雨课堂学堂在线学堂云《核反应堆热工分析（西安交通）》单元测试考核答案

第1题哪位科学家在α粒子轰击铍的实验中发现了中子()AFritzStrassmarBOttoHahnCJamesChadwickDEnricoFermi第2题中国自行设计、建造和运营管理的第一座压水堆核电站是(

)A大亚湾核电站B秦山核电站C田湾核电站D石岛湾核电站第3题下面哪项不属于核电厂事故的后果()A事故后果严重、损失巨大B波及范围广C容易引发核战争D容易引起人们的心理恐慌第4题下面哪项不属于核电厂区别于常规煤电厂的核安全问题()A停堆后存在大量衰变余热B潜在的放射性危害C反应性控制要求高D发电功率大第1题235U单次裂变产生的能量形式中哪些是瞬发产生的()A裂变碎片B裂变产物衰变β射线C裂变产物衰变γ射线D中微子正确答案：AD第2题如下核素中裂变能高的是()。A232ThB235UC239PuD241Pu第3题反应堆堆内热源的分布函数与中子通量的分布函数相同()。第4题堆芯单位体积释热率与如下哪些物理量相关()。A中子通量B可裂变核子每次裂变释放的能量C可裂变核子密度D微观裂变截面正确答案：ABCD第5题大亚湾核电厂堆芯采用的燃料布置及装料方式是()。A均匀布置B棋盘式布置与分区装料C余弦布置D贝塞尔函数布置第6题控制棒从核反应堆底部插入堆芯的堆型是()。A沸水堆BAP1000反应堆CVVER反应堆D华龙一号反应堆第7题反应堆停堆后铀棒会与剩余中子发生裂变反应产生裂变能,这种能量一般在多长的时间内会释放完全?()A半分钟B五分钟C一小时D一天第8题假定核反应堆在运行了很长一段时间后停堆,这意味着裂变产物已达到平衡,这时衰变热约为停堆前稳定功率的多少()。A10%B1%C6%D0.1%第9题反应堆停堆时,功率不是立刻降为零,而是按照一个()的周期迅速地(),停堆两小时后堆内功率约为满功率的()%。A负;减小;1B负;减小;10C正;增大;1D正;增大;10第10题当核反应堆由于事故或正常停堆后,堆内还是有热量不断从芯块通过包壳传入冷却剂中,这些热量包括()。A剩余中子引起的裂变B燃料棒内存储的显热C裂变产物的衰变D中子俘获产物的衰变正确答案：ABCD堆的传热过程-作业第1题反应堆堆芯的输热能力在反应堆热工分析中占有非常重要的地位,热量从堆芯输出依次经过()三个传热过程。A导热、对流换热和输热B输热、对流换热和导热C对流换热、输热和导热D输热、对流换热和导热第2题反应堆堆芯热量输出的对流换热过程是指热量从包壳的外表面传递给冷却剂的过程,对于单相对流传热,可按流动状态的不同将其分为()两类。A核态沸腾传热B强迫对流换热C自然对流换热D流动沸腾传热正确答案：BC第3题对于典型棒状燃料元件,其芯块中心和表面之间温差计算可以表示为()ABCD以上都不正确正确答案：ABC第4题对于典型压水堆而言,一般情况下堆芯内哪种换热形式可以忽略()A导热B对流换热C辐射换热D以上三种都不能忽略第5题包壳材料应具有的基本条件()A具有较小的中子吸收截面B具有良好的抗辐照损伤能力,且在快中子辐照下不产生强的长寿期核素C具有良好的抗腐蚀性能,与燃料及冷却剂相容性好D具有良好的强度、韧性、导热性能及较低的线膨胀系数E具有好的加工工艺性能,成本低正确答案：ABCDE第6题压水堆燃料元件包壳的壁厚主要是从以下哪几个方面考虑。()A结构强度B成本价格C制作工艺D腐蚀性能正确答案：AD第7题哪种不属于反应堆基本传热过程:()A导热B对流换热C输热D辐射换热第8题当液态金属作为反应堆冷却剂时,其湍流对流换热经验关系式的第一项常数项代表什么作用?()A分子导热定律B局部自然对流C局部湍流脉动D强迫对流第9题描述自然对流运动强度的主要无量纲数是?()A雷诺数B普朗特数C格拉晓夫数D贝克莱数第10题众所周知,液体的沸腾存在两种基本的沸腾型式,即()。