已知压水反应堆的热功率为2727.27MW;燃料元件包壳外径10mm,包壳内径8.6mm,芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列,每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管,燃料棒的中心栅距13.3mm,组件间水隙1mm。系统工作压力15.48MPa,冷却剂平均温度302℃,堆芯冷却剂平均温升39.64℃,冷却剂旁流系数9%,堆下腔室流量不均匀系数0.05,燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m 2,F q,N=2.3,F R,N=1.438,F Δh,E=1.08,F q,E=1.03。又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%,堆芯高度取3.29m,并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。已知元件包壳的热导率k c=0.00547(1.8t cs+32)+13.8W/(m•℃)。半高度处冷却剂流速
核反应堆的心脏是由核燃料组件和控制棒组成的()。
核反应堆运行产生的放射性核素钴-60属()。
有一个总功率为1000MW的核反应堆,其中2/3的能量被冷却水带走,不考虑其他能量损失。冷却水来自于当地的一条河流,河水的流量为100m3/s,水温为20℃。 (1)如果水温只允许上升10℃,冷却水需要多大的流量; (2)如果加热后的水返回河中,问河水的水温会上升多少℃。
材料曲率和几何曲率的表达式。这两者在什么情况下使得反应堆处于哪种状态?
假定全部为新装燃料的反应堆内已测过 235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。堆的次临界度为1pcm,假定中子不会从堆内泄漏出去,堆外无中子射入反应堆。试从理论上估算:当中子数趋于稳定时,中子总数约为多少?
反应堆的温度效应的定义;主要由哪几种原因造成?
反应堆内Sm-149是怎样形成的?
在热中子反应堆中,中子从高能慢化到低能起主要作用的是哪种散射?为什么?
核电厂警戒区域的烟羽警戒区域以反应堆为中心,以()为半径。在此范围内还应以()为半径划定人员撤离准备区域。