被隔断，就不能形成自然循环37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响？主要考虑热工水力学因素和设备成本，所谓热工水力学，也就是研究反应堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析。对于轻水堆，由于压力决定水的饱和温度，即水保持液态或饱和蒸汽的温度，是热工水力设计的一个重要方面，但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动的影响较小，可以说是温度决定压力。对于气冷堆，冷却剂的

17、热力学参数受压力影响大，热工水力学设计直接和压力有关。对于压水堆核电厂，一回路压力决定一回路水的饱和温度，继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率。压力升高可以提高热效率，但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计，并且压力升高将带来各主设备承压需求上升，成本和制造难度上升，通常压水堆取15Mpa左右的工作压力，对应冷却剂330度左右的温度限制。沸水堆由一回路直接产生蒸汽，蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力，而沸水堆堆芯冷却剂为两相流，冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力学和材料性能限制，通常温度为286度，压力7.3Mpa。沸水堆由于堆芯较压水堆大，并且压力容器内

18、需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等，压力容器比压水堆要大，较低的压力也有利于压力容器制造。38、热管和热点的定义？热管（hot-channel）：假设在相对孤立的冷却系统中，积分功率输出最大的冷却剂通道 热点（hot-point）：堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点。39、压水堆主要热工设计准则有哪些？燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度燃料元件外表面不允许发生沸腾临界 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在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性40、热流密度核热点因子和热流密度工程

19、热点因子分别描述哪方面对热流密度的影响？核：描述中子通量分布不均匀 工程：描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀-可用加工误差和统计方法得到41、降低核热管因子有哪些具体途径？降低热管因子的途径：a）核方面 设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等 b）工程方面 合理控制加工、安装误差；改善冷却剂分配不均匀；加强横向交混等 42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什么？在单通道模型中，把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的,堆芯高度上与其他通道之间没有质量、动量和能量交换。这种分析模型不适合用于无盒组件那样的开式通道。为了使计算更符合实际，开

20、发了子通道模型。这种模型认为到相邻通道的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换，因此各通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化，热通道内冷却剂的焓和温度也会有所降低，相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低。43、什么是最小烧毁比（MDNBR）？在反应堆热工计算中，为了安全起见，要保证在反应堆运行时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量，就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数，以保证不出现烧毁事故。这个安全系数称烧毁比。把通道中临界热流密度qDNB与实际热流密度qact二曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁比，用MDNBR表示。44、如何理解堆芯实际热流密度高于

21、堆芯名义热流密度的现象？由于工程上不可避免的误差，会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值。45、反应性控制分哪三类？什么是反应堆的固有安全性？紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反应能力，使反应堆紧急关闭。（压水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯。）功率控制：要求某些控制棒动作迅速，即使补偿微小反应性瞬态变化。补偿控制：分补偿控制棒和化学控制棒两种。依靠核反应反应堆本身设计特点，不依靠外界能源和动力，所固有的安全性能。46、大破口事故共分几个阶段，各是什么？（1）喷放阶段，此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；（2）再充水阶段，此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部；（3）再淹

22、没阶段，此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；（4）长期堆芯冷却阶段，堆芯完全淹没，低压安注系统投入并足以去除衰变热。47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害？安装点火器，降低氢气扩散范围和降低氢气浓度，从而降低事故风险。采用复合器，缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制。48、核电站的反应堆有几道安全屏障，各是什么？燃料元件包壳：将裂变产物包容在元件内。二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。一回路压力边界：有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成，包括稳压器、蒸汽发生器、传热管、泵和连接管道等。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。安全壳：将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内。事故发生时，能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去，是保护核电站周围居民安全的最后一道防线。