中国铅基研究反应堆(CLEAR-I
2018年华南理工大学研究生入学考试专业课真题835_反应堆热工水力分析
835 华南理工大学 2018 年攻读硕士学位研究生入学考试试卷（试卷上做答无效，请在答题纸上做答，试后本卷必须与答题纸一同交回）科目名称：反应堆热工水力分析 适用专业：核电与动力工程 共 5 页 一、填空题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、反应堆的热功率与（）成正比。 2、控制棒的热源来源于吸收伽马射线和（）反应释放的热量。 3、达到沸腾临界时的热流密度称为（）。 4、反应堆三大安全屏障的第一层安全屏障是（）。 5、计算两相流压降时的基本参数有空泡份额、（）、滑速比。 6、临界热流密度比的最小值称为最小DNB 比，当最小DNB 比值为（）时，表示燃料元件表面发生烧毁。 7、液体冷却剂的流动压降有（）、（）、加速压降和局部压降。 8、流动不稳定性包括（）和（）。 9、热流密度核热点因子Fq N表示堆芯功率分布的（）。 10、核电厂设置的运行参数的极限值是根据（）和（）原则确定的。 二、单项选择题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、快中子增殖堆要求使用（）做冷却剂。A、 传热能力强而中子慢化能力小的流体B、传热能力 弱而中子慢化能力小的流体C、传热能力强而中子 慢化能力大的流体D、传热能力弱而中子慢化能力 大的流体
2、下述因素的变化不会影响功率分布的有（） A、燃料布置 B、控制棒 C、水隙和空泡 D、燃料装载量 3、下述不属于停堆后的热源是（） A、燃料棒内储存的显热 B、U-235 裂变 C、剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变 D、中子俘获产物的衰变4、对于流动沸腾来说，在较低的壁面温度下，可获得很高的热流密度，因而对实际应用来说最有意义的传热区段是（） A、非沸腾区 B、膜态沸腾区 C、过渡沸腾区 D、核态沸腾区 5、气隙导热模型中的传热形式主要是（） A、辐射 B、对流 C、传导 D、辐射和对流 6、不会导致自然循环能力下降或终止（）A、驱 动压头克服上升段和下降段压力损失B、上升段和下 降段密度差太小C、蒸汽发生器二次侧冷却能力过强 D、堆芯产生气体体积存在压力壳上腔室7、静力学不 稳定性不包括（） A、流量漂移 B、沸水堆的不稳定性 C、沸腾危机 D、流型不稳定性 8、关于热点的描述错误的是（）A、热点是某一燃料元件表面热流密度最 大的点B、热点和热管对确定堆芯功率的输出量起着决定性作用C、燃料元件 表面上热流密度最大的点就是限制堆芯功率输出的热点D、堆芯功率分布的均 匀程度用热流密度和热点因子表示9、压水堆与气冷堆的热工设计准则不同的是（）A、燃料元件芯块内最高温度低于相应燃耗下的熔化温度 B、燃料元件表面不允许发生沸腾临界
西安交大核反应堆热工分析复习详细
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。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 3、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温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、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。 5、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。 6、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。 7、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。 8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、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 flux 11、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 boiling 12、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。 13、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； 14、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，从而导致沸腾临界。 15、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。 16、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，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”：多发生在低于350°C 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。 18、“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。 19、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。 20、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。 21、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，
铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析
铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力和安全特性,已成为第四代先进核能系统的主要候选堆型之一。燃料组件作为堆芯核心部件之一,其结构受堆芯结构和服役环境的影响,而铅铋冷却反应堆具有许多与传统反应堆不同的结构特点,如堆芯体积小、服役温度高、冷却剂密度大以及换料周期长等等,因此需要对其燃料组件开展系统详细的设计和验证工作,包括完成燃料组件的设计限值和结构设计、结构性能分析和验证等。 本文基于10MW强迫循环的铅铋冷却反应堆服役环境,提出了针对于铅铋冷却反应堆含配重燃料组件的设计流程和结构设计方案。在此基础上,采用有限元分析方法,对燃料元件和组件分别进行结构力学和结构完整性研究。 首先,本文在广泛调研国内外铅基冷却反应堆燃料组件结构设计和研究方法的基础上,结合铅铋冷却反应堆的服役特点,深入研究并提出了燃料组件的设计原则、约束条件和设计限值等。在此基础上,提出了适用于铅铋冷却反应堆的含配重燃料组件的结构设计参数和方案,选择富集度为19.75%的U02作为首选燃料,15-15Ti不锈钢为包壳管结构材料,贫铀为配重材料。 燃料棒呈三角形排列,整盒组件为六边形,燃料棒之间通过绕丝固定,组件之间通过垫块固定。其次,针对铅基反应堆小型化、换料周期长等特点所导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大的风险,提出了高份额的燃料元件设计方案。 通过温度场计算分析可得,正常运行工况下,活性区的燃料芯块中心温度为880.712℃,低于U02的熔化温度限值,包壳最高温度为488.313℃,低于15-15Ti 不锈钢的正常使用温度限值,均满足设计限值中关于上限使用温度的要求。热应力分析结果表明,在稳态运行时活性区的最大应变为0.1%；严重事故下,最大应
热工水力分析终极版本
压水反应堆稳态热工设计
目录 一．课程设计的目的 二．课程设计的任务 三．热工设计的方法 四．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析 1、堆芯基本参数 2、平均管冷却剂的焓场 3、平均管的压降计算 4、计算热管的有效驱动压降 5、计算热管的冷却剂焓场 6、最小DNBR 7、热通道内燃料元件温度场 五．设计分析 六．参考书目 一.课程设计的目的
通过课程设计，初步掌握压水堆堆芯稳态热工设计的原理、方法，并能综合运用已学的知识对结果加以分析 二．课程设计的任务 1、求得体现反应堆安全的那些参数：最小烧毁比、燃料元件中心最高温度、包壳表面最高温度、冷却剂在额定工况下的的沸腾程度 2、求得体现反应堆先进性的那些参数：堆芯比功率、堆芯功率密度、燃料元件平均热流密度、最大热流密度、冷却剂平均流速、冷却剂的出口温度等 3、求得为其它设计部门所需要的参数：燃料芯块的平均温度、包壳的平均温度、冷却剂的平均温度和平均密度等参数，反应堆进出口间的压降、堆芯某些局部位置的压降、温度场等。 三．热工设计的方法 单通道模型：是热工水力设计中所采用的一种比较简单的模型。平均管是一个具有设计的名义尺寸、平均的冷却剂流量和平均释热率的假想通道，平均管反映整个堆芯的平均特性。因为在已经确定堆的额定功率、传热面积以及冷却剂流量等条件以后，确定堆芯内热工参数的平均值是比较容易的。但是堆芯功率的输出并非取决于热工参数的平均值，而是取决于堆芯内最恶劣的局部热工参数值，要得到局部的热工参数却不是一件容易的事。为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值的程度，引进了热管、热点和平均管的概念。热通道，将所有不利因子均加在热通道上，它是堆芯的极限通道。 四．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析 1、堆芯基本参数 根据压水反应堆提供稳态热工设计提供的数据，我们选取布热堆#2为参考。堆芯热功率 t N 2775MW 参照布热堆#2所用元件最大热流密度2 max q (KW/m )和核热管因子q F N 、工程热管因子q F E ，可定出元件平均热流密度2(KW/m )q ：
铅铋流动漩涡脱落研究
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2014, 2, 5-8 https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html,/10.12677/nst.2014.21002 Published Online January 2014 (https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html,/journal/nst.html ) Lead-Bismuth Flow Vortex Shedding Research Yunbo Li, Tao Zhou *, Ziwei Su, Xu Yang Institute of Nuclear Thermal-Hydraulic Safety and Standardization, North China Electric Power University, Beijing Email: *676850083@https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html, Received: Sep. 9th , 2013; revised: Sep. 24th , 2013; accepted: Sep. 27th , 2013 Copyright ? 