反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)
反应堆热工水力学习题讲解
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 -1
h /(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
6.89
1940
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
565
15500
欠热液
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
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：
1
Q t
nLA u q V ,max
F 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UO
2
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。
2018年华南理工大学研究生入学考试专业课真题835_反应堆热工水力分析
835 华南理工大学 2018 年攻读硕士学位研究生入学考试试卷（试卷上做答无效，请在答题纸上做答，试后本卷必须与答题纸一同交回）科目名称：反应堆热工水力分析 适用专业：核电与动力工程 共 5 页 一、填空题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、反应堆的热功率与（）成正比。 2、控制棒的热源来源于吸收伽马射线和（）反应释放的热量。 3、达到沸腾临界时的热流密度称为（）。 4、反应堆三大安全屏障的第一层安全屏障是（）。 5、计算两相流压降时的基本参数有空泡份额、（）、滑速比。 6、临界热流密度比的最小值称为最小DNB 比，当最小DNB 比值为（）时，表示燃料元件表面发生烧毁。 7、液体冷却剂的流动压降有（）、（）、加速压降和局部压降。 8、流动不稳定性包括（）和（）。 9、热流密度核热点因子Fq N表示堆芯功率分布的（）。 10、核电厂设置的运行参数的极限值是根据（）和（）原则确定的。 二、单项选择题（10 小题，每小题2 分，共20 分） 1、快中子增殖堆要求使用（）做冷却剂。A、 传热能力强而中子慢化能力小的流体B、传热能力 弱而中子慢化能力小的流体C、传热能力强而中子 慢化能力大的流体D、传热能力弱而中子慢化能力 大的流体
2、下述因素的变化不会影响功率分布的有（） A、燃料布置 B、控制棒 C、水隙和空泡 D、燃料装载量 3、下述不属于停堆后的热源是（） A、燃料棒内储存的显热 B、U-235 裂变 C、剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变 D、中子俘获产物的衰变4、对于流动沸腾来说，在较低的壁面温度下，可获得很高的热流密度，因而对实际应用来说最有意义的传热区段是（） A、非沸腾区 B、膜态沸腾区 C、过渡沸腾区 D、核态沸腾区 5、气隙导热模型中的传热形式主要是（） A、辐射 B、对流 C、传导 D、辐射和对流 6、不会导致自然循环能力下降或终止（）A、驱 动压头克服上升段和下降段压力损失B、上升段和下 降段密度差太小C、蒸汽发生器二次侧冷却能力过强 D、堆芯产生气体体积存在压力壳上腔室7、静力学不 稳定性不包括（） A、流量漂移 B、沸水堆的不稳定性 C、沸腾危机 D、流型不稳定性 8、关于热点的描述错误的是（）A、热点是某一燃料元件表面热流密度最 大的点B、热点和热管对确定堆芯功率的输出量起着决定性作用C、燃料元件 表面上热流密度最大的点就是限制堆芯功率输出的热点D、堆芯功率分布的均 匀程度用热流密度和热点因子表示9、压水堆与气冷堆的热工设计准则不同的是（）A、燃料元件芯块内最高温度低于相应燃耗下的熔化温度 B、燃料元件表面不允许发生沸腾临界
《水力学》课后习题答案
第一章 绪论 1-1．20℃的水2.5m 3 ，当温度升至80℃时，其体积增加多少？ [解] 温度变化前后质量守恒，即2211V V ρρ= 又20℃时，水的密度3 1/23.998m kg =ρ 80℃时，水的密度32/83.971m kg =ρ 32 1 125679.2m V V == ∴ρρ 则增加的体积为3 120679.0m V V V =-=? 1-2．当空气温度从0℃增加至20℃时，运动粘度ν增加15%，重度γ减少10%，问此时动力粘度μ增加多少（百分数）？ [解] 原原ρννρμ)1.01()15.01(-+==Θ 原原原μρν035.1035.1== 035.0035.1=-=-原 原 原原原μμμμμμΘ 此时动力粘度μ增加了3.5% 1-3．有一矩形断面的宽渠道，其水流速度分布为μρ/)5.0(002.02 y hy g u -=，式中ρ、μ分别为水的密度和动力粘度，h 为水深。试求m h 5.0=时渠底（y =0）处的切应力。 [解] μρ/)(002.0y h g dy du -=Θ )(002.0y h g dy du -==∴ρμ τ 当h =0.5m ，y =0时 )05.0(807.91000002.0-??=τ Pa 807.9= 1-4．一底面积为45×50cm 2，高为1cm 的木块，质量为5kg ，沿涂有润滑油的斜面向下作等速运动，木块运动速度u=1m/s ，油层厚1cm ，斜坡角22.620 （见图示），求油的粘度。 [解] 木块重量沿斜坡分力F 与切力T 平衡时，等速下滑
