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反应堆热工水力学作业解答

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反应堆热工水力学作业解答

反应堆热工水力学作业解答

反应堆热工水力学作业参考答案第一章 绪论1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何？答：未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为︒±152805C 。

辐射以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀的熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多。

熔点随燃耗增加而下降的数值约为：燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀，熔点下降32°C 。

二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ，但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值。

加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。

热导率：①未经辐照的二氧化铀，可以粗略的认为，温度在1600°C 以下，热导率随着温度的升高而减小，超过1600°C ，二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。

②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是：热导率随着燃耗的增加而减小。

应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系，大体来说，温度低于500°C 时，辐照对热导率的影响比较显著，热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降，大于500°C 时，特别是在1600°C 以上，辐照的影响就变得不明显了。

③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响，随着氧铀比的增加，氧化铀的热导率将显著减小。

二氧化铀的比热可以表示成温度的函数：在25°C ＜t ＜1226°C 的情况下， 262)15.273/(1061051.238.304+⨯-⨯+=-t t c p在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下，41036231059.11012.11071.2789.225.712t t t t c p ---⨯-⨯+⨯-+-=在上面两式中，p c 的单位是)·/(C kg J ︒，t 的单位是C ︒。

1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么？答：在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性：① 中子吸收截面小，感生放射性弱② 具有良好的热物性（比热大，热导率大，熔点低，沸点高，饱和蒸汽压力低等），以便从较小的传热面带走较多的热量。

反应堆热工水利分析复习题+答案

反应堆热工水利分析复习题+答案

1下列关于压水堆的描述错误的是A、一回路压力一般在15MPa左右B、水用作冷却剂C、水用作慢化剂D、热效率一般大于40%2下列关于AP1000与EPR的说法不正确的是：A、AP1000是革新型压水堆，采用非能动系统B、EPR是改进型压水堆C、EPR通过增加能动部件数和系列数来增加安全性D、AP1000和EPR的设计寿命都是40年3下列关于沸水堆的描述不正确的是：A、相对于压水堆慢化能力有所提高B、蒸汽温度不高热效率低C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大D、压力容器要求相对较低4下列关于重水堆的描述错误的是：A、采用重水做慢化剂B、可以采用低富集铀做燃料C、轻水和重水都可以用作冷却剂D、不需要蒸汽发生器1反应堆按照冷却剂类型可分为：A、轻水堆B、重水堆C、气冷堆D、快中子堆2反应堆按照慢化剂类型可分为:A、轻水堆B、重水堆C、石墨慢化堆D、快中子堆3下列不属于第四代反应堆堆型的有:A、AP1000B、EPRC、熔盐堆D、超高温气冷堆4下列属于第四代反应堆堆型的有A、钠冷快递B、超临界水堆C、熔盐堆D、超高温气冷堆5下列属于核能发电的优点有：A、空气污染少B、不产生二氧化碳C、能量密度高，运输成本低D、发电成本受国际经济影响小6核能发电的缺点有：A、产生高放射性废物B、热效率低，热污染较大C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转D、潜在危险较大7下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是：A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的B、华龙一号充分吸收了AP1000和EPR的先进核电技术C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合D、山东威海采用的是华龙一号堆型8下列关于重水堆描述正确的有：A、中子利用率高B、重水作慢化剂C、废料中含235U极低，废料易处理D、天然铀作燃料9下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源B、堆芯无慢化材料C、需用高浓铀作燃料D、中子裂变截面大10关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义B、其安全性和经济性更加优越C、废物量极少、无需厂外应急D、具有防核扩散能力1WWER 反应堆以100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。

反应堆热工水力学

反应堆热工水力学
相应的k =0.02278(W•cm-1•℃-1) = 2.28 (W•m-1•℃-1)
查附录 1 可知 316 ℃下金属铀热导率为 30.28 W•m-1•℃-1 ,比UO2的大一个数量级。
3.2 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 1013（cm-2·s-1）处燃料元件内的体积释热率。
解：查表 3-4 等可得：σ f ,0.0253 = 582 b， ρUO2 = 10.41 ×103 kg/m3， Fu = 97.4% ，则有：
C5
=
1+
1 0.9874(1/
e5
−1)
=
3.037%
MUO2 = C M 5 235UO2 + (1 − C8 )M 238UO2 = 2.6991×105 (kg/mol)
⇒ T (r)
=
tC
+ qV
d2 (
4
−
r2) / 4k
所以 T0 = tC + qV d 2 /16k ○2
（3）球 以球心为原点建立球体系，则稳态导热方程：
d 2T dr 2
+ 2 dT r dr
+ qV k
=0，0< r ≤ d /2
边界条件：i.
T (r) |r=d / 2 = tC ; ii.
(W/m•℃)
最后内插得到 16 MPa、310 ℃下的热导率：
2
k
=
k1
+ (k′ −
k1 )
t − t1 t′ − t1
=

