热工水力学13(计算总结)

(完整版)水力学试题带答案

水力学模拟试题及答案 1、选择题：（每小题2分） （1）在水力学中，单位质量力是指（） a、单位面积液体受到的质量力； b、单位体积液体受到的质量力； c、单位质量液体受到的质量力； d、单位重量液体受到的质量力。 答案：c （2）在平衡液体中，质量力与等压面（） a、重合； b、平行 c、相交； d、正交。 答案：d （3）液体中某点的绝对压强为100kN/m2，则该点的相对压强为 a、1 kN/m2 b、2 kN/m2 c、5 kN/m2 d、10 kN/m2 答案：b （4）水力学中的一维流动是指（） a、恒定流动； b、均匀流动； c、层流运动； d、运动要素只与一个坐标有关的流动。 答案：d （5）有压管道的管径d与管流水力半径的比值d /R=（） a、8； b、4； c、2； d、1。 答案：b （6）已知液体流动的沿程水力摩擦系数 与边壁相对粗糙度和雷诺数Re都有关，即可以判断该液体流动属于 a、层流区； b、紊流光滑区； c、紊流过渡粗糙区； d、紊流粗糙区 答案：c （7）突然完全关闭管道末端的阀门，产生直接水击。已知水击波速c=1000m/s，水击压强水头H = 250m，则管道中原来的流速v0为 a、1.54m b 、2.0m c 、2.45m d、3.22m 答案：c （8）在明渠中不可以发生的流动是（） a、恒定均匀流； b、恒定非均匀流； c、非恒定均匀流； d、非恒定非均匀流。 答案：c （9）在缓坡明渠中不可以发生的流动是（）。 a、均匀缓流； b、均匀急流； c、非均匀缓流； d、非均匀急流。 答案：b （10）底宽b=1.5m的矩形明渠，通过的流量Q =1.5m3/s，已知渠中某处水深h = 0.4m，则该处水流的流态为 a、缓流； b、急流； c、临界流；

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，

水力学考试试题与答案

1、选择题：（每小题2分） （1）在水力学中，单位质量力是指（） a、单位面积液体受到的质量力； b、单位体积液体受到的质量力； c、单位质量液体受到的质量力； d、单位重量液体受到的质量力。 答案：c （2）在平衡液体中，质量力与等压面（） a、重合； b、平行 c、相交； d、正交。 答案：d （3）液体中某点的绝对压强为100kN/m2，则该点的相对压强为 a、1 kN/m2 b、2 kN/m2 c、5 kN/m2 d、10 kN/m2 答案：b （4）水力学中的一维流动是指（） a、恒定流动； b、均匀流动； c、层流运动； d、运动要素只与一个坐标有关的流动。 答案：d （5）有压管道的管径d与管流水力半径的比值d /R=（） a、8； b、4； c、2； d、1。 答案：b （6）已知液体流动的沿程水力摩擦系数 与边壁相对粗糙度和雷诺数Re都有关，即可以判断该液体流动属于 a、层流区； b、紊流光滑区； c、紊流过渡粗糙区； d、紊流粗糙区 答案：c （7）突然完全关闭管道末端的阀门，产生直接水击。已知水击波速c=1000m/s，水击压强水头H = 250m，则管道中原来的流速v0为 a、1.54m b 、2.0m c 、2.45m d、3.22m 答案：c （8）在明渠中不可以发生的流动是（） a、恒定均匀流； b、恒定非均匀流； c、非恒定均匀流； d、非恒定非均匀流。 答案：c （9）在缓坡明渠中不可以发生的流动是（）。 a、均匀缓流； b、均匀急流； c、非均匀缓流； d、非均匀急流。 答案：b （10）底宽b=1.5m的矩形明渠，通过的流量Q =1.5m3/s，已知渠中某处水深h = 0.4m，则该处水流的流态为 a、缓流； b、急流； c、临界流； 答案：b

核反应堆热工分析课设

目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)

一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。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 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距（栅距） 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05

若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下 表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体） 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向上的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计要求 1．设计时间为两周； 2．独立编制程序计算； 3．迭代误差为0.1%； 4．计算机绘图； 5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁； 6．设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： （1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前，压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200～2450℃之间。 （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。

