最新反应堆热工思考题
核反应堆热工分析复习
热工复习第二章堆的热源及其分布1. 裂变率：单位时间，单位体积燃料内，发生的裂变次数。
2. 释热率：堆内热源的分布函数和中子通量的分布函数相同3. 热功率：整个堆芯的热功率4. 热功率：计入位于堆芯之外的反射层、热屏蔽等的释热量5. 均匀裸堆：富集度相同的燃料均匀分布在整个活性区内；活性区外面没有反射层6. 堆芯功率的分布及其影响因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡。
7. 控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射：用屏蔽设计的方法计算；控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应。
8. 慢化剂的热源：裂变中子的慢化；吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量；吸收各种γ射线的能量。
热源的分布取决于快中子的自由程10. 9.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11. 停堆后的功率：燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变、裂变产物和中子俘获产物的衰变12. 导热：依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的能量，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过程13. 自然对流换热：由流体内部密度梯度引起的流体的运动14. 大容积沸腾：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 15. 流动沸腾：指流体流经加热通道时发生的沸腾16. 沸腾临界：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 17. 临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度18. 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；19.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。
20. 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。
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、AP1000B、EPRC、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。
反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)
2.1查水物性骨架表计算水的以下物性参数：（1）求16.7MPa时饱和水的动力粘度和比焓；（2）若324℃下汽水混合物中水蒸气的质量比是1%，求汽水混合物的比体积；（3）求15MPa下比焓为1600kJ/kg时水的温度；（4）求15MPa下310℃时水的热导率。
2.2计算核电厂循环的热效率13:14:49位置T /K p /kPa -1h /(kJ·kg ) 状态 给水泵入口 6.89 163 饱和液 给水泵出口7750 171 欠热液 蒸发器二次侧出口 7750 2771 饱和气 汽轮机出口6.891940两相混合物 蒸发器一次侧入口 599 15500 欠热液 蒸发器一次侧出口56515500欠热液第三章3.1的热导率，并求1600℃下97%理论密度的UO2与316℃下金属铀的热导率做比较。
13:14:49习题讲解8假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2，慢化剂为重水D2O,慢化剂温度为260℃，并且假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都适用1/v定律。
试计算中子注量率为1013 1/（cm2·s）处燃料元件内的体积释热率。
= 0.275试推导半径为R ，高度为L ，包含n 根垂直棒状燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Q t 的方程：1Q tnLA u q V ,maxF u其中，A u 是燃料芯块的横截面积。
4.1燃料元件，已知表面热有一压水堆圆柱形UO2流密度为1.7 MW/m2，芯块表面温度为400℃，芯块直径为10.0mm，UO2密度取理论密度的95%，计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度：（1）热导率为常数，k = 3 W/（m•℃）（2）热导率为k = 1+3exp（-0.0005t）。
