麻省理工学院(mit)相关课程习题9.pdf

22．312 核反应堆工程 2004 年秋 2004 年 11 月 17 日，中午截至 带回家做 期中测验#2 问题#1(60%)- 铅冷堆燃料组件热工分析 一个创新的快中子反应堆概念用液态铅作为冷却剂， 其小六角形燃料组件见图 1 所示， 燃料组件的几何参数和运行条件见表1，燃料元件由不锈钢包壳和圆柱形 U- Zr 合金芯块组成，因为U- Zr 在辐照后会明显肿胀，因此包壳和芯块之间有一个相对较大的缝隙（图 1） ，为了防止反应堆运行时芯块温度过高，该缝隙内填充有“热接触剂” ，热接触剂的材料为钠有用的所有材料物性数据见问题后面的表 2 图 1 燃料组件的横断面图 表 1 运行条件和燃料组件几何参数 参数 值 燃料组件热功率 456kW 入口/出口温度 400 oC /500oC 轴向功率分布因子 1.0 燃料组件内宽度 51.1mm（见图 1） 燃料棒数量 19 燃料棒中心距 11.0mm 燃料棒外直径 9.0mm 包壳厚度 0.6mm 燃料芯块直径 6.8mm 活性区燃料长度 1.2m 问题： a) （10%）从教科书中选择一个合适的传热关系式 （假设垂直于流动方向的速度和温度分布均是充分发展的） b) （10%）计算燃料组件入口区长度， 评价问题 a 中假设温度和速度均为充分发展的精度。

如果用充分发展的传热关系式计算，实际的传热系数是被高估还是低估了？解释之 c) （10%） 假设轴向发热均匀分布， 画出冷却剂主流温度和包壳外表面温度随着轴向位置的变化曲线 （假设冷却剂的物性参数可作为常数） d) （10%）计算包壳外表面最高温度和芯块中心最高温度 （在计算缝隙的温降中只考虑其导热作用） e) （10%）假如运行人员提高 10%的功率而并没有改变冷却剂的流量和入口温度，包壳外表面最高温度和芯块中心最高温度如何变化？ f) （10%） 金属绕丝型格架经常被用于液态金属冷却快堆， 如果在图 1 中的燃料组件采用该方法，冷却剂的流速、主流温度、传热系数和压降会增大、 减小、 还是维持不变？为什么？ （假设功率、质量流量、入口温度和燃料几何参数维持不变） 表 2 物性（所有物性均不随温度变化） 材料 ρ(kg/m3) k(W/m.K) µ(Pa.s) Cp(J/kg.K) 液态铅 10400 16 0.0019 155 不锈钢 8000 14 / 470 液态钠 780 60 0.00017 1300 U- Zr 合金 16000 20 / 120 六边形面积和周长分别为： 问题#2（40%）—双层芯块的最大线功率密度 为了提高舰用轻水堆的功率， 一家电力公司采用双层芯块燃料元件，双层芯块包括两个区域，一个区域装载 UO2，另一个区域装载 PuO2（图 2 所示） ，芯块外表面温度固定在 400oC。

图 2 双层燃料芯块横断面示意图 问题： a) （5%）如果以芯块中心温度为设计限值，你会在中心区域放何种氧化物？ b) （30%）只利用表 3 的物性数据，并且假设 PuO2中的体积释热率比 UO2中高 50%，计算不发生燃料熔化的最大线功率密度 （忽略热导率随温度的变化） c) （5%）2.b 中的最大线功率密度与全 UO2芯块的最大线功率密度比较如何？ 表 3 氧化物燃料的物性 参数 UO2 PuO2 密度(g/cm3) 10.5 10.9 热导率（W/moC） 3.0 2.5 熔点(oC) 2800 2300 比热(J/kgoC) 410 380 。