2014 Yunbo Li et al. This is an open access article distributed under the Creative Commons Attribution License, which permits unre-stricted use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original work is properly cited. In accordance of the Creative Commons At-tribution License all Copyrights ? 2014 are reserved for Hans and the owner of the intellectual property Yunbo Li et al. All Copyright ? 2014 are guarded by law and by Hans as a guardian. Abstract: In the pipeline, if the phenomenon of the vortex shedding occurs, it will cause the heat transfer tube damage and rupture, and cause a great impact on the whole circuit safety. Based on the parameters of Sweden TALL loop and the defined type of the vortex shedding frequency: v l f S v d =, to calculate the Pb-Bi loop heat exchanger pipeline, we can get the relationship between the vortex shedding frequency and the flow velocity, pipe diameter, Castro HA. The results show that: 1) When the pipe diameter is larger, the vortex shedding frequency is smaller. 2) As the flow velocity is increasing, the probability of occurrence of the vortex shedding frequency is greater. 3) The larger the Castro HA number is, the bigger the probability of occurrence of the vortex shedding frequency is. Keywords: Lead Bismuth; V ortex Shedding; Castro HA Number 铅铋流动漩涡脱落研究 李云博，周 涛*，苏子威，杨 旭 华北电力大学核热工安全与标准化研究所，北京 Email: *676850083@https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html, 收稿日期：2013年9月9日；修回日期：2013年9月24日；录用日期：2013年9月27日 摘 要：管路中，如果发生漩涡脱落现象，将会造成传热管损坏、破裂，对整个回路安全性造成不良影响。基于瑞典TALL 回路的各项参数，以及漩涡脱落频率的定义式：v l f S v d =，对铅铋回路换热器管路进行计算，得到了漩涡脱落频率与来流速度、管道直径、斯特罗哈数之间的关系。计算结果表明：1) 管道直径越大，发生漩涡脱落的频率越小。2) 来流速度越大，发生漩涡脱落频率的概率越大。3) 斯特罗哈数越大，发生漩涡脱落频率的概率越大。 关键词：铅铋；漩涡脱落；斯特罗哈数 1. 引言 换热器管中的铅铋流体的漩涡脱落极易造成管子的磨损或破裂。据国外有关报告，约40%核电站存在传热管破损事故[1] 。对于铅铋回路，国际上进行实验研究的国家还不多，瑞典、韩国、印度、意大利、美国[2-4]等不多的几个国家拥有比较完整的实验台架 并进行了实验研究，研究内容主要集中在材料、流动换热。在中国，艾辛格、张继业等对于环形管道铅铋的湍流传热有研究。华北电力大学核热工安全与标准化研究所周涛、刘梦影、苏子威[5-10]对铅铋的物性和换热进行了研究。由于铅铋流体密度较大，接近于水的10倍，各方面物性都与水有着巨大差别，如果发生漩涡现象，将造成传热管道的破损、泄漏，严重影 * 通讯作者。
核反应堆热工水力课程设计
