核反应堆工程作业3-2015220514-刘建琴
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目录“中国速度”的尖兵——记中国核工业集团公司西南物理研究院研究员杨青巍 8 优秀的核岛管道施工班长——记中国核工业建设集团公司中国核工业二三建设有限公司深圳分公司管道队管工班长粟建. 11 平凡岗位上的军工巾帼——记中国航天科技集团公司一院五一九厂二分厂高级技师韩利萍 13 国威、军威的坚强基石——记中国航天科技集团公司九院研究院副总工程师刘永超 15 刻画多彩数控人生——记中国航天科工集团公司第三研究院159 厂18 分厂数控加工组组长史文涛 18 传承、博纳、务实、创新——记中国航天科工集团公司二院二部研究室主任李君龙 21 攀登永无止境——记中国航空工业集团公司沈阳飞机工业集团有限公司高级技师王刚 23 勇于创新探索空空导弹领域科研管理——记中国航空工业集团公司空空导弹研究院项目管理部部长王冬 26 俯首甘为孺子牛——记中国船舶工业集团公司上海船厂船舶有限公司技术中心设计所电装科高级工程师周富卿. 27 好学成就高超技艺——记中国船舶重工集团公司大连船用柴油机有限公司技师王辅洲 30 电控技术领域中的弄潮儿——记中国兵器工业集团公司第七○研究所高级工程师白思春 32 当代中国能工巧匠——记中国兵器工业集团公司吉林东光集团有限公司制动器厂机加分厂高级技师韩志堂 35 敢为人先争创一流奋战科研第一线——记中国兵器装备集团公司兵器装备研究院新概念武器研究室主任李伟 37 立足岗位作贡献精益求精创一流- 1 - ——记中国电子科技集团公司第五十五研究所副总工程师、研究员陈堂胜 39 国家利益高于一切——记中国石油天然气集团公司海外勘探开发公司乍得项目经理窦立荣 42 人生的履历写满浩瀚的戈壁大漠——记中国石油天然气集团公司塔里木油田公司销售事业部轮南集输站吾加买提·吐尼牙孜45 市场弄潮显身手——记中国石油化工集团公司江苏石油勘探局钻井处也门分公司副经理胡宁 48 勇攀高峰的蓝领专家——记中国石油化工集团公司北京燕山分公司储运一厂装油单元高级技师左金海 51 引领勘探潮流争当企业先进——记中国海洋石油总公司天津分公司渤海油田勘探开发研究院勘探项目经理高级工程师魏刚 54 三十一载山路巡线人生——记国家电网公司吉林省电力有限公司吉林供电公司桦甸供电分公司送电检修站送电班技术员吕清森57 一盏燃亮抗洪大堤上的灯——记国家电网公司湖南省电力公司湘潭电业局石潭中心供电营业所专职安全员周呈午 60 输电再苦心也甜——记国家电网公司河北省电力公司衡水供电公司线路工区检修二班班长何义良 62 立足本职、敬业奉献的楷模——记中国南方电网有限责任公司云南电网公司曲靖供电局助理工程师简学军 65 “焊接”无悔的青春——记中国华能集团公司华能临沂发电有限公司焊工班班长徐海 68 中国水电事业的基石——记中国大唐集团公司龙滩水电开发有限公司龙滩电厂设备管理部主任凌洪政 70 平凡之路、成功之路——记中国华电集团公司江苏华电戚墅堰发电有限公司控制分部技术员吴丰 72 十年磨砺成就锅炉专家——记中国国电集团公司浙江北仑第一发电有限公司锅炉运行高级工程师戴成峰 75 梅花香自苦寒来——记中国国电集团公司平庄煤业公司老公营子煤矿综掘一队班长张国艳 78 宝剑锋从磨砺出- 2 - ——记中国电力投资集团公司贵州金元集团黔北发电总厂高级技师张冲 81 煤海之路在他脚下延伸——记神华集团有限责任公司宁煤集团灵新煤矿综采二队高级技师马洪涛 84 班组领头兵——记神华集团有限责任公司神东煤炭集团设备维修中心维修一厂四部电工班班长刘战英..87 平凡的岗位不平凡的作为——记中国电信集团公司南京分公司工程建设中心工程师杨春泽 89 青春奏响的战歌——记中国电信集团公司湖南分公司政企客户部渠道管理部王琼 92 知识型员工的精彩篇章——记中国联合网络通信集团有限公司河北省分公司信息化部高级工程师屈玉阁 95 微笑天使——记中国联合网络通信集团有限公司新余分公司客户服务部彭筠 98 激情工作快乐生活——记中国移动通信集团公司广东有限公司广州分公司数据增值网络维护室副经理谢永安. 100 闪光的螺丝钉——记中国移动通信集团青海有限公司玉树分公司综合管理员强艳晖 102 默默无闻的奉献者——记中国电子信息产业集团有限公司振华集团云科电子有限公司生产部高级技工刘胜黔. 104 实践中定格精彩——记中国第一汽车集团公司四川一汽丰田汽车有限公司长春丰越公司高级工程师郭洪梅. 