y u A T mg d d sin μθ== 001 .0145.04.062 .22sin 8.95sin ????= = δθμu A mg s Pa 1047.0?=μ 1-5．已知液体中流速沿y 方向分布如图示三种情况，试根据牛顿内摩擦定律y u d d μ τ=，定性绘出切应力沿y 方向的分布图。 [解] 1-6．为导线表面红绝缘，将导线从充满绝缘涂料的模具中拉过。已知导线直径0.9mm ，长度20mm ，涂料的粘度μ=0.02Pa ．s 。若导线以速率50m/s 拉过模具，试求所需牵拉力。（1.O1N ） [解] 2 53310024.51020108.014.3m dl A ---?=????==πΘ N A h u F R 01.110024.510 05.05002.053=????==∴--μ 1-7．两平行平板相距0.5mm ，其间充满流体，下板固定，上板在2Pa 的压强作用下以0.25m/s 匀速移动， 求该流体的动力粘度。 [解] 根据牛顿内摩擦定律，得 y u u u u y u u y ττ= 0y ττy 0 τττ=0 y
西安交大核反应堆热工分析复习详细
第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升； 14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。 15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。 18、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235是天然存在的，占0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，
水力学(闻德荪)习题答案第四章
选择题（单选题） 等直径水管，A-A 为过流断面，B-B 为水平面，1、2、3、4为面上各点，各点的流动参数有以下关系：（c ） （a ）1p =2p ；（b ）3p =4p ；（c ）1z + 1p g ρ=2z +2p g ρ；（d ）3z +3p g ρ=4z +4p g ρ。 伯努利方程中z +p g ρ+2 2v g α表示：（a ） （a ）单位重量流体具有的机械能；（b ）单位质量流体具有的机械能；（c ）单位体积流体具有的机械能；（d ）通过过流断面流体的总机械能。 水平放置的渐扩管，如忽略水头损失，断面形心点的压强，有以下关系：（c ） p p 2 （a ）1p >2p ；（b ）1p =2p ；（c ）1p <2p ；（d ）不定。 黏性流体总水头线沿程的变化是：（a ） （a ）沿程下降；（b ）沿程上升；（c ）保持水平；（d ）前三种情况都有可能。 黏性流体测压管水头线的沿程变化是：（d ） （a ）沿程下降；（b ）沿程上升；（c ）保持水平；（d ）前三种情况都有可能。 平面流动具有流函数的条件是：（d ） 无黏性流体；（b ）无旋流动；（c ）具有速度势；（d ）满足连续性。 4.7一变直径的管段AB ，直径A d =0.2m ，B d =0.4m ，高差h ?=1.5m ，今测得A p =302 /m kN ，B p =402/m kN ， B 处断面平均流速B v =1.5s m /.。试判断水在管中的流动方向。
解： 以过A 的水平面为基准面，则A 、B 点单位重量断面平均总机械能为： 4 2323010 1.0 1.50.40 4.89210009.80729.8070.2A A A A A p v H z g g αρ???? =++=++?= ?????（m ） 232 4010 1.0 1.51.5 5.69210009.80729.807 B B B B B p v H z g g αρ??=++=++=??（m ） ∴水流从B 点向A 点流动。 答：水流从B 点向A 点流动。 4.8利用皮托管原理，测量水管中的点速度v 。如读值h ?=60mm ，求该点流速。 解： 10 3.85 u = = ==（m/s ） 答：该点流速 3.85u =m/s 。 4.9水管直径50mm ，末端阀门关闭时，压力表读值为212 /m kN 。阀门打开后读值降至
水力学试题带答案
水力学模拟试题及答案 1、选择题：（每小题2分） （1）在水力学中，单位质量力是指（） a、单位面积液体受到的质量力； b、单位体积液体受到的质量力； c、单位质量液体受到的质量力； d、单位重量液体受到的质量力。 答案：c （2）在平衡液体中，质量力与等压面（） a、重合； b、平行 c、相交； d、正交。 答案：d （3）液体中某点的绝对压强为100kN/m2，则该点的相对压强为 a、1 kN/m2 b、2 kN/m2 c、5 kN/m2 d、10 kN/m2 答案：b （4）水力学中的一维流动是指（） a、恒定流动； b、均匀流动； c、层流运动； d、运动要素只与一个坐标有关的流动。 答案：d （5）有压管道的管径d与管流水力半径的比值d /R=（） a、8； b、4； c、2； d、1。 答案：b （6）已知液体流动的沿程水力摩擦系数 与边壁相对粗糙度和雷诺数Re都有关，即可以判断该液体流动属于 a、层流区； b、紊流光滑区； c、紊流过渡粗糙区； d、紊流粗糙区 答案：c （7）突然完全关闭管道末端的阀门，产生直接水击。已知水击波速c=1000m/s，水击压强水头H=250m，则管道中原来的流速v0为 a、1.54m b 、2.0m c 、2.45m d、3.22m 答案：c （8）在明渠中不可以发生的流动是（） a、恒定均匀流； b、恒定非均匀流； c、非恒定均匀流； d、非恒定非均匀流。 答案：c （9）在缓坡明渠中不可以发生的流动是（）。 a、均匀缓流； b、均匀急流； c、非均匀缓流； d、非均匀急流。 答案：b （10）底宽b=1.5m的矩形明渠，通过的流量Q =1.5m3/s，已知渠中某处水深h = 0.4m，则该处水流的流态为 a、缓流； b、急流； c、临界流；
