反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)

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反应堆热工水力学08

反应堆热工水力学08

qm
1 e C e
e e
0 .5 1 1 t 0 .5 1 1 t
1 1

qm
t

1 C
2 .9 6 1 0
4
0 .5 5 1 t 0 .5 5 1 t
0 .9
21:46:52
1 1
t = 5.34s
6
方程体系
5.2.2 粘性流动
Y t< 0 ,流 体 处 于 静 止 状 态 Vx y Fx
,
p
*
p
V
2
x ,y ,z
* * *
x De
,
y De
,
z De
Dυ Dt
* *
p VD
* *
e
*2 * D e g υ V2
g g
Dυ Dt
* *
De g g p υ 2 Re V g
qm
A

4 6 8 6 0 .0 1 1 0 0 0 3 8 0 0 0 .0 2 2 2 / 4
2


0 .0 3 1 8
1 6 .5 1 0 0 0 0 .0 3 1 8 L Vm Δp f 0 .0 9 0 5 3 4 .0 P a 0 .0 2 2 2 2 D 2
2 r d p z 1 2 4 d z R
R
2

w
R dp 4 R 2 dz Vm
Vm

R
0
z 2 πrdr
πR
2
R dp 8 dz

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02

反应堆热工水力学02

主泵
堆芯
hin 主泵 qm1
给水泵
14:23:18
核电厂的净效率
W
发电机
T0
冷凝器
T1
23
核电厂的净效率
蒸汽发生器 稳压器
蒸汽发生器
W
发电机
hout
主泵
堆芯
hin 主泵 qm1
汽轮机 给水泵
T0
冷凝器
T1
η = W − Wp
P
P = qm1 (hout − hin )
பைடு நூலகம்
14:23:18
核电厂的净效率
14:23:18
课程介绍
31
14:23:18
朗肯循环
20
p -v图和T -s 图
p
4
1
3
2
14:23:18
T
4 3
v
朗肯循环
1
2 s
21
朗肯循环的效率
η
= WT − Wp q1
=
(h1
− h2 ) − (h4 − h3 ) (h1 − h4 )
14:23:18
朗肯循环
22
核电厂的净效率
蒸汽发生器 稳压器
蒸汽发生器
汽轮机
hout
计算简单,但不便于计算机程序调用
拟合法
计算复杂,但便于计算机程序调用
14:23:18
方法比较
19
2.2 蒸汽动力循环
朗肯循环
朗肯循环是指以水蒸气作为工质的一种循环过程
3-4过程:等熵压缩过程 4-1过程:定压可逆吸热过程 1-2过程:等熵膨胀过程 2-3过程:定压冷凝过程
16.0
567.7 441.0

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:

=
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

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:

反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)

反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)

反应堆热⼯⽔⼒学课后习题讲解(清华⼤学出版社)2.1查⽔物性⾻架表计算⽔的以下物性参数:(1)求16.7MPa时饱和⽔的动⼒粘度和⽐焓;(2)若324℃下汽⽔混合物中⽔蒸⽓的质量⽐是1%,求汽⽔混合物的⽐体积;(3)求15MPa下⽐焓为1600kJ/kg时⽔的温度;(4)求15MPa下310℃时⽔的热导率。

2.2计算核电⼚循环的热效率13:14:49位置T /K p /kPa -1h /(kJ·kg ) 状态给⽔泵⼊⼝ 6.89 163 饱和液给⽔泵出⼝7750 171 ⽋热液蒸发器⼆次侧出⼝ 7750 2771 饱和⽓汽轮机出⼝6.891940两相混合物蒸发器⼀次侧⼊⼝ 599 15500 ⽋热液蒸发器⼀次侧出⼝56515500⽋热液第三章3.1的热导率,并求1600℃下97%理论密度的UO2与316℃下⾦属铀的热导率做⽐较。

13:14:49习题讲解8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 1/(cm2·s)处燃料元件内的体积释热率。

