核反应堆工程概论作业全集.docx
《核反应堆工程概论作业全集.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《核反应堆工程概论作业全集.docx（7页珍藏版）》请在冰豆网上搜索。
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：
使用质量
=1.007825;
=2.014102;
=3.01605;
=3.01603;
=4.002603;
=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=2.85x10-6T-1.2MeV/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。
2.6100万千瓦电功率的反应堆内每年约多少吨235U裂变？
同样电功率的燃煤锅炉每年要燃烧多少吨煤？
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。
3.2（选做）无限大、中能段无吸收的慢化介质中快中子源强为So。
定义慢化密度q（E）为单位时间单位体积内慢化到能量E以下的中子数目。
中能中子段的通量可近似表示为（E）=C/E，其中C为常数。
试推导慢化密度的表达式。
并利用稳态情况下q（E）=So，确定常数C。
3.3设有均匀化了的一座水慢化反应堆和一座石墨慢化反应堆，它们归并的单群参数如下：
热群参数
D（cm）
∑a（1/cm）
ν∑f（1/cm）
∑f（1/cm）
水堆
0.3543
0.121
0.1851
0.07527
石墨堆
1.6295
0.003548
0.006366
0.002575
按照单群理论，分别求解下列问题：
（1）K∞，
（2）扩散长度，（3）反应堆材料曲率，（4）具有最小堆芯体积的圆柱形反应堆临界尺寸，（5）使Keff=1.2并堆芯体积最小的圆柱形反应堆几何尺寸。
思考造成水堆与石墨堆临界尺寸差别的原因。
第四章反应堆动态物理－反应性变化与控制
4.1裂变产物135I（碘）和135Xe（氙）的简化衰变链如下图所示，
（1）：
请列出碘和氙两个核素的平均核素密度（NI和NX）随时间变化的微分方程。
碘和氙的衰变常数为λI和λX，氙的微观吸收截面为σa。
（2）：
给出反应堆稳定运行达到平衡状态时碘和氙的平均核素密度（NIo和NXo）的解析表达式。
（3）：
计算满功率稳态运行时NXo的具体数值（注意T1/2=ln2/λ）。
（4）：
在（3）的基础上，估算由于135Xe的存在而导致的对Keff的补偿量，可忽略氙中毒对中子泄漏的影响。
135I（碘）和135Xe（氙）衰变链简化示意图
第五章中子动力学
5.1求使反应堆稳定周期为20秒的阶跃反应性引入量。
取[v∑a（1+L2B2）]-1=10-4秒。
第六章反应堆辐射屏蔽
思考题
4.4试述下列各单位的物理意义：
贝可、戈瑞、希沃特、居里、伦琴、拉德、雷姆。
4.5《辐射防护规定（GB8703-88）》对辐射工作人员和公众规定的年有效剂量当量限值各为多少？
4.6《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则（EJ317-88）》对压水堆核电厂的控制区分为哪几个工作区？
它们的剂量当量率的限值各为多少？
习题
4.2若辐射工作人员每年工作50周，每周工作40h，如果年有效剂量当量限值均匀分配，则每小时的剂量当量应控制为多少？
4.3在某核事件中一个2000人的城镇受辐射，其中500人受到0.001Sv，1000人受到0.002Sv，另外500人受到0.003Sv的剂量当量照射，求集体剂量。
第七章堆内热量的产生与传输
思考题
5.1反应堆所允许释放的热功率主要取决于什么因素？
5.2堆内的热源起自何因？
其空间分布如何确定？
5.4什么叫积分热导率？
5.7气液两相流在垂直加热通道中流动时，一般有哪几种流型？
5.8按传热机理沸腾可分为哪几类？
5.9什么叫临界热流密度？
习题
5.1某压水堆压力容器内表面某点处的γ光子注量率φγ值如附表所示（设γ光子按能量分为7群，每群的平均能量分别为Eγ=0.5；1；2；3；4；6；8MeV），压力容器材料的γ射线能量吸收系数可取铁的相应值，求该点处γ射线的体积释热率。
