核反应堆工程概论作业全集介绍
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核反应堆工程概论第3章
2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程:
S－∑aΦ － ∙J = 0 引入斐克定律：
D Φ－∑aΦ + S = 0
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2.2、单群扩散连续性方程
单群扩散连续性方程: 反应堆功率运行中，中子源最初来自于裂变， 所以S与Φ有一定的比例关系(如S可以表示成 S＝ ν∑fΦ)，扩散方程最终可写成如下的简单形式： ΔΦ ＋ B2Φ = 0 B2称为材料曲率。求解通量随空间的变化归 结为求解上述二阶偏微分扩散方程。 上述扩散方程(扩散近似)成立的条件：散射各 向同性，介质均匀，吸收较弱，距离边界较远。
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3.1、反应堆临界的概念
反应堆最重要的就是要能够维持连 续稳定的运行，即维持连续稳定的链式 核裂变反应。这种状态称为临界状态。 若裂变反应率自发地不断增加，称之为 超临界，反之为次临界。 倍增因子K：反应堆内中子产生率与消 失率的比值，或：代中子比值。
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倍增因子k
新生一代中子数 k 直属一代中子数 系统内中子的产生率 k 系统内中子的总消失（吸收＋泄漏）率 系统内中子的产生率 k 系统内中子的吸收率 系统内中子的吸收率 PL 系统内中子的吸收率＋系统内中子的泄漏率 k k PL
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2.4、扩散理论小结
反应堆物理分析的首要任务是得到中子 通量。一般情况下，中子通量是中子能 量、空间位置、时间等的函数(更细致 的考虑要包含空间角度，即中子输运理 论)。我们的处理办法是分离变量和离 散化，根据实际需要求得中子通量，从 而知道各种核反应的反应率。
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三、反应堆临界理论
3.1、反应堆临界的概念 3.2、四因子、六因子公式 3.3、扩散方程确定的临界条件
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2.1、中子流密度与斐克定律
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂 设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确 保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
2.1、纵深设防（1）
内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督
核反应堆工程概论第7章详解
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2.4 工质的物性
比热： dq=cdT 对于气体有定压比热Cp和定容比热Cv
在可逆过程中： 定压：dq= CpdT 定容：dq= CvdT
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2.4 工质的物性
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2.4 工质的物性
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2.5 热力学第一定律
数学描述：
一般表达式：
微分形式：dQdEsys e2dm2 e1dm1dW
4
2、热力学的基本知识
2.1 热力学 2.2 工质及其状态参数 2.3 平衡状态 2.4 工质的物性 2.5 热力学第一定律 2.6 工质的热力过程 2.7 热力循环 2.8 热力学第二定律
5
2.1 热力学
热力学：研究伴有热效应的自然界中一切物 理及化学工程的能量关系和能量转换的科 学。
几个概念： 热力系或热力系统 环境或外界 界面或边界 热源和冷源
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5）焓
定义：复合状态参数。 数学描述： h=u+pv H=mh
单位：J，J/kg
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6）熵
定义：导出参数，不能直接测量，由基本状 态参数推导出来。 数学描述： dS=dQ/T ds=dq/T
单位：J/kg.K
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2.3 平衡状态
定义：均匀一致 状态参数：p、v、T、u、h、s
工质的状态：固、液、汽 状态方程：（工质物性的描述）
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3、反应堆热工分析的内容
1）堆芯材料和热物性 （第一节第五小节）
2）反应堆的热源 （第二节）
3）稳态热工分析 （第二节传热分析，第三节水力分析）
4）瞬态热工分析 （第五节）
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4、堆芯材料和热物性
堆芯结构材料包括：
1）燃料元件用材料：燃料芯块材料、燃料包壳材 料、燃料组件和部件材料、导向管材料；
核反应堆工程作业3
4-1 一个圆林状燃料元件樁燃料芯块宜径为4,兀件外径为《燃料的体积发热率为常数％
（1）写出元件表面热流密度,线发热率的表达式。
（2）若燃料芯块H径为0.843cm：元件棒外径0.97cm:燃料元件外表血的热
流密度为244.5kW/ui2,求：
①燃料的体积发热率为q、…
②燃料元件的线发热率如
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4-2二氧化铀林状燃料芯块外表血温度691 r,若芯块的线发热率为
400W/cm,试丿IJ积分热导率法计算芯块中心温度（用课木表4-5的热导枳分
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核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
第4章 核反应堆热工学 核工程概论课件
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆 热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动 力堆几乎都是非均匀的。
4.1.3 结构部件和慢化剂的释热
反应堆的结构材料总体上可由两部分组成： 一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外 围的厚壁构件。
（1）结构部件的释热
①堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的
对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子 通量分布。
影响堆芯功率分布的主要因素
①燃料装载的影响
在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均 一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比 较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个 很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值， 使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功 率输出。
i(x)Siexp(ix)
γ射线在x处dx距离上的衰减部分全部转化为热量， 因此，在x处材料吸收γ射线产生的体积释热率为
q v,i(x)d d x i(x)iS iex p (ix)
③如果反应堆中的γ源发射几种不同能级的γ射线， 那么未经碰撞的γ射线所形成的总释热率是各个能 级的γ射线所形成的释热率之和，则
④结构材料、水隙和空泡的影响
反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起 中子通量局部降低。
在热中子堆内，水是慢化剂，因此在有水隙 的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙 会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会 使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的 能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通 量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。
(n，γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E
第1章核反应堆设计概论
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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：12122301H H He n +−→−+ 12121311H H H H +−→−+ 13122401H H He n +−→−+使用质量 11H = 1.007825; 12H = 2.014102; 13H = 3.01605; 23He = 3.01603; 24He = 4.002603; 01n =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=2.85x10-6 T-1.2 MeV/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。
2.6 100万千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(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。
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K eff=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(N I和N X)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(N Io和N Xo)的解析表达式。
(3)：计算满功率稳态运行时N Xo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K eff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0.002 Sv，另外500人受到0.003 Sv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。
5.4 某压水堆中的某根燃料元件，其芯块直径d u=8.43mm，燃料元件外径d w=10mm，包壳厚度δ=0.7mm，最大线功率密度q l(0)=460W/cm，冷却剂进口温度T f,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c p=5.46×103J/(kg·℃)，包壳热导率K w=20W/(m·℃)；间隙传热系数h g=5678W/(m2·℃) ]的冷却剂温度T f、包壳外表面温度T w、包壳内表面温度T g、燃料芯块表面温度T u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v in=1.2m/s。
通道的平均壁面温度T w=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。
核反应堆工程概论2007.9 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H f,in=1.279×106J/kg，通道的当量直径D e=12.52×10-3m。
冷却剂通道轴向某高度z处的含汽量x e,z=(-0.2252)，热流密度q z=1.255×106W/m2.试用W-3公式计算z处的临界热流密度q DNB（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N T=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W t=5.02×106kg/h，燃料元件外径d w=9.5mm，包壳内径d g=8.36mm，芯块直径d u=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F u=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W ef占总流量W t的91%。
焓升核热通道因子F NΔH=1.435，轴向核热通道因子F N z=1.54，热流密度核热点因子F N q=F NΔH F N z F N U=2.32；焓升工程热通道因子F EΔH=1.08，热流密度工程热点因子F E q=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q DNB=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。