反应堆热工水力学课后习题讲解清华大学出版社-81页精选文档

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。

13:14:49 习题讲解2

2.2计算核电厂循环的热效率

13:14:49 习题讲解6

13:14:49 习题讲解7

第三章

3.1

的热导率，并

求1600℃下97%理论密度的UO

2

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 2，慢化剂为重水 D 2O, 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/（cm 2

·s ）处燃料元件内的体积释热率。

13:14:49

习题讲解

9

试推导半径为R，高度为L，包含n根垂直棒状

的方程：

燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Q

t

1

Q t nLA u q V,max

F u

其中，A u是燃料芯块的横截面积。

13:14:49 习题讲解10

13:14:49 习题讲解11

4.1

有一压水堆圆柱形UO

2

燃料元件，已知表面热

流密度为1.7 MW/m 2

，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）。

13:14:49 习题讲解12

热导率为常数

13:14:49 习题讲解13

k不是常数，要用积分热导法

13:14:49 习题讲解14

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/(m 2•℃)，

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520×10-24cm 2

试求元件在稳态下的径向温度分布

13:14:49 习题讲解 15

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/（m 2•℃），

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。

13:14:49 习题讲解 19

13:14:49 习题讲解20

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

，试求各种芯块中心温度的表

c

达式，并进行讨论比较。

13:14:49 习题讲解21

球

13:14:49 习题讲解24

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

13:14:49 习题讲解25

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。

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。

y

O x

60o

喷嘴

导流叶片

13:14:49 习题讲解30

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ρυm2吗？

R

r R

0.05

2

−3

Q V7.854×10

2

Aπ×0.05

R

0⎣⎣

2

R

r R

2

πR

13:14:49 习题讲解31