核反应堆热工分析课设
目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)
一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距（栅距） 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05
若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下 表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体） 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向上的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计要求 1．设计时间为两周； 2．独立编制程序计算； 3．迭代误差为0.1%； 4．计算机绘图； 5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁； 6．设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： （1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前，压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200～2450℃之间。 （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。
水力学第二章课后习题答案
2.12 密闭容器，测压管液面高于容器内液面h=1.8m ,液体的密度为850kg/m 3,求液面 压强。 解：P o = P a ，gh = P a 850 9.807 1.8 相对压强为：15.00kPa。 绝对压强为：116.33kPa。 答：液面相对压强为15.00kPa，绝对压强为116.33kPa。 2.13 密闭容器，压力表的示值为4900N/m 2,压力表中心比A点高0.4m , A点在水下 1.5m，，求水面压强。 P0 1.5m 1 0.4m A
解: P0 = P a P -1.1 'g 二P a 4900 -1.1 1000 9.807 二p a「5.888 （kPa） 相对压强为：_5.888kPa。 绝对压强为：95.437kPa。 答: 水面相对压强为-5.888kPa,绝对压强为95.437kPa。 3m 解：（1）总压力：Pz=A p=4「g 3 3 = 353.052 （kN） （2）支反力：R 二W总二W K W箱二W箱;?g 1 1 1 3 3 3 =W箱 9807 28 =274.596 kN W箱 不同之原因：总压力位底面水压力与面积的乘积，为压力体Qg。而支座反力与水体重量及箱体重力相平衡，而水体重量为水的实际体积Eg。 答：水箱底面上总压力是353.052kN，4个支座的支座反力是274.596kN。 2.14 盛满水的容器，顶口装有活塞A，直径d =0.4m，容器底的直径D=1.0m，高h
=1.8m ,如活塞上加力2520N （包括活塞自重），求容器底的压强和总压力 解: （1）容器底的压强： P D =P A'gh =252°9807 1.8 =37.706（kPa）（相对压强） /-d2 4 （2）容器底的总压力： P D二Ap D D2 p D12 37.706 10 = 29.614（kN） 4 4 答：容器底的压强为37.706kPa，总压力为29.614kN 。 2.6用多管水银测压计测压，图中标高的单位为m，试求水面的压强P0。
水力学第二章的课后答案详解
1 2 6 11答案在作业本 2.12 （注：书中求绝对压强）用多管水银测压计测压，图中标高的单位为m ， 试求水面的压强0p 。 解： ()04 3.0 1.4p p g ρ=-- ()()5 2.5 1.4 3.0 1.4Hg p g g ρρ=+--- ()()()()2.3 1.2 2.5 1.2 2.5 1.4 3.0 1.4a Hg Hg p g g g g ρρρρ=+---+--- ()()2.3 2.5 1.2 1.4 2.5 3.0 1.2 1.4a Hg p g g ρρ=++---+-- ()()2.3 2.5 1.2 1.413.6 2.5 3.0 1.2 1.4a p g g ρρ=++--?-+--???? 265.00a p =+（kPa ） 答：水面的压强0p 265.00=kPa 。 2-12形平板闸门AB ，一侧挡水，已知长l =2m ，宽b =1m ，形心点水深c h =2m ，倾角α=?45，闸门上缘A 处设有转轴，忽略闸门自重及门轴摩擦力，试求开启
