核反应堆工程作业3-2015220517-龙亮

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核反应堆工程概论第3章

要得到中子能谱，就要求解上述中子能谱方程。热中子堆中的中子能谱(中子数或中子通量随能量的变化关系)由三部分组成：裂变中子谱 (试验获得)、慢化谱、麦克斯韦谱(近似)。
16
二、中子扩散理论
2.1、中子流密度与斐克定律 2.2、单群扩散连续性方程 2.3、多群扩散连续性方程 2.4、扩散理论小结
考虑中子与静止靶核之间的碰撞，碰撞一次以后能量变为: E’ = E [ (1+α) + (1－α) cosθ ]/2
式中， E：碰撞前中子的能量 E’：碰撞后中子的能量 α：[(A－1)/(A +1)]2 ，A是靶核的质量数, 0 ≤α≤ 1 θ ：质心系观察到的散射角
10
1.2、慢化能力与慢化比
11
1.2、慢化能力与慢化比
反应堆中中子能量变化的尺度很大，裂变中子到热化中子能量相差约8个量级。因此可以把能量尺度进行数学变换，定义 “勒”这一变量：u=ln(Eo/E)。则碰撞后的能量损失对应的是“勒”的增加。一次碰撞后的平均勒增量(即平均对数能量缩减)称之为ξ ： ξ ≈1 + αlnα/(1－α) ξ ∑s称为慢化剂的慢化能力， ξ ∑s/∑a 称为慢化比。
Keff ＝ Kinf/ [(1 + L12Bg2)(1 + L22Bg2)] L12= D1/(∑a1 + ∑1->2)；L22＝ D2 / ∑a2 Pf = 1/(1 + L12Bg2)； Pt = 1/(1 + L22Bg2)

核反应堆工程15

3．补偿控制：由于动力堆的初始剩余反应性比较大．在堆芯寿期初期，在堆芯中必须引入较多的控制毒物。随着反应堆的运行，剩余反应性不断地减小，为了保持核反应堆稳定运行，必须逐渐从堆芯移出相应的控制毒物。由于这些反应性的变化是很缓慢的，所以相应控制毒物的移动也是很缓慢的。
第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制
第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制
• 控制棒的优点：控制的速度快、灵活机动且可靠有效。
• 缺点是：因为它能强烈吸收中子，故移动控制棒对堆内通量分布的扰动较大，导致中子通量分布不均匀性增大发生某种形式的畸变。从而增加了堆芯的中子泄漏，减小中子不泄漏几率。大型反应堆的后备反应性控制量较大，控制棒数量较多，这个缺点就更为突出。
反应性的控制分成三类：
1．紧急控制：当核反应堆需要紧急停培时，核反应堆的控制系统能迅速引入一大负反应性，以快速停堆，并达到一定的停堆深度，要求紧急停堆系统有极高的可靠性，以确保核反应堆安全。
2．功率调节：当外界负荷或堆芯温度发生变化时．核反应堆控制系统必须引入适当的反应性，以满足核反应堆功率调节的需要。
2、停堆深度：当全部控制毒物都投入堆芯时，核反应堆所达到的负反应性。用ρs来表示。停堆深度与核反应堆运行时间和运行工况有关。为确保核反应堆的安全，要求在热态、平衡氙中毒的工况下，必须具有足够大的停堆深度。

氦-3回路的研究与设计

黄欣;张培升;汤国梁;张爱民;张应超

【期刊名称】《原子能科学技术》

【年(卷),期】2008(042)008

【摘要】为使中国先进研究堆(CARR)具备开展压水堆燃料瞬态试验的能力,本工作对氦-3回路进行研究与初步设计.文章描述了氦-3回路的工作原理、设计参数和工艺流程.研究结果表明,氦-3回路能够快速、均匀、灵活地调节试验燃料棒的功率,是CARR实现压水堆燃料功率瞬态变化的优选方案.

