核反應堆工程復習參考題.docx

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核反應堆工程 復習參考題 1、 壓水堆與沸水堆的主要區(qū)別是什么？ 沸水堆采用一個回路，壓水堆有兩個回路；沸水堆由于堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一回路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。 2、 簡要敘述一種常用堆型的基本工作原理？ 沸水堆（BoilingWaterReactor）字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發(fā)電。 壓水堆（PressurizedWaterReactor）字面上看就是采用高壓水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一回路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而后進入蒸汽發(fā)生器，通過傳熱管把熱量傳給二回路水，使其沸騰并產生蒸汽；一回路冷卻水溫度下降，進入堆芯，完成一回路水循環(huán)；二回路產生的高壓蒸汽推動汽輪機發(fā)電，再經過冷凝器和預熱器進入蒸汽發(fā)生器，完成二回路水循環(huán)。 3、 重水堆的燃料富集度為什么可以比壓水堆的低，哪種堆型對燃料的燃盡性更好？ 因為卸料燃耗較淺，用重水（D2O,D為氘）作慢化劑，其熱中子吸收截面約為輕水（H2O)的1/700，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次數，可直接利用天然鈾作核燃料。 4、 快中子堆和熱中子堆相比有哪些優(yōu)缺點？ 優(yōu)：快中子堆沒有慢化劑，所以體積小，功率密度高。 缺：快中子堆必須有較高的核燃料富集度，初裝量也大。快中子堆燃料元件加工及乏燃料后處理要求高，快中子輻照通量率大，對材料要求苛刻。平均壽命比熱中子堆短，控制困難。 5、 壓水堆堆芯中水主要起什么作用？ 作冷卻劑和慢化劑。 6、 氣冷堆與壓水堆相比有何優(yōu)缺點？ 優(yōu)：能在不高的壓力下得到較高的出口溫度，可提高電站二回路蒸汽溫度，從而提高熱效率。 缺：鎂合金包殼不能承受高溫，限制了二氧化碳氣體出口溫度，限制了反應堆熱工性能的進一步提高。 7、 什么是原子核的結合能及比結合能，如何計算？ 結合能：是將若干個核子結合成原子核放出的能量或將原子核的核子全部分散開來所需的能量，ΔE=ΔmC2 定義：是原子核的結合能與該原子核的核子數之比（ΔE/A） 8、 什么是核反應截面，分哪幾類，其物理意義是什么？ 如果某種物質受到中子的作用，則發(fā)生特定核反應的概率取決于中子的數目和速度，以及該物質中核的數目和性質?！敖孛妗笔侵凶优c核相互作用概率的一種量度 （1）微觀截面 假設在1cm3的物質中，有N個原子核，在該物質的一個面上射入一個中子，則每一個原子核與一個入射的中子發(fā)生核反應的概率定義為微觀截面σ，單位為m2，有時也用靶恩（10-28m2）為單位（又分為裂變、散射和吸收三種截面） （2）宏觀截面 如果每立方米的物質中含有N個核，則乘積σN等于每立方米靶核的總截面，稱宏觀截面，用S表示，單位是m-1，物理意義：中子行走單位長度路程中與原子核發(fā)生核反應的概率。 9、 什么是中子通量，其物理意義如何？ 單位時間內通過單位面積的中子數。等于中子密度與其平均速度的乘積，單位常用“中子/平方厘米秒”表示。按中子能量不同，又可分為熱中子通量和快中子通量兩種。是衡量反應堆的一個重要指標 10、 核裂變釋放的能量組成形式主要有哪些？ 鈾-235核每次裂變所釋放的平均值約為207MeV，絕大部分能量是以裂變碎片的動能形式釋放出來，除了中微子能量，其它能量都可以“回收” 11、 什么是瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子，緩發(fā)中子在反應堆中有何影響？ 