热导率为常数k不是常数，要用积分热导法4.2有一板状燃料元件，芯块用铀铝合金制成（铀占22%重量），厚度为1mm，铀的富集度为90%，包壳用0.5mm厚的铝。
元件两侧用40℃水冷却，对流传热系数h=40000 W/(m2•℃)，假设：气隙热阻可以忽略铝的热导率221.5 W/(m•℃)铀铝合金的热导率167.9 W/(m•℃)裂变截面520×10-24cm2试求元件在稳态下的径向温度分布4.3已知某压水堆燃料元件芯块半径为4.7mm，包壳内半径为4.89mm，包壳外半径为5.46mm，包壳外流体温度307.5 ℃，冷却剂与包壳之间传热系数为 28.4 kW/（m2•℃），燃料芯块热导率为 3.011 W/（m•℃），包壳热导率为18.69 W/（m•℃），气隙气体的热导率为0.277W/（m•℃）。
反应堆热工水力学答案
反应堆热工水力学答案引言反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。
它关注的是核反应堆如何通过热传递和流体循环来实现有效的热力学过程。
在本文档中，我们将回答关于反应堆热工水力学的一些常见问题，包括热传递机制、流体流动模型以及控制措施等方面。
问题一：什么是反应堆热工水力学？反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。
它关注的是如何通过热传递和流体循环来实现核反应堆的热动力学过程。
反应堆内部热工水力学的研究可以帮助我们理解反应堆的热效率、冷却系统的稳定性以及安全控制措施的制定。
问题二：反应堆热工水力学的主要研究内容有哪些？反应堆热工水力学主要研究以下几个方面：1.热传递机制：反应堆中的热能是如何通过传导、对流和辐射等方式传递的？熔盐堆、压水堆和沸水堆的热传递机制有何不同？2.流体流动模型：反应堆内部的流体流动如何影响热传递过程？如何建立流体流动的数学模型以预测系统的热力学行为？3.控制措施：在反应堆运行过程中，如何通过合理的控制措施来优化热工水力学性能？如何调整循环泵的流量、控制冷却剂的温度和压力等参数？问题三：反应堆热工水力学中常用的数学模型有哪些？在反应堆热工水力学研究中，常用的数学模型包括：1.热传递模型：热传递模型通常基于传热方程，考虑传导、对流和辐射等热传递机制。
通过建立热传递模型，可以预测反应堆内部的温度分布和热能传递效率。
2.流体流动模型：流体流动模型通常基于流体力学方程，考虑质量守恒、动量守恒和能量守恒等基本原理。
通过建立流体流动模型，可以描述反应堆内部的流体流动行为，预测压力分布和流速分布等参数。
3.控制模型：控制模型通常基于控制理论，考虑反应堆的动力学响应和控制器的反馈机制。
通过建立控制模型，可以设计合适的控制策略来优化反应堆的热工水力学性能。
问题四：反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有何影响？反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有着重要的影响：1.运行优化：通过研究反应堆的热工水力学特性，可以快速定位问题，并采取相应的措施来提高反应堆的热效率和安全性。
课后习题-反应堆热工相关计算
Assignment IIExtent Assignment:(1)请分别计算M310和AP1000堆芯内燃料棒的线功率q l 、热流密度q w 以及体积释热率q v 。
注：请通过查找文献确定稳态运行时相应堆芯内燃料棒的q l ，然后再根据其与q w 和q v 的关系进行计算。
A.平均每根燃料棒线功率q l 的计算原始数据由资料[1]知，AP1000有2热段、4冷段。
由资料[2]，单条冷段流量为17886m 3/h ，根据物性参数软件算得总质量流量为15176kg/s ；单条热段流量为40348m 3/h ，总质量流量为15181kg/s 。
为计算简便，取流经堆芯的流量为二者算术平均，即W =15179kg/s 。
冷段温度为280.7℃，视为堆芯进口温度t f,in ；热段温度为321.1℃，视为堆芯出口温度t f,ex 。
活性区高度为4.27m ，视为外推高度L Rr 。
额定功率P e =3415MW 。
由资料[3-5]可知，M310有3环路，堆芯体积流量为23790*3m 3/h ，合质量流量W =15139kg/s 。
进出堆芯温度分别为t f,in =292.4℃和t f,ex =327.6℃。
取堆芯外推高度为燃料棒活性高度，即L Rr =3.66m 。
额定功率P e =2905MW 。
取水的定压比热容为c p =6.6kJ/(kgK )，燃料棒数41448157264=⨯=n 。