水力学历年试题总结

判断题： 1、粘性切应力与横向速度梯度成正比的流体一定是牛顿流体。 2、在重力作用下，液体中静水压强的方向是垂直向下的。 3、“作用于平面上的静水总压力的压力中心始终低于静压作用面的形心”，这一性质只有在 形心位置低于自由液面时才是正确的。 4、在渗流简化模型中，渗流流速小于实际流速。 5、棱柱形明槽中的流动一定是均匀流。 6、恒定流的流线与迹线重合。 7、直接水击发生在直线管道中，间接水击发生在弯曲管道中。 8、液体粘度随着温度的增大而增大。 9、明槽底坡大于临界底坡时，明槽流态可能是缓流。 10、按长管计算容器泄水管道的流量时，计算值较实际值偏小。 11、明槽的临界水深随糙率增大而增大。 12、沿程水头损失系数λ的大小与流量无关。 13、实用堰的流量系数m随作用水头H的增大而减小。 14、设计渠道时，糙率系数n值取得偏小，则实际建造的渠道的泄流量将超过设计要求的流量。 15、总水头的大小与基准面的选取无关。 16、在并联管道中，若按长管考虑，则支管长的沿程水头损失较大，支管短的沿程水头损失较小。 17、在粘性流体的流动中，测压管水头（即单位重量流体所具有的势能）只能沿程减小。 18、在圆管有压水流中，临界雷诺数为一常数，与管径及流速无关。 19、飞机在静止的大气中作等速直线飞行，从飞机上观察，其周围的气流流动为恒定流动。 20、平面所受静水总压力的压力中心就是受力面的形心。 21、根据牛顿内摩擦定律，液体层流间发生相对运动时，液体所受到的粘性内摩擦切应力与流体微团角变形成正比。 22、不可压缩流体连续性微分方程只能用于恒定流。 23、佛汝德数Fr可以反映液体的惯性力与重力之比。 24、在实验时，对空气压差计进行排气的目的是保证压差计液面上的气压为当地大气压强。 25、水流过流断面上平均压强的大小与正负与基准面的选择无关。 26、谢才系数C与沿程水头损失系数λ的平方成正比 27、在进行明渠恒定渐变流水面曲线计算时，对于急流，控制断面应选在上游，对于缓流，控制断面应选在下游 28、棱柱形明渠中形成S2型水面线时，其佛汝德数Fr沿程减小 29、对于已经建成的渠道，无论其过流流量是多少，底坡的性质（缓坡、陡坡或临界坡）均已确定。 30、总流连续方程v1 A1 =v2 A2 对于恒定流和非恒定流均适用 31、平衡液体中的等压面必为与质量力相正交的面 32、液体的内摩擦力与液体的速度成正比。 33、明渠流动为急流时，断面比能随水深增加而减小。 34、逐渐收缩的恒定管流中，雷诺数沿程增加。 35、雷诺相似准则考虑的主要作用的力是粘滞阻力 36、毕托管可以用来测量瞬时流速 37、等直径的恒定有压管流中，测压管水头线沿程可以上升，也可以下降。 38、棱柱体明渠的断面形状、尺寸、底坡和通过的流量均相同，糙率越大则均匀流水深越大 39、平坡渠道中断面比能只能沿程减小，不能沿程增加。

水力学模拟试题及答案(一)

水力学模拟试题及答案（一） 1、选择题：（每小题2分） （1）在水力学中，单位质量力是指（ C ） a、单位面积液体受到的质量力； b、单位体积液体受到的质量力； c、单位质量液体受到的质量力； d、单位重量液体受到的质量力 （2）在平衡液体中，质量力与等压面（） a、重合； b、平行 c、相交； d、正交。 答案：d （3）液体中某点的绝对压强为100kN/m2，则该点的相对压强为 a、1 kN/m2 b、2 kN/m2 c、5 kN/m2 d、10 kN/m2 答案：b （4）水力学中的一维流动是指（） a、恒定流动； b、均匀流动； c、层流运动； d、运动要素只与一个坐标有关的流动。 答案：d （5）有压管道的管径d与管流水力半径的比值d /R=（） a、8； b、4； c、2； d、1。 答案：b （6）已知液体流动的沿程水力摩擦系数 与边壁相对粗糙度和雷诺数Re都有关，即可以判断该液体流动属于 a、层流区； b、紊流光滑区； c、紊流过渡粗糙区； d、紊流粗糙区 答案：c （7）突然完全关闭管道末端的阀门，产生直接水击。已知水击波速c=1000m/s，水击压强水头H = 250m，则管道中原来的流速v0为 a、1.54m b 、2.0m c 、2.45m d、3.22m 答案：c （8）在明渠中不可以发生的流动是（） a、恒定均匀流； b、恒定非均匀流； c、非恒定均匀流； d、非恒定非均匀流。 答案：c （9）在缓坡明渠中不可以发生的流动是（）。 a、均匀缓流； b、均匀急流； c、非均匀缓流； d、非均匀急流。 答案：b （10）底宽b=1.5m的矩形明渠，通过的流量Q =1.5m3/s，已知渠中某处水深h = 0.4m，则该处水流的流态为 a、缓流； b、急流； c、临界流； 答案：b