106 技术创新型“蓝领” ——记中国第一汽车集团公司解放变速箱分公司调工技师周世君 108 创“零缺陷”装配法捍发动机精品质量——记东风汽车公司神龙汽车有限公司襄樊工厂发动机TU 装配内装班班长刘国艳 111 默默奉献的生产标兵——记东风汽车公司本田汽车有限公司发动机制造部技工朱砂 113 平凡岗位写精彩人生——记中国第二重型机械集团公司德阳重型装备股份有限公司重容分厂高级技师刘淼 115 创造奇迹树立丰碑- 3 - ——记哈尔滨电气集团公司电站工程有限责任公司高级经济师鲁金鹏 117 勇于创新屡创佳绩——记中国东方电气集团有限公司东方锅炉集团重容车间核电工段手工焊三组组长吕泽均119 积极探索勇于进取——记鞍山钢铁集团公司鞍钢建设集团有限公司机电安装工程分公司总工程师李支海 121 不服输的外板生产“指挥官” ——记宝钢集团有限公司宝日汽车板镀锌分厂镀锌作业区管理作业长朱炜123 学以致用积极创新——记宝山钢铁股份有限公司特钢事业部特种冶金厂王鹰 126 钢铁精神献身科研——记武汉钢铁集团公司汽车用钢研究所开发研究室主任田德新 129 苦练内功克难攻坚——记中国铝业公司广西分公司热电厂汽机水化车间主任李军 131 在奉献中升华——记中国铝业公司东北轻合金有限责任公司机电工程公司钳工二班班长韩道亮 133 食品部的奏鸣曲——记中国远洋运输集团总公司广州远洋船舶物资供应有限公司总经理助理罗雪英 136 “三星心”级轮机长——记中国海运集团总公司中海发展股份有限公司油轮公司轮机长卢云集 138 蓝天雄鹰的追求——记中国航空集团公司国际航空股份西南分公司三级飞行员晋军 140 闪光的航迹——记中国东方航空集团公司东航西北分公司二级飞行员张静维 142 求新求变的新时代工人——记中国南方航空集团公司珠海保税区摩天宇航空发动机维修有限公司车间领班丁光华. 145 奉献不言苦追求无止境——记中国中化集团公司中化国际控股股份有限公司总经理戴峻 148 酒香技更高——记中粮集团有限公司中粮酒业有限公司技术主管于庆泉 150 爱岗敬业的奉献者- 4 - ——记中国五矿集团公司安徽霍邱诺普矿业有限公司副总工程师尚红军 153 脚踏实地创新创效立足岗位勇争一流——记中国通用技术集团控股有限责任公司机械公司副总经理王云福 155 为中建地产保驾护航——记中国建筑工程总公司中国中建地产有限公司副总经理周利杰 158 把青春献给国家储粮事业——记中国储备粮管理总公司中央储备粮吉林直属库仓储科化验员郭赫 161 敢于做技术创新的真正勇者——记国家开发投资公司中国国投国际贸易有限公司北京同益中特种纤维技术开发有限公司冯向阳163 为核电事业奋斗终身——记国家核电技术有限公司上海核工程研究设计院副总工程师窦一康 166 务实求真的领路人——记中国国际工程咨询公司北京中咨海外咨询有限公司董事长鲁静 169 创新的痴迷者敬业的机修人——记中国中煤能源集团公司上海大屯能源股份有限公司拓特机械制造厂总装车间刘勇建. 172 在弧光中闪耀——记中国机械工业集团有限公司机械工业建设总公司焊接培训中心主任楚锡荣 175 一心一意谋发展——记中国冶金科工集团有限公司二十冶建设有限公司天津电装分公司经理曹跃进177 奋战在一线的教授级高工——记中国钢研科技集团公司北京钢研高纳科技股份有限公司特种高温合金事业部经理柳光祖.. 180 让民族有机硅工业星火相传——记中国化工集团公司江西星火有机硅厂工艺副总工程师龚文 183 炼胶厂里的十年劳模——记中国化工集团公司青岛橡六集团有限公司炼胶厂丙班值班长赵岩朋 186 天辰人的追求——记中国化学工程集团公司天辰工程有限公司采购部副部长郭贵和 188 爱动脑子的创新班长——记中国盐业总公司皓龙盐化有限责任公司天源公司制盐工段运行三班班长邹红叶 191 一位科技人员的高风亮节- 5 - ——记中国恒天集团公司经纬股份常德纺织机械有限公司产品设计部副部长李鸿威 194 恪尽职守竭诚奉献——记中国中材集团公司宁夏建材赛马实业股份有限公司兰山分厂厂长马占海 196 足迹在水泥研发中闪光——记中国建筑材料集团有限公司合肥水泥研究设计院粉体检测中心主任罗帆198 扎根企业当脊梁——记中国有色矿业集团有限公司十五冶金建设有限公司第三工程公司高级工程师周卫辛. 