反应堆热工水力学试题.docx

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反应堆热工水力学

　　[填空题]1影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？

　　参考答案：

1燃料布置对功率分布的影响2控制棒对功率分布的影响3水隙及空泡对功率分布的影响

　　[填空题]2对于单相流，确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么？

　　参考答案：

1临界截面的流速等于当地声速。

　　2临界截面的上游流动不受下游压力下降的影响。

　　[填空题]3假定堆芯轴向功率为余弦分布（取堆芯活性区半高处为原点），请定性画出沿堆芯轴向变化的堆芯平均热流密度以及临界热负荷的变化曲线，并画出MDNBR所在位置。

　　参考答案：

　　[填空题]4什么是沸腾危机？

有哪两种？

分别说明其特点。

　　参考答案：

称大容器饱和中的临界热流为沸腾危机（元件包壳可能被烧毁的那个沸腾状态）。

第一类沸腾危机：

由于换热偏离核态沸腾而造成的传热恶化；第二类沸腾危机，由于液膜蒸干而引起的传热恶化。

　　沸腾临界一般和发生沸腾临界时流型有着密切的关系，根据流动工况的不同，通常把沸腾临界分为两类，即过冷或低含汽量下的沸腾临界和高含汽量下的沸腾临界。

低含汽量下，大的温度阶跃足以导致加热面迅速“烧毁”，叫“快速烧毁”；高含汽量下一般不会使金属材料马上烧损，称为“慢速烧毁”。

　　[填空题]5核反应堆稳态工况的水力计算的任务是什么？

　　参考答案：

稳态工况水力计算的内容概括起来主要包括以下几个方面：

　　1、计算冷却剂的流动压降，以便确定：

①堆芯各冷却剂通道内的流量；②合理的堆芯冷却剂流量和合理的一回路管道、部件的尺寸以及冷却剂循环泵所需要的功率。

　　2、对于采用自然循环冷却的反应堆（如沸水堆），或利用自然循环输出停堆后的衰变热，需要通过水力计算确定在一定的反应堆功率下的自然循环水流量，配合传热计算，定出堆的自然循环能力。

　　3、对于存在汽水两相流动的装置，像沸水堆或蒸汽发生器，要分析其系统内的流动稳定性。

在可能发生流量漂移或流量振荡的情况下，还应在分析系统水动力特性的基础上，寻求改善或消除流动不稳定性的方法。

　　[填空题]6自然循环对核电厂安全运行的重要意义是什么？

　　参考答案：

在堆芯结构和管道系统设计合理的情况下，就可以利用一回路的自然循环带出停堆后产生的热量，确保反应堆安全停堆。

　　[填空题]7什么是DNBR，为什么它沿燃料元件高度是变化的？

　　参考答案：

所谓DNBR就是指用合适的qDNB关系式计算得到的冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流密度qDNB与该点的实际热流密度的比值。

因为燃料元件释热率沿轴向分布不均匀，而冷却剂的焓又沿着通道轴向越来越高，由于这两者的共同作用，所以DNBR沿燃料元件高度是变化的。

　　[填空题]8已知反应堆的棒状元件包壳外径的名义尺寸为d=1.5263cm，对已加工的一批元件进行检验，给出下列统计分布，试求对应于极限误差的燃料元件棒的直径。

　　参考答案：

　　[填空题]9试推导半径为R，高度为L，包含n根垂直棒状燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Qt的方程截面积