【总页数】4页(P751-754)

【作者】黄欣;张培升;汤国梁;张爱民;张应超

【作者单位】中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413

【正文语种】中文

【中图分类】TL353

【相关文献】

1.用于环形正负电子对撞机探测器超导磁体的小型氦虹吸回路实验与数值模拟研究[J], 张宝堂;王美芬;朱自安;王恒;刘旭洋;牟智慧;牟洪钟

2.中国氦冷固态实验包层氦气实验回路设计分析 [J], 向斌;冯开明;叶兴福;秋穗正

3.高温堆用大型氦回路HTL氦气压缩机通过出厂验收 [J],

4.氦光泵磁力仪信号检测控制回路的设计 [J], 张振宇;程德福;连明昌;周志坚;王君

5.氦-3回路中氚的辐射安全分析 [J], 李炳林

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核反应堆物理分析习题答案-第三章

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 aE n

n x E e e λμπ

-Ω=+u r

其中：,a λ为常数， μ是Ωu r

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Ωu r

与x 轴的夹角相关，不妨视μ

为视角，定义Ωu r

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：

004()(1cos )2x aE

n n x dE e e d πμπ+∞

-=+Ω⎰⎰u r

20000(1cos )sin 2x aE n

dE d e e d ππϕμμμπ

+∞-=+⎰⎰⎰

(1cos )sin x aE n e e dE d π

λμμμ+∞-=+⎰⎰

核反应堆工程部分习题参考

H /2
ql cos
z
H
dz
2ql H
zs H / 2
H 2
1
，

故 zs
H
Q arcsin 2 s 1 H / 2 0.776m Qt
2 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）。解：查计算软件得： p 8.3MPa 时， ts a . 6 ， hf 1331.3kJ / kg ， t 2 9 7C
Qs zs ， Qt H
故 zs
Qs H 0.706m Qt
（2）通道余弦分布加热时：
Qs
zs H /2
H /2
ql cos
z
H
dz
ql H zs H / 2 1 ， sin H
Q ， s Qt sin
Qt
H /2
1647.1C
故 T0
z Tm z 1647.1C 1927.3C
第五章 1 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）。解：查表得： p 4.8MPa 时， tsat 261.3C ， hf 1141.5kJ / kg ， hg 2795.2kJ / kg 故通道入口处水的温度为： t0 tsat 13 248.3C

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：

2122301H 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; 24

He = 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

热管反应堆用钼铼合金的研究进展

邱玺;高士鑫;李权;李垣明;李文杰;辛勇

【期刊名称】《材料导报》

【年(卷),期】2023(37)2

【摘要】热管反应堆是一种采用热管将堆芯产生的热量传导至反应堆二回路或热电转换装置的新型固态反应堆,具有设计结构紧凑、固有安全性高、运行特性简单等特点,在星表能源、深海探测和陆基电源等新兴领域具有广阔应用前景,因而成为目前国内外重点研发的新型反应堆之一。钼铼合金是在金属钼中添加元素铼形成的一种二元固溶体合金,铼元素独特的“铼效应”使钼铼合金在兼具钼合金优异高温力学性能的同时,还具备其他钼合金不具有的良好低温加工性能。同时,钼铼合金在高温下与UO_(2)、UN、UC等核燃料以及热管传热工质碱金属Li、Na、K等都具有良好的相容性,并且铼元素还是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆发生事故时的临界风险,因而成为国内外众多热管反应堆尤其是高温空间热管反应堆堆芯的设计材料。本文对热管反应堆用钼铼合金的研究现状及进展进行了归纳总结与梳理,包括钼铼合金的成分及相结构、钼铼合金的制造加工工艺、钼铼合金的热物理性能和力学性能等堆外性能,并对钼铼合金中子学特性、辐照性能、与燃料及热管传热工质的相容性等堆内应用性能研究现状进行了介绍。最后对钼铼合金未来的研究方向进行了展望,以期为钼铼合金的研发和工程应用提供参考。