200 驽马十驾功在不舍——记中国国际技术智力合作公司贸易发展部总经理闫立群 203 天道酬勤厚德载物——记中国房地产开发集团公司建设部沈阳煤气热力研究设计院副院长周新文 206 中国第一代高铁工人的代表——记中国北方机车车辆工业集团公司长春轨道客车股份有限公司高级技师崔巍 208 在焊花中绽放人生光彩——记中国南车集团公司戚墅堰机车有限公司钢结构事业部高级技师张忠 210 俯首甘为孺子牛 212 ——记中国铁路通信信号集团公司天津工程分公司第五项目部信号班班长曹金耀 212 巾帼不让须眉 214 ——记中国铁路工程总公司中铁四局集团第二工程有限公司宁杭客专线第二项目部安全员赵春花.. 214 沿着父辈的足迹一路征程 217 ——记中国铁路工程总公司中铁十局电务公司徐连电气化项目部作业队长沈廷山 217 求真务实兢兢业业 220 ——记中国铁道建筑总公司中铁十二局集团第二工程公司测量大队副队长田国锐 220 他用忠诚写人生222 ——记中国铁道建筑总公司中铁二十三局集团有限公司副总工程师袁松222 企业做大做强的功臣 225 ——记中国交通建设集团有限公司天津航道局有限公司高级会计师钟文炜 225 大浪淘沙勇者胜 228 ——记中国普天信息产业集团公司南京普天通信股份有限公司上海地区销售总监张焰 228 追求卓越的人 230 - 6 - ——记电信科学技术研究院联芯科技公司产品经理龙红星 230 立足渔捞创佳绩 231 ——记中国农业发展集团总公司舟山海洋渔业公司远洋渔业公司船长李志康 231 勤于学习善于思考勇于创新乐于奋献 233 ——记中国外运长航集团有限公司长江航运集团金陵船厂设计公司副总经?砝钯 233 兢兢业业为国旅 235 ——记中国国旅集团有限公司国内旅游部总经理张陵捷 235 献身创业自强不息 238 ——记中国煤炭地质总局青海煤炭地质105 勘探队队长文怀军 238 永争第一力求完美的铸管人 240 ——记新兴铸管集团有限公司黄石新兴管业有限公司常务副总经理李晓兵 240 精益求精的带头人 242 ——记中国水利水电工程顾问集团公司昆明勘测设计研究院水工分院副院长王国进 242 无私奉献的技术尖兵245 ——记中国水利水电建设集团公司第七工程局有限公司科研设计院院长助理李正云 245 不懈的追求无悔的人生 248 ——记攀钢集团有限公司钛业公司钛冶炼厂冶炼车间主任刘峰 248 尽职尽责的核电人 250 ——记中国广东核电集团有限公司检测技术有限公司研发部副经理陈怀东 250 蓝光精神的传承人 252 ——记彩虹集团公司上海蓝光科技有限公司生产一部经理潘尧波 252 撑起大坝的脊梁 254 ——记中国葛洲坝集团公司第二工程有限公司锦屏一级项目综合加工厂副厂长周军 254 - 7 - “中国速度”的尖兵中国速度” ——记中国核工业集团公司西南物理研究院研究员杨青巍——记中国核工业集团公司西南物理研究院研究员杨青巍2006 年10 月第21 届世界聚变能大会在四川成都召开。
核反应堆工程15
第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制
压水堆的控制方法 初始剩余反应性很大，总的被控当量很大。轻水堆的栅格 较稠密，控制棒的效率比较低，如果全部采用控制棒来控 制，则需要很多控制体。压水堆堆芯体积较小，要安排众 多的控制棒是很困难的：压力容器项盖开孔增加，使压力 容器顶盖的强度大大下降，增加设计制造的难度。 联合控制：目前大型压水推部采用控制棒，固体可燃毒物和冷
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。
• 通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒方式，使 反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布，使 功率峰因子尽可能地小；
• 在外界负荷变化时，能调节核反应堆功率．使它能适 应外负荷变化；
• 在核反应堆出现事故时，能迅速安全地停堆，并保持 适当的停堆深度。
第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制
却剂中加硼酸溶液二种控制方式联合使用；小型压水推可采 用控制棒和固体可燃毒物并用的方式来控制。 三种基本本控制方法的特点。 1、控制棒法 利用驱动机构升降 ，改变中子的非裂变吸收和泄漏量控 制反应性。 特点：移动速度快，操作可靠灵活，控制反应性准确度 高，主要用来控制反应性的快速变化。
第四讲：核反应堆物理——反应性的变化__反应性控制
核反应堆物理分析(第一讲)
