核反应堆工程概论作业全集分析Word文档格式.docx
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1u=1.6605655x10-27kg。
假设前两个反应以相同的速率同时发生,而第二种反应中生成的3H(氚)又迅速地发生了第三个反应。
试估算1kg的氘发生上述三中聚变反应后理论上可得到多少能量。
将结果与1kg的235U裂变所释放的能量相比较。
2.3氢的热中子俘获微观截面为0.33靶,氧是2x10-4靶。
试分析水分子的热中子俘获宏观截面(水的密度取1.0吨/米3)。
比较该宏观截面中氢和氧的贡献比例。
2.4如果每100个铀原子裂变产生25个稳定的裂变产物气体原子(气体为单原子气体),试分析一座热功率为3000MW的反应堆运行一年产生的裂变气体在标准状态下的体积。
2.5每次裂变的裂变产物衰变热可近似描述成Pd=2.85x10-6T-1.2MeV/s。
3000MW热功率的反应堆稳定运行T0时间后停堆。
试推导停堆后t时刻裂变产物衰变热(剩余发热)功率。
时间T、T0、t均以天为单位。
2.6100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变?
同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤?
假设:
核电站和火电站的热电转换效率分别为33%和40%。
核反应堆内的裂变能皆由235U产生,每次裂变的可回收能量为200MeV。
煤的热值取每吨7x106Kcal。
第三章中子的扩散、慢化与临界理论
3.1试确定在H、C介质中2.0MeV的快中子慢化到1.0eV所经历的平均碰撞次数。
3.2(选做)无限大、中能段无吸收的慢化介质中快中子源强为So。
定义慢化密度q(E)为单位时间单位体积内慢化到能量E以下的中子数目。
中能中子段的通量可近似表示为(E)=C/E,其中C为常数。
试推导慢化密度的表达式。
并利用稳态情况下q(E)=So,确定常数C。
3.3设有均匀化了的一座水慢化反应堆和一座石墨慢化反应堆,它们归并的单群参数如下:
热群参数
D(cm)
∑a(1/cm)
ν∑f(1/cm)
∑f(1/cm)
水堆
0.3543
0.121
0.1851
0.07527
石墨堆
1.6295
0.003548
0.006366
0.002575
按照单群理论,分别求解下列问题:
(1)K∞,
(2)扩散长度,(3)反应堆材料曲率,(4)具有最小堆芯体积的圆柱形反应堆临界尺寸,(5)使Keff=1.2并堆芯体积最小的圆柱形反应堆几何尺寸。
思考造成水堆与石墨堆临界尺寸差别的原因。
第四章反应堆动态物理-反应性变化与控制
4.1裂变产物135I(碘)和135Xe(氙)的简化衰变链如下图所示,
(1):
请列出碘和氙两个核素的平均核素密度(NI和NX)随时间变化的微分方程。
碘和氙的衰变常数为λI和λX,氙的微观吸收截面为σa。
(2):
给出反应堆稳定运行达到平衡状态时碘和氙的平均核素密度(NIo和NXo)的解析表达式。
(3):
计算满功率稳态运行时NXo的具体数值(注意T1/2=ln2/λ)。
(4):
在(3)的基础上,估算由于135Xe的存在而导致的对Keff的补偿量,可忽略氙中毒对中子泄漏的影响。
135I(碘)和135Xe(氙)衰变链简化示意图
第五章中子动力学
5.1求使反应堆稳定周期为20秒的阶跃反应性引入量。
取[v∑a(1+L2B2)]-1=10-4秒。
第六章反应堆辐射屏蔽
思考题
4.4试述下列各单位的物理意义:
贝可、戈瑞、希沃特、居里、伦琴、拉德、雷姆。
4.5《辐射防护规定(GB8703-88)》对辐射工作人员和公众规定的年有效剂量当量限值各为多少?
4.6《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则(EJ317-88)》对压水堆核电厂的控制区分为哪几个工作区?
它们的剂量当量率的限值各为多少?
习题
4.2若辐射工作人员每年工作50周,每周工作40h,如果年有效剂量当量限值均匀分配,则每小时的剂量当量应控制为多少?
4.3在某核事件中一个2000人的城镇受辐射,其中500人受到0.001Sv,1000人受到0.002Sv,另外500人受到0.003Sv的剂量当量照射,求集体剂量。
第七章堆内热量的产生与传输
5.1反应堆所允许释放的热功率主要取决于什么因素?
5.2堆内的热源起自何因?
其空间分布如何确定?
5.4什么叫积分热导率?
5.7气液两相流在垂直加热通道中流动时,一般有哪几种流型?
5.8按传热机理沸腾可分为哪几类?
5.9什么叫临界热流密度?