闸门所需拉力T。 l b α B A T h c 解：（1）解析法。 10009.80721239.228 C C P p A h g bl ρ =?=?=????=（kN） 3 2 222 1222 2.946 122 sin sin4512 sin45 sin C C D C C C bl I h y y h y A bl α α =+=+=+=+= ? ? o o
2-13矩形闸门高h =3m ，宽b =2m ，上游水深1h =6m ，下游水深2h =4.5m ，试求：（1）作用在闸门上的静水总压力；（2）压力中心的位置。 解：（1）图解法。 压强分布如图所示：
水力学第六章课后习题答案
7.14虹吸管将A 池中的水输入B 池，已知长度1l =3m ，2l =5m ，直径d =75mm ，两池水面高差H =2m ，最大超高h =1.8m ，沿程摩阻系数λ=0.02，局部损失系数：进口a ζ=0.5，转弯b ζ=0.2，出口c ζ=1，试求流量及管道最大超高断面的真空度。 解： 以下游水面为基准面，从上池水面到下池水面列伯努利方程： 22222 350.7 1.00.0222220.0752v l v v v v H g d g g g g ζλζζ+??=+++=++? ? ?? b c 进 ∴ 3.20v =（m/s ） 23.200.07514.144 Q vA π ==? ?=（L/s ） 从C 过流断面到下池水面列伯努利方程： 2 22 2222C C C C C p v l v v z g g d g g αλζρ++=+ 取1C α= ∵C v v = ∴2 51.8 2.010.02 1.00.0752a C C V p p p v H g g g ρρ-??==-=++-?- ? ?? 2 5 3.203.80.02 3.100.07529.807 =-??=?m 答：流量14.14Q =L/s ，管道最大超高断面的真空度为3.10m 。 7.16水从密闭容器A ，沿直径d =25mm ，长l =10m 的管道流入容器B ，已知容器A 水面的相对压强1p =2at ，水面高1H =1m ，2H =5m ，沿程摩阻系数λ=0.025，局部损失系数：阀门 v ζ=4.0，弯头b ζ=0.3，试求流量。
解： 以地面为基准面，从A 池面到B 池面列伯努利方程： 22 2111222123222v b p v p v l v H H g g g g d g ααζζζζλρρ? ?++=+++++++ ? ?? 进出 取120v v ==；20p =；0.5ζ=进； 1.0ζ=出，则有 1 21 122100.5 1.0 4.030.30.0250.025p g H H g v ρ????+-?? ???? ?=????+++?+? ?????? ? ()1 22120516.4g ?+-??=???? 4.37=（m/s ） 24.370.025 2.154 Q vA π ==??=（l /s ） 答：流量 2.15Q =l /
核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本
课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院 班级：实践核1101班 学号：06 学生姓名：蒋佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩： 日期：2014 年 6 月 19 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算； 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。
水力学第三章课后习题答案
2.23 已知速度场x u =2t +2x +2y ，y u =t -y +z ，z u =t +x -z 。试求点（2，2，1）在t =3 时的加速度。 解：x x x x x x y z u u u u a u u u t x y z ????= +++???? ()()2222220t x y t y z =+++?+-+?+ 26422t x y z =++++ ()2321t x y z =++++ y y y y y x y z u u u u a u u u t x y z ????=+++???? ()()101t y z t x z =+--+++-? 12x y z =++- z z z z z x y z u u u u a u u u t x y z ????= +++???? ()()12220t x y t x z =++++-+- 12t x y z =++++ ()()3,2,2,12332221134x a =??+?+++=（m/s 2 ） ()3,2,2,112223y a =++-=（m/s 2 ） ()3,2,2,11324111z a =++++=（m/s 2 ） 35.86a = = =（m/s 2 ） 答：点（2，2，1）在t =3时的加速度35.86a =m/s 2。 3.8已知速度场x u =2 xy ，y u =– 3 3 1y ，z u =xy 。试求：（1）点（1，2，3）的加速度；（2） 是几维流动；（3）是恒定流还是非恒定流；（4）是均匀流还是非均匀流。 解：（1）4 4 4 2103 3 x x x x x x y z u u u u a u u u x y x y x y t x y z ????= +++=- += ????