瞬發(fā)中子：99%以上的中子是在裂變瞬間發(fā)射出來的，這些中子叫瞬發(fā)中子 緩發(fā)中子：裂變中子中不到1%的中子是在裂變碎片衰變過程中發(fā)射出來的中子。平均能量比瞬發(fā)中子能量低，對反應堆的控制起重要作用 12、 什么是四因子公式，其對核反應堆的設計具有什么參考作用？ 無限增殖因數：對于無限大的反應堆，中子不泄露概率為1，此時的有效增殖因數，稱為無限介質增殖因數 快中子增殖因數e 逃脫共振俘獲概率p：在慢化過程中逃脫共振俘獲的中子份額就稱作逃脫共振俘獲概率。 熱中子利用系數f：被燃料吸收的熱中子數占被芯部中所有物質(包括燃料在內)吸收的熱中子總數的份額。 熱中子裂變因數h：燃料核熱裂變產生的裂變中子數與燃料核吸收的熱中子總數之比。 反應堆的臨界尺寸取決于反應堆的材料組成（k）及幾何形狀（L） 13、 中子慢化過程中主要是與慢化劑產生了何種相互作用才慢下來的，該作用的好壞與哪兩個主要因素有關？ 彈性散射是能量較低的中子在質量數較小的介質內的主要慢化過程。 非彈性散射是能量為幾千電子伏以上的中子與質量數較大的鈾、鐵等介質核相互作用而慢化的主要機理。 彈性散射是熱中子反應堆內的主要慢化機制。 中子在一次碰撞中損失的最大能量與靶核的質量有關 14、 什么是對數能降？ 對數能降定義式： E0----選定的參考能量，E0=2MeV； E ----一次碰撞后的中子能量 15、 反應性負溫度系數是什么，其在核反應堆安全運行中的作用？ 溫度增加1K時keff的相對增加量，負溫度系數對反應堆安全運行具有重要意義，要求負溫度系數實際是要求反應堆系統(tǒng)具有一定的自衡能力，主要是由燃料核共振吸收的多普勒效應所引起的，溫度升高，共振吸收增加，因此產生了負溫度效應 16、 核反應堆反應性控制方法有哪些？ 根據不同堆型，為保證反應堆安全運行，用來對反應性進行有效控制和調節(jié)的各種部件、機構、過程和方法。 主要有控制棒控制、化學控制劑—載硼運行、可燃毒物控制三種。 17、 燃料組件的骨架結構組成有哪些，燃料元件棒的主要結構有哪些？ 17x17型燃料組件骨架結構：由定位格架、控制棒導向管、中子注量率測量管和上、下管座一起構成一個剛性的組件骨架。 燃料元件棒：由燃料芯塊、燃料包殼管、壓緊彈簧、上下端塞等組成。 18、 在核反應堆的設計中，主要涉及哪幾種材料的選擇？ ① 核燃料材料——提供核裂變 ② 結構材料 ——實現功能性 ③ 慢化劑材料——慢化快中子 ④ 冷卻劑材料——帶走產生熱能 ⑤ 控制材料 ——控制核反應堆 19、 核反應堆燃料類型有哪幾種？與金屬鈾相比，陶瓷燃料的優(yōu)缺點有哪些？ 燃料分類 a) 金屬型----金屬鈾和鈾合金 適宜用于生產堆(堆芯溫度較低，中子注量率不太高) 優(yōu)點：銀灰色金屬，密度高(>18.6),熱導率高,工藝性能好,熔點1133 ℃,沸點3600 ℃ 缺點：化學活性強，與大多數非金屬反應 金屬鈾的工作條件限制： ? 由于相變限制，只能低于665℃ ? 輻照長大，定向長大限制低溫工作環(huán)境 ? 輻照腫脹現象，較高溫度條件下金屬燃料變形 b) 陶瓷型----鈾、钚、釷的氧化物，碳化物或氮化物 陶瓷型燃料主要用來解決金屬或合金型燃料工作溫度限制（相變及腫脹效應） 優(yōu)點：熔點高、熱穩(wěn)定及輻照穩(wěn)定性好、化學穩(wěn)定性好 缺點：熱導率低 ? 二氧化鈾陶瓷燃料 優(yōu)點： 無同素異形體，只有一種結晶形態(tài)（面心立方），各向同性，燃耗深 熔點高；未經輻照的測定值280515℃ 具有與高溫水、鈉等的良好相容性，耐腐蝕能力好 與包殼相容性良好 缺點： 二氧化鈾的導熱性能較差，熱導率低 傳熱負荷一定時，燃料徑向溫度梯度大 氧化物脆性和高的熱膨脹率使啟停堆時引起芯塊開裂。 c) 彌散體型---含高濃縮燃料顆粒彌散分布在不同基體中 20、 什么是輻照效應？主要包括哪幾種形式？ 