　　其中，Au是燃料芯块的横

　　参考答案：

　　[填空题]10某沸水堆冷却剂通道，高1.8m，运行压力为4.8MPa，进入通道的水的欠热度为13℃，通道出口处平衡态含汽率为0.06，如果通道的加热方式是：

（1）均匀的，

（2）余弦分布的（坐标原点取在通道半高度处），试计算不沸腾段长度（忽略过冷沸腾段和外推长度）。

　　参考答案：

　　[填空题]11已知轴向线功率分布为子Fz，N

　　参考答案：

　　[填空题]12某压水堆高3m，热棒轴向热流密度分布为q（z）=1.3cos（0.75（z0.5））MW/m2。

坐标原点在堆芯中心，求热通道内轴向热点因子。

　　参考答案：

　　[填空题]13某压水堆运行压力为15.19MPa，某燃料元件通道水力直径为12.53mm，均匀发热，质量流密度为2722kg（/m2·s），入口平衡态含汽率为χe=-0.1645，计算该通道入口处和平衡态含汽率为零处的DNB临界热流密度。

　　参考答案：

　　[填空题]14某一模拟试验回路的垂直加热通道，在某高度处发生饱和沸腾，已知加热通道的内径d=2cm，冷却水的质量流量为1.2吨/小时，系统的运行压力是10.0MPa，加热通道进口水比焓为1214kJ/kg，沿通道轴向均匀加热，热流密度q=6.7×105W/m2，通道长2m。

试用平衡态模型计算加热通道内流体的饱和沸腾起始点的高度和通道出口处的平衡态含汽率。

　　参考答案：

　　[填空题]15设有一个以余弦方式加热的沸腾通道（坐标原点取在通道半高度处），长3.6m，运行压力8.3MPa，不饱和沸腾段高度为1.2m，进口水的欠热度为15℃，试求该通道的出口平衡态含汽率和空泡份额（忽略过冷沸腾段）。

　　参考答案：

　　[填空题]16已知热流密度q（z）=1.3cos[0.75z（-0.5）]MW/m2，堆芯高度为3m，外推长度可以忽略，燃料元件外径10.45mm，冷却剂入口温度240℃，冷却该元件的流量为1200kg/h，压力为15MPa，求通道中间位置处及出口处的流体温度。

　　参考答案：

　　或者用平均定压比热容计算

　　[填空题]17某压水堆有38000根燃料棒，堆芯总流量是15Mg/s。

燃料棒高度为3.7m，外径11.2mm，正方形排列，栅距14.7mm，水的密度取720kg/m3，动力粘度为91μPa·s。

计算堆芯内提升压降、摩擦压降和出入口的局部压降。

　　参考答案：

　　[填空题]18已知压水堆某通道出口、入口水温分别为320℃和280℃，压力为15.5MPa，元件外径为10.72mm，活性段高度3.89m，栅距14.3mm，包壳平均壁温320℃，当入口质量流密度为1.138×107kg/（m2s·）的时候，求沿程摩擦压降、提升压降和加速压降

　　参考答案：

　　[填空题]19假如某一管内层流流速分布为υ=υmax1−（r☆R）2]υmax=2.0m/s，R=0.05m，流体的密度为300kg/m3，计算管内体积流量、断面平均速度，并判断流体动压头等于ρυm2☆2吗？

　　参考答案：

　　[填空题]20已知某压水堆燃料元件芯块半径为4.7mm，包壳内半径为4.89mm，包壳外半径为5.46mm，包壳外流体温度307.5℃，冷却剂与包壳之间传热系数为28.4kW/（m2•℃），燃料芯块热导率为3.011W/（m•℃），包壳热导率为18.69W/（m•℃），气隙气体的热导率为0.277W/（m•℃）。

试计算燃料芯块的中心温度不超过1204℃的最大线释热率。

　　参考答案：

　　[填空题]21有一板状燃料元件，芯块用铀铝合金制成（铀占22%重量），厚度为1mm，铀的富集度为90%，包壳用0.5mm厚的铝。

元件两侧用40℃水冷却，对流传热系数h=40000W/（m2•℃），假设：

气隙热阻可以忽略铝的热导率221.5W/（m•℃）铀铝合金的热导率167.9W/（m•℃）裂变截面520×10-24cm2试求元件在稳态下的径向温度分布

　　参考答案：

更多内容请访问《睦霖题库》微信公众号[填空题]22有一压水堆圆柱形UO2燃料元件，已知表面热流密度为1.7MW/m2，芯块表面温度为400℃，芯块直径为10.0mm，UO2密度取理论密度的95%，计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度热导率为k=1+3exp（-0.0005t）。