计算平均每根燃料棒的线功率q l 可由[6]中提供的公式得来：in f ex f f pRr l t t t Wc L nq ,,)0(2-=∆=π⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛=Rr l l L z q z q πcos )0()(得⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛∆=Rr Rr p f l z Wc t z q ππcos )(。
对于AP1000，代值计算得()z q AP l 736.0cos 1059.341000,⨯=，对于M310，代值计算得()z q M l 858.0cos 1064.34310,⨯=。
01a-《核反应堆物理基础》教材思考题
《核反应堆物理基础》教材思考题参考答案第一章思考题：1、试根据核力的特性解释稳定核素的中子-质子数目比会随着质子数的增加而逐渐从1变成大于1。
[解答]：A<40时，β稳定綫近似为直线，N/Z=1，这些核素比较稳定；对于A>40，由于随质子数Z的增大，长程的库仑排斥力加大，需要较多的中子来抵销库仑效应，所以β稳定綫的中/质比变成大于1。
2、既然宏观截面代表一个中子在介质中穿行单位距离与介质原子核发生相互作用的概率，那么，若宏观截面大于1，有何物理意义？[解答]：宏观截面并非是用百分数来表示的一般意义上概率，而是表示一个中子与单位体积内所有靶核发生某类核反应的概率，亦即一个中子在介质中每单位穿行距离上与靶核发生某类核反应的概率。
如果宏观截面大于1，则说明中子与靶核发生某类核反应之前可能的自由飞行的平均距离小于1cm。
3、我们知道中子的散射平均自由程代表中子在介质中与介质原子核前后发生两次碰撞时平均穿行的距离，那么，吸收平均自由程又怎么解释呢？[解答]：吸收平均自由程就是中子与靶核发生吸收核反应之前可能的自由飞行的平均距离。
4、有什么办法可以减少慢化过程中铀-238对中子的共振吸收？[解答]：当燃料和慢化剂作非均匀布置时，可减少中子在慢化过程中铀-238核对中子的共振吸收，即有较大的逃脱共振吸收几率，原因如下：1）由于燃料芯块对共振能量的中子有屏蔽作用（自屏效应），燃料核吸收共振中子的能力下降。
这是因为共振中子主要在慢化剂中产生，随后入射到燃料芯块上，所以首先为芯块表层的的U-238核所吸收（σr U-238很大），所以，在芯块内的共振中子通量密度急剧下降。
2）当燃料芯块之间的距离足够大时，慢化到共振能量的中子与燃料核的碰撞几率就要比均匀系统的小，而与慢化剂核的碰撞几率却增加了。
中子与慢化剂核碰撞后，能量往往就直接降到共振能量以下了。
5、试运用四因子模型，分析以下因素对反应堆有效增殖系数的影响：1）提高核燃料的富集度；2）向反应堆内引入吸收体；3）把包裹在堆芯外的中子屏蔽/反射层移走；4）把反应堆内的液体慢化剂排走。
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起至什么促进作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包含哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆上采用的核燃料天然度为什么可以比压水堆的高？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆上与压水堆较之存有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆上与热中子堆上较之存有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.电路式空调堆上与池式饷冷堆的主要区别就是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆上内采用的燃料天然度为什么必须比热中子反应堆的高？第二章思考题1.详述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐ij?3.表述蔓延长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.详述反应性负温度系数对反应堆运转安全的促进作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么就是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.详述Chlorophyta中子对反应堆的促进作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不轻易用金属铀而要用陶瓷u02作燃料？3.简述u02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.详述u02芯块中核裂变气体的产生及释放出来情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料存有哪些基本建议？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓弄错合金的氢脆效应，引发氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么就是u02燃料芯块的红肿现象，应当实行什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架使用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用做控制棒的材料存有什么基本建议？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.直观表明ag-in-cd掌控材料的核特性。