= 0.275试推导半径为R ,⾼度为L ,包含n 根垂直棒状燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Q t 的⽅程:1Q tnLA u q V ,maxF u其中,A u 是燃料芯块的横截⾯积。

4.1燃料元件,已知表⾯热有⼀压⽔堆圆柱形UO2流密度为1.7 MW/m2,芯块表⾯温度为400℃,芯块直径为10.0mm,UO2密度取理论密度的95%,计算以下两种情况燃料芯块中⼼最⾼温度:(1)热导率为常数,k = 3 W/(m?℃)(2)热导率为k = 1+3exp(-0.0005t)。

热导率为常数k不是常数,要⽤积分热导法4.2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,铀的富集度为90%,包壳⽤0.5mm厚的铝。

反应堆热工水力

反应堆热工水力

知燃料芯块的直径du=8.4mm元件包壳外径 dc=9.6mm,试求该热点处的包壳外表面温度
Tc?
解:由热平衡得:
qv
4
du2

dch
TC
Tf
TC
Tf

qvdu2 4dC h

7.8108 8.4103 2 49.6103 4.1104
304 35 339℃
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),
在高热流密度下,泡核沸腾区产生的汽泡 数量很多,当汽泡产生的频率高到在汽泡 脱离壁面之前就形成了蒸汽膜覆盖在壁面 上,使液体不能接触壁面,从而使传热恶 化造成壁面温度急剧升高,就发生DNB, 随后传热变成膜态沸腾工况。
沸腾传热-流动沸腾
流动型态
单相蒸汽
问:设有一根全长均匀加热的垂
直管段,以低热流密度加热此管, 管底以这样的速度供给欠热液体, 使得液体在管全长上能够蒸发完, 试标出从管底进口至管出口可能 出现的流动型态?
冷却剂的输热
导热、传热
导热传热:傅里叶定

对流换热:牛顿冷却定律
描述:q=-k▽T
描述:q=h(Tc-Tf)
q : 是单位时间内通过单位等温面积
沿温度降低的方向所传递的热量,

式中q是包壳表面热流密度, W/m2;Tc 是包壳外表面温度,

反应堆热工水力学12

反应堆热工水力学12


冷壁修正
Ru = 1 − De Dh
Fc = 1 − Ru [13.76 − 1.372 exp (1.78 χ e ) − 6.96G −0.0535 −
0.107 0.00683 p 0.14 − 12.6 Dh ]
14:27:37 两相流 32
W-3公式的计算值和实验值的比较
1 +23% 0.5 -23%

临界热流密度

14:27:37
两相流
37
作业

6.4 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均匀的,计算气泡脱离点位置。 6.5 某压水堆运行压力为15.19 MPa,某燃料元件通道水力直 径为12.53mm,均匀发热,质量流密度为2722 kg/(m2·s),入 口平衡态含汽率为 χe = - 0.1645,计算该通道入口处和平衡态 含汽率为零处的DNB临界热流密度。 6.6 某垂直圆形加热通道运行压力是10.0MPa,内直径 2cm, 冷却水的质量流量为1.2 t/h,入口水温度275℃,沿通道轴向 均匀加热,热流密度q = 6.7×105 W/m2,通道长2m。计算 1.5米处的内壁面温度和通道出口处的平衡态含汽率。
缺液区
(A区)
F

欠热沸腾区

夹带 环状流
(B区) (C,D区) (E,F区) (G区) (H区)
液相温度
液膜强迫对流蒸发区

泡核沸腾区

E

液膜强迫对流蒸发区

环状流

缺液区

D C
弹状流
泡核沸腾区

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。

反应堆热工水力学14

反应堆热工水力学14

4
加热通道内稳定单相流情况

动量方程
2 ∂Gm ∂ Gm ∂p fGm Gm + = − − − ρm g ∂t ∂z ρm ∂z 2 Deρm
2 Gm Gm d Gm dp = − − − ρm g f dz ρm dz 2 Deρm
2 2 Gm zout Gm zout fGm Gm dz + ∫ ρ m gdz pin − = pout − + ∫zin zin 2 De ρ m ρ m out ρ m in
14:31:07
稳定单相流
12
例7-1 PWR堆芯压降计算