5.1某压水堆压力容器内表面某点处的γ光子注量率φγ值如附表所示(设γ光子按能量分为7群,每群的平均能量分别为Eγ=0.5;
1;
2;
3;
4;
6;
8MeV),压力容器材料的γ射线能量吸收系数可取铁的相应值,求该点处γ射线的体积释热率。
附表:
γ射线平均能量(MeV)
0.5
1
2
3
4
6
8
φγ(cm-2/s)
1.3×
108
2.26×
1.43×
1010
2.38×
5.62×
109
1.35×
7.27×
5.4某压水堆中的某根燃料元件,其芯块直径du=8.43mm,燃料元件外径dw=10mm,包壳厚度δ=0.7mm,最大线功率密度ql(0)=460W/cm,冷却剂进口温度Tf,in=288℃,冷却剂工作压力p=15.5MPa,堆芯高度He≈H=2.9m,冷却该燃料元件的冷却剂流量W=0.333kg/s。
若轴向坐标z的原点取在元件的半高度处,燃料元件沿轴向的释热率按余弦分布,试求该燃料元件轴向z=+0.75m处[冷却剂与元件壁面间的传热系数h=4.73×
104W/(m2·
℃);
冷却剂比热容cp=5.46×
103J/(kg·
℃),包壳热导率Kw=20W/(m·
间隙传热系数hg=5678W/(m2·
℃)]的冷却剂温度Tf、包壳外表面温度Tw、包壳内表面温度Tg、燃料芯块表面温度Tu和芯块中心温度T0。
第八章流体动力学
6.1单相流压降通常有哪几项组成?
引起这些压降的原因是什么?
6.2什么叫强制循环流动?
什么叫自然循环流动?
6.4压水堆中,冷却剂流入堆芯时各通道的流量分配不均匀的原因有哪些?
6.5两相流动不稳定性对设备的运行和安全有什么不利影响?
6.2设有长度L=1.5m的竖直沸腾通道,通道的表面粗糙度相当于冷拉管。
通道的横截面为a×
b=0.1×
0.15m2。
只在它宽边的两个面上均匀加热,平均热流密度q=80W/cm2,通道的运行压力p=7.446MPa。
进入通道的水是饱和水,入口流速vin=1.2m/s。
通道的平均壁面温度Tw=292℃。
试计算通道内的流动压降。
6.4有如图6.10的冷却剂系统,若堆芯高度H12=3.66m,蒸汽发生器U形管高度H30=H04=11.5m,冷却剂工作压力为15.5MPa,堆芯入口冷却剂温度为290℃,堆芯出口冷却剂温度为330℃,堆芯出口点2与蒸汽发生器入口点3之间的垂直高度H23=6m。
求主泵断电时一回路系统的自然循环驱动压头。
第九章反应堆稳态热工设计
7.1试述热工设计准则。
7.2何为热通道?
何谓热点?
7.5影响临界热流密度的因素是什么?
7.6试述单通道模型与子通道模型的差异。
7.1设反应堆中冷却剂的工作压力p=15.5MPa,质量流速G=8.19×
106kg/(m2·
h),通道进口水的焓Hf,in=1.279×
106J/kg,通道的当量直径De=12.52×
10-3m。
冷却剂通道轴向某高度z处的含汽量xe,z=(-0.2252),热流密度qz=1.255×
106W/m2.试用W-3公式计算z处的临界热流密度qDNB(不考虑冷壁效应等的修正)。
7.2已知某压水堆以二氧化铀作燃料,Zr-4合金做包壳,堆内热功率NT=2895MW,堆内冷却剂的工作压力p=15.5MPa,堆芯进口处的冷却剂总流量Wt=5.02×
106kg/h,燃料元件外径dw=9.5mm,包壳内径dg=8.36mm,芯块直径du=8.19mm,栅距P=12.6mm,燃料元件按正方形栅格排列,每个燃料组件内的元件数为(17×
17-25)根。
考虑到燃料装卸的要求,取组件间的水隙δ=0.8mm。
堆芯高度L=3.66m,设燃料元件内的释热量占堆总热功率的份额Fu=97.4%,略去冷却剂中的释热量,可供冷却燃料元件的冷却剂有效流量Wef占总流量Wt的91%。
焓升核热通道因子FNΔH=1.435,轴向核热通道因子FNz=1.54,热流密度核热点因子FNq=FNΔHFNzFNU=2.32;
焓升工程热通道因子FEΔH=1.08,热流密度工程热点因子FEq=1.03。
热通道轴向功率最大值处在堆芯半高度处,且热点位于热通道内。
作为初步估算,可近似认为燃料元件表面及中心温度的最大值与热点重合。
临界热流密度qDNB=2.98×
106W/m2,为动态留有一定余量取DNBR=2.0,要求燃料元件中心最高温度不超过2200℃。
、
试用单通道模型对上述所给数据进行热工分析。
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