反应堆热工水力学部分答案0

反应堆热工水力学部分答案0

温度 t /℃
饱和水比体积v×103 /m3/kg
340
1.639
350
1.741
内插得到 344 ℃下饱和水的比体积：
饱和蒸汽比体积v /m3/kg 0.010779 0.008805
v′(344o C) = v′(340o C) + [v′(350o C) − v′(340o C)] 344 − 340 = 1.680×10-3 (m3/kg) 350 − 340
由于为 97%理论密度的UO2，应用Maxwell-Euken关系式计算：
kε
=
1.025(1− ε ) 0.95(1+ βε )
k95
其中，ε = 0.97, β = 0.5，则有：
k97
=
1.025(1− 0.03) 0.95(1+ 0.5× 0.03)
=
2.44
或
2.38
(W•m-1•℃-1)
d 2T dx2
+ qV k
=0，0< x ≤ d /2
-d/2 O d/2
x
边界条件：i.
T (x) |x=d / 2 = tC ; ii.
dT = 0 . dx x=0
方程两边积分一次：
dT dx
+ qV k
x = C1
4
ii ⇒ C1
=0⇒
dT dx
+
qV k
x = 0 ，两边再积分一次：
T (x)
250 ℃
300 ℃
15.0 MPa
638.3
565.8
17.5 MPa
639.1
外插得到 15.0 MPa、310 ℃下的热导率：

反应堆热工水力学答案

反应堆热工水力学答案

反应堆热工水力学答案引言反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。

它关注的是核反应堆如何通过热传递和流体循环来实现有效的热力学过程。

在本文档中，我们将回答关于反应堆热工水力学的一些常见问题，包括热传递机制、流体流动模型以及控制措施等方面。

问题一：什么是反应堆热工水力学？反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。

它关注的是如何通过热传递和流体循环来实现核反应堆的热动力学过程。

反应堆内部热工水力学的研究可以帮助我们理解反应堆的热效率、冷却系统的稳定性以及安全控制措施的制定。

问题二：反应堆热工水力学的主要研究内容有哪些？反应堆热工水力学主要研究以下几个方面：1.热传递机制：反应堆中的热能是如何通过传导、对流和辐射等方式传递的？熔盐堆、压水堆和沸水堆的热传递机制有何不同？2.流体流动模型：反应堆内部的流体流动如何影响热传递过程？如何建立流体流动的数学模型以预测系统的热力学行为？3.控制措施：在反应堆运行过程中，如何通过合理的控制措施来优化热工水力学性能？如何调整循环泵的流量、控制冷却剂的温度和压力等参数？问题三：反应堆热工水力学中常用的数学模型有哪些？在反应堆热工水力学研究中，常用的数学模型包括：1.热传递模型：热传递模型通常基于传热方程，考虑传导、对流和辐射等热传递机制。

通过建立热传递模型，可以预测反应堆内部的温度分布和热能传递效率。

2.流体流动模型：流体流动模型通常基于流体力学方程，考虑质量守恒、动量守恒和能量守恒等基本原理。

通过建立流体流动模型，可以描述反应堆内部的流体流动行为，预测压力分布和流速分布等参数。

3.控制模型：控制模型通常基于控制理论，考虑反应堆的动力学响应和控制器的反馈机制。

通过建立控制模型，可以设计合适的控制策略来优化反应堆的热工水力学性能。

问题四：反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有何影响？反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有着重要的影响：1.运行优化：通过研究反应堆的热工水力学特性，可以快速定位问题，并采取相应的措施来提高反应堆的热效率和安全性。

反应堆热工水力学-核工程专业-2012-12-24-考题解析

反应堆热工水力学-核工程专业-2012-12-24-考题解析

FE,h,5
hh,max,5 hn,max
综合以上5项焓升工程热管分因子，可以得到总的焓升工程热 管因子为
FE,h FE,h,1FE,h,2FE,h,3FE,h,4FE,h,5
其中，FE,h,5是小于1的数，其它4个分因子都大于1.0的数。
自然循环计算（第二题）
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）中的流体的密度差所产生的 驱动压头来实现的流动循环。
dc2s,m dc2s,h,max
[
(4Pm2 (4Ph2,min
pdc2s,m ) / (pdcs,m ) pdc2s,h,max ) / (pdcs,h,max
)
1 n
]2n
3、堆芯下腔室流量分配不均匀引起的焓升工程热管分因子
由于堆芯下腔室结构上的原因，分配到堆芯各冷却剂通道的流量是不均匀的。
L
0 qm (z)dz
轴向热流密度核热管因子
FN,z
qh,max qh
1 L
L
0 qh,max (z)dz
1 L
L
0 qh (z)dz
L
0 qh,max (z)dz
L
0 qh (z)dz
L
热流密度核热管因子
FN,q
qh,max qm
0
qh.,max (z)dz
L
0 qm (z)dz
qh qm
堆芯各燃料元件冷却刑通道的流量与平均管流量相比，有大有小。从反应堆 热工设计安全要求出发，总是取热管分配到的流量小于平均管的流量
L
0 qa (z)dz
FE,h,3
hh,max,3 hm,m
Gm,h,min,3
L
0 qm (z)dz