定性温度 水物性 质量流密度 雷诺数
= De 4 Af 4 × 87.88 = = 11.8mm Pw π9.5 ×
p d
= Re Gm De µ = 4.98 ×105
= 3880.4 × 0.0118 ( 91.7 ×10−6 )
( zout − zin ) + ∆pform + ρl g ( zout − zin )
稳定单相流 8
例7-1 PWR堆芯压降计算

假设

可忽略定位格架与出入口压力损失 假设流体均匀地通过堆芯并且没有沸腾 热功率为3411MW,压力15.5 MPa 入口温度286℃,出口温度324℃ 轴向平均线功率17.8kW/m 燃料棒数50952根 堆芯总流量17.4Mg/s 燃料包壳外直径9.5mm,包壳厚度0.57mm,气隙0.08mm, 栅距12.6mm,棒长4.0m,活性区高度3.66m 试求从入口到出口压降


Le Tco ( z ) = Tin + ql ,0 πqm c p

热工水力学-第3章 反应堆传热

热工水力学-第3章 反应堆传热

三、反应堆传热
3.2 固体内热传导微分方程
➢3.2.1 直角坐标系热传导微分方程
有内热源导热基本方程
x 2 T 2 y 2 T 2 2 z T 2 q k v a 1 T
若对于有内热源稳态导热,则 x 2 T 2 y 2 T 2 2 zT 2q k v0
若对于无内热源稳态导热,则
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
堆内热量传输过程
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
轻水堆正常运行时 可不考虑辐射换热;
但是事故时,尤其 反应堆堆芯出现裸露 时,就必须考虑辐射 换热。
核燃料 包壳
反应堆热工水力学
间隙 热量
三、反应堆传热
3.1 反应堆热量的传输过程
R u e L 1 .8 6 0 1 .4 50 2 1 50
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
由此可以断定空气在平板上的流动属于层流边界层流动。 根据式(3-25)得速度边界层的厚度为
4R .60 x.5 x e44.6x 4ux0.54.64ux 0.5
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
由上式可得粘度:
d uN m 2 sm N 3 /m s体 功 积流量
dy 粘度(粘性系数)物理意义:两层流体间速度 梯度等于1时所产生的剪切应力。
❖μ ——动力黏度,Pa·s ❖ν ——运动黏度,m2/s
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热

反应堆传热
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
➢热量传递的三种基本形式: 热传导、热对流和热辐射

反应堆热工水力学01

反应堆热工水力学01

用来插控制棒或测量引线。 起着骨架的作用。
8

组件外围不加方形组件盒 长约4m,边长约20cm
课程介绍
9 10
1—指状联接头 2—控制棒 3—夹紧弹簧 4—上管座 5—上定位格架 6—导向管 7—带混流片的定位架 8—燃料棒 9—下定位格架 10—下管座
21
14:22:28
蒸汽发生器


瞬态分析方法:


本课程侧重稳态设计
14:22:28
课程介绍
24
核电厂内水的温度分布图
14:22:28
课程介绍
25
小结

裂变核能发展历史 认识压水堆 热工设计的目的和任务
14:22:28
课程介绍
26
作业


1. 列出AP1000(第三代堆的代表)不同于大 亚湾核电厂(第二代堆的代表)的至少4条重 要的改进设计,并讨论之。 调研正在规划中的核电站(厂址和堆型)。
课程介绍
10
秦山二期核电厂
14:22:28
课程介绍
11
秦山三期核电厂
14:22:28
课程介绍

12
大亚湾核电厂
14:22:28
课程介绍
13
岭澳核电厂(一期)
14:22:28
课程介绍
14
田湾核电厂
14:22:28
课程介绍
15
在建核电站