一、设计要求 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： 1.燃料元件芯块内最高应低于其他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得到充分冷却；在事故工况下 能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； 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。 5.在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而 热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 二、设计任务 某压水反应堆的冷却剂和慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列，已知下列参数：系统压力P15.8M P a 堆芯输出热功率N t1820M W 冷却剂总流量W32500t/h 反应堆进口温度t f i n287℃堆芯高度L 3.60m 燃料组件数m121 燃料组件形式n0×n017×17 每个组件燃料棒数n265 燃料包壳外径d c s9.5m m 燃料包壳内径d c i8.6m m 燃料包壳厚度δc0.57m m 燃料芯块直径d u8.19m m 燃料棒间距（栅距）s12.6m m 两个组件间的水隙δ0.8m m UO2芯块密度ρUO2 95%理论密度旁流系数ζ5% 燃料元件发热占总发热份额F a97.4% 径向核热管因子 1.33 轴向核热管因子 1.520 热流量核热点因子= 2.022 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热点因子(未计入交混因子) 1.142 交混因子0.95 焓升核热管因子= 1.085
中国ADS 铅基反应堆设计与研发进展
Research Nuclear Power—Review 中国ADS 铅基反应堆设计与研发进展 吴宜灿 Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei 230031, China a r t i c l e i n f o 摘要 Article history: Received 23 November 2015Revised 29 February 2016Accepted 3 March 2016 Available online 31 March 2016 2011年，在中国科学院战略性先导专项“未来先进核裂变能——加速器驱动次临界嬗变系统”等项目的支持下，针对加速器驱动次临界系统和第四代铅冷快堆的技术发展目标和试验要求，完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW 中国铅基研究堆CLEAR-I 的概念设计，建成了KYLIN 系列铅铋回路试验平台，并在此基础上开展了反应堆冷却剂技术、关键组件、结构材料与燃料、反应堆运行与控制技术等铅铋反应堆关键技术的研发。为验证及测试铅基堆关键组件和综合操作技术，正在开展铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S 、铅基零功率核反应堆CLEAR-0和铅基虚拟反应堆CLEAR-V 的建设。 ? 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html,/licenses/by-nc-nd/4.0/). 关键词 加速器驱动次临界系统中国铅基反应堆铅铋共晶 技术研发进展 1. 引言 加速器驱动次临界系统(ADS)是一种新型的核能利用装置，由质子加速器、重金属散裂靶以及次临界反应堆组成。其原理是利用加速器产生的高能质子轰击重金属靶，产生散裂中子，以驱动次临界反应堆中的核材料发生核反应，同时维持次临界反应堆的运行。由于ADS 具有中子能谱硬、通量高、能量分布范围广，次锕系核素(MA)嬗变和长寿命裂变产物(LLFP)能力强的特点，利用它对核废料进行嬗变处理，可大幅降低核废料的放射性危害，实现核废料的最小化处置，同时可实现能量放大，提高核资源的利用率[1,2]。2011年，中国科学院启动了名为“未来先进核裂变能——ADS 嬗变系统”的战略性先导科技专项，目的是通过3个阶段的研发，自主发展ADS 从试验装置到示范装置的全部核心技术和系 统集成技术，为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做贡献[3]。 第I 阶段将建成包含质子加速器、液态重金属散裂靶和次临界反应堆的ADS 研究装置。该装置采用超导加速腔和超导加速磁体的加速器方案。目前，在高稳定度强流质子源、连续波质子束射频四极(RFQ)加速器和Spoke 超导腔的研发方面已经取得了显著进展。质子加速器的一般性能已达国际标准，部分参数已达国际先进水平。一种新型流态固体颗粒靶被发展为中国ADS 项目的散裂靶[4]，通过固体颗粒的流动载热，可保持较高的质子束功率。此外，还同步开展了液态铅铋有窗靶的设计与验证工作。 中国科学院核能安全技术研究所?FDS 团队十余年来长期从事铅基反应堆研究，提出了系列铅基堆创新概念，包括FDS 系列铅基聚变堆、CLEAR 系列铅基快中 E-mail address: yican.wu@https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html, 2095-8099/? 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html,/licenses/by-nc-nd/4.0/). 英文原文: Engineering 2016, 2(1): 124–131 引用本文: Yican Wu. Design and R&D Progress of China Lead-Based Reactor for ADS Research Facility. Engineering , https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html,/10.1016/J.ENG.2016.01.023 Contents lists available at ScienceDirect jou r na l hom e pa ge: w w w.elsev https://www.360docs.net/doc/cd5731513.html, /lo cate/en g Engineering