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• 我国核电发展的昨天、今天和明天是怎样 一幅图景？
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• 认真学习过本课程之后，同学们应当能对 这些问题给予原理上的回答。
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1 核能技术发展简史 2 世界核电历史、现状及前景 3 我国核电历史、现状及前景
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1. 核能技术发展简史
• • • • • • 铀的天然放射性（1896，贝克勒尔） 钋、镭的发现（1902，居里夫妇） 质能转换关系（1905，爱因斯坦） 发现中子（1932，查德威克） 人工诱导核反应（1934，费米） 铀核裂变反应（1938，哈恩&斯特拉斯曼）
八五：3台机组(秦山一期，310MWe；大亚湾 2×984MWe), 2.26GWe; 九五：8台机组(秦山二期2x650MWe；秦山三 期2x728MWe；岭澳2x990MWe；田湾 2x1060MWe), 6.6GW。 十五：浙江三门、岭澳二期，广东阳江、秦山 二期扩建，山东海阳 、辽宁红沿河、湖南桃 花江、福建福清、宁德核电站、方家山核电 站.
• 亚洲的核电发展迅速。亚洲地区正在运行的 核电机组有82套，总装机容量为62GW，其 2/3集中在日本。正在建造或计划建造的核电 容量达49GW。据国际能源机构预测，从目前 到2020年，亚洲地区的电力消耗将增加2倍。 • 最新建成的31个已联网发电的核电站中，有 22个建在亚洲。在正在建造的27个核电站当 中，有18个位于亚洲。_IAEA (2004.6)
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VVER-1000
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3.2 近景规划
• 已通过初步可行性研究的厂址：广东阳江 （600），江苏江阴，辽宁温坨子（400），浙江 三门（600）、壳塘山（600），福建惠安 （600）、长乐，山东烟台海阳（600）、威海乳 山（600），江西彭泽，浙江秦山（500），广东 大亚湾（600），江苏田湾（800），括号内数字 为“万千瓦”，总计5900万千瓦。 • 有意初步可行性研究的省份：吉林，黑龙江，湖 南，甘肃，海南，安徽，湖北，广西，四川。
反应堆发展历史
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核反应堆热工分析
2、发现天然放射性
1896年，法国物理学家贝克勒尔发现了铀 法国物理学家贝克勒尔发现了铀(U) 放射现象。1903年获诺贝尔奖
3、发现电子
1906年，由于汤姆逊 由于汤姆逊 对电子研究的重要贡 献而被授予诺贝尔物 理奖。
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核反应堆热工分析
1979年美国三哩岛（TMI）事故 1986年 前苏切尔诺贝利事故 这个阶段，核能仍在持续增长，而且是各种能源中增长速度最快的 而且是各种能源中增长速度最快的。同时在 法国，日本，韩国，中国等国家，这个阶段仍坚持发展核电 这个阶段仍坚持发展核电。
本世纪初：美国、德国等国家重新修正自己的核电方针 德国等国家重新修正自己的核电方针，布 什政府提出了核电复苏计划，发展中国家也在积极准备筹建 发展中国家也在积极准备筹建 核电站，核能在本世纪必将大放异彩 核能在本世纪必将大放异彩。
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世界核能发展状况
核能的优点：
1
污染小：
不排放大量烟尘、 二氧化硫、二氧化 碳和固体废渣 放射性小于火电站
2
需要燃料少： 需要燃料少
每一公斤铀235, 每一公斤铀 经过全部裂变后, 经过全部裂变后 释放出来的能量 是相当于 2,400 ～2,700 吨标准 煤，缓解大量运 缓解大量运 输压力
核反应堆基本工作原理
核燃料，冷却剂，慢化剂，反射层 反射层，控制材料。。。。。。
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世界第一座反应堆
1942年，费米发明第一座核反应堆 费米发明第一座核反应堆。
