核反应堆工程部分习题参考.pdf

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1、核反应堆工程部分习题参考注：来源于曾做过的热工水力部分习题。题目可能有出入，部分经验公式可能有差别，仅供参考。第四章1假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2，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132为10/(cm∙s)处燃料元件内的体积释热率。解：铀235的丰度为:11C0.0303751110.9874(1)10.9874(1)e0.035故UO2中铀235的核子密度为:u10.4123203NAC6.022100.030377.0510/cm5005M270u

2、所有中子热能化，都适用1/v定律，故平均裂变截面：293293222582382.4b3.82410cmff,0.02532273t2273260体积释热率qFERFENVufuf5f132其中工程上取Fu=0.974，Ef=200MeV，10/(cms)，代入以上数据得：202213143q0.9742007.05103.82410105.25210MeV/(cms)V2某圆柱形均匀堆，燃料为富集度3%的UO2，慢化剂为D2O，慢化剂温度260℃。堆芯内132装有10000根燃料元件，最大的热中子注量率max=10

3、1/（cm∙s），燃料芯块的直径为15mm，堆芯高度6.1m，试计算堆芯的总热功率。解：Pc10堆芯的总热功率Pt1.602110ENf5fVc，Pt的单位为kWFu203-222Ef=200MeV，由上题计算知：N5=7.0510/cm，σf=3.52410/cm2.405rz由（3-17）式，圆柱体热中子注量率分布：Jcos，00RLee则平均中子注量率为：2dH2.405rzJ2.405dH122J()cos()2rdrdz000dH/22.40524J12.405maxdH2221

4、dH2.4052rdrdz00222由工具软件Matlab算得J2.4050.5191，所以：140.51911321220.274810/(cms)2.74810/(cms)max2.405d20.01523堆芯内燃料总体积Vn()h10000()6.110.78mc22代入数据得：102022125P1.6021102007.05103.824102.7481010.782.55810kWt3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142为90%，

5、包壳用0.5mm厚的铝。中子注量率为10/(cm•s)。元件两侧用40℃水冷却，对流2传热系数h=40000W/(m•℃)，假设气隙热阻可以忽略，铝的热导率kAl=221.5W/(m•℃)，-242铀铝合金的热导率kU-Al=167.9W/(m•℃)，裂变截面σf=520×10cm。试求元件在稳态下的径向温度分布。解：求温度分布，需求体积释热率；体积释热率qFERFEN，其中F97.4%，E200MeV，Vufuf5fuf-242σf=520×10cm；元件两侧用40℃水冷却，中心温度不会很高，故求N5时铀的密度取附录A中93℃时的值：22%90%2316.02

6、210mol235/gmol2133N1.688810cm，2.70g/cm为查得Al在522%122%3319.05/gcm2.70/gcm40℃左右的值；142热中子注量率取10/(cms)2124143163q(97.4%2001.6888105201010)MeVcm/1.71110MeV/(cms)V332.74110Wcm/qV22燃料元件芯块中：Tx()(ax)Tci2kUALaq包壳中：()V()TxTxacikALa1由热阻定义，T0TmVaq()，代入数值计算得TC079.402kkhUAL

7、AL2qaVTT77.36Cci02kUAL与前面估计的温度数值相吻合，故铀采用93摄氏度时密度、中子注量率取值是合理的故温度分布为：220x0.5(mmTx),()8.163(0.25x)77.3679.408.163(xC)0.5x1.0(mmTx),()77.366.187(x0.5)80.456.187(xC)4考察某压水堆（圆柱形堆芯）中的某根燃料元件，参数如下表。假设轴向发热分布为余弦分布，试求燃料元件轴向z=6