由輻照引起的材料缺陷進而導致的材料性能的宏觀變化。 主要效應： 電離效應、嬗變效應、離位效應 電離效應：堆內產生的帶電粒子和快中子撞出的高能離位原子與靶原子軌道上的電子發(fā)生碰撞，使其跳離軌道的電離現象，對金屬性能影響不大，對高分子材料影響較大 嬗變效應：受撞原子核吸收一個中子變成另外原子的核反應 離位效應：中子與原子碰撞中，原子脫離點陣節(jié)點而留下一個空位。如果不能跳回原位，則形成間隙原子，快中子引起的離位效應會產生大量初級離位原子，其變化行為和聚集形態(tài)是引起結構材料輻照效應的主要原因。 離位峰中的相變：有序合金在輻照時轉變?yōu)闊o序相或非晶態(tài)相 21、 選擇慢化劑需要注意哪些要求？重水做慢化劑有何優(yōu)缺點？ 慢化劑：將裂變中子慢化為熱中子，分固體慢化劑和液體慢化劑 固體慢化劑（石墨、鈹、氧化鈹）：對石墨慢化劑性能要求： 純度高，雜質少，尤其硼、鎘含量限制嚴格 強度高，各向異性小 耐輻照、抗腐蝕和高溫性能好 熱導率高、熱膨脹率小 液體慢化劑（水、重水）： 對液體慢化劑的要求： 熔點在室溫以下，高溫下蒸汽壓要低 良好的傳熱性能 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性 原子密度高 不腐蝕結構材料 在輻照條件下，重水與輕水均發(fā)生逐漸的分解，分離出爆炸性氣體（D2和O2，或H2和O2的混合氣體），該過程稱作輻射分解。重水慢化堆采用重水作冷卻劑的好處是可以減少核燃料的裝載量或降低核燃料的濃縮度。缺點是價格昂貴。 22、 堆芯控制材料的要求有哪些？ 控制材料的性能要求： a) 材料本身中子吸收截面大，子代產物也具有較高中子吸收截面 b) 對中子的吸收能閾廣（熱、超熱中子） c) 熔點高、導熱性好、熱膨脹率小 d) 中子活化截面小 e) 強度高、塑韌性好、抗腐蝕、耐輻照 23、 體積釋熱率、熱流密度、線功率密度的定義，以及三者之間的轉換關系？ 熱流密度：也稱熱通量，一般用q表示，定義為：單位時間內，通過物體單位橫截面積上的熱量。按照國際單位制，時間為s，面積為㎡，熱量取單位為焦耳（J），相應地熱流密度單位為J/(㎡s)。 體積釋熱率：單位堆芯體積所釋放熱功率 線功率密度：單位長度堆芯產生熱功率 燃料芯塊的線功率qL，燃料芯塊的表面熱流密度q，燃料芯塊的體積釋熱率qv，三者關系：==qL=q2πru=qvπru2 24、 什么是核熱管因子，其物理意義是什么？ 為了衡量各有關的熱工參數的最大值偏離平均值（或名義值）的程度，引入一個修正因子，這個修正因子就稱為熱管因子。熱管因子是用各有關的熱工（或物理）參數的最大值與平均值的比值來表示的。 反應堆設計中均力求減小反應堆的核熱管因子 25、 影響堆芯功率分布的因素有哪些？ 燃料裝載的影響（富集度最高的裝在最外層，最低的燃料組件裝在中央區(qū)，可顯著增大堆芯總功率輸出） 反射層的影響(增加邊沿中子通量) 控制棒的影響（一定程度上改善中子通量在徑向的分布） 結構材料、水隙和空泡的影響（材料吸收中子，水隙提高熱中子濃度，控制棒做成細長的形式，空泡使熱中子通量下降） 燃料元件自屏蔽效應的影響（慢化劑產生熱中子，燃料棒內消耗中子） 26、 什么是積分熱導率，在實際中有何應用？ UO2燃料熱導率隨溫度變化很大，采用算術平均溫度來求解ku，誤差很大（溫度的非線性函數），因此需研究ku隨溫度的變化規(guī)律，從而引出積分熱導率的概念。 為便于計算燃料芯塊中心溫度使用的一個參量。是隨溫度變化的燃料芯塊的熱導率從表面溫度到中心溫度的積分，其單位為W/cm。 27、 什么是偏離泡核沸騰，對應英文縮寫是什么？ 偏離泡核沸騰DNB（Departure from nucleate boiling），在加熱過程中，由于產生的氣泡數量很多，甚至在加熱面附近形成蒸汽片或蒸汽柱，當氣泡產生的頻率高到在汽泡脫離壁面之前就形成了汽膜時，就發(fā)生了偏離泡核沸騰。 28、 加熱通道內流動包含哪幾個區(qū)域？ 加熱通道內流動區(qū)域的劃分： 1.