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

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

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

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

21:47:08 基本概念 14体积释热率 裂变率 核子密度 体积释热率在单位时间单位体积燃料内释放的热量qV Fu Ef R Fu Ef N5σf Ef是每次裂变释放的能量 Fu是燃料内释热占全部释热的份额21:47:08基本概念1

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/

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

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

运用扩散理论,燃料元件内热中子通量分布的表达式: AI0 ( K0r ) 若燃料棒表面处的热中子通量为 s ,则:,则在 s处, rR0I0 ( K0r ) s I 0 ( K 0 R0 )2堆芯功率的分布及其影响因素补偿棒补偿棒是

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

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

反应堆热工水力学是传热学在核反应堆领域的重要应用,主要研究热量在反应堆内的传递过程。热量传递主要包括导热、对流和辐起的热能传递。在反应堆中,燃料芯块、包壳等部件的导热性能至关重要。对流是由于流体各部分的相对运动而传递热量的过程。反应堆内的冷

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