《核反应堆热工分析》复习资料.docx
《核反应堆热工分析》复习资料《核反应堆热工分析》复习资料第一章绪论（简答）1.核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆（压水堆，沸水堆）、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆：生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征：3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力可以降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：•中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H）•废料中含235U极低，废料易处理•可将238U转换成易裂变材料238U + n —239Pu239Pu + n -A+B+n+Q（占能量—半•设备®二重•沸酬咏球中充修加•化（整）, . 群仲气财：• 具有• 4^5^） .•建造同I 腿 d 年）,造价便宜表1-1各种反应堆的基本特征堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集压水堆 热中子 H 2O H 2Ouo 2 3%左右 沸水堆 热中子 H 2O H 2O uo 2 3%左右重水堆 热中子 D 2OD 2O uo 2天然铀或高温气冷堆热中子 石墨 嬴气 UC.T11O 2 7 〜20% 钠冷快堆快中子无液态钠UO2/P11O215〜20%）南华大学 班级：核工程与核技术064班 学号：（20064530421）姓名：李军《核反应 堆热工分析》复习资料 缺点：•重水初装量大，价格昂贵•燃耗线（8000〜10000兆瓦日/T （铀）为压水堆1/3） •为减少一回路泄漏（因补D20昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点：•高温，高效率（750〜850°C,热效率40%）•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。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
反应堆热工分析思考题（仅供参考）第二章堆的热源及其分布1．试述堆的热源的由来及其分布？答：堆的热源来自于核裂变过程种释放的能量；其分布与堆的类型，堆芯的形状，以及堆内燃料，控制棒，慢化剂，冷却剂，反射层等的布置有关，也与时间有关。
裂变碎片的动能约占84%，还有裂变中子，裂变产物衰变的r射线，β射线能，过剩中子引起的非裂变反应加反应产物的衰变能。
2．影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例，简述他们各自对功率分布的影响。
答：a）燃料；采用均匀装载方案，中心区域会出现一个高的功率峰值，降低平均燃耗。
采用分区装载的方案，即最高富集度在最外区，最低富集度燃料在中心区，中等富集度燃料位于外区和中心区之间，这样有利与功率展平。
b) 控制棒；合理的布置控制棒能够使堆的径向功率得到展平，但是会给轴向功率分布带来不利影响。
寿期末，由于控制棒的提出，并且堆芯顶部的燃耗较低，中子通量分布就向顶部歪斜。
c) 水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使该处的中子通量上升，因而水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率的不均匀程度。
空泡的存在会使反应堆反应性下降，这种效应在事故工况下尤为显著，因而空泡的存在能减轻某些事故的严重性。
3．如何计算控制棒，慢化剂和机构材料种的释热率？答：A）控制棒；控制棒中的总的释热率是两项的总和，即吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α），或（n,γ）反应所产生的热量的全部或一部分。
B）慢化剂；慢化剂中的主要热量是裂变中子的慢化，吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量，吸收各种γ射线的能量。