單相流區(qū)，不存在氣泡，液體單相流 2.深度欠熱區(qū)，貼近加熱壁面液膜達到飽和溫度，開始生成氣泡，表現為“壁面效應” 3.輕度欠熱區(qū)，越過凈蒸汽起始點，氣泡脫離壁面，表現為“容積效應” 4.飽和沸騰區(qū)，此區(qū)熱量完全用來產生蒸汽 29、 臨界熱流密度和沸騰臨界的概念？ 臨界熱流密度：達到沸騰臨界時的熱流密度 當熱流密度達到由核態(tài)沸騰轉變?yōu)檫^度沸騰所對應的值時，加熱表面上的氣泡很多，以致使很多氣泡連成一片，覆蓋了部分加熱面。由于氣膜的傳熱系數低，加熱面的溫度會很快升高，而使加熱面燒毀。這一臨界對應點又稱為沸騰臨界點或臨界熱流密度CHF（Critical Heat Flux）。 30、 單相流壓降通常由哪幾部分組成，各部分對應具體作用是什么？ 提升壓降 31、 截面含氣率與體積含氣率、質量含氣率有何差別，如何相互轉化？ 容積含氣率β：單位時間內，流過通道某一截面的兩相流總容積中，氣相所占的容積份額。 截面含氣率a：也稱空泡份額，指兩相流中某一截面上，氣相所占截面與總流道截面之比。 32、 什么是滑速比？ 滑速比S是指蒸汽的平均速度Vg與液體的平均速度Vf之比 33、 什么是臨界流，對反應堆安全有何意義，單相臨界流速如何計算？ 當流體自系統(tǒng)中流出的速率不再受下游背壓下降的影響時，這種流動就稱為臨界流或阻塞流。 臨界流對反應堆冷卻劑喪失事故的安全考慮非常重要。 臨界流量的大小不僅直接影響到堆芯的冷卻能力，而且還決定各種安全和應急系統(tǒng)開始工作的時間。 K—定壓比熱容與定容比熱容之比 R—氣體常數 T—溫度 34、 達到臨界壓力比就可以實現臨界流速對嗎，為什么？ 不對 35、 什么是流動不穩(wěn)定性，常見的有哪幾種類型？ 流動不穩(wěn)定性：是指在一個質量流密度、壓降和空泡之間存在著耦合的兩相系統(tǒng)中，流體受到一個微小的擾動后所產生的流量漂移或者以某一頻率的恒定振幅或變振幅進行的流量振蕩。 36、 什么是自然循環(huán)，形成自然循環(huán)的條件是什么？ 自然循環(huán)是指在閉合回路內依靠熱段（上行段）和冷段（下行段）中的流體密度差所產生的驅動壓頭來實現的流動循環(huán) 條件： 1.驅動壓頭需克服回路內上升段和下降段的壓力損失 2.自然循環(huán)必須是在一個連續(xù)流動的回路中進行，如果中間被隔斷，就不能形成自然循環(huán) 37、 反應堆冷卻劑工作壓力的確定需要考慮哪些方面的因素或影響？ 主要考慮熱工水力學因素和設備成本，所謂熱工水力學，也就是研究反應堆內燃料-冷卻劑傳熱、冷卻劑流動的熱力學過程分析。 對于輕水堆，由于壓力決定水的飽和溫度，即水保持液態(tài)或飽和蒸汽的溫度，是熱工水力設計的一個重要方面，但壓力本身對反應堆物理和冷卻劑流動的影響較小，可以說是溫度決定壓力。對于氣冷堆，冷卻劑的熱力學參數受壓力影響大，熱工水力學設計直接和壓力有關。 對于壓水堆核電廠，一回路壓力決定一回路水的飽和溫度，繼而決定二回路蒸汽參數和汽輪機熱效率。壓力升高可以提高熱效率，但一回路溫度決定因素不只是冷卻水壓力而主要決定于反應堆的熱工水力設計，并且壓力升高將帶來各主設備承壓需求上升，成本和制造難度上升，通常壓水堆取15Mpa左右的工作壓力，對應冷卻劑330度左右的溫度限制。 沸水堆由一回路直接產生蒸汽，蒸汽參數實際上決定了壓力容器的設計壓力，而沸水堆堆芯冷卻劑為兩相流，冷卻劑溫度和對應的壓力同樣受到熱工水力學和材料性能限制，通常溫度為286度，壓力7.3Mpa。沸水堆由于堆芯較壓水堆大，并且壓力容器內需要容納足夠的空間保證汽水分離器蒸汽干燥器等，壓力容器比壓水堆要大，較低的壓力也有利于壓力容器制造。 38、 熱管和熱點的定義？ 熱管（hot-channel）：假設在相對孤立的冷卻系統(tǒng)中，積分功率輸出最大的冷卻劑通道 熱點（hot-point）：堆芯內存在的某一燃料元件表面熱流密度最大的點。 39、 壓水堆主要熱工設計準則有哪些？ 