反应堆热工水利分析复习题+答案.pdf

1 下列关于压水堆的描述错误的是 A、一回路压力一般在 15MPa 左 右 B、水用作冷却剂 C、水用作慢化剂 D、热效率一般大于 40%2 下列关于 AP1000 与 EPR 的说法不正确的是：A、AP1000 是革新型压水堆，采用非能动系统 B、EPR 是改进型压水堆 C、EPR 通过增加能动部件数和系列数来增加安全性 D、AP1000 和 EPR 的设计寿命都是 40 年 3 下列关于沸水堆的描述不正确的是：A、相对于压水堆慢化能力有所提高 B、蒸汽温度不高热效率低 C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大 D、压力容器要求相对较低 4 下列关于重水堆的描述错误的是：A、采用重水做慢化剂 B、可以采用低富集铀做燃料 C、轻水和重水都可以用作冷却剂 D、不需要蒸汽发生器 1 反应堆按照冷却剂类型可分为：A、轻水堆 B、重水堆 C、气冷堆 D、快中子堆 2 反应堆按照慢化剂类型可分为:A、轻水堆 B、重水堆 C、石墨慢化堆 D、快中子堆 3 下列不属于第四代反应堆堆型的有:A、AP1000 B、EPR C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 4 下列属于第四代反应堆堆型的有 A、钠冷快递 B、超临界水堆 C、熔盐堆 D、超高温气冷堆 5 下列属于核能发电的优点有：A、空气污染少 B、不产生二氧化碳 C、能量密度高，运输成本低 D、发电成本受国际经济影响小 6 核能发电的缺点有：A、产生高放射性废物 B、热效率低，热污染较大 C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转 D、潜在危险较大 7 下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是：A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的 B、华龙一号充分吸收了 AP1000 和 EPR 的先进核电技术 C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合 D、山东威海采用的是华龙一号堆型 8 下列关于重水堆描述正确的有：A、中子利用率高 B、重水作慢化剂 C、废料中含 235U 极低，废料易处理 D、天然铀作燃料 9 下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源 B、堆芯无慢化材料 C、需用高浓铀作燃料 D、中子裂变截面大 10 关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义 B、其安全性和经济性更加优越 C、废物量极少、无需厂外应急 D、具有防核扩散能力 1WWER 反应堆以 100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。如果在控制棒全提出堆芯的情况下,通过硼化将堆功率降低到 50%FP,那么轴向功率峰位置的变化趋势是:A、功率峰将会向堆芯顶部偏移 B、功率峰将会向堆芯底部偏移 C、功率峰位置维持不变 2 下列关于停堆后热源的描述不正确的是。A、停堆后的热源一部分来自于燃料棒内储存的显热 B、停堆后的热源一部分来自于剩余中子引起的裂变 C、停堆后的热源一部分来自于裂变产物和中子俘获产物的衰变 D、停堆后的热量很少,可以不予考虑 3 下列不属于慢化剂中的热量来源是。A、中子的慢化 B、伽马射线的吸收 C、射线的吸收 D、裂变碎片的动能 4 关于控制棒中的热源不正确的是 A、吸收堆芯的 射线 B、棒材料中的(n,)反应 C、裂变碎片动能 D、棒材料中的(n,)反应 1 核反应堆内的热量来源主要有：A、裂变碎片的动能 B、裂变中子的动能 C、裂变释放的伽马射线能量 D、衰变过程释放的伽马及 射线的能量 E、一回路冷却剂携带的能量 2 影响堆芯功率分布的因素有哪些()A、燃料的装载方式 B、控制棒 C、空泡 D、水隙 1 裂变碎片的能量全部沉积在燃料内：2 伽玛射线能量主要被控制棒吸收：3 控制棒只影响堆轴向功率的分布：4 水隙的存在展平了功率分布：5 反应堆停堆后的功率由衰变功率决定：6 堆芯燃料分区装载时，为展平功率，燃料富集度由内向外逐渐增大：1 下列关于导热系数的说法不正确的是 A、是表征物质导热能力的一个物性参数 B、导热系数的大小与物质的组成、结构、温度和压强有关 C、金属固体的导热系数一般大于液体的导热系数 D、导热系数会随温度的升高而增大 2 下列哪一种方式不是通过导热来传递热量 A、加热铁丝使得铁丝温度升高 B、将热水混入冷水中 C、冬天用手握住冷的铁管 1 何谓沸腾临界?压水堆在正常工况下首先应该防止的是快速烧毁还是慢速烧毁,为什么?正确答案：大容器饱和中的临界热流为沸腾临界，沸腾临界一般和发生沸腾临界时流型有着密切的关系，根据流动工况的不同，通常把沸腾临界分为两类，即过冷或低含汽量下的沸腾临界和高含汽量下的沸腾临界。低含汽量下，大的温度阶跃足以导致加热面迅速“烧毁”，叫“快速烧毁”；高含汽量下一般不会使金属材料马上烧损，称为“慢速烧毁”。压水堆在正常工况下，处于低含气量，首先应该防止的是快速烧毁。间隙导热可用那些模型进行计算,各有什么特点?间隙导热可以用气隙导热模型和接触导热模型来进行计算。气隙导热模型简单适宜于燃耗不太深及新燃料元件;接触导热模型比较复杂适宜于燃耗很深的情况。对于用 UO2 制成的圆柱形芯块，若已知线功率密度为 ql400W/cm，燃料芯块表面温度为Tu 691，请利用下表的积分热导率表求燃料芯块中心温度 T0.解：由题意有：ql/4=31.85 W/cm 由 Tu 691，根据积分热导率表有 T0=1876+(1990-1876)*(70.17-68.86)/(71.31-68.86)1937 厚度或直径为 D 的三种不同几何形状（平板、圆柱、球）的燃料芯块的体积释热率都是 qV，表面温度都是 tc，试推导各种芯块中心温度的表达式。