　　参考答案：

k不是常数，要用积分热导法

　　[填空题]23有一压水堆圆柱形UO2燃料元件，已知表面热流密度为1.7MW/m2，芯块表面温度为400℃，芯块直径为10.0mm，UO2密度取理论密度的95%，计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度热导率为常数，k=3W/（m•℃）

　　参考答案：

　　[填空题]24假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2，慢化剂为重水D2O，慢化剂温度为260℃，并且假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都适用1/v定律。

　　试计算中子注量率为10131/（cm2·s）处燃料元件内的体积释热率

　　参考答案：

　　[填空题]25查水物性骨架表计算水的以下物性参数求15MPa下比焓为1600kJ/kg时水的温度

　　参考答案：

　　[填空题]26查水物性骨架表计算水的以下物性参数若324℃下汽水混合物中水蒸气的质量比是1%，求汽水混合物的比体积

　　参考答案：

　　[填空题]27查水物性骨架表计算水的以下物性参数求16.7MPa时饱和水的动力粘度和比焓

　　参考答案：

　　[填空题]28压力壳型水堆燃料元件UO2的外直径为10.45mm，芯块直径为9.53mm，包壳热导率为19.54W/（m•℃），厚度为0.41mm，满功率时热点处包壳与芯块刚好接触，接触压力为零，热点处包壳表面温度为342℃，包壳外表面热流密度为1.395×106W/m2，试求满功率时热点处芯块的中心温度。

　　参考答案：

　　[填空题]29考察某压水堆（圆柱形堆芯）中的某根燃料元件，参数如下表。

假设轴向发热分布为余弦分布，试求燃料元件轴向z=650mm高度处的燃料中心温度。

　　参考答案：

　　[填空题]30厚度或直径为d的三种不同几何形状（平板、圆柱、球）的燃料芯块的体积释热率都是qV，表面温度都是tc，试求各种芯块中心温度的表达式，并进行讨论比较

　　参考答案：

　　[填空题]31计算核电厂循环的热效率。

　　参考答案：

　　[填空题]32某压水堆高3m，热棒轴向热流密度分布为q（z）=1.3cos（0.75（z0.5））MW/m2。

坐标原点在堆芯中心，求热通道内轴向热点因子。

　　参考答案：

　　[填空题]33已知某燃料元件的参数如下，试比较乘积法和混合法求热流量工程热管因子的差异。

　　参考答案：

　　[填空题]34已知压水反应堆的热功率为2727.27MW；燃料元件包壳外径10mm，包壳内径8.6mm，芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列，每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管，燃料棒的中心栅距13.3mm，组件间水隙1mm。

系统工作压力15.48MPa，冷却剂平均温度302℃，堆芯冷却剂平均温升39.64℃，冷却剂旁流系数9%，堆下腔室流量不均匀系数0.05，燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m2，Fq，N=2.3，FR，N=1.438，FΔh，E=1.08，Fq，E=1.03。

又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%，堆芯高度取3.29m，并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。

已知元件包壳的热导率kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8W/（m•℃）。

燃料芯块表面最高温度

　　参考答案：

　　[填空题]35已知压水反应堆的热功率为2727.27MW；燃料元件包壳外径10mm，包壳内径8.6mm，芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列，每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管，燃料棒的中心栅距13.3mm，组件间水隙1mm。

系统工作压力15.48MPa，冷却剂平均温度302℃，堆芯冷却剂平均温升39.64℃，冷却剂旁流系数9%，堆下腔室流量不均匀系数0.05，燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m2，Fq，N=2.3，FR，N=1.438，FΔh，E=1.08，Fq，E=1.03。

又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%，堆芯高度取3.29m，并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。

