热工水力学(共20页).doc

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1、精选优质文档-倾情为你奉上第一章一、试述核能的优缺点：优点缺点核能对环境的污染小。核电站基建投资大。核电站需要的核燃料数量少，可以节省大量的运输力量。安全问题：核燃料在裂变后会产生大量的放射性物质，在核反应堆发生重大事故时，这些放射性物质有可能逸散出来，污染环境。反应堆在装一炉料之后可以运行很长时间，不需要中途加料，因而可提高反应堆的可利用系数。安全问题：核电站还会积累一定数量的放射性废物，这些废物的处置也是相当麻烦的事情。燃料费用和运行费用相对较低。二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？比较成熟动力堆：压水堆沸水堆重水堆优点结构紧凑，堆芯的功率密度大。设备简单，省去一个二回路。中子

2、利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H）。平均燃耗深，节约核燃料。压力容器要求相对较低。废料中含235U极低，废料易处理。具有负温度效应，安全性好。通过使水汽化（潜热），通过塔堆冷却剂流量小。可将238U转换成易裂变材料 ： 238U+n239Pu 239Pu+nA+B+n+Q(占能量一半)建造周期短，造价便宜。缺点水沸点低，热效率低。沸腾的水相对中子慢化能力低。重水初装量大，价格昂贵。必须采用耐受高压的压力容器。蒸汽温度不高，热效率低。燃耗线（800010000兆瓦日T（铀）为压水堆1/3）。带有放射性的饱和蒸汽与汽轮机接触，增加放射性防护难度。为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设

3、备要求高。有发展前途堆型：高温气冷堆钠冷快中子增殖堆优点高温，高效率（750850，热效率40）。充分利用铀资源：239Pu+nA+B2.6个n 238U+1.6个n1.6个239Pu（消耗一个中子使1.6个238U转换成239Pu）。高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）。堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少。安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大）。液态金属钠沸点为895，堆出口温度可高于560 。环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热效率高

4、排出废热少）。有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度：900时可直接推动汽轮机；1000时可直接推动汽轮，热效率大于50；10001200时可直接用于炼铁、化工及煤的气化）。高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件。缺点现阶段发展技术难度大。快中子裂变截面小，需用高浓铀（达33）。市场竞争力较小。对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路。三、反应堆热工分析主要包括那些内容？要求内容安全：要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能够适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至

5、在最严重的事故工况下，也要保证堆芯中的放射性物质不扩散到周围环境中去；分析燃料元件内的温度分布；经济：设法降低造价，减少燃料的装载量，提高冷却剂的温度以提高电厂的热力循环效率等；冷却剂的流动和传热特性；可靠性；预测在各种运行工况下反应堆的热力参数；以及在各种瞬态和事故工况，压力，温度，流量等热力参数随时间的变化过程；其他特殊要求：对于某些特殊用途的反应堆，还有一些特殊的要求；第二章一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。燃料布置对功率分布的影响控制棒对功率分布的影响水隙及空泡对功率分布的影响均匀装载燃料方案：早期的压水堆采用此方案优点：装卸料方便；缺点：在

6、这种装载的堆芯内，中心区域将会出现一个高的功率峰，从而限制了反应堆的总功率输出量；平均燃耗低；控制棒一般均匀地布置在具有高中子通量的区域，这既有利于提高控制棒的效率，也有利于径向中子通量的展平；在以轻水作为慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起的附加慢化作用，使该处的中子通量上升，因而使水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度；分区装载燃料方案：目前的核电场普遍采用的方案布置特点：沿堆芯的径向分区配置不同富集度的燃料，具有最高富集度的燃料元件装在最外区，具有最低富集度的燃料元件放在中心区，而中间区燃料元件的富集度介于外区和中心区之间；优点：堆芯功率分布得到展平，提高平均燃耗。控制棒对反应

7、堆的轴向功率分布也有很大的影响克服办法：采用棒束型控制棒组件。二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成，他们各具有什么特点？原因：在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还是有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。热量来源：燃料棒内储存的显热，剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。铀棒内的显热和剩余

8、中子裂变热大约在半分钟之内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热；假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。三、以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前堆功率的百分数。大约在停堆后多久，剩余裂变可以忽略？假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。压水堆经过长期运行后停堆，其衰变热随时间的变化见下表，可以知道，一年后剩余裂变可以忽略。第三章一、各种形状的燃料元件导热计算二、单相对流换热计算三、流动沸腾曲线图沸腾形式大容积沸腾流动沸腾（对流沸腾）

