核反应堆工程概论作业全集

1、核反应堆工程概论 2007.9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

2、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

3、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。中能中子段的通量可

4、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)f (1/cm)f (1/cm)水堆0.35430.1210.18510.07527石墨堆1.62950.0035480.0063660.002575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

5、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I和X，氙的微观吸收截面为a。(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/)。(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。裂变材料裂变产额wI = 6.45% 衰变 衰变135 Cs135 Xe

6、135 IT1/2 = 9.1 h T1/2 = 6.6 h(n , )反应a = 2.65x106 barn(1barn = 10-24 cm2)136 Xe135I(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 va (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

7、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

8、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光子注量率值如附表所示（设光子按能量分为7群，每群的平均能量分别为E=0.5；1；2；3；4；6；8MeV），压力容器材料的射线能量吸收系数可取铁的相应值，求该点处射线的体积释热率。附表：射线平均能量（MeV）0.5123468（cm-2/s）1.3×1082.26×1081.43×10102.38×10105.62×1091.35×1097.27×1085.4 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

9、厚度=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HeH=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、

10、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

11、=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

12、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=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FNH=1.435，轴向核热通道因子FNz=1.54，热流密度核热点因子FNq=FNHFN