广东:岭澳核电站二期工程(CPR1000 ) 2005年12月15日 巴基斯坦:恰希玛核电站二期工程(CNP300) 2005年12月28日 浙江:秦山二期扩建工程(CNP650) 2006年4月28日 辽宁:红沿河核电站一期工程(CPR1000 ) 2007年8月18日 福建:宁德核电站一期工程(CPR1000 ) 2008年2月18日 福建:福清核电站工程(CPR1000) 2008年11月21日 广东:阳江核电站工程(CPR1000) 2008年12月16日 浙江:方家山核电工程(CNP1000) 2008年12月26日 浙江:三门核电站 (AP1000) 2009年4月19日 山东:海阳核电站 (AP1000) 2009年9月24日 广东:台山核电站 (EPR1750) 2009年12月21日 山东:荣成石岛湾高温气冷堆核电站

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 湖北张坤第一章 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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2.1查水物性骨架表计算水的以下物性参数:(1)求16.7MPa时饱和水的动力粘度和比焓;(2)若324℃下汽水混合物中水蒸气的质量比是1%,求汽水混合物的比体积;(3)求15MPa下比焓为1600kJ/kg时水的温度;(4)求15MPa下310℃时水的热导率。

2.2计算核电厂循环的热效率:49第三章3.1的热导率,并求1600℃下97%理论密度的UO2与316℃下金属铀的热导率做比较。

13:14:49习题讲解8假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO,慢化剂为重水2D2O,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 1/(cm2·s)处燃料元件内的体积释热率。

= 0.275试推导半径为R ,高度为L ,包含n 根垂直棒状燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Q t 的方程:1Q tnLA u q V ,maxF u其中,A u 是燃料芯块的横截面积。

4.1燃料元件,已知表面热有一压水堆圆柱形UO2流密度为1.7 MW/m2,芯块表面温度为400℃,芯块直径为10.0mm,UO2密度取理论密度的95%,计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度:(1)热导率为常数,k = 3 W/(m•℃)(2)热导率为k = 1+3exp(-0.0005t)。

热导率为常数k不是常数,要用积分热导法4.2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,铀的富集度为90%,包壳用0.5mm厚的铝。

元件两侧用40℃水冷却,对流传热系数h=40000 W/(m2•℃),假设:气隙热阻可以忽略铝的热导率221.5 W/(m•℃)铀铝合金的热导率167.9 W/(m•℃)裂变截面520×10-24cm2试求元件在稳态下的径向温度分布4.3已知某压水堆燃料元件芯块半径为4.7mm,包壳内半径为4.89mm,包壳外半径为5.46mm,包壳外流体温度307.5 ℃,冷却剂与包壳之间传热系数为 28.4 kW/(m2•℃),燃料芯块热导率为 3.011 W/(m•℃),包壳热导率为18.69 W/(m•℃),气隙气体的热导率为0.277W/(m•℃)。

试计算燃料芯块的中心温度不超过1204℃的最大线释热率。

4.4厚度或直径为d 的三种不同几何形状(平板、 圆柱、球)的燃料芯块的体积释热率都是q V ,表面温度都是t c ,试求各种芯块中心温度的表达式,并进行讨论比较。

球轴向z = 650 mm 高度处的燃料中心温度。

4.5考察某压水堆(圆柱形堆芯)中的某根燃料元件,参数 如下表。

假设轴向发热分布为余弦分布,试求燃料元件4.6压力壳型水堆燃料元件UO2的外直径为10.45mm,芯块直径为9.53mm,包壳热导率为19.54W/(m•℃),厚度为0.41mm,满功率时热点处包壳与芯块刚好接触,接触压力为零,热点处包壳表面温度为342℃,包壳外表面热流密度为1.395×106W/m2,试求满功率时热点处芯块的中心温度。