(完整版)反应堆热工水力

(完整版)反应堆热工水力
▪ 式中，Pth，t是反应堆输出的总热功率，W；mt是进入反应堆的冷却剂的总质 量流量，kg/s；hout和hin是反应堆出口和进口处的冷却剂比焓，J/kg；Tout和 Tin是反应堆出口和进口处的冷却剂温度，K；Cp是反应堆内冷却剂平均定压 比热容，J/(kg·K)。
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传热学
体积释热率qv：单位燃料体积所发出的热量；W/m3或W/cm3； 表面热流密度q：流过单位面积的热量； W/m2或W/cm2 线功率密度ql：单位燃料长度所发出的热量； W/m或W/cm；
例： 设燃料芯块半径ru=4.1mm，包壳外半径rc=4.7mm，燃料芯块的热导率
Ku=2W/（m·℃），包壳热导率Kc=5.4 W/（m·℃）[Kc已包括了间隙热阻的影响]
传热学
▪ 热辐射传热: 物体通过电磁波传热的方式称 做辐射，在常温下热辐射起的作用不大，在 高温时则起重要作用。
▪ 例如:在反应堆失水事故时堆芯裸露，燃料 元件温度升得很高时，就要考虑热辐射的作 用。
返回
燃料传递热量到冷却剂的过程
❖ 燃料元件内部（包括燃 料芯块、间隙和包壳） 的导热
❖ 包壳外表面与冷却剂之 间的传热（主要是单相 强迫对流传热），
▪ 设有一段长为ΔZ、直径为dcs的燃料元件棒，其燃料芯块
的直径为du，如果该小段燃料芯块的体积释热率qv,f是均
匀的，试写出在稳态工况下qv,f、线功率ql、元件表面热流
密度q和该段热功率Pth,ΔZ之间的关系
4
du
2
qV
,
f
dcs q ql
Pth,
传热学
例：某压水堆燃料元件热点处的燃料芯块的
热流密度；k是材料的热导率， W/(m·K)，它是物性量；是温度梯

反应堆热工水力学课后习题..

反应堆热工水力学课后习题..

1某电厂凝汽器真空计读数为0.5 at，环境压力为1 atm，试问凝汽器的绝对压力为多少MPa?多少bar?2、某管道水温为582.5 oF,相当于摄氏温标多少度？热力学温标多少度?2、某容器中水的压力为5 000Pa，比体积v = 25.38 m3/kg，求此容器中水的状态及t、h的值。

2.1(1)求15.7MPa时饱和水的动力粘度和比焙;查根据附表C2饱和水蒸气6： 14,608MPa 111,比焙为1596kJ/kg,动力粘度为75.4X 10_6Pa • s 16.537 MPa 时，比焙为1672kJ/kg,动力粘度为69.4X 10_6Pa • sI 5.7MPa时饱和水的动力粘度:I 5.7MPa时饱和水的比焙: .=1596+15 7-14-60816.537-14,608(2)若344°C 卜•汽水混合物中水蒸气的质量比是 % 求汽水混合物的比体积; 查农C1饱和水34()°C 时比体枳为1.639X 10-3ni3/kg,350C 时比体枳为1.741 X l (r 3m 3/kg 査农C2饱和水蒸汽340°C 时比体积为0.010779m3/kg,350e C 时比体枳为().()08805m 3/kg<, 344工时饱和水比体积为：u = 1.639xl0'3 + 7U()(1.741-1.639)x10^ = 1.6798xIff 3m 3 /kg 1 350 - 34()' > 〜344°C 时饱和水蒸气比体积为:U =0.010779 + ⑷一⑷(0.008805 - 0.010779)= 0.0099894〃/ /馆& 35() - 34()' )6344"C 汽水混介物的比体枳：u = —~J = 99% x 1.6798 x 10」+1 % x 0.0099894 ~ 0.0017629〃F / Ag〃“ +叫(3 )求15 MPa 下比焙为1600 kJ/kg 时水的温度; 査表C1压强为14.608MPa 时饱和水温度为340°C, 压强为16.537MP"时饱和水温度为350 °C 采用线性插值计算15MPa 时的饱和温度为:先计算饱和温度为342.03°C 时的比怖查表C3压强为15MPa 的340°C 水比焙为1593.3kJ/kg 15MPa 下比焙为1600kJ/kg 吋水的温度为:/ = 340 + 1600-1593.3(342.03一340) = 340.75°C 1611.4 — 1593.3= 1596 +342.03 — 340350 — 340 (1672 — 1596) = 1611.43/馆2.2P =弘i （ h 圖一 K ）=叽i 他-％） + 3%気血一方4） 炉二弘2［（仏一力4）一 （丘一九）］ W 厂 3%q 』s-g弘1（佗一心）=弘2（人一爲）貶-齐一 q 泌M +九一仏一人）一 3 %%（叽一九） P q 沁（心-民）-3%仍心（% —尽）h 、+ 人一hr — h 4 — 3%仇一方JA 3 — /?2 — 3%(為—h 4)163 + 2771—171—1940 — 3%(2771-1940) _798,072771-171-3%(2771-1940) - 2575.073.1求1600 C 下97%理论密度的UO2的热导率，并与316 C 下金属铀的热导率 做比较。

