核反應堆工程概論作業(yè)全集

1、核反應堆工程概論 2007.9核反應堆工程概論習題作業(yè)劉巧芬 2011212386第二章 核物理基礎2.1假設一個成年人體內(nèi)含有0.25kg的鉀，其中0.012%的鉀是放射性Beta的發(fā)射體鉀-40(半衰期1.3x109a)。試計算該人體的活度。2.2以MeV為單位計算下列三種聚變反應中釋放的能量： 使用質量 = 1.007825; = 2.014102; = 3.01605; = 3.01603; = 4.002603; = 1.008665。質量單位為原子質量單位u：1u = 1.6605655x10-27kg。假設前兩個反應以相同的速率同時發(fā)生，而第二種反應中生成的3H(氚)又迅速地發(fā)生

2、了第三個反應。試估算1kg的氘發(fā)生上述三中聚變反應后理論上可得到多少能量。將結果與1kg的235U裂變所釋放的能量相比較。2.3氫的熱中子俘獲微觀截面為0.33靶，氧是2x10-4靶。試分析水分子的熱中子俘獲宏觀截面(水的密度取1.0噸/米3)。比較該宏觀截面中氫和氧的貢獻比例。2.4如果每100個鈾原子裂變產(chǎn)生25個穩(wěn)定的裂變產(chǎn)物氣體原子(氣體為單原子氣體)，試分析一座熱功率為3000MW的反應堆運行一年產(chǎn)生的裂變氣體在標準狀態(tài)下的體積。2.5每次裂變的裂變產(chǎn)物衰變熱可近似描述成 Pd=2.85x10-6 T-1.2 MeV/s。3000MW熱功率的反應堆穩(wěn)定運行T0時間后停堆。試推導停堆后

3、t時刻裂變產(chǎn)物衰變熱(剩余發(fā)熱)功率。時間T、T0、t均以天為單位。2.6 100萬千瓦電功率的反應堆內(nèi)每年約多少噸235U裂變？同樣電功率的燃煤鍋爐每年要燃燒多少噸煤？假設：核電站和火電站的熱電轉換效率分別為33%和40%。核反應堆內(nèi)的裂變能皆由235U產(chǎn)生，每次裂變的可回收能量為200MeV。煤的熱值取每噸7x106Kcal。第三章 中子的擴散、慢化與臨界理論3.1試確定在H、C介質中2.0MeV的快中子慢化到1.0eV所經(jīng)歷的平均碰撞次數(shù)。3.2（選做）無限大、中能段無吸收的慢化介質中快中子源強為So。定義慢化密度q(E)為單位時間單位體積內(nèi)慢化到能量E以下的中子數(shù)目。中能中子段的通量可

4、近似表示為(E)=C/E，其中C為常數(shù)。試推導慢化密度的表達式。并利用穩(wěn)態(tài)情況下q(E)=So，確定常數(shù)C。3.3 設有均勻化了的一座水慢化反應堆和一座石墨慢化反應堆，它們歸并的單群參數(shù)如下：熱群參數(shù)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按照單群理論，分別求解下列問題：(1) K，(2)擴散長度，(3)反應堆材料曲率，(4) 具有最小堆芯體積的圓柱形反應堆臨界尺寸，(5) 使Keff=1.2并堆芯體積最小的圓柱形反應堆幾何尺寸。思考造成水堆與石墨堆臨界尺寸

5、差別的原因。 第四章 反應堆動態(tài)物理反應性變化與控制4.1 裂變產(chǎn)物135I(碘)和135Xe(氙)的簡化衰變鏈如下圖所示，(1)：請列出碘和氙兩個核素的平均核素密度(NI和NX)隨時間變化的微分方程。碘和氙的衰變常數(shù)為I和X，氙的微觀吸收截面為a。(2)：給出反應堆穩(wěn)定運行達到平衡狀態(tài)時碘和氙的平均核素密度(NIo和NXo)的解析表達式。(3)：計算滿功率穩(wěn)態(tài)運行時NXo的具體數(shù)值 (注意T1/2 = ln2/)。(4)：在(3)的基礎上，估算由于135Xe的存在而導致的對Keff的補償量，可忽略氙中毒對中子泄漏的影響。裂變材料裂變產(chǎn)額wI = 6.45% 衰變 衰變135 Cs135 Xe

6、135 IT1/2 = 9.1 h T1/2 = 6.6 h(n , )反應a = 2.65x106 barn(1barn = 10-24 cm2)136 Xe135I(碘)和135Xe(氙)衰變鏈簡化示意圖第五章 中子動力學5.1 求使反應堆穩(wěn)定周期為20秒的階躍反應性引入量。取 va (1+L2B2)-1 = 10-4秒。第六章 反應堆輻射屏蔽思考題4.4 試述下列各單位的物理意義：貝可、戈瑞、希沃特、居里、倫琴、拉德、雷姆。4.5 輻射防護規(guī)定（GB8703-88）對輻射工作人員和公眾規(guī)定的年有效劑量當量限值各為多少？4.6 壓水堆核電廠輻射屏蔽設計準則（EJ317-88）對壓水堆核電廠