硕士 核反应堆热工分析
中国原子能科学研究院 核能科学与工程专业硕士（博士）研究生入学考试大纲 2010年12月修订 本课程以于平安等编著的高等学校教材《核反应堆热工分析》为参考书。下列内容均属考试范围，要求考生必须理解和掌握或运用其理论进行分析和计算问题。考题有填空、选择填空、判断、问答、推导、综合分析和具体计算等。 第一章绪论 1.2 压水堆：轻水既作冷却剂也作慢化剂，压力壳，燃料元件，燃料组件，安 全壳，一回路系统，稳压器等。 第二章堆芯材料的选择和热物性 2.1 核燃料：三种易裂变核素：铀－235、铀－233和钚－239，两种可转换核 素： 钍－232和铀－238，两类核燃料：固体燃料和液体燃料，对于固体燃料的选择要求，目前动力反应堆常使用的两种固体燃料是：UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体的燃料。 UO2陶瓷燃料的主要特性：UO2陶瓷燃料的熔点、密度、热导率和比定压热容。其中最主要的是UO2热导率随温度变化的规律。 2.2 包壳材料：选择包壳材料必须考虑的主要因素，两种主要的包壳材料：锆 合金和不锈钢，锆合金的热导率和比定压热容，现代压水堆为什么广泛选用锆合金作为包壳材料？ 2.3 冷却剂：选择合适的冷却剂需要考虑的主要因素，轻水的热物理性质，过 冷水的主要热物性取决于温度和压力，饱和水和饱和水蒸汽的热物性只取决于温度或者压力。 第三章反应堆的热源及稳态工况下的传热计算 3.1 反应堆的热源及其分布。 3.1.1 核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布：堆的热源及其分配，堆芯体积释 热率，整个堆芯热功率，反应堆总热功率，堆芯内释热率的分布（主要是有限圆柱体的均匀裸堆堆芯中子通量或释热率的分布规律）。 3.1.2 影响堆芯功率分布的因素：燃料布置，控制棒，水隙和空泡。 *3.1.3 燃料元件内的功率分布。
水力学第二章课后习题答案
2.12 密闭容器，测压管液面高于容器内液面h =1.8m ，液体的密度为850kg/m 3，求液面压 强。 解：08509.807 1.8a a p p gh p ρ=+=+?? 相对压强为：15.00kPa 。 绝对压强为：116.33kPa 。 答：液面相对压强为15.00kPa ，绝对压强为116.33kPa 。 2.13 密闭容器，压力表的示值为4900N/m 2，压力表中心比A 点高0.4m ，A 点在水下1.5m ，， 求水面压强。 解：0 1.1a p p p g ρ=+- 4900 1.110009.807a p =+-??
