《核反应堆热工分析》复习重点

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核反应堆物理分析--考试重点复习资料及公式整理

核反应堆物理分析--考试重点复习资料及公式整理

核反应堆物理复习分析资料整理中子核反应类型:势散射、直接相互作用、复合核的形成微观截面:一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率,或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。

宏观截面:表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率。

中子通量:表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。

核反应率:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。

多普勒效应:由于靶核的热运动随温度的增加而增加,所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加,同时峰值也逐渐减小,这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。

截面随中子能量的变化规律:1)低能区(E<1eV),吸收截面随中子能量减小而增大,大致与中子的速度成反比,亦称吸收截面的1/v区。

2)中能区(1eV<E<10keV),在此能区许多重元素核的截面出现了许多峰值,这些峰一般称为共振峰。

3)快中子区(E>10keV),截面一般都很小,通常小于10靶,而且截面随能量变化也趋于平滑。

中子循环:快中子倍增系数ε:由一个初始裂变中子所得到的,慢化到U-238裂变阈能以下的平均中子数。

逃脱共振几率P:慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。

热中子利用系数f:(燃料吸收的热中子数)/(被吸收的全部热中子数,包括被燃料,慢化剂,冷却剂,结构材料等所有物质吸收的热衷子数)。

有效裂变中子数η:燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。

快中子不泄漏几率Vs:快中子没有泄漏出堆芯的几率。

热中子不泄漏几率Vd:热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。

四因子公式:=εPfη六因子公式:K=εPfηVsVd直接相互作用:入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞,使其从核里发射出来,而中子却留在了靶核内的核反应。

中子的散射:散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。

非弹性散射:中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核,然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。

反应堆热工期末复习资料

反应堆热工期末复习资料

1.比较成熟的动力堆主要有哪些,它们各有什么特点?1)压水堆加压轻水作的冷却剂,控制棒为棒束型结构,正常运行水处于欠热状态;核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料,两回路布置,一回路压力15.5Mpa,二回路压力7.75Mpa;2)沸水堆加压轻水作冷却剂和慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱和沸腾状态蒸汽直接推动气轮机做功;3)重水堆重水堆慢化剂和冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成2.反应堆热工分析主要包括哪些内容主要是分析燃料元件内的温度分布,冷却剂的流动和传热特性,预测在各种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,流量等参数随时间的变化过程3.试叙述堆的热源的由来及其分布堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量,每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev,其中裂变碎片占总能量的84%,在燃料元件内转换为热能;裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程,主要在慢化剂中;伽马射线(瞬发缓发)的能量分别在堆芯,反射层,热屏蔽和生物屏蔽中装化为内能,极少部分穿出堆外;高能贝塔粒子能量大部分在燃料元件内转化为热能4.影响堆功率分布的因素有哪些1)燃料布置,均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀,平均燃耗低,分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平,提高了整个堆的热功率,同时也提高了平均热耗。

2)控制棒,均匀的布置在具有高中子通量的区域,既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平,但对轴向功率有不利的影响:堆芯寿期初功率峰偏向上部。

3)水隙及空泡,水隙引起的附加慢化作用,使其周围元件的功率升高,从而增大了功率分布的不均匀程度,空泡对中子慢话减弱,会导致堆芯反应性下降5.控制棒的热源:1.吸收堆芯的γ辐射;2.控制棒本身吸收中子的(n. γ)和(n. α)反应。

6.慢化剂产生的热量:1.裂变中子的慢化;2.吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量;3.吸收各种γ射线的能量。

7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热和输热三个过程。

核反应堆热工分析

核反应堆热工分析

核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中,水隙的存在引起附加慢化作 用,使该处的中子通量上升,提高水隙周围元件的功 率,增大了功率分布的不均匀程度