2012011777_核反应堆热工水力学作业第一周

2012011777_核反应堆热工水力学作业第一周

核反应堆热工水力学作业第一周工物系核21班杜靖2012011777问题：从安全性和经济性的角度分析第三代压水堆AP1000不同于第二代压水堆的至少4条重要的改进，并讨论之。

答：一、安全性在安全性方面，AP1000虽然采用比较保守的技术成熟的压水堆技术，但是在安全性方面也做了很多的工作与改进。

安全系统设计采用加压气体、重力、自然循环以及对流等自然驱动力；不使用泵、风机或柴油发电机等能动部件)而且可以在没有交流电源、设备冷却水、厂用水以及HVAC(供暖、通风与空调)等安全级支持系统的条件下保持正常运行功能。

控制安全系统所要求的操纵员动作的数量和复杂度都达到了最小，方法是尽量取消操纵员的动作而不是将其自动化。

另一方面，AP1000先进反应堆设计为事故的缓解提供了多层防护（纵深防御）从而导致了极低的堆芯损坏概率，同时将安全壳水淹、增压和升温的发生率降至最小。

纵深防御是AP1000反应堆设计概念中的一部分，具有多层的独立电厂设施，每一层均能为核电厂的安全性提供一定程度的防护。

主要表现有以下几个方面：1、稳定的运行在正常运行时，大部分基本的纵深防御能确保核电厂稳定可靠地运行，这是通过材料的选择、设计和建造时的质量保证，以及运行人员和先进的控制系统实现的。

2、实体电厂边界纵深防御的其中一个方面是通过核电厂的实体边界来保护公众的安全。

放射性的释放将首先被燃料包壳、反应堆压力边界和安全壳压力边界直接防止。

3、非能动安全相关系统AP1000核电厂的非能动型安全相关设备和系统足以能够在最极端的单一失效设计基准事故之后并且无操纵员行动、无厂内外交流电源的情况下自动地建立和无限期地维持堆芯冷却和安全壳的完整性。

4、安全相关系统的多样性通过在非能动安全相关系统内的多重缓解功能又提供了额外的一层防御。

5、非安全系统纵深防御的下一个层次是提供了某些用来减少导致堆芯损坏的事件潜在性的非安全相关系统。

对于更可能发生的事件，这些高度可靠的非安全系统会自动启动以提供第一层防御，从而减少了安全相关系统不必要启动和运行的可能性。

完整版反应堆热工水力

完整版反应堆热工水力
? 冷却剂的输热
导热、传热
? 导热传热：傅里叶定 律
? 描述： q＝－ k▽T
? 对流换热：牛顿冷却定律 ? 描述： q=h(Tc-Tf)
q ： 是单位时间内通过单位等温面积 ? 式中q是包壳表面热流密度， 沿温度降低的方向所传递的热量， W/m2；Tc 是包壳外表面温度，
W/m2，它是一个向量，并称之为 热流密度；k是材料的热导率， W/(m·K)，它是物性量；是温度梯
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传热学
? 热对流:随着流体不同部分的 相对位移 ，把热量 从一处带到另一处的现象，称为热对流，所以 热对流与流体的流动有关。
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传热学
?对流传热:实际上，常会遇到 导热和热对流两种基本
方式同时出现，而形成一种较复杂的热传递过程， 称为 对流传热 或对流换热。
? 如:流体在管道内流动，当流体和管道内壁温度不同 时，它们之间必然会发生热量传递，紧贴管壁处总 有一薄层流体作层流流动，其中垂直于壁面的方向 上仅有分子能量的传递，即只存在导热，而层流薄 层以外的区域，热量的传递主要依靠对流。
以上公式均为解微分方程得到的
传热学
理论最大释热率：当燃料元件包壳外表面与冷却剂之间的对流传热系数为无限大
（即h→∞）时，燃料元件所能达到的释热率。
t0 ? tu
?
q ?u 2ku
对无内热源的平板形燃料芯块：
tu
?
tcs
?
?c q
ku
2、对无内热源圆筒壁：
热阻： 3、圆柱表面对流：
热阻：
R2 ?
1 ln
2? kc L
d cs du
R3? 1 ? d cs hL
?u 为平板燃料芯块的半厚度
总热阻： R总＝R1+R2+R3 Q= ql L= (T0-Tf)/ R总

智慧树答案反应堆热工水力学知到课后答案章节测试2022年

智慧树答案反应堆热工水力学知到课后答案章节测试2022年

第一章1.影响单相强迫对流传热系数的主要因素有（）答案:流体的物理性质;通道几何形状;流体流动的状态2.自然对流换热强度主要取决于壁面状态。

（）答案:错3.一回路主冷却剂管道小破口事故会导致管道内液体闪蒸。

（）答案:对4.结合所学知识，在大容积沸腾实验中，从实验装置安全的角度来思考，是应该着重监控壁面加热热流密度，还是壁面温度呢？（）答案:壁面温度5.均匀裸堆模型仅做了活性区外没有反射层的简化。