芝加哥一号 0.5W
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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。
第1章核反应堆设计概论
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。
核反应堆物理分析习题答案 第四章共6页
第四章1.试求边长为,,a b c （包括外推距离）的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布。
设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆，0.043,L m =42610m τ-=⨯。
（1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布。
解：长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为： 边界条件： (/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ===（以下解题过程都不再强调外推距离，可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离） 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法：将方程化为：22221k X Y ZX Y Z L∞-∇∇∇++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z∇∇∇=-=-=- 想考虑X 方向，利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a aππ=⇒==⇒=同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z aaaπππφφ=其中0φ是待定常数。
其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b cπππ-=++=（1）应用修正单群理论，临界条件变为：221gk B M∞-= 其中：2220.00248M L m τ=+=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==⨯=⨯。
试按单群理论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。
解：对于单群理论：在临界条件下：2222110.781311g m B L B LΛ===++ （或用1k ∞Λ=）对于单群修正理论：2220.03M L m τ=+=在临界条件下：2222110.781311g m B M B M Λ===++ （注意：这时能用1k ∞Λ=，实际上在维持临界的前提条件下修正理论不会对不泄露几率产生影响，但此时的几何曲率、几何尺寸已发生了变化，不再是之前的系统了。
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
工程伦理学大作业
工程伦理学大作业组名：口号：成员：对于日本福岛核电站核泄漏事故的工程伦理分析一、事件回顾2011年3月11日，日本东北部海域发生了强度为里氏9.0级的大地震并发生大规模海啸，以岩手县、宫城县和福岛县为中心，造成了大规模的人员伤亡和财产损失。
2015年3月10日，据日本政府在地震发生四周年前夕发表的统计：因地震死亡和失踪18,475人，建筑物损坏403,621户，震后最高难民人数超过40万人。
运行中的核电站在停止运行时，堆芯大量的反应热以及由于裂变反应所产生的放射性同位素在进行衰变时所产生的衰变热。
正常情况下，从停止裂变反应，到过渡到安定的停机状态需要20个小时左右。
而即使是处于安定停机状态或核燃料保存状态的反应堆，也需要随时排出放射性同位素的衰变热。
3月12日在1号反应堆，14日在3号反应堆，15日在2号反应堆，泄漏到反应堆外壳之外的氢气发生爆炸，反应堆内的核燃料发生融毁。
大量的核物质通过大气和地下水泄漏到自然界中。
2011年4月12日，日本原子能安全保安院根据国际核事件分级表将福岛核事故定为最高级7级。
