西安交大核反应堆热工分析复习详细
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

2019-12-12
核反应堆热工水力课程设计
核反应堆热工水力课程设计

一、设计要求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

2019-12-07
核反应堆热工水力课程设计
核反应堆热工水力课程设计

一、设计要求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

2019-12-16
反应堆热工水力学04_99901026..
反应堆热工水力学04_99901026..

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2024-02-07
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

2024-02-07
反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)
反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)

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

2024-02-07
反应堆热工水力学
反应堆热工水力学

ЧернобыльChernobyl车诺比……人类文明史上最严重的技术灾难——切尔诺贝利核事故浅析切尔诺贝利之罪与罚“The biggest socio-economic cata

2024-02-07
第6章 核反应堆热工水力设计 核工程概论课件
第6章 核反应堆热工水力设计 核工程概论课件

出口温度值的选取应考虑的因素有: a.燃料包壳材料要受抗高温腐蚀性能的限 制; b.元件壁面与冷却剂间要有足够大的膜温 压; c.堆芯冷却剂出口温度还受到堆芯径向功 率分 布不均匀

2024-02-07
反应堆热工水力学作业解答
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

2024-02-07
核反应堆热工分析
核反应堆热工分析

2堆芯功率的分布及其影响因素燃料元件数很多的非均匀圆柱形堆芯的通量分布总趋势与均匀堆 的是一样的 非均匀堆中的燃料元件自屏效应,使得元件内的中子通量和它周 围慢化剂内的中子通量分布

2024-02-07
反应堆热工水力考试重点
反应堆热工水力考试重点

1 目前国际上主要核反应堆有哪些类型?压水核反应堆基本组成部分有那些? 压水堆、沸水堆、那类快堆、气冷堆、重水堆压水堆动力装置有一回路、 二回路系统及其他一些辅助系统所组成和主循环泵等设备及他们 之间的关系所组成。二回路系统由蒸汽发生器(二

2024-02-07
核反应堆热工水力课程设计
核反应堆热工水力课程设计

一、设计要求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

2024-02-07
反应堆热工水力学课后习题讲解清华大学出版社-81页精选文档
反应堆热工水力学课后习题讲解清华大学出版社-81页精选文档

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

2024-02-07
NU306核反应堆热工水力pdf
NU306核反应堆热工水力pdf

《核反应堆热工水力》课程教学大纲备注说明:1.带*内容为必填项。2.课程简介字数为300-500字;课程大纲以表述清楚教学安排为宜,字数不限。

2024-02-07
反应堆热工水力
反应堆热工水力

第一章核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应,从而实现核能到热能转换的装置。传热机理—热传导、热对流、热辐射世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆按照用途分为实验堆、

2024-02-07
核反应堆热工水力分析第四章习题
核反应堆热工水力分析第四章习题

V D 4l1l2 0.079 ,其中雷诺数 Re = in e ,当量直径 De = ; Re0.25 v fs µ fs 2 ( l1 + l2 )G = ρ fsVi

2024-02-07
反应堆热工水力学05
反应堆热工水力学05

T0ku (T ) dT平均热导率 积分热导率k0∇ 2θ ( r ) + qV ( r ) = 0k (T ) ∇T = ∇T ∫T0 k (T ) dT k0 T1

2024-02-07
秦山核电二期工程反应堆热工水力设计
秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

(1)大亚湾核电站 FSAR 报告中规定 , 在名 义工况下 , 轴向功率为截尾分布时的最小 DNBR 为 2.08。 对于 同样 的 工况 参数 和采 用 同样 的 FLICA-

2024-02-07
反应堆热工水力
反应堆热工水力

返回传热学体积释热率qv:单位燃料体积所发出的热量;W/m3或W/cm3; 表面热流密度q:流过单位面积的热量; W/m2或W/cm2 线功率密度ql:单位燃料长度所发出的热量;

2024-02-07
《核反应堆热工分析》复习资料
《核反应堆热工分析》复习资料

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.

2024-02-07