已知元件包壳的热导率kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8W/（m•℃）。

燃料包壳内表面温度

　　参考答案：

　　[填空题]36已知压水反应堆的热功率为2727.27MW；燃料元件包壳外径10mm，包壳内径8.6mm，芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列，每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管，燃料棒的中心栅距13.3mm，组件间水隙1mm。

系统工作压力15.48MPa，冷却剂平均温度302℃，堆芯冷却剂平均温升39.64℃，冷却剂旁流系数9%，堆下腔室流量不均匀系数0.05，燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m2，Fq，N=2.3，FR，N=1.438，FΔh，E=1.08，Fq，E=1.03。

又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%，堆芯高度取3.29m，并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。

已知元件包壳的热导率kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8W/（m•℃）。

燃料元件表面最高温度

　　参考答案：

　　[填空题]37已知压水反应堆的热功率为2727.27MW；燃料元件包壳外径10mm，包壳内径8.6mm，芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列，每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管，燃料棒的中心栅距13.3mm，组件间水隙1mm。

系统工作压力15.48MPa，冷却剂平均温度302℃，堆芯冷却剂平均温升39.64℃，冷却剂旁流系数9%，堆下腔室流量不均匀系数0.05，燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m2，Fq，N=2.3，FR，N=1.438，FΔh，E=1.08，Fq，E=1.03。

又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%，堆芯高度取3.29m，并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。

已知元件包壳的热导率kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8W/（m•℃）。

半高度处冷却剂流速

　　参考答案：

　　[填空题]38已知压水反应堆的热功率为2727.27MW；燃料元件包壳外径10mm，包壳内径8.6mm，芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列，每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管，燃料棒的中心栅距13.3mm，组件间水隙1mm。

系统工作压力15.48MPa，冷却剂平均温度302℃，堆芯冷却剂平均温升39.64℃，冷却剂旁流系数9%，堆下腔室流量不均匀系数0.05，燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m2，Fq，N=2.3，FR，N=1.438，FΔh，E=1.08，Fq，E=1.03。

又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%，堆芯高度取3.29m，并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。

已知元件包壳的热导率kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8W/（m•℃）。

热管半高度处流体温度

　　参考答案：

　　[填空题]39已知压水反应堆的热功率为2727.27MW；燃料元件包壳外径10mm，包壳内径8.6mm，芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列，每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管，燃料棒的中心栅距13.3mm，组件间水隙1mm。

系统工作压力15.48MPa，冷却剂平均温度302℃，堆芯冷却剂平均温升39.64℃，冷却剂旁流系数9%，堆下腔室流量不均匀系数0.05，燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m2，Fq，N=2.3，FR，N=1.438，FΔh，E=1.08，Fq，E=1.03。

又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%，堆芯高度取3.29m，并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。

已知元件包壳的热导率kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8W/（m•℃）。

堆芯冷却剂流量

　　参考答案：

　　[填空题]40反应堆回路如图题所示，试证明当主循环泵停止转动时系统的自然循环驱动压头为Δpd=（ρ1-ρ2）gL，其中ρ1，ρ2分别为进出反应堆的冷却剂密度，L为反应堆半高处至蒸汽发生器半高处的距离（即冷热度ρ随温度的变化是线性的。

　　参考答案：

　　[填空题]41什么是DNB（即偏离泡核沸腾）？

　　参考答案：

偏离泡核沸腾是由泡核沸腾开始转向不稳定的过渡沸腾。

　　[填空题]42降低热管因子及热点因子的途径有哪些？

　　参考答案：

热管因子及热点因子是由核和工程两个方面不利因素造成的，因而要减小它们的数值也必须从这两个方面着手。

降低核热管因子及热点因子数值的现有办法是：

沿堆芯径向装载不同浓度的核燃料；在堆芯周围设置反射层；在堆芯径向不同位置上插上一定数量的控制棒和可燃毒物棒。

降低工程热管因子及热点因子的办法，主要是合理地确定有关部件的加工及安装误差；精细地进行结构设计和堆本体水力模拟实验，以改善堆芯下腔室的冷却剂流量分配的不均匀性；加强堆芯内相邻燃料元件冷却剂通道间的流体横向交混，使热管内的冷却剂焓升降低。