含硅9Cr-ODS钢设计与性能研究
含硅9Cr-ODS钢设计与性能研究 铅基反应堆结构材料面临强中子辐照、高温以及强腐蚀性介质等极端环境,材料是制约其实现工程应用的关键问题之一。本论文针对铅基反应堆的结构材料需求,以研发力学性能优异并耐液态铅铋腐蚀的ODS钢为目标,开展了含硅 9Cr-ODS钢的设计与性能研究。 主要研究内容与结果如下:基于氧化物弥散强化理论和液态金属腐蚀理论,设计了 CLAM钢+0.3wt%Y2O3+一定含量 Si 的 9Cr-ODS 钢。对不同 Si 含量(0、0.3wt%、0.5wt%、1.Owt%)的ODS钢进行了微结构表征、高温拉伸性能测试及静态铅铋腐蚀实验,以优化ODS钢中的Si含量。 微观组织结构分析结果表明,Si元素的添加使9Cr-ODS钢中形成了 Y2Si2O7相为主的纳米Y-Si-O相,其形成机理遵循溶解-再析出机制。Si和Y2O3的在机械合金化过程中分别固溶于基体,并形成过饱和固溶体,固溶于基体中的O与机械合金化过程产生的大量空位结合生成O-空位对,O-空位对与Y、Si相结合,在热等静压过程中生成了热力学较稳定的单斜立方结构Y2Si2O7 相。 对含硅9Cr-ODS钢的高温力学性能进行了评估,结果显示随着Si含量增加,样品屈服强度逐渐升高,室温下均超过1300MPa,温度上升至550℃时均超过 795MPa,温度继续上升至700℃,1.0wt%Si样品测试值最高且达到300MPa。含硅9Cr-ODS钢中与基体非共格的纳米氧化物对位错运动的阻碍作用是其具有良好 高温性能的主要原因。 开展了 550℃、氧浓度为10-6wt%静态铅铋环境中3000hrs腐蚀实验研究。结果表明,含硅9Cr-ODS钢腐蚀界面依次由Fe3O4、(Fe,Cr)3O4、富Cr和富Si 氧化层组成(沿铅铋向基体方向)。
反应堆热工水利分析复习题+答案
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、β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γ 射线 B、棒材料中的(n,α)反应 C、裂变碎片动能
反应堆热工水力学作业解答
反应堆热工水力学作业参考答案 第一章 绪论 1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何？ 答：未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为?±152805C 。辐射以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀的熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多。熔点随燃耗增加而下降的数值约为：燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀，熔点下降32°C 。 二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ，但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值。加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。 热导率：①未经辐照的二氧化铀，可以粗略的认为，温度在1600°C 以下，热导率随着温度的升高而减小，超过1600°C ，二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是：热导率随着燃耗的增加而减小。应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系，大体来说，温度低于500°C 时，辐照对热导率的影响比较显著，热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降，大于500°C 时，特别是在1600°C 以上，辐照的影响就变得不明显了。③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响，随着氧铀比的增加，氧化铀的热导率将显著减小。 二氧化铀的比热可以表示成温度的函数： 在25°C ＜t ＜1226°C 的情况下， 2 62 )15.273/(10610 51.238.304+?-?+=-t t c p 在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下， 4 10 3 62 310 59.110 12.110 71.2789.225.712t t t t c p ---?-?+?-+-= 在上面两式中，p c 的单位是)·/(C kg J ?