C）结构材料；热量来源几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ辐射。
4．核反应在停堆后为什么还要继续进行冷却？停堆后的热源主要由哪几部分组成，他们各自的特点和规律是怎样的？答：A）反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式反应虽然随即中止，但还是有热量不断的从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此必须采取一定的措施将这些热量到处，防止破坏燃料元件；B）这些热量一部分来源于燃料棒内储藏的显热，还有两个来源是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中子的衰变热大约在半分钟内传出，其后的冷却完全取决与衰变热。
5. 试以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前的百分数。
大约在停堆后多久剩余裂变可以忽略，这时裂变功率占总功率份额是多少？答：衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
大约半分钟后，裂变热传出，这时裂变功率占总功率的0.747%（轻水堆）.6. 如何计算停堆后的功率，以大亚湾核电站为例，试问仅通过自然循环能否带出剩余反应热功率？答：剩余裂变功率加衰变功率（裂变产物的衰变功率加中子俘获产物衰变之和）之和。
7．压水堆换料时，从堆中取出的乏燃料元件一般如何处置，该乏燃料元件在运输途中是否需要冷却，为什么？一般将其防止在储存水池中长期冷却，使短寿命核素衰变。
在运输过程中需要冷却，因为一些长寿期的核素依旧在衰变放热。
第三章堆的传热过程1. 热量从堆内输出需要经过哪几个过程，他们的具体表达式是怎样的？答：热传导，对流换热，辐射传热。
表达式略。
2. 如何判别ONB？它对堆的传热计算有何意义？答：B点以前为不沸腾的自然对流区，B点开始出现气泡。
B点以后的核态沸腾区在较低的壁面温度下可以获得较大的热流密度。
3. 何为沸腾临界，他们的机理是怎样的？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？而在事故工况下又是怎样？答：A) 由于受热面上逸出的气泡量太大，以至于阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成了一个液体隔离层，从而使传热性能恶化，加热面温度骤升的现象就称为沸腾临界；B) 快速烧毁主要发生在压水堆中，因为压水堆中冷却剂基本处于过冷区或低含气量区。
慢速烧毁则多发生在沸水堆中，因为冷却剂含气量高且处于饱和状态。
4. 过度沸腾，膜态沸腾传热对堆的安全有何意义？答：冷却剂丧失事故中，投入应急堆芯冷却系统后，水注入堆芯并发生再淹没，燃料元件表面迅速出现过冷或低含气量下的沸腾临界之后，依靠过渡沸腾和模态沸腾传热得以冷却。
5. 秦山核电站和大亚湾核电站采取何种型式的燃料元件，为什么？答：陶瓷燃料，典型的压水堆燃料棒由UO2芯块、锆合金包壳、端塞、压紧弹簧及氦气腔组成。
贮气空腔的作用是给裂变气体释放留空间；压紧弹簧的作用是防止运输过程中芯块的窜动。
主要为棒状或管状。
6. 试简述选择燃料元件型式的标准是什么？核潜艇通常采用什么型式的燃料元件。
为什么？答：燃料元件的型式与反应堆的类型和用途相关。
略。
7. 试比较压水堆冷却剂不同的注水方式的优缺点，目前常用的是哪一种方式，理由何在？答：端部注入，中间注入，回流式；大多采用端部注入，回流式一般用于管承压的石墨水冷堆，中间注入结构复杂极少使用。
8. 通常引起压水堆第一道屏障——包壳破坏的原因是什么？如何防止该屏障失效？答：A）氢化引起的局部侵蚀穿孔和脆断、功率剧增引起的芯块-包壳机械和化学相互作用、弹簧松弛引起包壳的振动磨蚀和腐蚀引起的壁厚度减薄以及由于结垢引起包壳局部过热穿孔。
B）选择句号良好核性能，相容性，导热性，力学稳定性，抗腐蚀性，抗辐照性，工艺性和经济性的材料。
9. 何谓可裂变核素，何谓可转换核素，何谓易裂变核素，天然存在的易裂变核素是什么？它占天然铀中的份额多少？答：钍-232和铀-238在快中子轰击下能引起裂变，称为可裂变核素；它们能够分别转化为易裂变核素铀-233和钚-239，所以被称为可转换核素；铀-235，铀-233，钚-239可由任何能量的中子引起裂变，被称为易裂变核素。
这三种核素中只有铀-235天然存在，占天然铀中的比例为0.714%。
10. 对于固体燃料来说，除了能产生核裂变，还必须满足哪些要求？答：良好辐照稳定性；热物性；与包壳的相容性；抗化学腐蚀性；工艺性和经济性。
11. 试比较金属铀与二氧化铀的异同点，它们各自的特点是什么，用途何在？答：金属铀：密度高，热导率大，工艺性能好。
缺点是高温下稳定性不好，高燃耗下尺寸稳定性差，抗腐蚀性差。