【总页数】9页(P97-105)

【作者】邱玺;高士鑫;李权;李垣明;李文杰;辛勇

【作者单位】中国核动力研究设计院;核反应堆系统设计技术重点实验室

【正文语种】中文

【中图分类】TF841

核反应堆工程课程设计

基础设计参数和文中所用到的符号含义序号反应堆主要参数取值no2155mpa堆芯输出热功率nt2905mw反应堆进口温度tfin293157重庆大学本科学生课程设计核反应堆工程课程设计12续表7序号反应堆主要参数取值no2燃料组件形式n0n01717燃料包壳外径dcs95mm10燃料包壳内径dci836mm11燃料包壳厚度057mm12燃料芯块直径du819mm13燃料棒间距栅距s126mm14两个组件间的水隙08mm15uo2芯块密度95理论密度16旁流系数5217燃料元件发热占总发热的份额fa976018径向核热管因子12519轴向核热管因子13520热流量核热点因子21521热流量工程热点因子10922焓升工程热管因子未计入交混因子118223交混因子09324焓升核热管因子12525堆芯进口局部阻力系数kin07526堆芯出口局部阻力系数kout27堆芯定位隔架局部阻力系数kgr121将堆芯自下而上分为21个控制体其轴向归一化功率分布根据此前的物理分析得到如表8所示
核反应堆工程课程设计（含物理分析及热工分析）
学学
生：号：
张子靖 20153079 锋陈德奇
指导教师：王
专
业：核工程与核技术
完成时间：2018 年 7 月 16 日
重庆大学动力工程学院
二 O 一八年六月
重庆大学本科学生课程设计任务书
课程设计题目学院动力工程学院核反应堆工程课程设计（含物理分析及热工分析）专业核工程与核技术年级 2014 级

核工第一章作业参考答案

583.5 b， a,5 680.9 b， a,8 2.70 b， a,c 0.0034 b
a,5 8 N A a,8
a, f 5
N A
A5
A8
a a,C a, f C N A a,C 5 N A a,5 8 N A a,8
假设热中子反应堆中富集铀的参数与富集度的函数关系同中子能量为 0.0253eV 时的富集铀的参数与富集度的函数关系差别不大，则由上题的结果得：
1 f ,5 A8 a ,5 1 A5 a ,8
1
单位体积内 235U，238U 和氧的原子核密度为： N5＝c5 NUO2＝0.05489×1028 m-3 N8＝(1- c5) NUO2＝2.176×1028 m-3 NO＝2NUO2＝4.462×1028 m-3 查表(P18 表 1-3 及附录 3)得：
f ,5 583.51028 m2 , a,5 680.9 1028 m2 ,
2.416
由 f
N A
A

f ,5
， a a,5 a,8
N A
5
A
5

a ,5
(1 )
N A
A
f ,5
8

核反应堆讲义论文55

2.2.2、控制棒对功率分布的影响（2）
2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响
2.3、燃料元件内的功率分布（1）
2.3、燃料元件内的功率分布（2）
2.4、核热管因子（1）
热管和热点的概念
2.4、核热管因子（2）
热管因子：
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
1.2、包壳材料（2）
包壳材料：锆合金：特点、物性（自修）不锈钢和镍基合金
水堆中应用最普遍的是锆－2和锆－4合金快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不锈钢，有时也使用镍基合金。
1.3、冷却剂（1）
对冷却剂的要求：
中子吸收截面小，感生放射性弱。具有良好的热物性（比热大、热导率大、熔点低、沸点高，饱和蒸汽压低等），以便从较小的传热面积带走较多的热量。粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小。与燃料和结构材料相容性好。良好的辐照稳定性和热稳定性。慢化能力与反应堆类型相匹配。成本低，使用方便，尽可能避免使用价格昂贵的材料。
1.4、慢化剂（2）
对液体慢化剂的要求：
熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低良好的传热性能良好的热稳定性和辐照稳定性原子密度高不腐蚀结构材料

