漂移流密度模型：描述气泡分布和汽液两相相对滑移地两个结构参数为基础建立起来的。 混合流模型：把两相流看作一个混合物整体。
3.如何选择质量，动量，和能量这三个守恒方程中的未知参量？为求解这组方程尚需要补充哪些方程或关系式？
答：对于一组流场守恒方程，需要求解的主要未知参量原则上时可以从方程中出现的参量中任意选择的。
4. 在进行安全分析时，通常把核电厂事故分为几类？对每一类的安全要求有何不同？ 答：正常运行和运行瞬变，包括堆的启动，功率调节，停堆和换料；无需停堆，只靠控制系统系统在反应堆设计裕量范围内进行调节即可恢复稳定。
中等频率故障，不应使任何一道安全屏障破损。 稀有故障，电厂任何放射性释放都不应影响厂外公众。 极限事故，保证放射性物质在安全壳内不外泄。 5. 核电厂设计了哪些“专设安全系统“，它们的作用如何？
答：1）应急堆芯冷却系统，发生冷却剂丧失事故时，能够把足够的应急冷却水注入堆芯，以防燃料过热。
2）辅助给水系统，在二回路给水丧失的情况下在蒸气发生器二次侧供水，以维持蒸汽发生器的排热能力，冷却一回路。
3）安全喷淋系统和其他设备，喷淋系统将硼酸水通过喷嘴向空间内喷淋，用以抑制一回路或二回路打破口事故时压力过高，防止安全壳超压。还有消氢系统，放射性去除系统等。 6. 核电站运行的参数的极限值是如何确定的？
答：根据某些工况的特定组合是否会使燃料损坏的考虑来确定。
7. 如何理解失流事故中燃料元件内热量重新分配会使包壳上升的现象？如果在主泵同时断
电后不考虑停堆后的释热，包壳的温度会上升么？
答：事故发生后，冷却剂流量下降将会使冷却剂的温度和压力升高，燃料包壳温度会因传热系数减小而升高。停堆后包壳表面传热恶化，燃料内贮热分布发生变化，结果是中心温度虽然降低，但外源温度却明显升高。
8. 大破口事故可以分为哪几个阶段？每个阶段主要热工水力过程是什么？这些过程如何危及反应堆安全？
答：1）喷放阶段（堆功率变化，卸压过程，堆芯流量，包壳温度，堆芯应急冷却水的注入）
2）再灌水阶段
3）再淹没阶段（第二峰值包壳温度，骤冷过程，蒸汽的气塞作用，锆水反应） 4）长期冷却阶段。
管道破开瞬间，冷却剂破口处会失压产生一个很大的冲击波，可能会使堆芯结构受到损坏。此外，冷却剂的猛烈喷放反作用力会使管道甩击，破坏安全壳内设施和其他相近管道；
有可能会使堆芯裸露，传热能力大为下降，使燃料元件受到破坏；
高温高压的冷却剂喷入安全壳，使安全壳内气压，温度大为上升，危急安全壳完整性； 燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气剧烈反应生成氢气寄存在安全壳内，在一定条件下会发生爆炸。锆水反应还会使包壳催化，导致包壳破裂，还会使堆芯过热。
冷却剂中放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。 9. 为什么一回路冷段大破口事故比热段同类事故更严重？
答：冷段管道破裂的情况下，开始时，注入的应急水未必能到达堆芯，因为有安全注射的旁通现象。当系统的压力进一步降低，冷却剂喷放流量进一步减小时，注入的应急水才能到达堆芯。而热段无此现象。
10． 什么是再湿温度？它的数值大约是多少？骤冷前沿附近传热和流动机理如何？
答：再淹没过程壁面可被水浸润的温度；再湿温度很难测准。略。 11. 再淹没速度和注水速度相同么？为什么？ 答：不同，略。
12. 举例说明在整个失水事故中，有哪些汽水反流现象？它们对失水事故过程的发生有什么影响？ 答：
13. 什么是控制容积？控制容积的划分原则是什么？
答：控制容积是按照流体的参数和工况的不同来划分的。系统中哪些流体的参数和工况相近的区域划分在同一控制体内，不相近的不服划在不同控制体内。 14. 各种冷却剂丧失事故的热工过程各有什么特点？ 答：略。