7、的控制區(qū)分為哪幾個工作區(qū)？它們的劑量當量率的限值各為多少？習題4.2 若輻射工作人員每年工作50周，每周工作40h，如果年有效劑量當量限值均勻分配，則每小時的劑量當量應控制為多少？4.3 在某核事件中一個2000人的城鎮(zhèn)受輻射，其中500人受到0.001Sv，1000人受到0.002 Sv，另外500人受到0.003 Sv的劑量當量照射，求集體劑量。第七章 堆內(nèi)熱量的產(chǎn)生與傳輸思考題5.1 反應堆所允許釋放的熱功率主要取決于什么因素？5.2 堆內(nèi)的熱源起自何因？其空間分布如何確定？5.4 什么叫積分熱導率？5.7氣液兩相流在垂直加熱通道中流動時，一般有哪幾種流型？5.8 按傳熱機理沸騰可分為哪

8、幾類？5.9 什么叫臨界熱流密度？習題5.1 某壓水堆壓力容器內(nèi)表面某點處的光子注量率值如附表所示（設光子按能量分為7群，每群的平均能量分別為E=0.5；1；2；3；4；6；8MeV），壓力容器材料的射線能量吸收系數(shù)可取鐵的相應值，求該點處射線的體積釋熱率。附表：射線平均能量（MeV）0.5123468（cm-2/s）1.3×1082.26×1081.43×10102.38×10105.62×1091.35×1097.27×1085.4 某壓水堆中的某根燃料元件，其芯塊直徑du=8.43mm，燃料元件外徑dw=10mm，包殼

9、厚度=0.7mm，最大線功率密度ql(0)=460W/cm，冷卻劑進口溫度Tf,in=288，冷卻劑工作壓力p=15.5MPa，堆芯高度HeH=2.9m，冷卻該燃料元件的冷卻劑流量W=0.333kg/s。若軸向坐標z的原點取在元件的半高度處，燃料元件沿軸向的釋熱率按余弦分布，試求該燃料元件軸向z=+0.75m處冷卻劑與元件壁面間的傳熱系數(shù)h=4.73×104W/(m2·)；冷卻劑比熱容cp=5.46×103J/(kg·)，包殼熱導率Kw=20W/(m·)；間隙傳熱系數(shù)hg=5678W/(m2·) 的冷卻劑溫度Tf、包殼外表面溫度Tw、

10、包殼內(nèi)表面溫度Tg、燃料芯塊表面溫度Tu和芯塊中心溫度T0。第八章 流體動力學 思考題6.1 單相流壓降通常有哪幾項組成？引起這些壓降的原因是什么？6.2 什么叫強制循環(huán)流動？什么叫自然循環(huán)流動？6.4 壓水堆中，冷卻劑流入堆芯時各通道的流量分配不均勻的原因有哪些？6.5 兩相流動不穩(wěn)定性對設備的運行和安全有什么不利影響？習題6.2 設有長度L=1.5m的豎直沸騰通道，通道的表面粗糙度相當于冷拉管。通道的橫截面為a×b=0.1×0.15m2。只在它寬邊的兩個面上均勻加熱，平均熱流密度q=80W/cm2，通道的運行壓力p=7.446MPa。進入通道的水是飽和水，入口流速vin

11、=1.2m/s。通道的平均壁面溫度Tw=292。試計算通道內(nèi)的流動壓降。6.4 有如圖6.10的冷卻劑系統(tǒng)，若堆芯高度H12=3.66m，蒸汽發(fā)生器U形管高度H30=H04=11.5m，冷卻劑工作壓力為15.5MPa，堆芯入口冷卻劑溫度為290，堆芯出口冷卻劑溫度為330，堆芯出口點2與蒸汽發(fā)生器入口點3之間的垂直高度H23=6m。求主泵斷電時一回路系統(tǒng)的自然循環(huán)驅動壓頭。第九章 反應堆穩(wěn)態(tài)熱工設計思考題7.1 試述熱工設計準則。7.2 何為熱通道？何謂熱點？7.5影響臨界熱流密度的因素是什么？7.6試述單通道模型與子通道模型的差異。習題7.1 設反應堆中冷卻劑的工作壓力p=15.5MPa，質

12、量流速G=8.19×106kg/(m2·h)，通道進口水的焓Hf,in=1.279×106J/kg，通道的當量直徑De=12.52×10-3m。冷卻劑通道軸向某高度z處的含汽量xe,z=(-0.2252)，熱流密度qz=1.255×106W/m2.試用W-3公式計算z處的臨界熱流密度qDNB（不考慮冷壁效應等的修正）。7.2 已知某壓水堆以二氧化鈾作燃料，Zr-4合金做包殼，堆內(nèi)熱功率NT=2895MW，堆內(nèi)冷卻劑的工作壓力p=15.5MPa，堆芯進口處的冷卻劑總流量Wt=5.02×106kg/h，燃料元件外徑dw=9.5mm，包殼內(nèi)徑dg=8.36mm，芯塊直徑du=8.19mm，柵距P=12.6mm，燃料元件按正方形柵格排列，每個燃料組件內(nèi)的元件數(shù)為（17×17-25）根?？紤]到燃料裝卸的要求，取組件間的水隙=0.8mm。堆芯高度L=3.66m，設燃料元件內(nèi)的釋熱量占堆總熱功率的份額Fu=97.4%，略去冷卻劑中的釋熱量，可供冷卻燃料元件的冷卻劑有效流量Wef占總流量Wt的91%。焓升核熱通道因子FNH=1.435，軸向核熱通道因子FNz=1.54，熱流密度核熱點因子FNq=FNHFN