燃料布置



控制棒


因 水隙及空泡

克服办法:采用棒束型控制棒组件
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中,水隙的存在引起附加慢化作 用,使该处的中子通量上升,提高水隙周围元件的功 率,增大了功率分布的不均匀程度
整个堆芯的 热功率
计入位于堆 芯之外的反 射层、热屏 蔽等的释热 量
R f N f 正比 Nc 1.60211010 Fa Ef N f Vc
qv Fa E f N f
Nt Nc / Fa (qvVc )106 / Fa
106 E f N f Vc
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
核科学与技术学院
1 核裂变产生能量及其分布
裂变碎片的动能 约占总能量的 84%
裂变能的绝大部 分在燃料元件内 转换为热能,少 量在慢化剂内释 放,通常取 97.4% 在 燃 料 元 件内转换为热能
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1 核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的,一般认为取
Ef 200MeV
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论,燃料元件内热中子通量分布的表达式:
AI0 (K0r)
若燃料棒表面处的热中子通量为 ,则在 s s,则:

核反应堆热工分析08

核反应堆热工分析08

x Wt 2 g A2
将它们代入动量方程并整理得:
x2 1 1 1 1 (1 x 2 ) p1 p2 Wt 2 2 (1 ) A (1 ) A A A A A f 2 2 1 1 2 g 2 2 1 1 2
24
8.2 流动压降

截面突然扩大
可得:
Wf ,1 Wf ,2 (1 x)Wt Wg ,1 Wg ,2 xWt
V f ,1 1 x Wt 1 1 f A1
V f ,2 Vg ,2 1 x Wt 1 2 f A2
x Wt Vg ,1 1 g A1
第八章两相流压降源自两相流

多种物相在同一系统内一起流动称为多相流。在多相 流中,各个物相之间存在着分辨相区的界面 由相同化学成分组成的多相流称为单组分多相流,否 则,则称为多组分多相流。如:汽水混合物为单组分 两相流,空气水混合物为多组分两相流 两相流分为绝热和非绝热两种,在动力堆系统内所遇 到的基本上都是非绝热的两相流 研究两相流对水冷反应堆系统的设计和运行,弄清反 应堆的稳态和瞬态特性非常重要 在动力反应堆内,用得最多的液体冷却剂是水,汽水 两相加热流动将是本节的重点
过冷沸腾终点
饱和沸腾区
汽泡跃离点
16
8.1 流型和基本参数

空泡份额和含汽量的计算
低过冷沸腾区
过冷沸腾充分发 展,气泡的作用 明显,在主流中 存在明显的汽泡 流,表现出典型 的两相流特征
过冷沸腾特征:通道任一截面处的汽 液两相处于热力学不平衡状态,液体 的温度低于系统压力的饱和温度 饱和沸腾区
过冷沸腾终点

在两相流压降的分析计算中,广为应用的模型有均匀 流模型和分离流模型

核反应堆热工分析

核反应堆热工分析

运用扩散理论,燃料元件内热中子通量分布的表达式:
AI0 ( K0r )
若燃料棒表面处的热中子通量为
s ,则:
,则在
s
处, r
R0
I0 ( K0r ) s I 0 ( K 0 R0 )
2

堆芯功率的分布及其影响因素
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
2
堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中,水隙的存在引起附加慢化 作用,使该处的中子通量上升,提高水隙周围元件的 功率,增大了功率分布的不均匀程度
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
克服办法:采用棒束型控制棒组件
2
1
核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的,一般认为 取 E f 200MeV

堆内热源及其分布还与时间有关,新装料、平衡运行和停堆后都不 相同 输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关 键

2
堆芯功率的分布及其影响因素
释热率
堆内热源的分 布函数和中子 单位体积的 通量的分布函 数相同 释热率

堆芯最大体积释热率
qv,max Fa E f N f 0
2

堆芯功率的分布及其影响因素
均匀裸堆中的中子通量分布
2
堆芯功率的分布及其影响因素
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:功率分布过于不平均,平均燃耗低
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
影 响 功 率 分 布 的 因 素
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径:R e

核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析Ch1:1.1安全总目标与两个辅助目标1.2安全设计的基本原则1.3核安全文化的定义和含义1.4不要求Ch2:2.1四种安全性因素2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现2.3专设安全设施的功能及设计原则Ch3:不要求Ch4:4.1:四类运行工况的定义,八种典型始发事故,核电厂运行状态示意图4.2:看看吧4.3:P66页的图看懂,反馈的作用4.4—4.8:主要是事故过程分析,解释事故曲线的变化趋势。