（）答案:错6.当流体流通截面突然扩大时，压降和静压力如何变化。

（）答案:产生一个负压降，流体的静压力有所回升7.一回路循环系统总压降主要包括（）。

答案:摩擦压降;形阻压降;加速压降;提升压降8.以下哪种说法是不正确的（）。

答案:堆芯各冷却剂通道流量的不均匀程度通常用理论分析求出。

9.考虑流量再分配时的焓升工程热管因子时，认为热管和平均管的物性参数近似相等。

（）答案:对10.停堆后主要采取哪些措施保证保证反应堆堆芯安全（）答案:增加主泵叶轮转动惯量;依靠自然循环带走堆芯热量;依靠安注系统排出堆芯余热;依靠主冷却剂系统排出堆芯余热第二章1.慢化剂中所产生的热量不包括（）答案:和中子发生（n，α）反应或（n，γ）反应后的放出的能量2.以下哪种能量不属于瞬发裂变能量（）答案:裂变产物衰变的γ射线能3.以下哪项不是燃料分区装载方式的优点（）答案:提高了堆芯中心区域中子通量密度水平4.圆柱形均匀裸堆半径为R，堆芯高度Z，内有一点A径向坐标R，轴向坐标Z/3，已知N=7错，最大中子通量U-235微观裂变截面为582错忽略外推长度，求A点体积释热率（）其中，1eV=1.6错工程中答案:1.58735.慢化剂中所产生的热量主要包括（）。

答案:吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量;吸收各种γ射线的部分能量;中子慢化释放的能量6.影响堆芯功率分布的因素有（）。

答案:燃料自屏效应;水隙及空泡;结构材料;燃料装载;反射层;控制棒7.7控制棒内的热源来自（）。

反应堆热工水利分析复习题+答案

反应堆热工水利分析复习题+答案

1下列关于压水堆的描述错误的是A、一回路压力一般在15MPa左右B、水用作冷却剂C、水用作慢化剂D、热效率一般大于40%2下列关于AP1000与EPR的说法不正确的是：A、AP1000是革新型压水堆，采用非能动系统B、EPR是改进型压水堆C、EPR通过增加能动部件数和系列数来增加安全性D、AP1000和EPR的设计寿命都是40年3下列关于沸水堆的描述不正确的是：A、相对于压水堆慢化能力有所提高B、蒸汽温度不高热效率低C、带有放射性蒸汽与汽轮机接触，放射防护难度增大D、压力容器要求相对较低4下列关于重水堆的描述错误的是：A、采用重水做慢化剂B、可以采用低富集铀做燃料C、轻水和重水都可以用作冷却剂D、不需要蒸汽发生器1反应堆按照冷却剂类型可分为：A、轻水堆B、重水堆C、气冷堆D、快中子堆2反应堆按照慢化剂类型可分为:A、轻水堆B、重水堆C、石墨慢化堆D、快中子堆3下列不属于第四代反应堆堆型的有:A、AP1000B、EPRC、熔盐堆D、超高温气冷堆4下列属于第四代反应堆堆型的有A、钠冷快递B、超临界水堆C、熔盐堆D、超高温气冷堆5下列属于核能发电的优点有：A、空气污染少B、不产生二氧化碳C、能量密度高，运输成本低D、发电成本受国际经济影响小6核能发电的缺点有：A、产生高放射性废物B、热效率低，热污染较大C、不适宜做尖峰、离峰之随载运转D、潜在危险较大7下列关于我国第三代堆型华龙一号说法正确的是：A、华龙一号是由中核集团与中广核集团联合开发的B、华龙一号充分吸收了AP1000和EPR的先进核电技术C、华龙一号的安全性充分考虑了能动与非能动的结合D、山东威海采用的是华龙一号堆型8下列关于重水堆描述正确的有：A、中子利用率高B、重水作慢化剂C、废料中含235U极低，废料易处理D、天然铀作燃料9下列关于快堆的说法正确的有：A、充分利用铀资源B、堆芯无慢化材料C、需用高浓铀作燃料D、中子裂变截面大10关于第四代反应堆描述正确的是：A、在反应堆和燃料循环方面有重大创新意义B、其安全性和经济性更加优越C、废物量极少、无需厂外应急D、具有防核扩散能力1WWER 反应堆以100%FP 运行了几周,假定此时轴向功率分布关于堆芯二分之一高度处的轴向中平面呈对称分布。