5.888a p =-（kPa ） 相对压强为： 5.888-kPa 。 绝对压强为：95.437kPa 。 答：水面相对压强为 5.888-kPa ，绝对压强为95.437kPa 。 解：（1）总压力：433353.052Z P A p g ρ=?=??=（kN ） （2）支反力：()111333R W W W W g ρ==+=+??+??总水箱箱 980728274.596W =+?=箱kN W +箱 不同之原因：总压力位底面水压力与面积的乘积，为压力体g ρ?。而支座反力与水体 重量及箱体重力相平衡，而水体重量为水的实际体积g ρ?。 答：水箱底面上总压力是353.052kN ，4个支座的支座反力是274.596kN 。 2.14 盛满水的容器，顶口装有活塞A ，直径d =0.4m ，容器底的直径D =1.0m ，高h =1.8m ， 如活塞上加力2520N （包括活塞自重），求容器底的压强和总压力。
反应堆热工水力期末复习资料
反应堆热工复习 第一章 一、核能的优缺点 1、优点：核能对环境的污染较少；不产生二氧化碳；能量密度高；运输成本低；运行时间长，不需要中途加料；热能产生不需要空气； 2、缺点：产生大量的放射性物质；热效率低；不便于调峰；潜在危险大； 二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？ 压水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，冷却剂在流过堆芯时一般不发生饱和核态沸腾。 沸水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，堆芯中的水处于饱和沸腾状态，一回路工作压力比压水堆低很多，没有蒸汽发生器。重水堆：使用重水做慢化剂，使用天然铀作为燃料，冷却剂系统可由一或两个回路组成。 三、反应堆热工分析主要包括那些内容？ 分析燃料原件内的温度分布、冷却剂的流动和传热特性、预测在各种运行工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 四、第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？ 第二章 一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。 因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡、燃料自屏效应 燃料布置：通过合理布置不同富集度的燃料可以有效的展平堆芯功率分布，提高反应堆热功率。 控制棒：合理的布置有利于堆芯径向功率的展平，但给轴向功率分布带来不利的影响。 水隙及空泡：水隙引起的附加慢化作用使得该处的中子通量上升，水隙周围的燃料原件功率上升。而空泡中蒸汽的密度比水小得多，慢化作用弱，其会导致周围燃料原件功率下降。 燃料自屏效应：热中子主要被棒外层燃料吸收，造成燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，使得燃料块内层功率较低。 二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成？他们各具有什么特点？ 1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。 2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。 3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。
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 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， 2 62 )15.273/(10610 51.238.304+?-?+=-t t c p 在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下， 4 10 3 62 310 59.110 12.110 71.2789.225.712t 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。 ③ 粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小 ④ 与燃料和结构材料的相容性好 ⑤ 良好的辐射稳定性和热稳定性 ⑥ 慢化能力与反应堆类型相匹配 ⑦ 成本低，使用方便，尽量避免使用价格昂贵的材料。 1-4、水作为冷却剂，有什么优缺点？ 答：水具有良好的热物性，价格便宜，使用方便，所需输送功率小。缺点主要有：①水的沸点低，为了使高温水保持液态，一回路设备，包括反应堆本体，须在高的压力下运行。②存在沸腾临界问题，使得提高堆内释热功率的可能性受到限制。③水在高温下的腐蚀作用相当
水力学课后答案
答案说明 以下答案是由老师自己做出来的，其中的每一题的画图都省略了，希望同学们自己在做题过程中补充上完整的图形。 在答案电子话过程中可能会有一些错误，希望同学们可多提宝贵意见。
第二章作业答案 2-9 10(1.5 1.0)53.9a p p g p kpa ρ=+--= 11151.9abs a p p p kpa =+= 20(1.50.5)58.8a p p g p kpa ρ=+--= 22156.8abs a p p p kpa =+= 1212 6.5p p Z Z m g g ρρ+ =+= 2-11 略 2-12 0(2.50.9)(2.00.9)(2.00.7)(1.80.7)0Hg Hg p g g g g ρρρρ+---+---= 0265p kpa = 2-14 受压面为矩形平面 76.38c P g h k N ρω== 3 4112 c b a J m ?== 289c D c c J y y y ω=+ = 所以，作用点至A 点的距离 10'29 D y y '=-= 根据合力矩守恒 2cos60'84.9o T P y T kN ?=?=
2-18 c P gh ρω= (sin 60)2 146.5o a g H ab kN ρ=-?= sin60(cos60)o o T G G P f =?++? 45.9T kN = 闸门的静水压强分布图为梯形，根据梯形的压力中心距底部距离的计算公式 1212 2()3h h a e h h += + 21sin h H h H a θ ==- 1.13e m = 2-21 仅考虑左侧水： 11144.1x c x P gh kN ρω== （→） 1134.6z P gV kN ρ== （↑） 仅考虑右侧水 22 211.03x c x P g h k N ρω== （←） 2217.32z P gV kN ρ== （↓） 综合两侧水 1233.08x x x P P P kN =-= (→) 1217.32z z z P P P kN =-= （↑） 总压力 37.34P kN == tan Z x P P θ= 2-23 分析上半球 0x P = 232[()]3 Z P gV T n n g R H R R n ρρππ= = =+-