，t 的单位是C ?。 1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么？ 答：在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性： ① 中子吸收截面小，感生放射性弱 ② 具有良好的热物性（比热大，热导率大，熔点低，沸点高，饱和蒸汽压力低等），以便 从较小的传热面带走较多的热量。 ③ 粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小 ④ 与燃料和结构材料的相容性好 ⑤ 良好的辐射稳定性和热稳定性 ⑥ 慢化能力与反应堆类型相匹配 ⑦ 成本低，使用方便，尽量避免使用价格昂贵的材料。 1-4、水作为冷却剂，有什么优缺点？ 答：水具有良好的热物性，价格便宜，使用方便，所需输送功率小。缺点主要有：①水的沸点低，为了使高温水保持液态，一回路设备，包括反应堆本体，须在高的压力下运行。②存在沸腾临界问题，使得提高堆内释热功率的可能性受到限制。③水在高温下的腐蚀作用相当
反应堆热工水力期末复习资料
反应堆热工复习 第一章 一、核能的优缺点 1、优点：核能对环境的污染较少；不产生二氧化碳；能量密度高；运输成本低；运行时间长，不需要中途加料；热能产生不需要空气； 2、缺点：产生大量的放射性物质；热效率低；不便于调峰；潜在危险大； 二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？ 压水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，冷却剂在流过堆芯时一般不发生饱和核态沸腾。 沸水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，堆芯中的水处于饱和沸腾状态，一回路工作压力比压水堆低很多，没有蒸汽发生器。重水堆：使用重水做慢化剂，使用天然铀作为燃料，冷却剂系统可由一或两个回路组成。 三、反应堆热工分析主要包括那些内容？ 分析燃料原件内的温度分布、冷却剂的流动和传热特性、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。 四、第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？ 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。 因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡、燃料自屏效应 燃料布置：通过合理布置不同富集度的燃料可以有效的展平堆芯功率分布，提高反应堆热功率。 控制棒：合理的布置有利于堆芯径向功率的展平，但给轴向功率分布带来不利的影响。 水隙及空泡：水隙引起的附加慢化作用使得该处的中子通量上升，水隙周围的燃料原件功率上升。而空泡中蒸汽的密度比水小得多，慢化作用弱，其会导致周围燃料原件功率下降。 燃料自屏效应：热中子主要被棒外层燃料吸收，造成燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，使得燃料块内层功率较低。 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？ 1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。 2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。 3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。
先进小型反应堆技术现状及未来发展趋势研究
先进小型反应堆技术现状及未来发展趋势研究 【摘要】随着我国工业化进程的不断深入，能源需求呈刚性增长和多元化发展，小型反应堆尤其是第四代液态金属冷却小型堆由于安全性、经济性和移动性等优势具有广阔的应用前景。本研究通过调研目前小型堆的市场需求与当前三代轻水冷却小型堆的技术特点，论证了发展小型堆的必要性与三代轻水冷却小型堆在核燃料利用方面的局限性。在此基础上，进一步调研四代小型堆的技术特点与研发现状，并在安全性、经济性与应用前景三方面对四代小型堆与三代小型堆进行对比分析，得出四代液态金属冷却小型堆较轻水冷却小型堆更为安全，具有固有安全特性的结论；在经济性方面，可以采用闭式燃料循环，总投资成本更低；在应用前景方面，可以更好适应边远地区核动力系统、航空航天核动力系统、军事核动力平台以及其他方面的发展需求。 【关键词】小型反应堆；市场需求；第三代反应堆；第四代反应堆 中图分类号：TL41 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）03-0015-004 Current Status and Development Tendency of Advanced Small Reactors