求T5.1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。

yO x60o喷嘴导流叶片5.2 假如某一管内层流流速分布为υ =υ max 1 − (r R ) ]Q V = ∫ υmax ⎡1 − ( ) ⎤ 2πr d r 2 ⎣ ⎦ 2= ∫ 2 1 − ( r R ) ⎤ 2πr d r = 7.854 ×10−3 ⎡ υm = = = 1m/s( )1 υmax ⎡1 − ( r R ) ⎤2πr d r = 0.667ρυm 2 2 dp = ρ∫ 2 ( υmax ⎡1 − ( ) ⎤ )2πr d r ∫ 2 ⎣ ⎦ υm =2 υ max = 2.0 m/s ,R = 0.05 m ,流体的密度为300 kg/m 3,计算管内体积流量、断面平均速度,并判断流体动压头等于 ρυm 2 吗?R R 0 0.05 02 ⎣ ⎦Q V 7.854 ×10−3A π× 0.052R 2 0⎣ ⎦ R r R 0 25.3 如图所示,某一传热试验装置,包括一根由长1.2 m内径是13 mm的垂直圆管试验段。

水从试验段顶部流出,经过90°弯头(R / D = 1.5)后进入1.5m长的套管式热交换器,假设热交换器安装在水平管道的中间部分,水在管内流动,冷却水在管外逆向流动。

