反应堆热工水力学知识要领!!!.doc

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ONB点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。
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。Criticalheatflux
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。Departurefromnuclearboiling
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。
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；
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。
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。
膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，随着增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。
“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。
“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。
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，如钍-232，铀-238；可转换核素：能转化为易裂变核素的核素，如钍-232，铀-238可分别转化为铀-233和钚-239.
两相流模型表达:均匀流模型：假设两相均匀混合，把两相流动看作为某一个具有假想物性的单相流动，该假想物性与每一个相的流体特性有关。（两相流模型）分离流模型：假设两相完全分开，把两相流动看作为各相分开的单独的流动，并考虑相间的作用。（4.2两相流体的流动压降）
临界流：当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流。（4.4冷却剂的喷放）重要性：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。
流动不稳定性：指在一个质量流密度、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。
摩擦倍增因子

简答:
2、流动不稳定性对系统有哪些危害？
答：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。在冷却剂同时兼作慢化剂的反应堆中，流动振荡引起反应堆特性的快速变化，使得这一问题变得更为突出。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。
3、写出棒状燃料元件二氧化铀芯块的稳态和瞬态导热方程，并解释方程中各物理变量的物理意义。（第三章）答：稳态：;瞬态：;为热扩散率（m2/s）
5、大破口失水事故发生的事件序列有哪些？各个阶段有何特点？
答：四个阶段：喷放、再灌水、再淹没和长期冷却.
简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。
答：一、商定有关热工参数。二、确定燃料元件参数。三、根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算:1、计算平均管冷却剂的质量流密度。2、计算平均管冷却剂的比焓场。3、计算平均管的各类压降。4、计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度。5、计算热管的冷却剂焓场。6、计算最小DNBR。7、计算燃料元件的温度。四,技术经济评价。五,热工水力实验。
7.适当选择核电厂反应堆热工参数以降低电能成本：1.提高动力循环热效率：提高冷却剂的工作压力；提高冷却剂的流量；适当选定堆冷却剂的工作温度。2.提高堆芯的功率密度3.增加核燃料的燃耗深度4.减少核电厂的厂用电5.降低设备投资费用
停堆后反应堆芯的热量来源：燃料棒内存储的显热;剩余中子引起的裂变;裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变
10、影响管间脉动的主要因素：
压力：压力越高，蒸汽和水的比体积相差越小，局部压力升高等现象越不易发生，因而脉动的可能性也就越小。
出口含汽量：出口含汽量越小，汽-水混合物体积的变化也越小，流动就越稳定