核反应堆工程作业3-2015220517-龙亮
【精品】反应堆物理作业答案.docx
第一次作业2- 1.某压水堆采用UO2作燃料，其富集度为2.43% (质量)，密度为10000kg/m3。
试计算: 当中子能量为0.0253eV时，UC>2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。
解由18 页表1-3 查得，0.0253eV 时：= 680.9方,饥(1/5) = 583.5仞’,(1/8) = 2.7Z?由289 页附录3 查得，0.0253eV 时：b°(0) = 0.00027b以C5表示富集铀内U-235与U的核子数之比，E表示富集度，则有：235C5235C5 + 238(1 -c5)c5 = (1 + 0.9874(- -1)) 1 = 0.02468M(UO2) = 235% + 238(1 — q) +16 X 2 = 269.9N(”2) = 1°°°P(U°2)«= 2 23x 1028 (m-3)- M(UOJ所以，2V(f/5) = c5iV(f/(?2) =5.49xl026(〃厂3)w 8) = (1- C5)N(UO2 )= 2.18 X 1()28 (〃厂3)N(O) = 2N(UO2) = 4.46 x 1028 (/n-3)亳(U02) = N(U5) % (U 5) + N(U8)j (f/8) + N(O)a (O)=0.0549 x 680.9 + 2.18x2.7 + 4.46 x 0.00027 = 43.2 (〃尸)E/Qq) = N(U5)o7(U5) =0.0549x583.5 = 32.0 (m')2-2.某反应堆堆芯由U-235,H2O和Al组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398, 计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。
解：由18 页表1-3 查得，0.0253eV 时：匕(〃5) = 680.95由289 页附录3 查得,0.0253eV 时：S a(Al) = 1,5m 1,S a (H2O) = 2.2m-1,M(U) = 238.03,p(f/) = 19.05 xl03^/m3可得天然U 核子数密度N(U)=1000P(U)N A/M(U) = 4.82X1028 (m~3)则纯U-235 的宏观吸收截面：亳(f/5) = N(f/5)xo;({75) = 4.82x680.9 = 3279.2 (〃厂与总的宏观吸收截面:亳=0.002亳(〃5) + 0.6亳(丑2。
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核反应堆物理分析习题答案 第三章-6页word资料
第三章1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --⋅。
自右面入射的中子束强度为1221210cm s --⨯⋅。
计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度；（3）设2119.210a m -∑=⨯，求该点的吸收率。
解：（1）由定义可知：1221310I I cm s φ+---=+=⨯（2）若以向右为正方向：1221110J I I cm s +---=-=-⨯ 可见其方向垂直于薄片表面向左。
（3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=⨯⨯⨯⨯=⨯ 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aEn n x E e e λμπ-Ω=+ 其中：,a λ为常数， μ是Ω与x 轴的夹角。
求： （1） 中子总密度()n x ；（2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。
解：由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角ϕ为方向角，则有：（1） 根据定义：可见，上式可积的前提应保证0a <，则有：（2）令n m 为中子质量，则2/2()n E m v v E =⇒= （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得：则涉及角通量的、关于空间角的积分：对比：可知两种方法的等价性。
）（3）根据定义式：利用不定积分：1cos cos sin 1n nxx xdx C n +=-++⎰（其中n 为正整数），则： 6．在某球形裸堆（R=0.5米）内中子通量密度分布为 试求：（1）(0)φ;（2）()J r 的表达式，设20.810D m -=⨯；（3）每秒从堆表面泄露的总中子数（假设外推距离很小，可略去不济）。