历史上只有前苏联的切尔诺贝利核电站发生过7级核事故。
2011年东日本大地震无论是地震烈度还是造成的损失，在日本战后的历史上都是空前的。
二、xx分析核工程需要核电公司和核科学家夫妻责无旁贷的社会责任，切实以公众利益为先。
核事故发生后，作为核电站的运行、监管和市级负责单位，核电公司应该首先进行积极有效的专业应对处置，这个时候不能有任何危机公关的侥幸考虑和息事宁人的想法，不能遮掩事实真相或者故意不通报事实真相。
福岛核事故的发生过程中，作为核电站经营和管理机构的东京电力公司的危机应对措施一直被饱受批评，东京电力公司前期做得有些拖沓，披露的数据也不够全面和客观。
在与政府协调方面没有采取积极的措施，体现出其应对危机不专业的一面。
福岛核危机爆发后，在东京电力召开的记者招待会上，发布人总是口齿不清、支支吾吾地回答记者的提问。
核反应堆的事故案例分析与教训总结
核反应堆的事故案例分析与教训总结在人类利用核能的历程中，核反应堆事故给我们带来了沉重的教训。
这些事故不仅对环境和人类健康造成了巨大的影响，也促使我们对核能的安全利用进行深刻的反思和改进。
首先，让我们回顾一下历史上著名的核反应堆事故——切尔诺贝利核事故。
1986 年 4 月 26 日，位于苏联乌克兰普里皮亚季的切尔诺贝利核电站 4 号反应堆发生爆炸。
这次事故被认为是历史上最严重的核事故之一。
事故的直接原因是工作人员在进行一项试验时，违反了操作规程，导致反应堆功率急剧上升，最终失控爆炸。
爆炸产生的强大冲击力将反应堆的顶盖掀开，大量放射性物质被释放到大气中。
放射性烟尘随风飘散，覆盖了大片地区，不仅对苏联境内造成了严重污染，周边国家也受到了不同程度的影响。
这次事故导致了大量人员伤亡，长期的辐射影响更是难以估量。
切尔诺贝利核事故给我们带来了许多深刻的教训。
首先，人员操作的规范性和安全性至关重要。
操作人员必须严格遵守操作规程，不得擅自进行未经授权的试验和操作。
其次，核电站的设计和安全设施存在缺陷。
反应堆的防护措施不足，无法有效遏制事故的发生和放射性物质的泄漏。
此外，应急响应机制的不完善也是导致事故后果严重的原因之一。
在事故发生后，未能及时有效地组织救援和采取防护措施，使得更多的人员暴露在辐射环境中。
另一起令人痛心的核反应堆事故是福岛核事故。
2011 年 3 月 11 日，日本东北部海域发生了 90 级大地震，并引发了巨大的海啸。
福岛第一核电站受到了地震和海啸的双重冲击，导致核电站的多个反应堆出现故障。
地震使得核电站的供电系统瘫痪，冷却系统无法正常工作。
随后的海啸淹没了核电站的备用电源，进一步加剧了冷却系统的故障。
反应堆内部温度不断升高，最终发生了氢气爆炸，大量放射性物质泄漏。
福岛核事故再次凸显了核电站在应对自然灾害方面的脆弱性。
这起事故告诉我们，核电站的选址和设计必须充分考虑到可能发生的自然灾害，并采取足够的防护措施。
核安全案例分析
三哩岛事故
• 堆芯升 温瞬变
•110分，堆芯第一次裸露；
•138分，发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截 止阀，但并未加大高压安注；
•在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大 部分已裸露，并经受了持续的高温。这种工 况导致了燃料损坏，堆芯裂变产物大量释放 以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。
三哩岛事故
• 持续卸 压
美国三哩岛核事故
1. 三里岛核电站概述
• 基本情况：三里岛核电站2号机组(TMI-2)位于美国宾夕法尼 亚州首府哈里斯堡东南16km附近。是由美国巴布科克和威 尔科克公司设计的959MW电功率的压水堆。1978年3月28 日达到临界， 1979年3月28日就发生事故。事故由给水丧失 引起的瞬变开始，经一系列事故序列造成堆芯熔化，大量裂 变产物释放到安全壳。尽管对环境的释放以及对运行人员和 公众造成的辐射后果很微小，但该事故对世界核工业发展造 成深远影响。
核安全案例分析
－世界上两次核事故
历史上两次重大的严重事故
¾ 1979年3月28日美国三哩岛核电厂二号机组 (TMI－2)，实际上是冷却剂丧失（小LOCA） 造成堆芯部分融化，大量裂变产物释放到 安全壳的严重事故。
¾ 前苏联1986年4月26日在切尔诺贝利4号机 组发生了核电历史上最严重的核事故。这 是一次反应性事故。
切尔诺贝利核事故
2.事故过程