水力学历年试卷及答案[1]

2007年 一 ，名词解释： 1．连续介质：流体质点完全充满所占空间，没有间隙存在，其物理性质和运动要素都是连 续分布的介质。 2．流线： 某一确定时刻t ，在流场中一定有这样的曲线存在，使得曲线上各点处的流体质 点的流速都在切线方向，这样的曲线就叫做该时刻t 的流线。 3．长管：在水力计算中，管道沿程阻力远远大于局部阻力，局部阻力可以忽略不计的管道。 4．水跃：明渠水流从急流过渡到缓流状态时，会产生一种水面突然跃起的特殊局部水里现 象，既在较短的渠段内水深从小于临界水深急剧地跃到大于临界水深的现象。 5。渗流模型： 在保持渗流区原有边界条件和渗透流量不变的条件下，把渗流看成是由液体 质点充满全部渗流区的连续总流流动。 二，解答题 1. 温度对流体粘性系数有何影响？原因何在？ 答：温度升高时液体的粘滞系数降低，流动性增加，气体则相反，粘滞系数增大。这是因为液体的粘性主要由分子间的内聚力造成的。温度升高时，分子间的内聚力减小，粘滞系数就要降低。造成气体粘性的主要原因则是气体内部分子的运动，它使得速度不同的相邻气体层之间发生质量和动量的变换。当温度升高时，气体分子运动的速度加大，速度不同的相邻气体层之间的质量交换随之加剧，所以，气体的粘性将增大。 2. 写出总流伯努利方程，解释各项及方程的物理意义。 答：总流伯努利方程为：l h g V P Z g V P Z ++ + =+ + 222 222 22 111 1αγ αγ 其中：Z 表示总流过流断面上某点（所取计算点）单位重量流体的平均位置势能 γ P 表示总流过流断面上某点（所取计算点）单位重量流体的平均压强势能。 g V 22 α 表示总流过流断面上某点（所取计算点）单位重量流体的平均动能。 l h 表示总流过流断面上某点（所取计算点）单位重量流体的平均机械能损失，称 为总流水头损失 γ P Z H P + = 代表总流过流断面上单位重量流体的平均势能 g V P Z H 22 αγ + + = 代表总流过流断面上单位重量流体的平均机械能 3. 长度比尺为40的传播模型实验，测得船速为1.2m/s 时模型受到的波浪阻力为0.03N ， 试求原型船速和原型船舶所受到的波浪阻力（以重力作用为主） 答：根据牛顿一般相似原理：力的比例尺：2222p p p p F m m m m F l v F l v ρλρ==

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本

课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院 班级：实践核1101班 学号：06 学生姓名：蒋佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩： 日期：2014 年 6 月 19 日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 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。 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。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算； 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。

硕士 核反应堆热工分析

中国原子能科学研究院 核能科学与工程专业硕士（博士）研究生入学考试大纲 2010年12月修订 本课程以于平安等编著的高等学校教材《核反应堆热工分析》为参考书。下列内容均属考试范围，要求考生必须理解和掌握或运用其理论进行分析和计算问题。考题有填空、选择填空、判断、问答、推导、综合分析和具体计算等。 第一章绪论 1.2 压水堆：轻水既作冷却剂也作慢化剂，压力壳，燃料元件，燃料组件，安 全壳，一回路系统，稳压器等。 第二章堆芯材料的选择和热物性 2.1 核燃料：三种易裂变核素：铀－235、铀－233和钚－239，两种可转换核 素： 钍－232和铀－238，两类核燃料：固体燃料和液体燃料，对于固体燃料的选择要求，目前动力反应堆常使用的两种固体燃料是：UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体的燃料。 UO2陶瓷燃料的主要特性：UO2陶瓷燃料的熔点、密度、热导率和比定压热容。其中最主要的是UO2热导率随温度变化的规律。 2.2 包壳材料：选择包壳材料必须考虑的主要因素，两种主要的包壳材料：锆 合金和不锈钢，锆合金的热导率和比定压热容，现代压水堆为什么广泛选用锆合金作为包壳材料？ 2.3 冷却剂：选择合适的冷却剂需要考虑的主要因素，轻水的热物理性质，过 冷水的主要热物性取决于温度和压力，饱和水和饱和水蒸汽的热物性只取决于温度或者压力。 第三章反应堆的热源及稳态工况下的传热计算 3.1 反应堆的热源及其分布。 3.1.1 核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布：堆的热源及其分配，堆芯体积释 热率，整个堆芯热功率，反应堆总热功率，堆芯内释热率的分布（主要是有限圆柱体的均匀裸堆堆芯中子通量或释热率的分布规律）。 3.1.2 影响堆芯功率分布的因素：燃料布置，控制棒，水隙和空泡。 *3.1.3 燃料元件内的功率分布。

