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《核反应堆工程》 1. 该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分 2. 主要参考: 核反应堆物理: § 谢仲生主编《核反应堆物理分析(上册)》原子能出版社1994 § 谢仲生张少泓《核反应堆物理理论与计算方法》西安交通大学出版社2000 核反应堆热工: § 于平安等编著《核反应堆热工分析》原子能出版社1986 § 于平安等编著《核反应堆热工分析》上海交通大学出版社2001 核反
与稳态相比瞬态计算在各现象方程中加上时间变化项:出口作用在控制体上的外力之和控制体内流体能量的增加率 冷却剂失流事故 瞬态分析任务是: 确定安全保护系统允许的动作滞后时间主泵惰转飞轮的转动惯量 求泵断电后冷却剂流量随时间的变化 根据流量变化规律来计算燃料元件温度的变化和DNBR 通用的泵模型 大破口失水事故的严重后果在一回路系统内形成一个很强的冲击波可能会使堆芯结构遭到严重破坏使控制棒插不
反应堆热工水力学作业参考答案 湖北张坤 湖北张坤第一章 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C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多熔点随燃耗增加而下降的数值约为:燃耗每增加10000兆瓦·日吨铀熔点下降32°C二氧化铀的理论密度为但实际制造出来的二氧化铀由于存在孔隙还达不到这个数值加工方法不同所得到
黄彦平男博士1968年12月生研究员博士生导师中国核动力研究设计院反应堆工程研究所副所长兼总工程师中核核反应堆热工水力技术重点实验室主任中核核反应堆热工及流体力学分领域科技带头人国防科技工业核动力技术创新中心技术首席某核动力技术专项技术总监中国核学会反应堆热工流体专业委员会秘书长享受特殊津贴国家杰出青年科学基金获得者国家安全重大基础研究项目(国防973)技术首席入选国家百千万人才工程
核反应堆工程概论
河南城建学院《反应工程》课程设计任务书专 业: 姓 名: 学 号: 指导教师: 化学与化学工程系2012年5月 : PAGE : 一设计时间及地点1设计时间:2012年5月28日—— 6月8日 具体安排:2012年5月28日上午
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:势散射直接相互作用和复合核的形成:①辐射俘获②(np)(nα)等反应③核裂变:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数R=nv∑:单位体积内的中子在单位时间内穿行距离的总和φ=nv:裂变中子引起周围其它裂变同位素的裂变并不断继续下去裂变产生的中子数大于引起核裂变所消耗的中子数一旦原子核数不够时就有可能不再依靠外界的作用而使裂变反应不断地进行下去这样的裂变反应称为新生一代的中子数目
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