燃料元件芯塊內最高溫度低于其相應燃耗下的熔化溫度 燃料元件外表面不允許發(fā)生沸騰臨界 必須保證正常運行工況下燃料元件和堆內構件能得到充分冷卻；在事故工況下能提供足夠的冷卻劑以排出堆芯余熱 在穩(wěn)態(tài)工況下和可預計的瞬態(tài)運行工況中，不發(fā)生流動不穩(wěn)定性 40、 熱流密度核熱點因子和熱流密度工程熱點因子分別描述哪方面對熱流密度的影響？ 核：描述中子通量分布不均勻 工程：描述由于堆芯燃料及構件加工、安裝誤差造成功率分布不均勻----可用加工誤差和統(tǒng)計方法得到 41、 降低核熱管因子有哪些具體途徑？ 降低熱管因子的途徑： a) 核方面 設置反射層、燃料分區(qū)裝載、布置可燃毒物、控制棒布置等 b) 工程方面 合理控制加工、安裝誤差；改善冷卻劑分配不均勻；加強橫向交混等 42、 單通道模型設計法和子通道模型設計法各自的指導原則及主要區(qū)別是什么？ 在單通道模型中，把所要計算的通道看作是孤立的、封閉的,堆芯高度上與其他通道之間沒有質量、動量和能量交換。這種分析模型不適合用于無盒組件那樣的開式通道。 為了使計算更符合實際，開發(fā)了子通道模型。這種模型認為到相鄰通道的冷卻劑之間在流動過程中存在著橫向的質量、動量和能量的交換，因此各通道內的冷卻劑質量流密度將沿著軸向不斷發(fā)生變化，熱通道內冷卻劑的焓和溫度也會有所降低，相應的燃料元件表面和中心溫度也隨之略有降低。 43、 什么是最小燒毀比（MDNBR）？ 在反應堆熱工計算中，為了安全起見，要保證在反應堆運行時實際熱流密度與臨界熱流密度之間有一定裕量，就需要把計算出的臨界熱流密度除以一個安全系數，以保證不出現燒毀事故。這個安全系數稱燒毀比。把通道中臨界熱流密度qDNB與實際熱流密度qact二曲線間距離最近處的比值稱為最小燒毀比，用MDNBR表示。 44、 如何理解堆芯實際熱流密度高于堆芯名義熱流密度的現象？ 由于工程上不可避免的誤差，會使堆芯內燃料元件的熱流密度偏離名義值。 45、 反應性控制分哪三類？什么是反應堆的固有安全性？ 緊急停堆控制：控制元件迅速引入負反應能力，使反應堆緊急關閉。（壓水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯。） 功率控制：要求某些控制棒動作迅速，即使補償微小反應性瞬態(tài)變化。 補償控制：分補償控制棒和化學控制棒兩種。 依靠核反應反應堆本身設計特點，不依靠外界能源和動力，所固有的安全性能。 46、 大破口事故共分幾個階段，各是什么？ （1）噴放階段，此時冷卻劑由反應堆容器內大量噴出； （2）再充水階段，此時應急堆芯冷卻水開始注入反應堆壓力容器內但水位不超過堆芯的底部； （3）再淹沒階段，此時水位上升到足夠高度以冷卻堆芯； （4）長期堆芯冷卻階段，堆芯完全淹沒，低壓安注系統(tǒng)投入并足以去除衰變熱。 47、 安全殼內可采取什么措施減少氫氣的積累和危害？ 安裝點火器，降低氫氣擴散范圍和降低氫氣濃度，從而降低事故風險。 采用復合器，緩解氫氣濃度生成速率使之低于易燃的限制。 48、 核電站的反應堆有幾道安全屏障，各是什么？ 燃料元件包殼：將裂變產物包容在元件內。二氧化鈾陶瓷芯塊被裝進包殼管，疊成柱體，組成了燃料棒。由鋯合金或不銹鋼制成的包殼管必須盡對密封，在長期運行的條件下不使放射性裂變產物逸出，一旦有破損，要能及時發(fā)現，采取措施。 一回路壓力邊界：有反應堆容器和堆外冷卻劑環(huán)路組成，包括穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、傳熱管、泵和連接管道等。這屏障足可擋住放射性物質外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件發(fā)生破壞，放射性物質也不會從它里面泄漏出來。 安全殼：將反應堆、冷卻劑系統(tǒng)的主要設備和主管道包容在內。事故發(fā)生時，能阻止從一回路系統(tǒng)外逸的裂變產物泄漏到環(huán)境中去，是保護核電站周圍居民安全的最后一道防線。