热交换器的内管以及把试验段、热交换器、泵连接起来的管道均为内径25 mm的不锈钢管。

试验装置高3m,总长18m,共有4个弯头。

在试验段的进出口都假设有突然的面积变化,回路的运行压力是16MPa。

(1)、当260℃的水以5 m/s的速度等温流过试验段时(即试验段不加热),求回路的摩擦压降。

(2)、若试验段均匀加热,使试验段的出口温度变为300℃,计算回路的总压降是多少?(假定这时热交换器换热管的壁温比管内水的平均温度低40℃), μ = 105.376 ×10−6Pa ⋅ s , ρ = = 797.77 kg m 3De 1V 2ρ ARe 1 = = 4.921×10 ,V 2 = 1 V 1 = 1.352 m s⎡ ⎛ε∵ f = 0.0055 1 + ⎜⎟ ⎣ ⎦ L 1 ρV 1 L 2 ρV 22ΔP f = ΔP f 1 + ΔP f 2 = f 1 ⋅ ⋅ + f 2 ⋅ ⋅10 ⎞ 3⎤⎥v = 0.0012535 m2kg 1v5μA 2Re 2 = De 2V 2ρ μ= 2.559 ×1051 6 ⎢ 20000 + ε = 0.0015⎢ ⎝ D Re ⎠⎥ ∴ f 1 = 0.0145, f 2 = 0.01502De 12 De 2 2= 20675Pa× (13 × 10−5) × 5 = 0.5294kg1ρ1 = = 705.92 kg m 3 V 1 = = 1.528 m s 4出口温度300℃流量 W = 797.77 × π42 a).试验段出口至换热器入口:t 1 = 3000CP = 160b热交换器试验段v 1 = 0.0014166 m3kg μ1 = 89.36 ×10−6 Pa ⋅ s1v 1Wv 1 π 2 d 1Re 1 = d 1V 1v 1μ1= 3.018 ×10513:14:49习题讲解34⎛ ⎞3 ⎤⎡ 0.001510f 1 = 0.0055 1 + ⎜ 20000 ×+ = 0.0146 ⎟⎢ ⎝253.018 ×105 ⎠ ⎥aρ1V 12705.92 ×1.5282c1 6⎢ ⎥ ⎣ ⎦ΔP f 1 = f 1 L 1 ρ1V 12d 1 2= 1516 P aΔP el 1 = ρ1 g Δz = 6233Pa ΔP 1 = 0ΔP 1 =K= 0.6 × = 494 P a2 2= 11888W 0.Δt 2 = = 0.5294 × 5.448 ×10. = × ( 25 × 10)d 22 = 1443 m s.mCC p = 5.448 × 103J kgC . 25 × 10b). 热交换器内压降Re 2 = Re 1 = 3.018 × 105Pr = 0.858k = 567.7 × 10−3W 0Nu = 0.023 R e 20.8Pr 0.4= 5235h = Nu ⋅ k d= 5235 × 567.7 × 10−3 −3mC hF Δt p 11888 × π × 25 × 10−3× 15 × 40 3= 19.4 0Ct = t 1 − Δt 22= 290.30 C∴ v 2 = 0.0013381m 3 kg μ2 = 93.36 × 10−6 Pa ⋅ s ρ 2 = 1v 2 = 747.33kg m 3V 2 = Wv 2 0.5294 × 0.0013381π π −3 24 4.热交换器试验段Re 2 =d 2V 2 ρ 2=25 × 10−3× 1443 × 793.36 × 10−6= 2.888 × 10513:14:49习题讲解36⎛ ⎞ 3⎤ ⎡ 0.0015 10 f 2 = 0.0055 ⎢1 + ⎜ 20000 × + 5 ⎟ ⎥ = 0.0146⎝ ⎠ ⎦ ⎣f = f 2 ⎜ ⎟ a1 6⎢ 25 3.018 ×10 ⎥ ⎛ μ w⎞⎝ μf ⎠0.6= 0.0160ΔP f 2 = f 2 L 2 ρ2V 22d 2 2 = 752PaΔP el 2 = 0ΔP 2 = G2 ( v3 − v 1 ) = −1751Pa13:14:49习题讲解37ΔPf3=f3=5927Pa⎞3⎤102.769×10⎠⎥⎦⎥=0.0148a cV3==1.528m s4⎛⎡⎢f 3=0.00551+⎜20000×+⎢⎣ρ VL3 3 3c).换热器出口至试验段入口:t3=3000C p3=160bv3=0.0014166m 3kgμ3=89.36×10−6Pa⋅sρ3=1v3=705.92kgm3Wv3π 2d3热交换器Re3=d3V3v3μ3= 3.018×105试验段0.0015⎝252d32ΔPel3=ρ3gΔz3=−14530Pa ΔP 3=065⎟1ΔP3=3Kρ3V32= 1483Pa13:14:49习题讲解38⎛4V 3 == 1.409 m s= 756.4 kg m 3 ρ3 = 1a⎛ 1 1 ⎞ W 2 ΔP in = 0.7 ⎜ 2 2 ⎟5 ⎟ 3 5554 × 10 ⎠ ⎥⎦⎥ = 0.014310 ⎞ 3 ⎤ ⎝ 13 ⎢⎣ μ f 4 = 0.0055 1 + ⎜20000 × += 2.769 ×105 Re 3 = ⎢ d 3 3 ⎡d). 试验段内:t 3 = 280.60CP =160bv 3 = 0.0013065 m3kgμ3 = 97.37 ×10−6Pa ⋅ sv 33ΔP f 4 = f 4 L 4 ρ4V42d 4 2= 14049PaΔP el 4 = ρ4 g Δz 4 = 747.33 × 9.8 ×1.2 = 8789Pa ΔP 4 = G2( v 1 − v 3 ) = 1751Pa − = 13811Pa⎝ A 4 A 3 ⎠ ρ热交换器试验段ΔP ex = −σex (1 − σex ) G 2v = −4446Pa13:14:49习题讲解39c a∴ ΔP = ∑ ΔP f i i el in ex c 1 3 2 4a)(4+ ΔP + ΔP + ΔP + ΔP + ΔP + ΔP + ΔP i =1= (1516 + 6233) + ( 752 + 0 ) + ( 5927 − 14530 ) + (14049 + 8789 ) + 13811 − 4446 + 494 + 1483 − 1751 + 1751 = 34078Pa5.4 已知压水堆某通道出口、入口水温分别为320℃和280℃,压力为15.5 MPa,元件外径为10.72 mm,活性段高度3.89 m,栅距14.3 mm,包壳平均壁温320℃,当入口质量流密度为1.138×107 kg/(m2·s)的时候,求沿程摩擦压降、提升压降和加速压降。

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