附表：
γ射线平均能量（MeV）
0.5
1
2
3
4
6
8
φγ（cm-2/s）
1.3×108
2.26×108
1.43×1010
2.38×1010
5.62×109
1.35×109
7.27×108
5.4某压水堆中的某根燃料元件，其芯块直径du=8.43mm，燃料元件外径dw=10mm，包壳厚度δ=0.7mm，最大线功率密度ql（0）=460W/cm，冷却剂进口温度Tf,in=288℃，冷却剂工作压力p=15.5MPa，堆芯高度He≈H=2.9m，冷却该燃料元件的冷却剂流量W=0.333kg/s。
若轴向坐标z的原点取在元件的半高度处，燃料元件沿轴向的释热率按余弦分布，试求该燃料元件轴向z=+0.75m处[冷却剂与元件壁面间的传热系数h=4.73×104W/（m2·℃）；冷却剂比热容cp=5.46×103J/（kg·℃），包壳热导率Kw=20W/（m·℃）；间隙传热系数hg=5678W/（m2·℃）]的冷却剂温度Tf、包壳外表面温度Tw、包壳内表面温度Tg、燃料芯块表面温度Tu和芯块中心温度T0。
第八章流体动力学
思考题
6.1单相流压降通常有哪几项组成？
引起这些压降的原因是什么？
6.2什么叫强制循环流动？
什么叫自然循环流动？
6.4压水堆中，冷却剂流入堆芯时各通道的流量分配不均匀的原因有哪些？
6.5两相流动不稳定性对设备的运行和安全有什么不利影响？
习题
6.2设有长度L=1.5m的竖直沸腾通道，通道的表面粗糙度相当于冷拉管。
通道的横截面为a×b=0.1×0.15m2。
只在它宽边的两个面上均匀加热，平均热流密度q=80W/cm2，通道的运行压力p=7.446MPa。
进入通道的水是饱和水，入口流速vin=1.2m/s。
通道的平均壁面温度Tw=292℃。
试计算通道内的流动压降。
6.4有如图6.10的冷却剂系统，若堆芯高度H12=3.66m，蒸汽发生器U形管高度H30=H04=11.5m，冷却剂工作压力为15.5MPa，堆芯入口冷却剂温度为290℃，堆芯出口冷却剂温度为330℃，堆芯出口点2与蒸汽发生器入口点3之间的垂直高度H23=6m。
求主泵断电时一回路系统的自然循环驱动压头。
第九章反应堆稳态热工设计
思考题
7.1试述热工设计准则。
7.2何为热通道？
何谓热点？
7.5影响临界热流密度的因素是什么？
7.6试述单通道模型与子通道模型的差异。
习题
7.1设反应堆中冷却剂的工作压力p=15.5MPa，质量流速G=8.19×106kg/（m2·h），通道进口水的焓Hf,in=1.279×106J/kg，通道的当量直径De=12.52×10-3m。
冷却剂通道轴向某高度z处的含汽量xe,z=（-0.2252），热流密度qz=1.255×106W/m2.试用W-3公式计算z处的临界热流密度qDNB（不考虑冷壁效应等的修正）。
7.2已知某压水堆以二氧化铀作燃料，Zr-4合金做包壳，堆内热功率NT=2895MW，堆内冷却剂的工作压力p=15.5MPa，堆芯进口处的冷却剂总流量Wt=5.02×106kg/h，燃料元件外径dw=9.5mm，包壳内径dg=8.36mm，芯块直径du=8.19mm，栅距P=12.6mm，燃料元件按正方形栅格排列，每个燃料组件内的元件数为（17×17-25）根。
考虑到燃料装卸的要求，取组件间的水隙δ=0.8mm。
堆芯高度L=3.66m，设燃料元件内的释热量占堆总热功率的份额Fu=97.4%，略去冷却剂中的释热量，可供冷却燃料元件的冷却剂有效流量Wef占总流量Wt的91%。
焓升核热通道因子FNΔH=1.435，轴向核热通道因子FNz=1.54，热流密度核热点因子FNq=FNΔHFNzFNU=2.32；焓升工程热通道因子FEΔH=1.08，热流密度工程热点因子FEq=1.03。
热通道轴向功率最大值处在堆芯半高度处，且热点位于热通道内。
作为初步估算，可近似认为燃料元件表面及中心温度的最大值与热点重合。
临界热流密度qDNB=2.98×106W/m2，为动态留有一定余量取DNBR=2.0，要求燃料元件中心最高温度不超过2200℃。
、
试用单通道模型对上述所给数据进行热工分析。
Welcome!
!
!
欢迎您的下载，
资料仅供参考！
升级会员 