9、定义：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；定义：流体流经加热通道时发生的沸腾；特点：液体的流速很低，自然对流换热起主导作用；特点：液体的流速较高，强迫对流起主导作用；在压水堆中发生冷却剂丧失事故的末期经过紧急注水后，堆芯中的燃料元件又重新浸没在水中，这种情况下产生的沸腾就属于大容积沸腾。沸水堆中发生的就是流动沸腾工况，压水堆正常工况下也会发生这种工况。详细图表分析，请参考P37四、何谓沸腾临界？压水堆在正常工况下首先防止的是快速烧毁还是慢速烧毁？为什么？而在事故工况下又怎样？沸腾临界的特点：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤升。临界热流密度：

10、达到沸腾临界时的热流密度。沸腾临界一般和发生沸腾临界时的流型有着密切的关系。沸腾临界根据流动工况的不同通常分为两类：1.过冷或低含汽量下的沸腾临界；2.高含汽量下的沸腾临界；五、常见的核燃料有哪些？对固体核燃料来说，除了能产生核裂变，还必须满足那些要求？常见的核燃料：六、如何选取包壳材料？有哪些常见的包壳材料。包壳的作用：包覆核燃料使之不受冷却剂的化学腐蚀与机械侵蚀；作为放射性裂变产物的第一道安全屏障包容裂变气体和其他裂变产物，防止它们扩散到冷却剂中去。常见包壳材料：锆合金，不锈钢和镍基合金。七、什么是积分导热率？燃料芯块的热导率Ku一般都与温度有关对于热导率大的金属材料：采用算术平均温度下的

11、Ku来计算燃料芯块的温度场,由此引起的误差不会太大；对热导率Ku小的燃料：必须考虑Ku值随燃料温度的变化,Ku随温度的变化往往不是线性关系，要直接用它进行计算仍然比较麻烦，因而往往把Ku对温度t的积分作为一个整体看待，而不直接做积分运算，这样既可以简化设计计算，又可以减小计算结果的误差。我们把Ku ( t) dt 称为积分热导率。八、间隙传热有哪些模型？他们分别适应于哪些情况下的传热？九、P57例题3-1十、P53，棒状燃料元件的温度分布特点第四章一、反应堆稳态工况水力计算包括那些内容？1.分析计算冷却剂的流动压降，确定堆芯冷却剂的流量分布和回路管道、部件的尺寸以及冷却剂循环泵所需要唧送功率。

12、2.确定自然循环输热能力。对采用自然循环冷却的反应堆，或利用自然循环输出停堆后的衰变热，需要通过水力计算确定在一定的反应堆功率下的自然循环水流量，配合传热计算，定出堆的自然循环输热能力。3.分析系统的流动稳定性。对于存在汽水两相流动的装置，像反应堆或蒸汽发生器等，要对其系统的流动稳定性进行分析。在可能发生流量漂移或流量振荡的情况下，还应在弄清流动不稳定性性质的基础上，寻求改善或抑制流动不稳定性的方法。二、单相流动压降由哪几部分组成？试以压水动力堆为例加以说明。提升压降：流体自截面1至截面2时由流体位能改变而引起的压力变化。若流体的位能是增加的，则提升压降为正值，如果流体的位能是减少的，则提升压

13、降为负值。对水平通道来说不存在提升压降。液体冷却剂流经非水平通道时的提升压降可用下式表示，即=通常压力变化时，液体冷却剂的密度变化较小，如果温度变化也不十分大，则上式的可用冷却剂沿通道全长的算术平均值来近似表示=g（）加速压降：因流体速度发生改变而引起的压力变化。=摩擦压降：流体沿等截面直通道流动时由沿程摩擦阻力的作用而引起的压力损失。形阻压降：流体流过有急剧变化的固体边界，所出现的集中压力损失。重点：P92页截面突然扩大，压降变化的推导三、何谓流型？在垂直加热通道中汽水两相流存在哪几种流型？在受热通道中，汽水混合物的汽相和液相同时流动，可以形成各式各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通

14、常就称之为流型。在垂直加热通道中，一般四种主要流型：1.泡状流：液相是连续相，汽相以汽泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。一般发生在过冷沸腾区或饱和沸腾低含汽量区。2.弹状流：塞状流/块状流：它是柱形汽泡和块状液团在通道的中心部分交替出现的流动，这种流动实际上是泡状流向环状流的过渡阶段，因此弹状流是一种不稳定的过渡流型。一般出现在饱和沸腾中等含汽量区。3.环状流：在这种流型中，液相在管壁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，在液环中还弥散着汽泡，在汽相中也夹带着液滴。这种流型出现在饱和沸腾高含汽量区，如果汽相沿着壁面呈环形连续流，而液相在中心部分流动，则称这种流动结