CHEN Ren-zong1 WANG Guan2 （1.Institute of Nuclear and New Energy Technology，Tsinghua University，Beijing 100084，China； 2. China Nuclear Industry Huajian Asset Management LTD.，Beijing 100123，China） 【Abstract】With the development of industry in China，energy demand keeps increasing monotonically and develops towards diversification. Small reactors，especially the Generation IV liquid metal cooled small reactors have broad application prospect due to the advantages on safety，economy and mobility. This study summarized the market demand of small reactors and the technological features of Generation III light water cooled small reactors，and demonstrated the necessity of developing small reactors and the limitation of Generation III light water cooled small reactors on the utilization efficiency of nuclear fuel. Then the technological features and status of Generation IV small reactors were summarized，and the performances of Generation III and IV small reactors on the safety，economy and application prospect were compared. It was indicated that Generation IV liquid metal cooled small reactors featured with inherent safety are safer than Generation III light water cooled small reactors. Generation IV
俄罗斯模块式铅铋快堆SVBR 调研
目录 1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) (2) 1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数 (2) 1.3 燃料选择 (3) 1.4堆芯设计 (4) 1.5主要设备 (6) 1.5.1反应堆压力容器 (6) 1.5.2蒸汽发生器 (6) 1.5.3主循环泵和防护水箱 (7) 1.6模块化设计 (7) 1.7SVBR-75/100的安全性 (8) 1.7.1SVBR-75/100的安全哲学及目标 (8) 1.7.2蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故分析 (8) 1.7.3严重事故（超设计基准事故）分析 (9) 参考文献 (12)
1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) SVBR-75/100是俄罗斯开发的小型、模块式液态重金属（铅铋合金）冷却的先进快堆。它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆证实的技术为依据，建立在过去实践证实的技术规范的基础上，是第四代核能论坛承认的先进核能系统之一。SVBR-75/100型核电机组发电容量75-100MWe，使用独特的重金属冷却剂，系统简单、安全性能卓越，工艺技术基础扎实，非常适合核技术和工业基础较薄弱的发展中国家；而据估算它的经济竞争力也很强，在俄罗斯条件下，基建比成本低于俄罗斯最新的VVER-1000型现代压水堆。俄罗斯拟于2017年建在俄罗斯新瓦洛涅什核电厂退役的2＃机组反应堆厂房内，作为核蒸汽供应系统，替代原机组的发电容量。如按期建成，很可能是全世界第一个新一代核能系统。 1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数 SVBR-75/100采用液态铅铋共晶合金(Pb,44%；Bi,56%)冷却，系统设备采用一体化布置。和许多模块式小型堆一样，SVBR-75/100采用池式结构，将堆芯、主循环回路和蒸汽发生器（SG）整个套设备装在主容器内，容器外没有管道和阀门。它是一种模块式多用途小型堆，相应发电功率为75-100MWe。
反应堆热工水力考试重点
1 目前国际上主要核反应堆有哪些类型？压水核反应堆基本组成部分有那些？ 压水堆、沸水堆、那类快堆、气冷堆、重水堆 压水堆动力装置有一回路、 二回路系统及其他一些辅助系统所组成和主循环泵等设备及他们 之间的关系所组成。二回路系统由蒸汽发生器（二次侧） 、汽轮机、冷凝水泵、给水预热器 和给水泵等设备及他们之间的管系所组成。 2 压水反应堆本体有哪些部分组成？压水反应堆堆芯由哪些部分组成？ 反应堆的本体结构由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器以及控制棒驱动机构等几部分组成。 压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞件等组成。 3 堆芯上下支撑结构分别又哪些部分组成？ 堆芯下支撑结构包括：堆芯吊篮、堆芯围板、下栅格板、支撑住、分配孔板、下支撑板、热 屏蔽、堆芯支撑柱等。 