解：（1）由中子通量密度的物理意义可知，φ必须满足有限、连续的条件（2） 中子通量密度分布：17510()sin()rr r Rπϕ⨯= 21cm s -- ()r D e rϕ→∂=-∂ （e →为径向单位矢量）（3）泄漏中子量=径向中子净流量×球体表面积 中子流密度矢量：∵()J r 仅于r 有关，在给定r 处各向同性 7.设有一立方体反应堆，边长9a =.m 中子通量密度分布为：已知20.8410,0.175.D m L m -=⨯= 试求： （1）()J r 的表达式；（2）从两端及侧面每秒泄露的中子数；（3）每秒被吸收的中子数（设外推距离很小，可略去）。
第1章核反应堆设计概论
核反应堆工程部分习题参考
h f h0 Qs Qt 1 h h h e f e g 0
故平衡态含汽率为： e
sin
zs H / 2
H 2
1
0.25
1 0.25 h f h0 0.1728 0.25 hg h f
1
均匀流模型下，滑速比为： S 1.0 所以空泡份额为：
0.015 2 ) 6.1 10.78m3 2
10 P 200 7.05 1020 3.824 1022 2.748 1012 10.78 2.558105 kW t 1.602110
3 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 14 2 为 90%，包壳用 0.5mm 厚的铝。中子注量率为 10 /(cm •s)。元件两侧用 40℃水冷却，对流 传热系数 h = 40000W/(m •℃)，假设气隙热阻可以忽略，铝的热导率 kAl = 221.5W/(m•℃)， 铀铝合金的热导率 kU-Al = 167.9W/(m•℃)，裂变截面 σf = 520×10-24 cm2 。试求元件在稳态下的 径向温度分布。 解： 求温度分布，需求体积释热率； 体积释热率 qV Fu E f R Fu E f N5 f ，其中 Fu 97.4% ， E f 200MeV ， σf = 520×10-24 cm2 ； 元件两侧用 40℃水冷却， 中心温度不会很高， 故求 N5 时铀的密度取附录 A 中 93℃时的 值：
包壳中： T ( x) Tci
aqV ( x a) k AL a 2kU AL
由热阻定义， T0 Tm aqV (
k AL
核反应堆工程概论作业全集
核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。
试计算该人体的活度。
2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+ 使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n = 1.008665。
质量单位为原子质量单位u ：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=2.85x10-6 T-1.2 MeV/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。
235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。
民用核设施核反应堆操纵人员执照基本信息
民用核设施核反应堆操纵人员执照基本信息
一、中国原子能科学研究院 游泳池式反应堆 高级操纵员
序号 1 2 3 4 5
姓名 牛胜利 张伟坚 韩玉祥 郭玥 杨笑
执照号 GYZB007-1806 GYZB008-1806 GYZB009-1806 GYZB010-1806 GYZB011-1806
有效期至 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日
执照号 CHDB005-1806
执照号 GHDC004-1806
执照号 CHDC002-1806
2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日
有效期至 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日 2018 年 6 月 30 日
有效期至 2018 年 6 月 30 日
有效期至 2018 年 6 月 30 日
有效期至 2018 年 6 月 30 日
4．高通量工程试验堆临界装置 高级操纵员
序号 1
姓名 唐锡定
执照号 GHDD001-1806
有效期至 2018 年 6 月 30 日
操纵员
序号 1
姓名 范斌
执照号 CHDD001-1806
姓名 唐锡定
3．中国脉冲堆 高级操纵员
序号 1
姓名 蒙卫兵
操纵员
序号 1
姓名 牛江
—4—
GHDA017-1806 GHDA018-1806 GHDA026-1806 GHDA027-1806 GHDA028-1806
核反应堆工程概论作业全集详解
