硕士 核反应堆热工分析硕士 核反应堆热工分析.doc

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.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。 3.1.4 核热管因子：径向核热管因子，轴向核热管因子，热流量核热管因子。 3.1.5 控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及其分布。 *3.1.6 压力管型反应堆内的热源及其分布。 3.2 反应堆内热量的输出过程。 3.2.1 堆内的导热过程：有内热源（燃料芯块）和无内热源（包壳和间隙）的导热。 3.2.2 堆内的放热过程：单相强迫对流放热，自然对流放热；沸腾放热（包括大容积沸腾和流动沸腾，泡核沸腾的发生，泡核沸腾起始点的判别和沸腾临界，泡核沸腾传热关系式等）。 3.2.3 堆内的输热过程。 3.3 燃料元件的传热计算。 3.3.1燃料元件的形式及其冷却方式。 3.3.2棒状燃料元件的传热计算：主要包括冷却剂、包壳外表面、包壳内表面，燃料芯块表面和燃料芯块中心线等的温度分布，间隙传热，即间隙热导（气隙导热模型和接触导热模型）。 例题3－1 3.3.3 积分热导率的概念和其应用。 3.3.4 板状燃料元件的传热计算。 3.3.5 管状燃料元件的传热计算。 *3.4 热屏蔽的传热计算。 3.5 泊松方程的数值解法。 3.5.1 有限差分法简介。 3.5.2 导热方程的变换：稳态、二维无内热源和有内热源的导热差分方程。 第四章 核反应堆稳态工况的水力计算 *4.1 稳态工况水力计算的任务。 4.2 单相冷却剂的流动压降。 4.2.1沿等截面直通道的流动压降：包括提升压降、摩擦压降、加速压降。 4.2.2局部压降：主要包括截面突然扩大或缩小时的局部压降计算。 例题4－1 4.3 汽—水两相流动及其压降。 4.3.1 沸腾段长度和流型。 4.3.2 含汽量、空泡份额和滑速比；含汽量、空泡份额和滑速比之间的关系式；汽泡开始跃离壁面点的确定；沸腾通道内空泡份额(和真实含汽率x及热平衡含汽率xe沿流动方向的分布规律，以及它们的计算。 4.3.3 压降计算。 1．沿等截面直通道的流动压降（包括汽-液两相流稳态流动的动量守恒方程、均匀流模型的两相流压降计算和分离流模型的两相流压降计算）。 2．汽-液两相流的局部压降（截面突然扩大、截面突然缩小和孔板）。 4.3.4 反应堆一回路内的流动压降。 例题4－2 4.4 自然循环计算。 4.4.1 自然循环的基本概念。 4.4.2 自然循环水流量的确定。 4.5 通道断裂时的临界流（临界流现象）。 4.5.1 单相临界流。 4.5.2 两相临界流：长通道中的临界流，短通道中的临界流。 4.6 堆芯冷却剂流量的分配。 4.7 流动不稳定性。 4.7.1水动力不稳定性（水动力不稳定性的分析，稳定性准则，消除水动力不稳定性的方法）。 *4.7.2并联通道的管间脉动。 第五章 反应堆稳态热工设计原理 *5.1引论 5.2 反应堆热工设计准则。 5.3 热管因子及热点因子。 5.3.1概述。 5.3.2工程热管因子及工程热点因子的计算（只要求热流量工程热点因子和焓升工程热管因子计算的乘积法）。 5.3.3 降低热管因子及热点因子的途径。 5.4 临界热流量与最小DNBR。 5.4.1 概述。 5.4.2典型临界热流量公式。 例题5－2 5.4.3 影响临界热流量的主要因素。 5.4.4 水堆燃料元件表面的DNB比与最小DNB比。 5.5 单通道模型的反