　　[填空题]43什么是热管因子，什么是热点因子？

他们分别又由哪些部分组成？

　　参考答案：

热管因子是堆芯热管最大焓升与堆芯名义最大焓升的比值；热点因子是堆芯热点最大热流量与堆芯名义最大热流量的比值。

热管因子由燃料芯块加工误差，燃料元件冷却剂通道尺寸误差，堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀，热管冷却剂再分配，相邻通道冷却剂间的互相交混等组成；热点因子由燃料元件芯块的直径、密度、裂变物质的浓缩度和包壳外径可能存在的加工误差引起的燃料元件外表面的热流密度的局部变化等组成。

　　[填空题]44什么是平均管，什么是热管？

　　参考答案：

平均管是以名义尺寸设计的具有平均热流密度的假想通道。

热管是堆芯内具有最大焓升的燃料冷却剂通道。

　　[填空题]45压水动力堆设计中规定的稳态热工设计准则是什么？

　　参考答案：

目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工准则，一般有以下几点：

①燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。

　　②燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度。

　　③在稳态额定工况时，要求在计算的最大热力功率情况下，不发生流动不稳定性。

　　④正常工况下，燃料元件和堆内构件能得到充分冷却，事故工况下，能够提供足够的冷却剂以排出堆芯余热。

　　[填空题]46临界流量的大小取决于上游工况还是下游工况，为什么？

　　参考答案：

临界流量的大小取决于上游工况。

如果上游容器的压力保持p0不变，并且假设容器中的流体温度和比容也都是定值，当外问题压力即背压pb下降到低于容器中的流体压力时，流体便从通道内向外流出，并在通道内自p0至通道出口压力pex之间建立起一个压力梯度，这时的pex等于pb。

当pb进一步降低时，pex也随之下降，并且其值等于变化后的pb，出口流速也相应增大；这个关系一直保持到某一个pb值，在该pb值下通道出口处流体的速度等于该处温度和压力下的声速为止。

此后，pb进一步降低，出口截面处流速不会再加大，pex也不会再降低。

事实上由公式也可以说明，临界流量为，其中p0为上游滞止压力，v0为滞止温度、滞止压力下的比容。

所以临界流量Wc取决于上游工况。

　　[填空题]47什么是临界流（或临界流动），临界流量，临界流速？

　　参考答案：

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，此时的流量称为临界流量，此时的流速称为临界流速。

　　[填空题]48一些什么原因会使反应堆一回路的自然循环中断？

　　参考答案：

自然循环的建立是依靠驱动压头克服了回路内上升段和下降段的压降而产生的，如果驱动压头不足以克服上述压降，自然循环就要停止。

可能原因：

①上升段和下降段的摩擦压降和局部压降太大。

②上升段和下降段之间流体的密度差不够大。

③可能由于蒸汽发生器二次侧冷却能力过强。

如果二次侧冷却能力过强（流量很大、温度低），很快地把一次侧的水温在在倒U形管上升段内降下来，与下降段的水温相差甚少时，驱动压头就降低很多，使自然循环能力减小，甚至中断。

④自然循环必须是在一个流体连续流动的回路（或容器）中进行，如果中间隔断了，就不能形成自然循环。

例如堆芯中产生了汽体，并积存在压力壳的上腔室，使热段出水管口裸露出水面，形不成一个流通回路，自然循环就中断。

还有如果在蒸汽发生器的倒U管顶部积存了较多的汽体，驱动压头又不能使倒U形管上升段中的水（或水汽混合物）冲过去赶走积存的汽体，自然循环也要停止下来。

　　[填空题]49什么是自然循环？

　　参考答案：

自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。

　　[填空题]50什么原因引起一回路主泵汽蚀，汽蚀后会出现什么征兆？

　　参考答案：

当液体中带有大量汽泡时就会发生汽蚀。

所以当反应堆一回路出现破口，冷却剂流失，水位降到反应堆压力容器出口管嘴标高以下时或一回路内冷却剂温度达到相应压力下的饱和温度时，将在冷却剂内存在或产生大量汽泡，就要发生汽蚀现象，引起流量和扬程减小，产生振动和噪音，导致水泵叶片破损。