核反应堆工程概论——习题作业——刘巧芬 2011212386第二章 核物理基础2.1假设一个成年人体内含有0.25kg 的钾，其中0.012%的钾是放射性Beta 的发射体钾-40(半衰期1.3x109a)。
试计算该人体的活度。
2.2以MeV 为单位计算下列三种聚变反应中释放的能量：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n = 1.008665。
质量单位为原子质量单位u ：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=2.85x10-6 T-1.2 MeV/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。
2.6 100万千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。
造“龙”者的身影
造“龙”者的身影编者按：从开始设计、开工建设到并网发电，“华龙一号”全球首堆工程各项节点稳步推进。
与此同时，海外华龙工程也进展顺利。
数以万计的核工业人在探索自主三代核电发展的征程上努力奋斗，踏出了一条国产化核电发展的成功之路。
下面撷取了部分华龙创建者们的故事，管中窥豹，藉以走近这群可敬可爱的人，也更加理解建设“华龙一号”征程中凝结的汗水与荣光。
623年前确定的177堆芯23年前，在中国西南的大山深处召开了一次闭门会议。
1997年凑山二期的设计工作基本完成,时任中国核动力研究设计院副院长的张森如,敏锐地感觉到我们自主核电要发展，必须要考虑后续该怎么走。
他抽调各专业骨干，经过两天的激烈研讨,确定了177核堆芯（全世界独一无二）、更大尺寸的压力容器等重要技术参数，当时参会的十几个人没有想到这次的技术研讨成果,会成长为扛起国内核电大旗、国人为之骄傲的我国第三代核电技术——“华龙一号”。
[77堆芯设计具有堆芯功率更高、线功率密度更低等优势，是既能体现经济性,又能保证安全性的优化选择。
但是，“拿来用,可以。
拿来改，太难了。
”177堆芯的燃料管理系统参考法方设计，设计出来的结果却不满足基本的物理要求。
为了找出问题，核动力院“华龙一号”软件总师李庆所在团队只能用笨办法——用当时的点阵打印机打印,堆芯相关数据打印出来铺了整整一屋子,最后才发现关键的反应堆堆芯反射层数据以二进制的形式被隐藏在了数据库,根本看不见。
而没有这个资料，从157堆芯到177堆芯的路，多了很多坎坷。
他们从源头出发，按照反应堆堆芯反射层的几何特征重新设计城……在“华龙一号”的设计过程中，他们使用法方的设计软件和自主研发的NESTOR核电软件包并行地做两份报告,“背靠背设计”,在经历了很长一段时间“备胎”的日子后,有效推动了自主化软件的工程化应用。
（核动力院赵霏霏李珊）•会上讨论时跟人吵起来了“当时做ML-A型的时候，虽然设计实现了自主，但是几个关键材料和零件还是需要从外国进口，这样我们还是要受制于人,而且随着核电的发展，对錦脾驱动皿勾的注能要求也B来越高，研发更先进燧制擁动tn构，是必然14择。
核反应堆工程习题答案
核反应堆工程习题答案核反应堆工程习题答案核反应堆工程是核能领域中的重要分支，涉及到核能的利用和安全。
在核反应堆工程的学习过程中，习题是非常重要的一部分，通过解答习题可以加深对核反应堆工程原理和应用的理解。
下面将针对一些核反应堆工程习题给出详细的解答。
1. 核反应堆中最常用的燃料是什么？为什么选择这种燃料？核反应堆中最常用的燃料是铀-235（U-235）。
选择这种燃料的原因主要有以下几点：首先，U-235具有较高的裂变截面，即在中子入射时发生裂变的概率较高。
这意味着使用U-235作为燃料可以在较低的中子通量下维持连续的链式反应，提高反应堆的效率。
其次，U-235的丰度相对较高。
自然铀中U-235的丰度只有0.7%，而在浓缩铀燃料中，U-235的丰度可以达到3-5%。
这样可以减少燃料的体积和重量，提高反应堆的紧凑性和运行效率。
最后，U-235的裂变产物相对较少。
U-235在裂变时会产生一些中子和裂变产物，其中有一部分中子可以继续引发其他核反应，维持连锁反应。
而裂变产物则会吸收中子，降低反应堆的效率。
U-235的裂变产物相对较少，可以减少这种负面影响。
2. 什么是反应堆的临界状态？如何调节反应堆的临界状态？反应堆的临界状态是指反应堆中的裂变反应速率与中子损失速率之间达到平衡的状态。
在临界状态下，反应堆中的裂变反应将持续进行，而中子数目将保持稳定。
要调节反应堆的临界状态，可以通过控制反应堆中的中子通量来实现。
增加中子通量可以提高裂变反应的速率，使反应堆处于超临界状态；减小中子通量可以降低裂变反应的速率，使反应堆处于亚临界状态。
调节中子通量的方法有多种，其中最常见的是使用反应堆控制棒。
反应堆控制棒是一种可以插入或抽出反应堆芯的装置，通常由吸中子材料制成。
通过调节控制棒的位置，可以改变中子通量的大小，从而调节反应堆的临界状态。
3. 反应堆的冷却剂有哪些？各有什么特点？反应堆的冷却剂是用于吸收和带走核反应堆中产生的热量的介质。