堆芯上支撑结构：上栅格板、控制棒导向管、支承筒、上支承板和压紧弹簧。 4 核燃料有哪些基本形式，各有何优缺点？ 金属性燃料： 优点 ，密度较大，硬度不高，容易加工。 缺点 ，（ 1）铀的化学性质活泼；在较 高温度下， 他会与氧、 氮等发生强烈的化学反应； （ 2）金属铀的导热性能较差， 热导率比铁、 铜都低。（ 3）金属铀在一定温度下会发生相变。 陶瓷燃料： 优点 （ 1）熔点高（ 2）热稳定祥和辐照稳定性好，有利于加深燃耗（ 3）有良好 的化学稳定性，与包壳和冷却剂材料的相容性也很好 缺点 ，热导率较低 弥散型燃料： 优点 ，熔点高，与金属的相容性好抗腐蚀和抗辐照； 辐射损伤只限于弥散相附 近，而起结构材料作用的基体相基本上不受辐照的影响。 当燃耗逐渐加深时， 燃料元件不会 发生明显的肿胀，提高了燃料元件的寿命。由于基体相通常为金属材料，热导率有所提高。 基体有韧性， 燃料的机加工性能高， 可用它轧制成具有高效率密度的板状原件。 弥散型燃料 可以多样化。 缺点 ，金属或合金基体所占的份额高，为了提高堆芯功率密度，需采用高浓铀 5. 何为燃料元件包壳及其工作环境，设计要求及功用？常用包壳材料？ 作用：①保护核燃料不受化学腐蚀与机械侵蚀，②包容裂变气体及其其他裂变产物，③保 持核燃料形状。 工作条件 ; ①受中子强辐照②受高温高速冷却剂的腐蚀和侵蚀③裂变产物的腐蚀④承受热、 机械应力 设计要求：①具有良好的核性能，除了具有低中子吸收截面外，感生放射性弱, ② 与核材料相容性要好，能耐较高温度 ③ 具有较好的导热性能 ④ 具有良好的力学性能， 即能够提供合适的力学强度和韧性， 保持燃料原件的结构完整。 ⑤ 应有良好的抗腐蚀能力，包壳对冷却剂应是惰性的 ⑥ 具有良好的辐照稳定性 ⑦ 容易加工成型，成本低廉，便于后处理 燃料外面通常都有一些把燃 料与冷却剂隔离开的金属保护层， 功能： （1）防止冷却剂对燃料的侵蚀以及二者间的有害作用； 泄；（3）保持燃料元件的几何形状并使之有足够的机械强度与刚性。 常用的包壳材料：铝，镁，镐，不锈钢，镍基合金，石墨。 6. 棒状燃料原件由哪那些部分组成？ 棒状燃料原件由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、隔热片（在有些堆中采用） 、端塞等及 部分组成。 7. 堆内热源的由来和分布？ 堆的热源来自裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量约为 200Mev 。其中， 裂变碎片的动能约占总能量的 84%它在铀中的射程很短，所以可以认为这部分能量是在发 生裂变处就地释放出来的， 只有一少部分裂变碎片会穿入包壳内， 但不会穿透包壳。 裂变中 子在和慢化剂的头几次碰撞中就是去了大部分的能量。 由裂变中子产生的热量的分布取决于 使的在燃耗较深的条件下仍能 称它为燃料包壳。 包壳有如下 2）避免燃料中裂变产物的外
铅基反应堆发展前景看好
铅基反应堆发展前景看好 由中国核能行业协会与中科院核能安全技术研究所（以下简称“中科院核安全所”）所联合举办的“铅基反应堆专题研讨会”3月5日在合肥举行。与会代表就核能发展、铅基反应堆研究与开发、材料与设备等关键技术攻关等问题进行了深入讨论，为我国铅基反应堆发展提出了许多有价值的建议和意见。 与会专家们认为，铅基反应堆具有很好的发展前景，中科院核能安全技术研究所可在中科院战略性先导专项和国家重大基础设施建设项目支持下，进一步联合国内外相关单位优势力量积极开展铅基反应堆的研究，在第四代反应堆、加速器驱动次临界系统及聚变反应堆领域实现跨越创新。同时，专家倡议国家有关部门对铅基堆技术基础研究、关键材料与设备研制及先进核燃料制备方面加大投入，重视铅铋反应堆在未来船用堆、小型模块化堆、制氢及海水淡化等方面广阔的应用前景。 据了解，第四代核能系统国际论坛（GIF）和美国能源部于2002年底联合发布了《第四代核能系统技术路线图》，选出气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆六种堆型，以作为GIF未来国际合作研究的重点。在2013年9月举行的第四届国际液态重金属会议上，俄罗斯代表表示计划于2017年建成国际上首个液态铅铋冷却示范反应堆。第四代核能系统国际论坛GIF方面认为，如果俄罗斯的项目顺利实施，铅基反应堆有望成为首个工业示范的第四代先进核能系统。
除了俄罗斯，欧盟国家以及美国、韩国、日本都先后开展了铅基反应堆的研究，而我国在该领域的成果也得到业内肯定。 近年来，在中科院战略性先导专项的支持下，中科院核安全所联合国内相关单位已全面开展铅基反应堆的研究、设计、铅铋回路建设以及关键设备研制等工作，目前已取得显著进展。该所创造性地提出了具有临界/次临界双运行模式的10MW中国铅基研究反应堆CLEAR-I开发思路，正在组织开展初步工程设计工作和关键技术研发；已基本建成大型多功能铅铋综合实验回路装置群、关键技术验证平台，已开展设计/分析软件体系研究，为铅基反应堆研发打下了坚实基础。同时，正在建造具有国际先进水平的强流中子发生器和铅铋零功率实验装置，将为开展铅铋反应堆物理方案与软件设计验证准备条件。 公开信息显示，中科院核安全所通过铅铋冷却反应堆项目的实施，已建立了世界先进水平的高温液态重金属回路实验平台和先进反应堆材料研究中心，成为中国液态重金属冷却反应堆技术研发的重要基地，未来将此为契机，进一步推动中国先进核能体系的设计和研发。 链接 铅基反应堆技术优势 优良的中子物理特性：铅和铋对中子的慢化能力和吸收能力很低，中子能谱硬、经济性好，适合作为高效增殖核燃料及嬗变核废料的快中子反应堆冷却剂。