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。

水力学考试试题-样题答案

四川大学期考试试题 （200 ——200 学年第二学期） 课程号：课序号：课程名称：任课教师：成绩：适用专业年级：学生人数：印题分数：学号：姓名：

三、思考题（4×8=32分） 1．图（a ）表示一水闸正在提升闸门放水，图(b)表示一水管正在打开阀门放水，若它们的上游水位均保持不变，问此时的水流是非符合A 1V 1=A 2V 2的连续方程？为什么？ 答：不符合，因连续方程适用条件为：恒定流；而以上两种情况均为非恒定流。 2．何谓断面比能曲线？比能曲线有哪些特征？ 答：一、比能曲线：当流量Q ，过水断面形状，尺寸一定时，断面比能Es 随水深h 的变化关系曲线： 2 2 ()2s Q E h f h gA α=+ = 二、特征：1）一条二次曲线，下端以水平轴线为渐进线，h →0，Es →∞；曲线上端与以坐标轴成45° 角直线为渐近线h →∞，Es →∞； 2）当h 由0→∞，Es 由∞→∞，其中有一最小值Esmin ，相应的水深为hk ； 3）最小比能Esmin 相应K 点将曲线分成上下两支，上支Fr<1,为缓流；下支Fr>1，急流； 4）临界水深hk 可判断流态： （1）当h=hk 临界流； （2）当h>hk 缓流； （3）当h

3．试验槽中水流现象如图示，流量不变，如提高或降低一些尾门（尾门之前的水流始终为缓流），试分析水跃位置是否移动？向前或是向后移动？为什么？ 答：因为Q=常数，所以：1）尾门提高，跃后水深下降，跃前水深h 上升，故水跃向后移； 2）尾门降低，跃后水深上升，跃前水深h 下降，故水跃向前移。 4．长管、短管是怎样定义的？书中介绍了哪四种复杂管道？ 长管：以沿程水头损失hf 为主，局部水头损失hj 和流速水头很小（所占沿程水头损失hf 的5%以下）； 短管：局部水头损失hj 和流速水头在总水头损失中所占比例较大，不能忽略的管道。 书中介绍了：串联、并联、分叉和沿程均匀泄流的管路。 四、作图题（2×6=12分） 1、定性绘出图示管道的总水头线和测压管水头线。 2．在各段都长而直的棱柱体渠道中，已知Q ，糙率n 均为一定，试定性绘出下列各渠道中的水面线。 N 3 N 2 N 1N 1K b 1 c 1 a 2 c 2 N 2 b 2 =0 V 0 =0 V 4 ≠ 0 V 1 V 2 V 3 总水头线 测压管水头线

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

《核反应堆热工分析》复习资料大全

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 →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)

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D2O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℃，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。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好

水力学历年试题总结

水力学历年试题总结 判断题： 1、粘性切应力与横向速度梯度成正比的流体一定是牛顿流体。 2、在重力作用下，液体中静水压强的方向是垂直向下的。 3、“作用于平面上的静水总压力的压力中心始终低于静压作用面的形心”，这一性质只有在 形心位置低于自液面时才是正确的。 4、在渗流简化模型中，渗流流速小于实际流速。 5、棱柱形明槽中的流动一定是均匀流。 6、恒定流的流线与迹线重合。 7、直接水击发生在直线管道中，间接水击发生在弯曲管道中。 8、液体粘度随着温度的增大而增大。 9、明槽底坡大于临界底坡时，明槽流态可能是缓流。 10、按长管计算容器泄水管道的流量时，计算值较实际值偏小。 11、明槽的临界水深随糙率增大而增大。 12、沿程水头损失系数λ的大小与流量无关。 13、实用堰的流量系数m随作用水头H的增大而减小。 14、设计渠道时，糙率系数n值取得偏小，则实际建造的渠道的泄流量将超过设计要求的流量。 15、总水头的大小与基准面的选取无关。