一定会导致压力下降的是 A、提升压降 B、摩擦压降 C、加速压降 D、局部压降 2 垂直加热通道中可能出现的流型是 A、泡状流 B、弹状流 C、环状流 D、滴状流 3 提高自然循环流量的措施有 A、增大密度差 B、增大流动长度 C、增大管径 D、减小形阻 1 任何流体在圆管中流动，雷诺数小于 2000 均为层流 正确答案：2 酒精和水一起流动是两相流 正确答案：3 两相流压降比相同质量流速的单相流压降大 正确答案：4 临界流发生的一个等价条件是流速达到声速 正确答案：5 课本 135 页图 4-31 中，流量位于 ab 段时一定会发生流量漂移 正确答案：1 课本 95 页例题 4-1 中，栅距 P 变成 13.5mm，燃料棒外径 d 变为 10.22mm，棒束燃料组件沿轴向高度用 6 段蜂窝式定位格架固定，其他条件一样。计算水在冷却剂通道进出口间压力变化 名词解释 堆的热源及其分布 、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。、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 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。、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 堆的传热过程 、积分热导率：把对温度 t 的积分 dttu 作为一个整体看待，称之为积分热导率。、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、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、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、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、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。、沸腾曲线：壁面过热度（wsatttt）和热流密度 q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat 、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 H。Departure from nuclear boiling 、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。、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、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、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 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 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。、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着 t 增加而增大。对流动沸腾来说，、“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、“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 气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积、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、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。、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-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，-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-233 和钚-239.、包壳材料考虑因素：1 核性能 2 相容性 3 导热性 4 力学性 5 抗腐蚀性 6 辐照稳定性 7、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 堆内流体的流动过程及水力分析 、空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值。、含汽量（含汽率）：静态含汽量 x=汽液混合物内蒸汽的质量/汽液混合物的总质量 流动含汽量 x=蒸汽的质量流量/汽液混合物的总质量流量 、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 即所谓的流动结构，这些流动结构通常就称之为流型。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，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。、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，（两相流模型）、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（4.2 两相流体的流动压降）、摩擦倍增因子：、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(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 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。