《核反应堆热工分析》复习资料大全
第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类： 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)
缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好
水力学课后计算题及答案解析
水力学课后计算题及答案 第一章 绪论 1-1．20℃的水2.5m 3，当温度升至80℃时，其体积增加多少？ [解] 温度变化前后质量守恒，即2211V V ρρ= 又20℃时，水的密度3 1/23.998m kg =ρ 80℃时，水的密度32/83.971m kg =ρ 32 1 125679.2m V V == ∴ρρ 则增加的体积为3 120679.0m V V V =-=? 1-2．当空气温度从0℃增加至20℃时，运动粘度ν增加15%，重度γ减少10%，问此时动力粘度μ增加多少（百分数）？ [解] 原原ρννρμ)1.01()15.01(-+== 原原原μρν035.1035.1== 035.0035.1=-=-原 原 原原原μμμμμμ 此时动力粘度μ增加了3.5% 1-3．有一矩形断面的宽渠道，其水流速度分布为μρ/)5.0(002.02 y hy g u -=，式中ρ、 μ分别为水的密度和动力粘度，h 为水深。试求m h 5.0=时渠底（y =0）处的切应力。 [解] μρ/)(002.0y h g dy du -= )(002.0y h g dy du -==∴ρμ τ 当h =0.5m ，y =0时 )05.0(807.91000002.0-??=τ
Pa 807.9= 1-4．一底面积为45×50cm 2，高为1cm 的木块，质量为5kg ，沿涂有润滑油的斜面向下作等速运动，木块运动速度u=1m/s ，油层厚1cm ，斜坡角22.620 （见图示），求油的粘度。 [解] 木块重量沿斜坡分力F 与切力T 平衡时，等速下滑 y u A T mg d d sin μθ== 001 .0145.04.062 .22sin 8.95sin ????= = δθμu A mg s Pa 1047.0?=μ 1-5．已知液体中流速沿y 方向分布如图示三种情况，试根据牛顿内摩擦定律y u d d μ τ=，定性绘出切应力沿y 方向的分布图。
《核反应堆热工分析》复习重点
重庆大学《核反应堆热工分析》期末复习要点 第二章堆的热源及其分布 1、裂变能的近似分配（16页） 2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响） 3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解） 4、停堆后的功率（25页） 5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页） 6、衰变功率的衰减（27页） 第三章堆的传热过程 1、导热的概念（30页） 2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1） 3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页） 4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页） 5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26） 6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页） 7、过渡沸腾传热的定义（41页） 8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点） 9、热静效应（51页） 10、燃料芯块的肿胀含义（52页） 11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页） 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组成（87页——92页的黑体标题，共4点） 2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4） 3、Blausius关系式及使用范围（88页） 4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26） 5、多相流的定义（99页）
5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页） 6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页） 7、公式4-49的推导（103页） 8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页） 9、临界流的定义（123页） 10、单相流体的临界流（124页） 11、引起流动不稳定性的原因（133页） 12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页） 13、流量漂移的特点（134页） 14、水动力稳定性准则（136页公式4-176） 第五章 堆芯稳态热工分析 1、热工设计准则（144页——145页） 2、热管和热点的定义（154页） 3、热流密度核热点因子N q F 的计算式（155页公式5-26） 4、焓升热管因子N H F ?的计算式（155页） 5、降低热管因子和热点因子的途径（157页） 6、只有流动交混因子E H F ?的值小于1，其他都大于1（158页） 7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页） 8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页） 9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页） 10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页） 11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页） 第六章 堆芯瞬态热工分析 1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2） 2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页） 3、专设安全系统（220页，共3个）