核反应堆物理分析课后答案(更新版)

-CAL-FENGHAI-(2020YEAR-YICAI)_JINGBIAN

核反应堆物理分析答案

第一章

1-1.某压水堆采用UO 2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，UO 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：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ=

以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有：

55235235238(1)

c c c ε=+-

151

(10.9874(1))0.0246c ε

-=+-=

25528

222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()

M(UO )A

c c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯

所以，26

352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯

32()2() 4.4610()N O N UO m -==⨯

2112()(5)(5)(8)(8)()()

0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0()

a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=

清华大学反应堆热工水力学参考作业答案

13:14:49
习题讲解
28
求T0
13:14:49
习题讲解
29
5.1 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。
13:14:49
y Ox
喷嘴
60o 导流叶片
习题讲解
30
[ ] 5.2 假如某一管内层流流速分布为 υ = υmax 1 − (r R)2 υmax = 2.0 m/s，R = 0.05 m，流体的密度为300 kg/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 ρυ2m 2 吗？
= 0.0160
ΔPf2
=
f2
L2 d2
ρ2V22 2
= 752Pa
ΔPel2 = 0
ΔPa2 = G2 (v3 − v1 ) = −1751Pa
13:14:49
习题讲解
37
c). 换热器出口至试验段入口：
t3 = 300 0C
p3 = 160b v3 = 0.0014166 m3 kg
μ3 = 89.36 ×10−6 Pa ⋅ s
13:14:49
习题讲解
9
3.3

核反应堆工程绪论

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核反应堆工程安全分析

9
（2）评价核动力厂的安全水平并与明确的或隐含的接受准则进行比较：
1）与目标值的比较：将概率安全分析的结果与目标值进行比较，确定核动力厂安全水平的可接受性；
2）与“可接受的”设计进行比较：将某一核动力厂
与另一相似的，已完成概率安全分析工作并认为可接受的核动力厂进行比较，以判断其安全水平；
第一章核反应堆工程
§10 核动力厂防火设计 §11 核动力厂的概率安全分析
及其在安全管理中的作用 §12 核级设备的核安全基本要求 §15 核动力厂的在役检查和定期试验 §16 核材料管制 §17 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应
1
§10 核动力厂防火设计
一、核动力厂防火要求二、核动力厂防火的设计方法
还需要注意的是，试验程序必须能证实试验完成之后被试验的设备已恢复到它的正常运行方式。
33
定期试验包括功能试验和整体试验:
（1）功能试验－设备控制装置的逻辑试验
对设备上的传感器、测量装置以及与控制和信号有关的模拟通道和电路进行试验
34
－设备的试验要试验的主要设备有两类：
13
(5) 所有从事核级部件与设备设计、制造、安装、检验活动的单位都必须建立符合核安全法规要求的质量保证体系。
(6) 核级部件与设备，特别是首次用于核电站的设备必须通过设备鉴定方可使用。

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1

Reactor Coolant System RCS
2
辅助功能
•中子慢化剂
冷却剂为轻水，具有良好的中子慢化能力，另外也起到反射的作用，使泄露出堆芯的部分中子反射回来。
•反应性控制
反应堆冷却剂中溶有硼酸可吸收中子，通过调整硼浓度可控制反应性（补偿氙效应和燃耗）。
•压力控制
稳压器用于控制冷却剂压力。
题。
大亚湾：4.6m/s，秦山：3.65m/s。
6
系统说明
过渡段
热段冷段
注意：带放射性的冷却剂始终循环流动于闭合的环路中，与二回
路完全分开的，使得蒸汽发生器的蒸汽不带放射性，便于二回路
的设备的运行和维修。
7
AP1000核电厂一回路冷却剂系统
8
9
3.1 反应堆冷却剂系统
系统说明
2、系统接口：与RCP冷却剂管道相连的辅助系统有化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统（RRA）和安全注入系统
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差