15、构为反环状流，它是环状流的一个特例，这种流型出现在过冷的稳定膜态沸腾工况。4.滴状流：在这种流型中，通道内的流体变成许多细小的液滴悬浮在蒸汽主流中随蒸汽流动，而且越接近通道的出口，液滴的数量越少，液滴的尺寸也越小，直到形成单相蒸汽时为止。四、什么叫含气量、空泡份额、滑速比？含气量：静态含汽量： = 流动含汽量：x=平衡态含汽量：若汽液两相处于热力学平衡状态，则由下式确定：式中：h是汽液两相混合物的比焓；是饱和液体的比焓；是汽化潜热。平衡态含汽量可以为负，也可以为正和大于1.若为负，则说明流体是过冷的；若大于1，则说明流体已为过热蒸汽。空泡份额：空泡份额被定义为蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值

16、，即=式中：为汽液混合物内蒸汽的体积；为汽液混合物内液体的体积。滑速比S：在两相流中，蒸汽的平均速度和液体的平均速度可以相等，也可以不相等。若其中的蒸汽的平均速度是，液体的平均速度是，则定义与之比为滑速比S，即S=/。五、何谓自然循环，它在反应堆热工设计中的地位如何？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。通常把克服上升段压力损失后的剩余驱动压头称为有效压头，用表示 水循环基本方程式： = 其中： 是下降段内的压力损失自然循的建立条件，驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失；自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行，如果中

17、间被隔断，就不能形成自然循环。自然循环水力计算的目的，就是在给定的反应堆功率和已定的堆芯结构条件下，求解反应堆的自然循环水流量。六、何谓临界流，研究临界流对反应堆的安全有何意义？当流体自系统中流出的速率不再受下游下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流；对于单相流也称为声速流，此时出口处的流量达到最大值。临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要，因为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；在单相流和两相流中都有可能发生临界流。七、流动的不稳定性有哪些危害？流动不稳定性：在一个质量流密度、

18、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。危害：（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；（3）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；（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。八、水动力稳定性准则是什么？防止水动力不稳定性的措施有哪些？详见P136.措施：1.系统不在水动力特性曲线() / 0的区段内运行。如果遇到系统必

19、须在() / 0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；2.使水动力特性曲线趋于稳定，即消除曲线中的() / 0的区段，使和W成为单值对应关系：a.在通道进口加装节流件，增大进口局部阻力；b.选取合理的系统参数。系统的运行压力越高，两个相的比体积就相差得越小，流动就越稳定。九、单相流压降的计算第五章一、试述稳态堆芯热工设计准则压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则：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

20、；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。二、什么是热管因子及热点因子？降低热管因子和热点因子的途径有哪些？积分功率输出最大的冷却剂通道通常就称为热管或热通道；某一燃料元件表面热流密度最大的点就称为热点；热管和热点对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。 三、工程热管因子的计算。P167 例题5-1四、什么是单通道模型，什么是子通道模型？单通道模型：把所要计算的热管看作是孤立的、封闭的，它在整个堆芯高度上与相邻通道之间没有冷却剂的质量、动量和能量的交换。这种分析模型最适合于计算闭式通道，不适合用于无盒组件那样的开式通道。子通道模型：为了使计算更符合实际，开发了子通道模型

21、。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（即横向交混），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。五、核电厂的成本有哪几部分组成？降低核电成本的措施有哪些？六、一回路与二回路流量的匹配计算七、压水堆的进口与出口温差为什么可以比较少，而气冷堆比较大？在压水堆中，水的密度较大，水的比热容也交大，若循环泵原来所耗的功率不太大，稍有提高也不会使冷却剂流量增加太多。由于以上原因，压水动力堆中冷却剂温升一般较小，约为25-30，在这种情况下，动力循环只能采用饱和汽轮机。在

22、气冷动力堆中，气体的密度很小，而气体的比热容又比较小，一回路循环风机所消耗的功率本来就比较大，当一定的情况下要提高就会使冷却剂的流量增加较多，从而使循环风机所消耗的功率更大；同时这样一来还要求循环风机等设备的尺寸也相应增大。因此气冷动力堆中冷却剂的温升一般取得比较大。八、什么叫DNBR,MDNBR?它对反应堆的安全有何意义？第六章一、核电厂有哪四类工况？1.正常运行和运行瞬变，包括反应堆的启动、功率调节、停堆、换料等。2.中等频率故障，被定为这类故障的工况可能导致反应堆停堆，但在故障排除后仍可能恢复功率运行。3.稀有故障，预期这类工况在特定电厂的整个寿期内不一定会出现，但在同类电厂的30-40年运行期间内会发生几次。4.极限事故，属于这类事故的典型事件有一回路主管道断裂、二回路主蒸汽管道断裂、一个冷却剂循环泵转子卡死、控制棒机构的外壳破裂（棒束控制组件弹出）等。二、什么叫失流事故？什么叫失水事故？压水堆通常是靠冷却剂强迫循环来冷却的。反应堆的冷却剂环路有两条、三条或四条，不同的反应堆设置的数目不等。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，就发生了失流事故。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。专心-专注-专业