二氧化铀：熔点高，高温高辐照下几何形状比较稳定，耐腐蚀，与包壳材料锆合金和不锈钢相容性好。
缺点是导热性能差，热梯度下具有脆性。
金属铀在生产钚和生产动力的双重用途的反应堆中，可用作核燃料。
12. 钠冷快堆选用什么材料作为核燃料，其燃料元件的特点是什么？答：二氧化铀和二氧化钚的陶瓷芯块棒状燃料元件13. 如何选取包壳材料？答：具有良好核性能，相容性，耐腐蚀性，力学性能，辐照稳定性，导热性，工艺性与经济性。
14. 辐照对二氧化铀的影响是怎样的？答：1）燃耗越深，熔点下降越大；2）热导率随燃耗的加深而减小；3）在高温下，二氧化铀出现显著的热蠕变性，但是在还没有发生热蠕变的温度下，裂变氧化物燃料表现出的塑性明显强化，产生裂变诱导蠕变。
4）辐照下，烧结的二氧化铀芯块结构可能会发生“结构再造“现象，再造过程随功率和燃耗的加大而加剧。
5）燃料芯块辐照后会发生肿胀和裂变气体的释放。
15. 简述积分热导率的概念，对棒状芯块，其具体表达式是怎样的，是如何导出的？答：热导率ku随温度的变化不是线性的，因而把ku对t的积分当作整体来看，所以我们把∫ku(t)dt称为积分热导率。
-ku(t)2πrL*(dt/dr)=(πr^2)Lqv;16. 何谓间隙导数，可以用哪些模型进行计算？它们的优缺点各是什么，适用于什么条件？答：包壳与燃料芯块之间存在一定的间隙，间隙的等效传热系数即为间隙导数。
气隙导数模型：忽略对流和辐射传热作用。
适用于低燃耗；缺点：难以确定裂变气体含量和间隙尺寸。
接触导热模型：适用于燃耗深，芯块与包壳接触。
17. 简述数值计算的原理以及如何用有限差分方程解决堆内传热问题？答：最基本的数值计算法是有限差分法，实质是将微分方程变成差分方程，然后求解差分方程，并用差分方程的近似解来代替微分方程的解。
略。
18. 如何求出固体慢化剂的温度分布，如果慢化剂的排列呈正方形，如何用简单的方法求出其温度的最大值？答：略19. 简述热屏蔽热源的由来及其计算。
答：来自堆芯的强辐射（γ射线和中子流）。
可以将其近似为大平板进行计算。
第四章堆内流体的流动过程和水力分析1. 反应堆稳态工况水力计算包括哪些内容？答：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以及管道的尺寸，冷却循环泵所需要的输送功率。
2）确定自然循环的输热能力。
3）分析系统的流动稳定性。
2.单相流压降通常由那几部分组成？试以压水堆稳态运行工况为例进行说明.答：提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降。
略。
3. 在单相流中，计算非等温流动摩擦压降和未定型流动摩擦压降应注意些什么?答：1）需要考虑边界层内流体粘性系数的改变对摩擦压降所产生的影响；还要考虑从通道进口到出口流体温度改变引起的热物性变化。
2）在进口长度内，流体的摩擦阻力比定型流动的摩擦阻力要大一些。
4. 如何计算带有定位架的棒状燃料元件组件的流动压降？答：一般用Rehme推荐的经验公式进行计算。
5．何谓多相流，单组分两相流，双组分两相流。
酒精和水混在一起流动是两相流么？二氧化碳和空气呢？答：多种物相在同一个系统内的流动称为多相流；相同化学组分的两相流称为单组份两相流；不同化学组分组成的两相流称为双组分两相流；不是；不是；6. 何谓流型，在垂直加热通道中汽水两相流主要存在哪几种流型，研究流型对反应堆热工水力分析有何现实意义？答：在受热通道中，汽水混合物的两相流动可以形成各种各样的形态，即所谓的流动结构，这些流动结构通常被称为流型；泡状流：液相是连续项，气相以气体的形式弥散在液体中，两相同时沿通道流动。
一般发生在过冷沸腾区和饱和沸腾低含气量区。
弹状流：柱形气泡和块形液团在通道中心部交替出现的流动。
一般出现在饱和沸腾中等含气区。
环状流：液相在管壁上形成一个环形连续流，而连续的气相则在管道中心流动，而液环中还弥散着气泡，气相中也夹杂着液滴。
出现在过冷的稳定膜态沸腾工况。
滴状流：通道中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。
在两相流中，流型与系统的压力，流量，含气率，壁面的热流密度以及通道的几何形状和流动方位有着密切的联系，流型的变更通常表征着动量传递和传热特性的改变。
因而不同的流型在通道内会产生不同点的流动工况，产生不同的流动压降，不同的传热方式和沸腾临界。
7. 什么叫空泡份额，滑速比？在汽水两相中定义了哪三种含气量，它们的含义是什么？在过冷沸腾区x和xe是一回事么？在饱和沸腾区呢，为什么？答：空泡份额α：定义为蒸汽的体积与气液混合物总体积的比值；滑速比S：两相流动中，蒸汽的平均速度Vg,液体的平均速度Vf的比值为滑速比；三种含气量：静态含气量xs，气液混合物内蒸汽量与气液混合物总质量的比值；流动含气量x，蒸汽的质量流量与气液混合物质量流量的比值；热力学平衡含气量xe; xe=(h-hfs)/hfg .h是汽液两相混合物的比焓，hfs 是饱和液体的比焓，hfg是汽化潜热。