清华大学反应堆热工水力学参考作业答案

清华大学反应堆热工水力学参考作业答案

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习题讲解
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2.2计算核电厂循环的热效率
位置
给水泵入口 给水泵出口 蒸发器二次侧出口 汽轮机出口 蒸发器一次侧入口 蒸发器一次侧出口 599 565 T/K p/kPa 6.89 7750 7750 6.89 15500 15500 h/(kJ·kg-1) 163 171 2771 1940 状态 饱和液 欠热液 饱和气 两相混合物 欠热液 欠热液
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求1 如图题5.1所示，有一个喷嘴将水喷到导流叶片上。喷嘴 出水的速度为15m/s，质量流量为250kg/s，导流叶片角度 为60°，试计算： （1）导流叶片固定不动所受到的力， （2）导流叶片在x方向以速度5m/s运动的情况下受到的力。
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1 ⎡ ⎛ 6 ⎞ 3⎤ 0.0015 10 ⎥ = 0.0146 f1 = 0.0055 ⎢1 + ⎜ 20000 × + 5 ⎟ 25 3.018 × 10 ⎠ ⎥ ⎢ ⎝ ⎣ ⎦ L1 ρ1V12 ΔPf1 = f1 = 1516 Pa d1 2
ΔPel1 = ρ1 g Δz = 6233Pa ΔPa1 = 0 ρ1V12 705.92 ×1.5282 ΔPc1 = K = 0.6 × = 494 Pa 2 2
μ 2 = 93.36 × 10 −6 Pa ⋅ s
−3 2
kg ρ 2 = 1 v = 747.33 m3 2
热交换器 试验段
π
Wv 2 4 d 22

反应堆热工水力学第三版课后答案

反应堆热工水力学第三版课后答案

反应堆热工水力学第三版课后答案1. 在核反应堆中，为了使快中子的速度减慢，可选用作为中子减速剂的物质是 [单选题] *A、氢B、镉C、压力容器D、水(正确答案)2. 核反应堆中的石墨起____________作用,从而使裂变反应得以实现。

控制棒镉_______，控制中子数量，从而控制链式反应的速度 [单选题] *A、使中子加速、吸收中子B、使中子加速、放出中子C、使中子减速、吸收中子(正确答案)D、使中子减速、放出中子3. 控制棒抽出反应堆，可以_________链式反应. [单选题] *A、减慢B、加快(正确答案)C、停止D、不影响4. 核反应堆主要构造有燃料棒、_______ _________、冷却系统和防护层。

[单选题] *A、催化剂、加热棒B、加速剂、控制棒C、减速剂、控制棒(正确答案)D、减速剂、加热棒5. 利用反应堆中的核燃料裂变放出的___________转变为____________的发电厂叫做核电站 [单选题] *A、电能、核能B、化学能、电能C、内能、电能D、核能、电能(正确答案)6. 反应堆中的核燃料发生链式反应时，释放出大量_______，通过热交换器将核能转化为水蒸气的________，蒸汽推动汽轮机转动，将内能转化为_________，汽轮机带动发电机转动，将机械能转化为_______。

[单选题] *A、核能、内能、电能、机械能B、化学能、内能、电能、机械能C、核能、内能、机械能、电能(正确答案)D、化学能、内能、机械能、电能7. 核电站设置了_______道屏障，核电是_________的能源。

[单选题] *A、四、经济干净安全(正确答案)B、四、经济干净但不安全C、三、经济安全但不干净D、三、安全干净但不经济8. 现已建成的核电站发电的能量来自于 [单选题] *(A)天然放射性元素衰变放出的能量(B)人工放射性同位素放出的能量(C)重核裂变放出的能量(正确答案)(D)化学反应放出的能量9. 在原子核的人工转变中，常用中子作为轰击原子核的“炮弹”，主要原因为 [单选题] *A、中子易获得较大的能量B、中子速度大C、中子体积小D、中子不带电(正确答案)10. 有关核电站发电过程中的能量转化情况，下列说法中正确的是[单选题] *(A)发电机是将电能转化为机械能(B)汽轮机是将内能转化为机械能(正确答案)(C)核电站是利用核聚变释放的核能(D)核电站是利用化学反应释放的核能。

核反应堆热工水力分析第四章习题

核反应堆热工水力分析第四章习题

核反应堆热工水力分析第四章习题第一步，计算等温流的摩擦压降。

等温时，回路的摩擦压降由试验段的摩擦压降1f p ∆和其他管段的摩擦压降2f p ∆组成。

（1）根据回路运行压力16p MPa =，水温260t C =°，查表得水的密度0ρ和粘性系数0µ。

（2）对试验段：直径10013d .m =，流速15V m s =，管长112L .m =，计算雷诺数11010d V Re ρµ=，查表4-1得到工业用钢管的粗糙度0046.mm ε=，故可算出1d ε，结合1Re ，查莫迪图4-1得到摩擦系数1f ，用Darcy 公式计算摩擦压降2111112f L V p f d ρ∆=（3）对其他管段：直径10025d .m =，管长21L L L =−，总管长18L m =。

根据连续性方程计算其他管段的流速2V 1122AV A V =，故211211222A d V V V A d ==计算雷诺数22020d V Re ρµ=，根据2d ε，结合2Re ，查莫迪图4-1，得到摩擦系数2f ，用Darcy 公式计算摩擦压降2222222f L V p f d ρ∆=（4）计算回路的摩擦压降：12f f f p p p ∆∆∆=+第二步，计算试验段加热的回路压降。

