麻省理工学院(MIT)相关课程习题9

22．312核反应堆工程

2004年秋

2004年11月17日，中午截至

带回家做期中测验#2

问题#1(60%)-铅冷堆燃料组件热工分析

一个创新的快中子反应堆概念用液态铅作为冷却剂，其小六角形燃料组件见图1所示，燃料组件的几何参数和运行条件见表1，燃料元件由不锈钢包壳和圆柱形U-Zr合金芯块组成，因为U-Zr在辐照后会明显肿胀，因此包壳和芯块之间有一个相对较大的缝隙（图1），为了防止反应堆运行时芯块温度过高，该缝隙内填充有“热接触剂”，热接触剂的材料为钠。有用的所有材料物性数据见问题后面的表2。

图1 燃料组件的横断面图

表1 运行条件和燃料组件几何参数

参数值

燃料组件热功率456kW

入口/出口温度400 o C /500o C

轴向功率分布因子 1.0

燃料组件内宽度51.1mm（见图1）

燃料棒数量19

燃料棒中心距11.0mm

燃料棒外直径9.0mm

包壳厚度0.6mm

燃料芯块直径 6.8mm

活性区燃料长度 1.2m

问题：

a)（10%）从教科书中选择一个合适的传热关系式。（假设垂直

于流动方向的速度和温度分布均是充分发展的）

b)（10%）计算燃料组件入口区长度，评价问题a中假设温度和

速度均为充分发展的精度。如果用充分发展的传热关系式计算，实际的传热系数是被高估还是低估了？解释之。

c)（10%）假设轴向发热均匀分布，画出冷却剂主流温度和包壳

外表面温度随着轴向位置的变化曲线。（假设冷却剂的物性参数可作为常数）

d)（10%）计算包壳外表面最高温度和芯块中心最高温度。（在

计算缝隙的温降中只考虑其导热作用）

e)（10%）假如运行人员提高10%的功率而并没有改变冷却剂

的流量和入口温度，包壳外表面最高温度和芯块中心最高温度如何变化？

f)（10%）金属绕丝型格架经常被用于液态金属冷却快堆，如果

在图1中的燃料组件采用该方法，冷却剂的流速、主流温度、传热系数和压降会增大、减小、还是维持不变？为什么？（假设功率、质量流量、入口温度和燃料几何参数维持不变）

表2 物性（所有物性均不随温度变化）

材料ρ(kg/m3) k(W/m.K) µ(Pa.s) C p(J/kg.K) 液态铅10400 16 0.0019 155

不锈钢8000 14 / 470

液态钠780 60 0.00017 1300

U-Zr合金16000 20 / 120

六边形面积和周长分别为：

问题#2（40%）—双层芯块的最大线功率密度

为了提高舰用轻水堆的功率，一家电力公司采用双层芯块燃料元件，双层芯块包括两个区域，一个区域装载UO2，另一个区

域装载PuO2（图2所示），芯块外表面温度固定在400o C。

图2 双层燃料芯块横断面示意图

问题：

a)（5%）如果以芯块中心温度为设计限值，你会在中心区域放

何种氧化物？

b)（30%）只利用表3的物性数据，并且假设PuO2中的体积释

热率比UO2中高50%，计算不发生燃料熔化的最大线功率密度。（忽略热导率随温度的变化）

c)（5%）2.b中的最大线功率密度与全UO2芯块的最大线功率

密度比较如何？

表3 氧化物燃料的物性

参数UO2PuO2

密度(g/cm3) 10.5 10.9

热导率（W/m o C） 3.0 2.5 熔点(o C) 2800 2300 比热(J/kg o C) 410 380