、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（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 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 、流动不稳定性：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 、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）、压降组成：提升压降 Pa 摩擦压降 Pf 加速压降 Pa 局部压降 Pc 、突扩：动量方程 P1*A1+P1*(A1+A2)-P2*A2=W*(V2-V1)能量方程 、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 、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 4、流量振荡使系统传热性能变坏。、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 堆芯稳态热工分析 、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）。、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。、DNBR：即临界热流密度比。（5.1 热工设计准则）（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）（z）沿着冷却剂通道是变化的，其最小值就是最小 DNBR 、热管：热管是堆内具有最大焓升的冷却剂通道。、热点：热点是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点。（5.3）、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。堆芯瞬态热工分析 、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 、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 、Ne 的选择：电功率和动力循环热效率适当折中 简答题 、压水堆的热工设计准则有哪些？（第五章）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。、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 、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。、流动不稳定性对系统有哪些危害？（第四章）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 、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 、流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏。、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 、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（第三章）、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 -对流换热-输热；热阻暂略；作图见后 、大破口失水事故发生的事件序列有哪些？各个阶段有何特点？特点暂略 、简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。、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 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 6、计算最小 DNBR。7、计算燃料元件的温度。、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。图略 、适当选择核电厂反应堆热工参数以降低电能成本：提高冷却剂的工作压力；提高冷却剂的流量；适当选定堆冷 、停堆后反应堆芯的热量来源：、燃料棒内存储的显热 、剩余中子引起的裂变 、裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变 、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 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，汽水混合物的体积由热流密度的波动而引起的变化也就越 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 、试导出、x 与 S 的关系式：推导如下：、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 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 、一维稳态两相流动动量方程 ）以分离流模型为例，需作如下的假定：在垂直于流动方向的任一截面上，两相均具有各自的平均流速和平均密度，2）建立均匀流模型两相压降表达式的前提是：、汽相和液相的流速相等 两相间处于热力学平衡状态 使用规定得恰当的经验摩擦系数 .简答题 影响功率分布的因素有哪些，分别有什么影响？A.燃料布置：均匀装载：中心区域会出现较高的功率峰值，限制堆的总功率输出量，且 分区装载：中心功率水平降低，外区功率水平上升，整体功率分布得到展 控制棒：用控制棒时堆芯功率峰值对平均功率之比可能高于未受扰动的堆芯的该比 堆寿命初期，中央控制棒插入可使径向功率分布得到展平，即中央部 轴向：插入控制棒给轴向功率分布带来不利影响（如压水堆中，寿期初堆顶 中子通量向堆底部歪斜；寿期末抽出控制棒，中子通 水隙及空泡：水隙：引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，导致周围元件功率升 控制棒、慢化剂和结构材料中热量产生的来源？A.控制棒的热源：吸收堆芯的辐射以及控制棒本身吸收中子的(n,)或(n,)反应 慢化剂的热源：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的粒子的一部分能量、吸收各 射线的能量 结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种射线 两种沸腾的定义及特点是什么？