A过冷沸腾B泡核沸腾C池式沸腾D流动沸腾正确答案：CD第11题对于大容积沸腾传热曲线,开始产生汽泡的点称作()AONB点BFDB点C沸腾起始点DDNB点第12题当加热壁面温度超过流体的饱和温度时,即会形成稳定的过冷沸腾()。第13题常用的Jens-Lottes沸腾传热方程表征的是壁面过热度与如下哪些物理量的函数关系()。A流量B进口温度C壁面热流密度D压力正确答案：CD第14题发生沸腾危机时,加热壁面一定会烧毁()。第15题快速烧毁的主要影响因素有()。A系统压力B冷却剂流量C含汽率D冷却剂流过堆芯的焓升正确答案：ABCD第16题从沸腾曲线上看,过渡沸腾起始点是()。AONB点BDNB点CCHF点D最小膜态沸腾点第17题在过渡沸腾段,随壁面过热度的升高热流密度()。A升高B不变C降低D先升高后降低第18题金属铀燃料的辐照肿胀现象一般发生的工作温度是()。A350℃B400℃C450℃D500℃第19题二氧化铀燃料的熔点随着燃耗深度的加深()。A降低B升高C先降低再升高D先升高再降低第20题适合做燃料包壳的材料有()。A镁B锆C不锈钢D镍基合金正确答案：ABCD第21题压水堆稳态运行下燃料包壳的设计温度不得超过()。A400℃B425℃C500℃D700℃第22题下列叙述中错误的是()A燃耗越深,二氧化铀熔点下降越大B热导率随着燃耗的增加而减小C二氧化铀芯块体积随着燃耗的增加而增大D未经辐照的二氧化铀芯块热导率随着温度先减小后增大第23题下面关于裂变气体描述错误的是()A裂变气体释放到燃料棒的He中,降低了间隙热导率B裂变气体释放量与芯块温度有关C裂变气体释放量与燃耗深度有关D裂变气体释放对于核反应堆的安全运行有利第24题正常工况下,压水堆冷却剂温度沿着流道变化的趋势是()A一直增大B一直减小C先增大后减小D先减小后增大第25题下面哪个最高值更靠近燃料元件轴向的中点位置(

)A包壳外表面温度B包壳内表面温度C芯块外表面温度D芯块中心温度第26题正常工况下，燃料元件内温度梯度最大的区域是(

)A芯块中心侧温度B芯块边缘侧温度C芯块与包壳间隙温度D包壳温度第27题引入积分热导率最主要的原因是()A简化设计计算B减小计算结果误差C方便编制计算程序D缺乏热导率数据第28题正常工况下,包壳与芯块间的间隙温降可达()A小于1℃B几到几十℃C几十到几百℃D大于1000℃第29题导致芯块尺寸变化的因素是()A热膨胀B密实化效应C辐照肿胀D以上都是堆内流体的流动过程及水力分析-作业第1题水力学分析的内容不包括以下哪一项()A冷却剂的流动压降B自然循环输热能力C系统的流动稳定性D燃料元件温度分布第2题对于截面突然扩大的通道,截面前后的压力变化为()A增大B减小C不变D先增大后减小第3题在汽相流速较大和液相流速较小时,将出现以下那种流型()。A泡状流B弹状流C环状流D滴状流第4题在汽液两相流中,流型与以下哪些因素有着密切联系()。A压力B流量C含汽量D壁面热流密度正确答案：ABCD第5题关于平衡态含汽量的描述不正确的选项是()。A两相处于热力学平衡状态B平衡态含汽量可以为负C平衡态含汽量可以为正D平衡态含汽量不可以为零第6题以下关于两相参数之间关系的描述不正确的是()。A在压力和含汽量保持不变的情况下,α值随着S的增加而减小B过冷沸腾区的汽液两相处于热力学不平衡状态C饱和沸腾区的空泡份额和滑速比都与流型有关D在过冷沸腾区,平衡态含汽量等于流动含汽量第7题在两相流压降分析中,关于分离流模型描述不正确的是()。A假设两相完全分开B把两相流动看作为各相分开的单独的流动C考虑相间的作用D不考虑相间的作用第8题采用分离流模型开展两相压降分析的前提和假设包括()。A两相分开流动,各相均与通道壁面接触,两相间有一公共分界面B两相间存在质量交换C流动是稳定的,在垂直于流动方向的任一截面上,两相均具有各自的平均流速和平均密度,各点的压力相等D蒸汽和液体所占据的通道流通面积之和等于通道的总流面积正确答案：ABCD第9题下面描述中不会产生局部压降的是()。