16、在并联管道中，若按长管考虑，则支管长的沿程水头损失较大，支管短的沿程水头损失较小。 17、在粘性流体的流动中，测压管水头只能沿程减小。 18、在圆管有压水流中，临界雷诺数为一常数，与管径及流速无关。 19、飞机在静止的大气中作等速直线飞行，从飞机上观察，其周围的气流流动为恒定流动。 20、平面所受静水总压力的压力中心就是受力面的形心。 21、根据牛顿内摩擦定律，液体层流间发生相对运动时，液体所受到的粘性内摩擦切应力与流体微团角变形成正比。 22、不可压缩流体连续性微分方程只能用于恒定流。 23、佛汝德数Fr可以反映液体的惯性力与重力之比。 24、在实验时，对空气压差计进行排气的目的是保证压差计液面上的气压为当地大气压强。 25、水流过流断面上平均压强的大小与正负与基准面的选择无关。 26、谢才系数C与沿程水头损失系数λ的平方成正比 27、在进行明渠恒定渐变流水面曲线计算时，对于急流，控制断面应选在上游，对于缓流，控制断面应选在下游 28、棱柱形明渠中形成S2型水面线时，其佛汝德数Fr 沿程减小 29、对于已经建成的渠道，无论其过流流量是多少，底坡的性质均已确定。

《核反应堆热工分析》复习重点

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）

水力学模拟试题及答案(一)

水力学模拟试题及答案（一） 1选择题：（每小题2分） （1）在水力学中，单位质量力是指（） a、单位面积液体受到的质量力； b、单位体积液体受到的质量力； c、单位质量液体受到的质量力； d、单位重量液体受到的质量力。答案：c （2）在平衡液体中，质量力与等压面（） a、重合； b、平行 c、相交； d、正交。 答案：d （3）液体中某点的绝对压强为100kN/m2,则该点的相对压强为 2 2 2 2 a 1 kN/m2b、2 kN/m2c、5 kN/m2d、10 kN/m2 答案：b （4）水力学中的一维流动是指（） a、恒定流动； b、均匀流动； c、层流运动； d、运动要素只与一个坐标有关的流动。答案：d （5）有压管道的管径d与管流水力半径的比值d /R=（） a、8； b、4； c、2； d、1。 答案：b （6）已知液体流动的沿程水力摩擦系数，与边壁相对粗糙度和雷诺数Re都有关，即可以判断该液体流动属于 a层流区；b、紊流光滑区；c、紊流过渡粗糙区；d、紊流粗糙区 答案：c （7）突然完全关闭管道末端的阀门，产生直接水击。已知水击波速c=1000m/s,水击压强水头H = 250m，贝U管道中原来的流速V0为 a、1.54m b、2.0m c、2.45m d、3.22m 答案：c （8）在明渠中不可以发生的流动是（） a恒定均匀流；b、恒定非均匀流； c、非恒定均匀流； d、非恒定非均匀流。 答案：c （9）在缓坡明渠中不可以发生的流动是（）。 a、均匀缓流； b、均匀急流； c、非均匀缓流； d、非均匀急流。答案：b （10）底宽b=1.5m的矩形明渠，通过的流量Q =1.5m3/s，已知渠中某处水深h = 0.4m，则该处水流的流态为 a缓流；b、急流；c、临界流； 答案：b

反应堆热工水力

第一章 核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。 传热机理—热传导、热对流、热辐射 世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。 核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆 按中子能量分类：热中子堆、中能中子堆、快中子堆 以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛 核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯 五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆 水作为冷却剂慢化剂的优缺点： 轻水作为冷却剂缺点是沸点低，优点具有优良热传输性能，且价格便宜。描述反应堆性能的参数 反应堆热功率[MWh]：反应堆堆芯内生产的总热量 电厂功率输出[MWe]：电厂生产的净电功率 电厂净效率[%]：电厂电功率输出/反应堆热功率 容量因子[%]：某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔] 功率密度[MW/m3]：单位体积堆芯所产生的热功率 线功率密度[kW/m]：单位长度燃料元件内产生的热功率 比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初始总装量 燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量 燃料富集度[%]：易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量 比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量 本章主要内容 1.压水堆的主要特征 2 沸水堆和重水堆的主要特征 3 热工水力学分析的目的与任务（这个可以忽略） 第二章（本章可以覆盖部分计算题） 热力学第一定律：热力系内物质的能量可以传递，其形式可以转换，在转换和传递过程中总能量保持不变。 热力学第二定律（永动机不可能制成）：不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化；不可能从单一热源取热，并使之完全转变为有用功而不产生其它影响；不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。 最基本的状态参数：压力（压强Pa，atm，bar，at）比体积（m3/kg）温度 内能：系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和，U 焓：热力学中表示物质系统一个状态参数–H，数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。 H = U + pV 熵：表示物质系统状态的一个物理量–S，表示该状态可能出现的程度。dS = dQ=T 水物性插值计算（可能有计算题） 注意原则：采用内插，尽可能避免外推；绝对不能用两相数据插值；