• 1986年4月25日1时，反应堆功率开始从满功率下降。 13时5分时，热功率水平降至1600MW（50％功率）。 按计划关闭了一台（7号）汽轮机。
• 根据试验大纲，14点把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫 循环回路断开，以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动 作。
• 停堆后，反应堆冷却系统经历预期的冷 却剂收缩、装水量损失，一回路系统压 力下降。
“核反应堆热工分析”课程教学大纲
“核反应堆热工分析”课程教学大纲“核反应堆热工分析”课程教学大纲英文名称：Nuclear Reactors Thermal-Hydraulics课程编号：NUCL0008学时：68（含课内实验4学时）学分：4适用对象：核工程与核技术四年级先修课程：传热学，流体力学，工程热力学使用教材及参考书：教材：1、于平安等，核反应堆热工分析，上海交通大学出版社，2002.2，ISBN7-313-02868-7参考书：1、连培生，原子能工业，原子能出版社，2002.5，ISBN7-5022-2453-X2、[美]汤良孙，J.韦斯曼，压水反应堆热工分析，原子能出版社，1983.3一、课程性质、目的和任务性质：《核反应堆热工分析》是核工程与核技术专业本科生和核能科学与工程学科硕士生和博士生的专业基础课。
目的：通过本课程的学习，学生应能获得有关核反应堆热工分析的基础知识，并为以后进行科学研究和工程实践打下一定的理论基础。
任务：重点讲述核反应堆热工水力分析的基本理论和一些分析、计算方法。
在内容的选择和安排上，力求体系完整、由浅入深、循序渐进。
二、教学基本要求1.了解各种核反应堆的发展的基本概况及其结构；2.掌握各种核反应堆的所有材料的基本热物理性质；3.掌握核反应堆热工分析中用到的堆芯释热、传热、流体力学等方面的基本知识和计算原理；4.掌握核反应堆稳态热工设计原理，清楚单通道模型和子通道模型热工设计的大致步骤和计算方法；5.了解核反应堆瞬态热工水力分析中的基本模型和方程，了解核反应堆瞬态热工水力分析的基本方法和典型的核反应堆系统的事故及其分析。
三、教学内容及要求第一章：绪论1.核反应堆发展概况2.核反应堆堆型简介3.核反应堆热工分析的任务第二章：堆的热源及其分布1.核裂变产生的能量及其分布2.堆芯功率的分布及其影响因素3.控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布4.停堆后的功率第三章：堆的传热过程1．导热2．单相对流换热3．流动沸腾传热4．燃料元件的型式、结构及设计要求5．燃料元件材料的热物性6．燃料元件的温度分布7．包壳与芯块间的间隙传热及其随燃耗的变化8．燃料元件温度场的数值解法9．固体慢化剂和结构部件的冷却第四章：堆内流体的流动过程及水力分析1．单相流体的流动压降2．两相流体的流动压降3．自然循环4．冷却剂的喷放5．流动不稳定性第五章：堆芯稳态热工分析1．热工设计准则2．堆芯冷却剂流量分配3．热管因子和热点因子4．典型的临界热流密度关系式5．单通道模型的堆芯稳态热工分析6．子通道模型的堆芯稳态热工分析第六章：堆芯瞬态热工分析1．燃料元件瞬态过程温度场分析2．守恒方程3．反应堆的安全问题4．负荷丧失瞬态5．失流事故6．压水堆冷却剂丧失事故四、实践环节1．通道内单相水流动换热系数测定，2学时2.通道内单相水摩擦系数测定，2学时五、学时分配章内容参考学时1绪论4 2堆的热源及其分布8 3堆的传热过程12 4堆内流体的流动过程及水力分析165堆芯稳态热工分析12 6堆芯瞬态热工分析12实践环节4大纲制定者：秋穗正（执笔）大纲校对者：苏光辉大纲审定者：×××大纲批准者：×××。
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
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2016-04-01中国电力出版社
核反应堆物理分析习题答案
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解： 停堆后氙平衡被打破，氙浓度变化为：
对上式求导，令t=0，可以求出停堆瞬间氙的变化率。结论是：当Φ0>2.76×1015中
子/米2秒时会出现停堆瞬间氙浓度增加，对于大型核动力反应堆通常在功率工况下
Φ0>>2.76×1015中子/米2秒.