A两相流在等截面圆管内流动B两相流流过弯管C两相流流过截面突扩管道D两相流流过截面突缩管道第10题建立自然循环的必要条件()。A系统必须在重力场内B系统内必须有热阱和热源之间的高度差C系统中的流体密度必须存在密度差D热阱在上,热源在下正确答案：ABCD第11题自然循环对核电厂安全运行具有重要意义,下面描述正确的是()。A冷却剂失去主泵的强迫对流循环,这时如果能维持正常的自然循环,即可有效地排出堆芯的衰变热B如果堆芯中产生了汽体,并积存在压力容器上腔室,使热段管口裸露出水面,或者在蒸汽发生器倒U形管顶部积存了汽体,则自然循环会中断C蒸汽发生器二次侧冷却能力过强反而会使一回路的自然循环中断D自然循环中断后,堆芯产生的蒸汽到达蒸汽发生器管子中进行冷凝,凝结的水又返回堆芯,如此循环可以把热量传到二次侧正确答案：ABCD第12题冷却剂喷放过程中,当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降影响时,这种流动(单相流或两相流)就称为()。A临界流B堵塞流C稳定流D声速流第13题判断某一截面是否发生单相临界流动的条件是()。A临界截面的上游流动不受下游压力下降的影响B临界截面上,流速随下游压力变化而均匀变化C对应于给定的上游工况,临界截面上的流量达到最大值D在临界截面上,流速等于声速正确答案：ACD第14题流动不稳定性是在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相流系统中,流体受到一个微小的扰动后所产生的()或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的()。A流量振荡;压力振荡B流量振荡;流型不稳定性C流量漂移;流量振荡D流量漂移;压力振荡第15题在反应堆、蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般都不允许出现流动不稳定性,其原因主要是()。A流动振荡会使部件产生有害的机械振动,而持续的流动振荡会导致部件的疲劳破坏B流动振荡干扰控制系统C流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性的变化,从而导致部件的热疲劳破坏D流动振荡会使系统内的传热性能变坏,使临界热流密度大幅度下降,造成沸腾危机过早出现正确答案：ABCD第16题流量漂移属于静力学不稳定性,也称为水动力学稳定性,以下不是防止水动力学不稳定的措施的是()。A增大水的欠热度,可一直使流动趋于稳定B增大系统的运行压力C通道进口加装节流件,增大进口局部阻力D选用大流量下压头会大大降低的水泵第17题流型不稳定性,是在流动工况接近泡状流与环状流的转换点时发生的一种静力学不稳定性,以下选项属于流型不稳定性的基本特征的是()。A流量发生突变、大的流量漂移B壁面温度波动,流量振荡C周期性流型转换和流量变化D液体过热或急剧蒸发,流道中伴随有逐出和再充满现象第18题消除管间脉动,除了可以调节系统参数以外,最有效的办法是()。A减小加热段进口阻力B选用大流量下压头会大大降低的水泵C加热段进口加装节流件D选用大流量下压头会大大升高的水泵第19题管间脉动属于动力学不稳定性,会引起管道流量忽多忽少、管壁温度周期性波动,从而导致金属部件发生热疲劳破坏,下面属于影响管间脉动的主要因素的是()。A压力B出口含汽量C热流密度D流速正确答案：ABCD堆芯的稳态热工分析-作业第1题以下关于反应堆热工设计的说法,错误的是()。A热工设计目的是为反应堆提供与堆芯产生热量能力相匹配的传热能力B不同反应堆堆芯的热工设计准则内容一致,和早期设计的压水堆相似C在进行热工设计前,应由各专业讨论并初步确认关键参数D热工设计的任务是设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统第2题以下关于反应堆热工设计准则的说法,正确的是()。A燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度B燃料元件外表面不允许发生沸腾临界C必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热D在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中不发生流动不稳定性正确答案：ABCD第3题就压水堆而言,造成流量分配不均匀的原因主要有()A下腔室冷却剂会形成许多大大小小的涡流区,造成进口处的静压力各不相同B各冷却剂通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同,流通截面的几何形状和大小不同C燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差D各冷却剂通道中的释热量不同,引起冷却剂的温度、热物性以及含汽量也各不相同正确答案：ABCD第4题压水堆堆芯内开式通道的特点()A存在质量交换B存在动量交换C存在能量交换D不存在质量、动量和能量交换正确答案：ABC第5题一般而言,符号代表()A热流密度工程热管因子B焓升工程热管因子C热流密度核热管因子D焓升核热管因子第6题降低热管因子和热点因子途径包括()A沿堆芯径向装载不同富集度的核燃料B在堆芯周围设置反射层C在堆芯径向不同位置布置一定数量的控制棒和可燃毒物棒D合理地控制有关部件的加工及安装误差E使堆芯流量分配更均匀正确答案：ABCDE第7题在装有新燃料的反应堆中如果发生Dryout型沸腾临界,其临界热流密度随着表面粗糙度的增加而()A增大B减小C先增大后减小D先减小后增大第8题影响临界热流密度的因素包括()A进口欠热度B压力C流道长度D质量流速E入口冷却剂焓F表面粗糙度正确答案：ABCDEF第9题压水堆核电厂蒸汽发生器的工作条件()A二次侧平均温度大于一次侧平均温度B一次侧平均温度大于二次侧平均温度C一二次侧流体最小温差D一次侧流体最低温度大于二次侧流体最高温度第10题降低核电厂电能成本的措施包括()A提高动力循环热效率B提高堆芯的功率密度C增加核燃料的燃耗深度D减少核电厂的厂用电E降低设备投资费用正确答案：ABCDE第11题在核电厂一、二回路热工参数间的关系中，如果提高二次侧给水温度，在饱和温度保持不变的情况下，动力循环效率（）A提高B降低C不变D先提高后降低第12题在发生DNB型沸腾临界时,如下现象正确的()A低含气率,高热流密度B高含气率,高热流密度C低含气率,低热流密度D高含气率,低热流密度第13题反应堆单通道模型的特征有哪些?()A孤立的、封闭的B开放的、联通的C孤立的、联通的D完全封闭的第14题反应堆物理设计方面堆芯高度对直径的比值在什么范围内比较合理？（）A0.3~0.6B0.9~1.5C1.5~2.0D2.0以上第15题子通道模型控制方程比单通道模型控制方程主要区别有哪些?()A质量守恒方程B横向动量守恒方程C轴向动量守恒方程D能量守恒方程第16题反应堆子通道模型的特征有哪些?()A孤立的、封闭的B开放的、联通的C孤立的、联通的D完全封闭的堆芯瞬态热工分析-作业第1题哪种瞬态不属于核电厂正常运行和运行瞬变工况?()A反应堆启动B少量燃料元件破损C一台冷却剂循环泵停止运行D一回路小破口第2题以下哪种事故瞬态属于核电厂极限事故范畴?()A反应堆启动B一回路主管道断裂C一台冷却剂循环泵停止运行D一回路小破口第3题反应堆多道安全屏障第一道屏障是?()A一回路压力边界B安全壳C燃料元件包壳D厂区第4题反应堆设计纵深防御的第一道防御是?()A事故预防B防止运行中出现的偏差发展成为事故C限制事故的放射性后果D制订应