(个人认为4.6,4.7两节最重要)4.9:单老师说这一节不会考读图题,看看概念吧4.10:大体看看吧Ch5:5.1:高压熔堆与低压熔堆的特点5.2—5.4:大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程5.5---5.6:大体看看吧,好好看看应急计划区Ch7:单老师说可能考PSA的三个等级,同时会有故障树分析的大题,选了PSA的同学窃喜,没选的就好好看看吧答疑情报:题型有填空,简答与读图题,1.4与第三章不考,失水事故不考读图题,带公式的都不用看,最后他说他出题很随意,卷子还没出,那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。

先把重点的看完了,时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧,有点印象就行了,好好复习吧。

1、安全的总的目标:在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施,以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。

2、辅助目标:辐射防护目标:确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平,并且低于规定的限值,还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

技术安全目标:有很大把握预防核电厂事故的发生;对于核电厂设计中考虑的所有事故,甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果(如果有的话)是小的;确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。

3、核设施的设计基准事故:每项专设安全设施都有其特定控制的事故,对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量,要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。

热工复习重点(1)

热工复习重点(1)

核反应堆热工分析复习大纲第一章:1. 各堆型基本特征;2. 热工分析的任务;第二章:1. 裂变能在元件、慢化剂和结构材料内的分布以及大致的百分比。

2. 堆内轴向和径向功率分布的特点。

3. 影响功率分布的因素?4. 反应堆停堆后为什么还要继续冷却?停堆后的热源由那几部分组成?各自特点和规律如何?第三章:1. 写出Fourier 热传导公式,并且说明各符号含义。