核反应堆工程部分习题参考
hg 2754.1kJ / kg ， g 44.357kg / m3 ， f 717.04m3 / kg
通道入口处水的温度为： t0 tsat 15 282.6C 查软件得： p 8.3MPa ， t0 282.7C 时： h0 1249.33kJ / kg 同 6.1 题相类似， 余弦方式加热时， 采用上一题的余弦加热时的公式， 沸腾起始点满足：
2
由工具软件 Matlab 算得 J1 2.405 0.5191，所以：
4 0.5191 max 0.2748 1013 / (cm2 s) 2.748 1012 / (cm2 s) 2.405 d 2
2
堆芯内燃料总体积 Vc n ( ) h 10000 ( 代入数据得：
核反应堆工程部分习题参考
注：来源于曾做过的热工水力部分习题。题目可能有出入，部分经验公式可能有差别，仅供 参考。 第四章 1 假设堆芯内所含燃料是富集度 3%的 UO2 ，慢化剂为重水 D2 O, 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 10 /(cm ∙s)处燃料元件内的体积释热率。 解： 铀 235 的丰度为:
Pc 1.60211010 E f N5 f Vc ，Pt 的单位为 kW Fu
2.405r z cos ， Re Le
E f=200MeV，由上题计算知：N5 =7.05*1020 /cm3 ，σ f=3.524*10-22 / cm2 由（3-17）式，圆柱体热中子注量率分布： 0 J 0 则平均中子注量率为：
1647.1C
故 T0
z Tm z 1647.1C 1927.3C
反应堆工程第二讲
（2009—2010学年第一学期）
主讲：杨 波
1. 序言 2. 材料的分类 3. 核电厂主要部件用材 4. 快堆面临的材料问题
2
1. 序言
• 核反应堆用于发电是和平利用核能的重要 手段。它的材料必须在高温、高压、强辐 照及介质的腐蚀条件下工作。它所面临的 条件比迄今为止我们所遇到的任何工程所 面临的条件要复杂得多。
• 是指用于屏蔽放射线，中子或热量的材 料。屏蔽放射线要用质量大、密度大的材 料，如铅、重混凝土等；屏蔽中子要用轻 质材料，如轻水、石蜡、石墨等；屏蔽热 量要用空腔不锈钢弧形瓦或增大间距，增 厚屏障层来达到。
20
3. 核电厂主要部件用材
燃料：
• 必须含有易裂变核素铀-235、铀-233或钚239。金属型燃料有金属铀和铀合金。陶瓷 型燃料有UO2、MOX（UO2+PuO2）、 UC、UN。UO2是用途最广的动力堆燃料。
• 控制棒——碳化硼/304不锈钢（B4C /304SS） • 慢化剂，冷却剂——轻水（H2O） • 一回路水管——304不锈钢
• 蒸汽回路——304，316不锈钢
• 汽轮机——铬-钼钢
25
3.2 压水堆所用材料
• 压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢 • 燃料——二氧化铀 • 包壳——锆-4合金（Zr-4） • 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-
9
10
2.1 包壳材料
• 指包裹核燃料的材料。包壳是燃料与冷却剂 隔离的屏障；也是反应堆安全的第一道屏 障。它的作用是防止燃料与冷却剂反应；防 止裂变产物逃逸；保持燃料棒的完整性。
• 它的运行工况非常苛刻。要求材料具有小的 中子吸收截面、高的导热系数、强度好、韧 塑性好、耐腐蚀、抗辐照、热稳定性好等。
(完整版)反应堆工整理讲解
第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
4-1 一个圆柱状燃料元件棒燃料芯块直径为g,元件外径为必燃料的体积发热率为 常数他，（1）写出元件表面热流密度,线发热率的表达式。
（2）若燃料芯块直径为
2
0.843cm 沅件棒外径0.97cm;燃料元件外表面的热流密度为244.5kW/m ,求：
（1） 燃料的体积发热率的，
（2） 燃料元件的线发热率⑴。
解：（1）0=2/?憾=®;忽 元件表面热流密度q 严寻=噜 线发热率切=3仏=警~
（2）由上一问知，q 严丄生
2耳
= 1.33" lO’kW/m' q } =pd c q c = 3」4'0.97 z IO 2 z 244.5 = 7.45kW/m V 4-2二氧化铀柱状燃料芯块外表面温度691C,若芯块的线发热率为400W/cg 试用 积分热导率法计算芯块中
心温度（用课本表4-5的热导积分表）。
解：皿）=皿）+器
T W =691°C,查表 4-5 得厶（兀,）= 3&65 ・ 9*聖耳新也=3&32W/cm WJ = W)+ A = 38.32 + ^ = 70.15W/Cm
再查表^得'几如6 +（70心6&86）'將黑7936.02 °C 7 4’ 0.97’ IO ? ' 244.5 (0.843 7101)2。