回路压降p ∆应包括摩擦压降f p ∆，提升压降el p ∆，加速压降a p ∆和弯头的形阻压降c p ∆。

（1）摩擦压降c p ∆：回路的摩擦压降c p ∆由试验段的摩擦压降1f p ∆，热交换器段的摩擦压降2f p ∆，其他管段的摩擦压降3f p ∆构成。

对试验段，进口温度1260f ,in t C =°，出口温度1300f ,out t C =°，主流温度1112f ,in f ,outf t t t +=。

根据运行压力16p MPa =，试验段主流温度1f t ，查表得水的密度1ρ，粘性系数1µ，普朗特数1Pr 和比热1p c 。

核反应堆热工水力分析第二章习题

核反应堆热工水力分析第二章习题

当负反应性 0.04 ，用下式估算停堆功率：
N N 0
0.15 exp 0.1
当负反应性 0.04 ，停堆后计算时间>>瞬发中子的平均寿命 l 103 s ，必须计算缓发中子 对剩余衰变功率影响。当不考虑反应性 随时间的变化，用单群模型计算。 根据 6 群缓发中子先驱核的衰变常数，计算单群模型的衰变常数 ：
V
d2 4
r z 2 rdrdz qv ,max J 0 2.405 cos R LR LR 2 R R z r r 2 qv ,max cos dz J 0 2.405 rdr 4 qv ,max J 0 2.405 rdr LR 2 0 0 LR R R
1.128
Tn
qv Fa E f N 5 f
其中 Fa 0.974 ， E f 200MeV ，
1013中子 cm2 s
采用均匀裸堆的圆柱形堆芯计算堆芯功率
r z r,z 0 J 0 2.405 cos Re LRe
6

i i 1 i
6
1
而 i 0.0064 ， 近似为 0.08 s 1 。 其中， 6 群缓发中子份额 i 和衰变常数 i 查表 2‐5 得到，
i 1
停堆后的功率随时间的变化规律符合中子通量随时间的变化，由此计算停堆后的功率：
N N 0
根据（1）题计算堆芯最大体积释热率 qv ,max Fa E f N 5 f max 考虑对于大型动力堆， R Re 以及 LRe LR 6.1m 。 堆芯半径 R 根据单个燃料芯块的直径 d ，和堆芯内燃料元件根数 n 计算为： R n 堆芯的总释热功率为
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反应堆热工水力学作业参考答案第一章 绪论1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何？答：未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为︒±152805C 。

辐射以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀的熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多。

熔点随燃耗增加而下降的数值约为：燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀，熔点下降32°C 。

二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ，但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值。

加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。

热导率：①未经辐照的二氧化铀，可以粗略的认为，温度在1600°C 以下，热导率随着温度的升高而减小，超过1600°C ，二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。

②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是：热导率随着燃耗的增加而减小。

应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系，大体来说，温度低于500°C 时，辐照对热导率的影响比较显著，热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降，大于500°C 时，特别是在1600°C 以上，辐照的影响就变得不明显了。

③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响，随着氧铀比的增加，氧化铀的热导率将显著减小。

二氧化铀的比热可以表示成温度的函数：在25°C ＜t ＜1226°C 的情况下， 262)15.273/(1061051.238.304+⨯-⨯+=-t t c p在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下，41036231059.11012.11071.2789.225.712t t t t c p ---⨯-⨯+⨯-+-=在上面两式中，p c 的单位是)·/(C kg J ︒，t 的单位是C ︒。

1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么？答：在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性：① 中子吸收截面小，感生放射性弱② 具有良好的热物性（比热大，热导率大，熔点低，沸点高，饱和蒸汽压力低等），以便从较小的传热面带走较多的热量。

③ 粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小④ 与燃料和结构材料的相容性好⑤ 良好的辐射稳定性和热稳定性⑥ 慢化能力与反应堆类型相匹配⑦ 成本低，使用方便，尽量避免使用价格昂贵的材料。

1-4、水作为冷却剂，有什么优缺点？答：水具有良好的热物性，价格便宜，使用方便，所需输送功率小。

缺点主要有：①水的沸点低，为了使高温水保持液态，一回路设备，包括反应堆本体，须在高的压力下运行。

②存在沸腾临界问题，使得提高堆内释热功率的可能性受到限制。

③水在高温下的腐蚀作用相当强，因此同高温水相接触的设备和部件须有耐腐蚀的高强度材料制造。

第二章反应堆热源及稳态工况下的传热计算2-1、反应堆的热源来自于什么？答：来自于裂变过程中释放出来的巨大能量。

2-2、每次核裂变放出的裂变能是多少？约有多少百分比作为大型压水堆堆芯燃料元件释放热量进行传热计算？答：每次裂变释放的裂变能约为200MeV，取97.4%进行传热计算。

2-3、堆芯的热功率及其分布与什么因素有关？答：与燃料的布置、控制棒的分布、水隙及空泡，以及燃料元件的自屏蔽有关。

2-4、圆柱形均匀裸堆的热功率分布是怎样的？答：径向为贝塞尔函数，轴向为余弦函数。

2-6、什么是强迫对流，什么是自然对流？答：强迫对流是流体在机械作用下引起的强迫流动，自然对流是在流体内部密度梯度引起的流体运动过程。

2-7、试标出下图给出的沸腾曲线各部分的传热类型，并说明各部分的特征。

答：（图在教材48页或者28页）Ⅰ（AB段）：单相自然对流；依靠温度梯度进行热量传递Ⅱ（BC段）：泡核沸腾；在加热面上产生汽泡，在低热流密度下，开始时只在一些点上产生。