大容积沸腾：定义：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 特点：液体流速很低，自然对流换热起主导作用 特点：常发生在强迫对流工况下 沸腾临界包括哪两类，它们的物理特点及发生的区域分别是什么？答：燃料元件的热工设计要求？A.（选取合适的燃料材料和包壳材料，并限制元件芯块中心温度低于燃料的熔点，包壳 B.棒径选择除满足物理设计中的水铀比要求外，还须满足热工传热的要求 C.（限制包壳外表面的最大温度和限制芯块-包壳交界面处的最大温度来）保证在整个 D.满足结构方面要求并易于加工，工艺性能好 E.经济性好，价廉 UO 陶瓷燃料的优缺点？熔点高、高温和高辐照下几何形状比较稳定；高温水和液态钠中具有良好的耐腐种类 过冷或低含汽量下的沸腾临界 高含汽量下的沸腾临界 物理特点 当热流密度值超过临界热流密度值，此时温度会跃升到下一个稳定的膜态沸腾区所对应温度，温度跃迁可达近千摄氏度，足以导致加热面的迅速“烧毁”，称为快速烧毁。由于环状流工况具有快速流动的蒸汽核心，具有较大的换热系数，壁温升高速率较慢，金属材料不会立即烧损，但当燃料元件包壳表面干湿交替变化时，包壳也会损坏，又称慢速烧毁。发生区域 压水堆的堆芯通道 沸水堆的堆芯通道 物理现象 受热面上溢出的气泡数量太多，阻碍了液体的补充，在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而是传热性能恶化，加热面的温度骤升 在高含汽量下，但冷却剂的流型为环状流是，由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层被破坏，从而导致临界沸腾 取决因素 热流密度、系统压力、冷却剂流量、含汽率以及冷却剂流过堆芯时的焓升等因素 主要取决于流型参数，而与近壁面参数关系很小 单相流体的流动压降包括哪些，定义分别是什么？1 至截面 2 时由流体位能改变而引起的压力变化 降低热管因子和热点因子的途径有哪些？径向 沿堆芯径向装载不同富集度的核燃料；堆芯周围设置反射层；堆芯径 轴向 设置反射层或长短控制棒结合 合理控制有关部件的加工及安装误差，兼顾工程热管因子和热点因子数值的 综合题 当通道内开始出现沸腾段，此时压降随流量变化趋势由什么决定？A.由于流量的降低，压降有下降的趋势 B.由于产生沸腾，汽水混合物体积膨胀流速增加，从而使压降反而随流量减少而增大 防止水动力不稳定性的措施哪些？：法：(1)在通道口加装节流件，增大进口局部阻力；(2)选取合理的系统参数。a.选择较高的系统压力（系统压力越高，两相比体积就相差越小，流动就越稳定）b.选取合适的欠热度水蒸汽比相同压力下饱和温度低的程度 欠热度对水动力特性影响有一定界限值 小于该界限值，减小欠热度，可使流动趋于稳定；欠热度为零时必然稳定 大于该界限值，只有增加通道进口过冷度，才能提高流动稳定性 (/)(/)0dtpWpW(/)0(/)0ttWWpp 系统不在水动力特性曲线的区段内运行。如遇到系统必须必须在的区段运行，可选用大流量下压头会大大降低的水泵，以满足水动力稳定性准则。t(/)0WptWp 使水动力特性曲线趋于稳定，即消除曲线中的区段，使和成为单值对应关系。过热段所占比例 此时体积膨胀对增加压降所起的作用已经很小，压降差不多沿着过热蒸汽的水 W 之间并不是单调关系，在曲线 a、b 两点之 压水反应堆的进出口温度对反应堆的哪些性能有影响？一回路冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素:1)燃料包壳温度限制。燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制。2)传热温差的要求。为了保证燃料元件表面与冷却剂之间传热的要求,燃料表面与冷却剂间应有足够的温差。冷却剂温度至少要比包壳温度低 1015,以保证正常的热交换。3)冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热，冷却剂应具有 20左右的过冷度。因此,对于一定的工作压力,反应堆冷却剂的堆出口温度变化余地很小。反应堆中的自然循环 哪些原因会使反应堆一回路的自然循环中断？自然循环的建立是依靠驱动压头克服了回路内上升段和下降段的压力损失而产生的。如果驱动压头不足以克服上述压降，自然循环能力就要下降或最终停止。1.这可能是由于上升段和下降段的摩擦压降和局部压降太大。2.也可能是由于驱动压头太小，即由于上升段(热段)和下降段(冷段)之间流体的密度差不够大。3.在核电厂中还可能由于蒸汽发生器二次侧的冷却能力过强,反而会使-回路的自然循环能力减小以致中断。4.自然循环必须是在一个流体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。例如在堆芯中产生了汽体,并积存在压力壳的上腔室,使热段出水管裸露出水面,不能形成一个流通回路，自然循环就要中断。5.还有如果在蒸汽发生器的倒 U 形管顶部积存了较多的汽体，驱动压头又不能使倒 U 形管上升段中的水(或汽水混合物)赶走积存的汽体，自然循环也要停止下来。大家觉得反应堆的经济性与哪些因素有关？有哪些措施可以提升反应堆的经济性？1.从核的角度考虑的话，比如压水堆用的铀原料的开采，铀的富集，燃料元件的组装以及乏燃料的处理环节都有关，提升经济性的话要改善堆芯性能，提高热效率 2.从工程的考虑，主要是建造成本，人力物力资源成本，安全性以及后期核电站的发展，维护等等，提高经济效益可以从选址考虑，同时提高设备的安全性，采用非能动系统，减少设备成本等 压水堆用的铀原料的开采，铀的富集，燃料元件的组装以及乏燃料的处理环节都有关，提升经济性的话要改善堆芯性能，提高热效率从工程的考虑，主要是建造成本，人力物力资源成本，安全性以及后期核电站的发展，维护等等，提高经济效益可以从选址考虑，同时提高设备的安全性，采用非能动系统，减少设备成本等。一、首先反应堆经济性与堆型建造成本、运行维护成本、废料循环、总利用率有关，但是安全第一。二、提高反应堆经济性，首先将外在因素提升最优化，然后对于堆芯来说，总体还是提高其动力循环热效率来降低成本。具体措施有提高堆型功率密度、提高冷却剂流量和压力、增加燃料燃耗深度等。