　　[填空题]51汽蚀有什么危害？

　　参考答案：

汽蚀的危害主要有：

①使泵的扬程和效率明显下降，甚至供水断流；②产生振动和噪音；③当汽蚀汽泡溃裂时，在固体表面上产生很高的局部冲击应力，导致材料表面破损。

　　[填空题]52什么是水泵的汽蚀？

　　参考答案：

泵在运行时，其内部液流的压力会发生变化。

当泵内局部区域的压力降低到液体汽化压力以下时液体就要汽化，这时在液体中要生成大量汽泡，发生空泡现象，在汽泡中充满着水蒸汽和原来溶解于液体的气体。

当含有大量汽泡的液体向前流经叶轮内的高压区时，由于这里的压力已达到或大于汽化压力，则水蒸汽立即凝结成液态。

这时汽泡周围压力较高的液流以很高的速度冲向汽泡，促使汽泡的体积迅速缩小，最后汽泡破裂消失。

在此瞬间产生很强烈的水击作用。

以很高的冲击频率打击金属表面，冲击应力可达几千个大气压。

　　金属受疲劳破坏，表面剥落，形成伤痕，严重时会将壁厚击穿。

这种现象叫剥蚀。

另外在汽泡中还含有一些活泼气体，当汽泡凝结时散发出的热量促使气体对金属加速化学腐蚀作用从而加速金属的破坏。

这种机械剥蚀和化学腐蚀现象总称做汽蚀破坏。

　　[填空题]53写出水泵的功率计算表达式。

　　参考答案：

　　[填空题]54什么是质量含汽率

　　x、体积含汽率β、空泡份额α和滑速比S？

写出空泡份额的理论计算公式。

　　参考答案：

　　（a）含汽量（即质量含汽率）在汽夜两相混合物中定义了三种：

　　[填空题]55什么是汽液两相流动？

　　参考答案：

多种物相在同一个系统内一起流动称为多相流。

汽液两种物相在同一个系统内一起流动称为汽液两相流动。

　　[填空题]56单相流体的摩擦压降的计算公式如何？

摩擦阻力系数主要与哪些因素有关？

　　参考答案：

计算单相流的摩擦压降，普遍采用达西公式，即式中f称为达西—韦斯巴赫摩擦系数，它与流体的流动性质（层流与湍流）、流动状态（定型流动即充分展开的流动与未定型流动）、受热情况（等温与非等温）、通道的几何形状、表面粗糙度等因素有关。

　　[填空题]57流体流动的总压降由哪几部分组成？

　　参考答案：

总压降由四部分组成：

提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降（也称局部压降）。

　　[填空题]58停堆之后，燃料元件表面热流密度下降的速度是否与燃料元件的剩余发热下降速度相同，为什么？

　　参考答案：

不相同，主要是因为影响两者的因素不完全一样。

　　[填空题]59反应堆停堆后的热源有哪几种？

刚停堆时堆的剩余功率约占总热功率的百分之几？

　　参考答案：

反应堆停堆后的热源有剩余裂变功率、裂变产物衰变功率、中子俘获产物的衰变功率。

约占总功率的6%

　　[填空题]60已知燃料元件棒的体积释率，如何换算成燃料元件棒表面的热流密度和燃料元件棒的线功率密度？

　　参考答案：

燃料芯块的线功率ql，燃料芯块的表面热流密度q，燃料芯块的体

　　积释热率qv，三者之间的关系为：