当热流密度增加后，由于汽泡聚合，到达高热流密度时，在接近加热面附近形成蒸汽或蒸汽柱。

Ⅲ（DE段）：过渡沸腾；在加热面上存在一层不稳定的蒸汽膜，该蒸汽膜以多少有点不规则的间隔释放出一些大的蒸汽片。

这时的加热面是间断润湿的。

只有在壁面温度可以受控制的条件下，才能对这个区进行研究。

Ⅳ（EF段）：膜态沸腾区；整个受热面为稳定的汽膜所覆盖，从传热强度在E点达到最低值。

此后随着壁温的进一步升高，传热强度因辐射传热的增强而又有所提高。

2-8、什么是沸腾危机？有哪两种？分别说明其特点。

答：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”。

2-9、什么是临界热流密度？答：沸腾临界的特点是由于沸腾机理的变化引起放热系数的陡降，导致受热面的温度骤升。

刚刚达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。

2-10、如果热流密度不高，不会达到偏离泡核沸腾工况，试问随着含汽量的升高，相继会出现什么传热工况？答：单向自然对流、泡核沸腾。

2-11、说明热量从燃料棒芯块中心到芯块表面、间隙、包壳内外壁以及冷却剂的传热过程，并写出这些过程中的各个传热公式。

答：从燃料棒芯块中心到芯块表面：具有内热源的导热问题，公式为∑∆++∆+=)]0([cos sin ·)0(2)(ReRe Re 1,0θπππL z L z C W L q t t z t p fin f 芯块表面到包壳内壁：可认为是无内热源的环形气隙的导热问题，公式为Re1cos )0()(ln 2)()()(L z z t d d k z q z t z t g ci u ci g ci u πθπ∆+=+= 包壳内壁至包壳包壁：无内热源的导热问题，公式为Re cos)0()()(L z z t z t c cs ci πθ∆+=包壳外壁至冷却剂：无内热源的对流换热，公式为 Re Re Re 1,cos )0(sin ·)0(2)(L z L z C W L q t t z t f p f in f cs πθππ∆++∆+= 2-12、写出堆芯的输热公式。

答：010106021.1V N E N f f t φσ-⨯= 千瓦2-14、什么是层流，什么是湍流？区分层流和湍流的判据是什么？答：层流：流体流动时，各质点作分层运动，流体质点在流层之间不发生混杂，呈规则的层状运动。

湍流：流体流动时，质点呈紊乱流动形态，流体质点不保持在一个固定层内运动，而有互相交混和碰撞，产生动量交换。

区分层流和湍流的判据是雷诺数：，湍流，层流上下13800Re Re 2300Re Re =>=<当上下Re Re Re <<时，可能是层流，也可能是湍流，属于过渡区段。

2-16、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？答：燃料芯块的线功率l q ，燃料芯块的表面热流密度q ，燃料芯块的体积释热率v q ，三者之间的关系为：v u u l q r q r q 22ππ==2-17、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？ 答、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%2-18、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？答：不相同，主要是因为影响两者的因素不完全一样。

第三章 核反应堆稳态工况的水力计算3-1、核反应堆稳态工况的水力计算的任务是什么？答：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。

3-2、流体流动的总压降由哪几部分组成？答： c f a el P P P P P P P ∆+∆+∆+∆=-=∆21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）。

3-3、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？ 答：计算单相流的摩擦压降，普遍采用达西公式，即22V D L f P e f ρ=∆ 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。

3-6、什么是汽液两相流动？答：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。

3-7、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。

答：(a)含汽量（即质量含汽率）在汽夜两相混合物中定义了三种：① 静态含汽量。

对于不流动的系统，即在汽相和液相都没有运动的系统内，静态含汽量定义为 汽液混合物的总质量量汽液混合物内蒸汽的质=s x ② 真实含汽量。

对于流动通道，任何一个横截面上的真实含汽量定义为量汽液混合物的总质量流蒸汽的质量流量=x ③ 平衡态含汽量。

其汽液两相处于热力平衡状态。

fg fs e H H H x /)(-=(b)将fsgs e e x x ρρβ)1(11--=称为体积含汽率。

(c)在静止的汽液混合物中，空泡份额α被定义为蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值；在流动系统中，在所考虑的区段内的空泡份额α是该区段蒸汽的体积与汽液混合物总体积之比。

(d)在两相流中，蒸汽的平均速度g V 与液体的平均速度f V 之比称为滑速比S 。

(e)空泡份额的理论计算公式：βρραK x x K fsgs e e =--=)1(1 3-10、写出水泵的功率计算表达式。

答：有效功率f t e p W N ρ1000∆=千瓦，轴功率ηρηf t e p W N N 1000∆==千瓦 3-11、什么是水泵的汽蚀？答：泵在运行时，其内部液流的压力会发生变化。