2. 区分q ,l q 和v q 的含义和关系。

3. 推导圆柱形燃料芯块及包壳的温度场计算公式。

4. 写出Nu ,Re 数的表达式,说明Pr 数、Gr 数的含义。

说明强迫对流换热与自然对流换热的区别,他们的传热关系式各与那些准则有关?5. 推导不同形状燃料元件子通道的当量直径。

6. 大容积沸腾和管内沸腾的特点。

7. 说明在控制壁面温度时大容器沸腾()w s q t t --图,并说明DNB q 的意义。

8. 画出低热流密度和高热流密度下,圆管内沸腾的过程图,标出各阶段的流型,指出并解释DNB q 点和CHF 点。

9. 何谓沸腾临界?沸腾临界的分类?10. 说出燃料元件的设计要求。

11. 比较金属铀和2UO 燃料的优缺点。

12. 辐照对2UO 芯块有什么影响?13. 为什么提出积分热导率概念?如何使用?掌握其推导过程。

14. 间隙导热的模型分类第四章1. 流体的压降由那几部分组成?2. 写出单相Darcy 公式,说明各符号的含义。

3. 公式nw no iso f f f μμ⎛⎫= ⎪ ⎪⎝⎭中各符号的含义。

4. 单相液体加速压降的出现条件,写出其积分表达式?5. 写出形阻压降的一般表达式。

6. 汽液两相流有那四种流型?基本两相参数的定义。

写出x ,s x 和e x 定义表达式。

推导出α,S 和x 之间的关系式。

7. 导出汽液两相流一维稳态动量守恒方程,并说明各项含义。

8.说明什么是自然循环,它对于反应堆安全的含义,如何提高自然循环能力,如何确定自然循环的流量。

核反应堆热工分析要点

核反应堆热工分析要点

《核反应堆热工分析》期末复习要点第二章堆的热源及其分布1、裂变能的近似分配(16页)2、了解堆芯功率的分布及其影响因素(17页4个公式中的参数物理意义及变化影响)3、影响功率分布的因素(19页——21页的黑体标题,内容了解)4、停堆后的功率(25页)5、剩余裂变功率的衰减(25页——26页)6、衰变功率的衰减(27页)第三章堆的传热过程1、导热的概念(30页)2、记忆热传导微分方程(30页公式3-1)3、公式3-3和公式3-12的推导(31页、33页)4、Dittus-Boelter公式;沸腾曲线(34页;37页)5、产生沸腾的下限公式(39页公式3-26)6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁(40页——41页)7、过渡沸腾传热的定义(41页)8、选择包壳材料要考虑的因素(48页,共7点)9、热静效应(51页)10、燃料芯块的肿胀含义(52页)11、积分热导率的定义,以及定义积分热导率的意义(58页)第四章堆内流体的流动过程及水力分析1、单相流体的流动压降组成(87页——92页的黑体标题,共4点)2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义(87页公式4-4)3、Blausius关系式及使用范围(88页)4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式(92页——93页,公式4-21和公式4-26)5、多相流的定义(99页)5、什么叫流型以及四种主要流型(99页——100页)6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式(101页——102页)7、公式4-49的推导(103页)8、自然循环的概念,影响自然循环的因素及解决办法(120页——123页)9、临界流的定义(123页)10、单相流体的临界流(124页)11、引起流动不稳定性的原因(133页)12、两相流不稳定性的分类和定义(133页——134页)13、流量漂移的特点(134页)14、水动力稳定性准则(136页公式4-176)第五章 堆芯稳态热工分析1、热工设计准则(144页——145页)2、热管和热点的定义(154页)3、热流密度核热点因子Nq F 的计算式(155页公式5-26)4、焓升热管因子NH F ∆的计算式(155页)5、降低热管因子和热点因子的途径(157页)6、只有流动交混因子EH F ∆的值小于1,其他都大于1(158页)7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正(168页——170页)8、核反应堆热工参数的选择(174页——175页)9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围(176页)10、图5-12的,e R N 的选择及其原因(179页)11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图(179页)第六章 堆芯瞬态热工分析1、棒状元件的导热微分方程(202页公式6-2)2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性(218页——219页)3、专设安全系统(220页,共3个)。

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重庆大学《核反应堆热工分析》期末复习要点
第二章堆的热源及其分布
1、裂变能的近似分配(16页)
2、了解堆芯功率的分布及其影响因素(17页4个公式中的参数物理意义及变化影响)
3、影响功率分布的因素(19页——21页的黑体标题,内容了解)
4、停堆后的功率(25页)
5、剩余裂变功率的衰减(25页——26页)
6、衰变功率的衰减(27页)
第三章堆的传热过程
1、导热的概念(30页)
2、记忆热传导微分方程(30页公式3-1)
3、公式3-3和公式3-12的推导(31页、33页)
4、Dittus-Boelter公式;沸腾曲线(34页;37页)
5、产生沸腾的下限公式(39页公式3-26)
6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁(40页——41页)
7、过渡沸腾传热的定义(41页)
8、选择包壳材料要考虑的因素(48页,共7点)
9、热静效应(51页)
10、燃料芯块的肿胀含义(52页)
11、积分热导率的定义,以及定义积分热导率的意义(58页)
第四章堆内流体的流动过程及水力分析
1、单相流体的流动压降组成(87页——92页的黑体标题,共4点)
2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义(87页公式4-4)
3、Blausius关系式及使用范围(88页)
4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式(92页——93页,公式4-21和公式4-26)
5、多相流的定义(99页)
5、什么叫流型以及四种主要流型(99页——100页)
6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式(101页——102页)
7、公式4-49的推导(103页)
8、自然循环的概念,影响自然循环的因素及解决办法(120页——123页)
9、临界流的定义(123页)
10、单相流体的临界流(124页)
11、引起流动不稳定性的原因(133页)
12、两相流不稳定性的分类和定义(133页——134页)
13、流量漂移的特点(134页)
14、水动力稳定性准则(136页公式4-176)
第五章 堆芯稳态热工分析
1、热工设计准则(144页——145页)
2、热管和热点的定义(154页)
3、热流密度核热点因子N q F 的计算式(155页公式5-26)
4、焓升热管因子N H F ∆的计算式(155页)
5、降低热管因子和热点因子的途径(157页)
6、只有流动交混因子E H F ∆的值小于1,其他都大于1(158页)
7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正(168页——170页)
8、核反应堆热工参数的选择(174页——175页)
9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围(176页)
10、图5-12的,e R N 的选择及其原因(179页)
11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图(179页)
第六章 堆芯瞬态热工分析
1、棒状元件的导热微分方程(202页公式6-2)
2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性(218页——219页)
3、专设安全系统(220页,共3个)。

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