对上式求导，令导函数为零,求最大氙浓度时间
Xe-135浓度随时间变化：
先解出方程（9），代入（10），求解 *注意初始条件：NI(0)=NI(∞);NXe(0)=NXe(∞)
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（9） （10）
突然提升功率时I-135和Xe-135的浓度变化曲线
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12.试证明在恒定中子通量密度φ0下运行的反应堆，停堆以后出现最大氙-135值的
由： 得：
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△ρmax=？
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12.试证明在恒定中子通量密度φ0下运行的反应堆，停堆以后出现最大氙-135值的
时间为tmax为
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15.一座反应堆在1018中子/米2秒热中子通量密度下运行了很长时间，然后完全停
堆。试问氙浓度升到最大值将需要多长时间？此时氙中毒的数值为多少？（设Σ f/Σa=0.6）
由△ φ引致的消失率率：
λI是碘的衰变常量，
表示衰变概率，恒 小于1
（4） （5）
（6）
在开始阶段I-135的浓度是净增长的！
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增大通量密度瞬间碘的 消失率：
在经历时间t后， 消失率为：
（7）
平衡碘消失项
由中子通量密度增大，导致的I-135增量 对于t时刻碘衰变的率的贡献
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核反应堆物理分析课后习题参考答案
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：555235235238(1)c c c ε=+-151(10.9874(1))0.0246c ε-=+-=255283222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO )Ac c UO N N UO m ρ-=+-+⨯=⨯==⨯所以，26352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==⨯ 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=⨯2832()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--∑=++=⨯+⨯+⨯=∑==⨯=1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 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： (5)680.9a U b σ=由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U =33()19.0510/U kg m ρ=⨯可得天然U 核子数密度283()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==⨯则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=⨯=⨯=总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑=1-61171721111PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑⨯⨯⨯===⨯∑⨯⨯⨯⨯Q1-12题每秒钟发出的热量： 69100010 3.125100.32PTE J η⨯===⨯ 每秒钟裂变的U235：109193.12510 3.125109.765610()N =⨯⨯⨯=⨯个运行一年的裂变的U235：1927'N T 9.765610365243600 3.079710()N =⨯=⨯⨯⨯⨯=⨯个 消耗的u235质量：27623A (1)'(10.18) 3.079710235m A 1.422810g 1422.8kg N 6.02210N α++⨯⨯⨯=⨯==⨯=⨯ 需消耗的煤： 9967E'110365243600m 3.398310Kg 3.398310Q 0.32 2.910⨯⨯⨯⨯===⨯=⨯⨯⨯吨 1-10.为使铀的η＝1.7，试求铀中U-235富集度应为多少(E=0.0253eV)。
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核反应堆工程作业3
刘建琴
-2015220514
4-1 一个圆柱状燃料元件棒燃料芯块直径为du,元件外径为％燃料的体积发热
率为常数qv：
（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0.843cm;元件棒外径0.97cm;燃料元件外表面的热流密度为244.5kW/m2,求：1.燃料的体积发热率为qv； 2.燃料元件的线发热率qi 答：（1）平衡后，芯块发出的总热量与传出的总热量相等，因此有：
2
X K (今)X H = q c X H X nd c = q t x H
•• = q宀(2) = 4
(2)根据(a)式：q v = = 4X244-T9? =133492.06 kW/rn^ V
IT(警)XH d“0.843
qi=q c X nd c = 244.5 X 3.14159 X 0.0097 = 7.450 kW/m J
4-2二氧化铀柱状燃料芯块外表面温度691°C,若芯块的线发热率为400W/cm, 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）。
答：= iM +
n=691°C,查表4・5得到人（心）=34.97 +（迴竺二鶯辺卩=38.35,所以: IM = IM + 鲁=38.35 + 譽=70.18 W/cm
再由表4-5査得:T m = 1876 + (1990-1876)
(71.31-68.86) X (70.18 一68.86) = 1937・4°C J
(a)。