22.312 核反应堆工程 习题8-9N问题 沸水堆堆芯设计中的导热问题 一个沸水堆的堆芯设计，采用如图1所示的六边形石墨块的一个 圆孔内放置UO2燃料元件，然后由这些块堆起一个半径为R0的 反应堆，反应堆可达到的最大线功率密度(MWm)是堆芯半径 的函数（见表！所示）。用图形报告计算结果。常数和相关项见 图2和表1。 这些约束条件主要在于衰变余热阶段，最外边的燃料通过辐射传 热向非能动的空气烟囱排热。最外侧和容器等温接触处的温度限 制为500C,包壳外表面温度，Tm,对石墨的辐射换热温度，T, 同样也是被限制在649C。 均匀堆功率分析的常数和限制 表1 限制 常数 Tem649℃ 1en-730×104m2 e<500 d41=125mm d的=987m 9-06 2-07 Ke =60Wm G-5669×108W/m2-K+ e-1.937
22．312 核反应堆工程 习题 8-9N 问题 沸水堆堆芯设计中的导热问题 一个沸水堆的堆芯设计，采用如图1 所示的六边形石墨块的一个 圆孔内放置UO2 燃料元件，然后由这些块堆起一个半径为R0 的 反应堆，反应堆可达到的最大线功率密度（MW/m）是堆芯半径 的函数（见表1 所示）。用图形报告计算结果。常数和相关项见 图2 和表1。 这些约束条件主要在于衰变余热阶段，最外边的燃料通过辐射传 热向非能动的空气烟囱排热。最外侧和容器等温接触处的温度限 制为500oC，包壳外表面温度，Tco，对石墨的辐射换热温度，Tgi， 同样也是被限制在649oC。 均匀堆功率分析的常数和限制 表1
22.312 核反应堆工程 彻元尺寸 第1部分 石墨 冷却剂通道 29.0 锆包壳 10.4 U02搬料 单位=亲米 d41=12.5mm d2=198mm 图1 栅元采用BWR燃料芯块，MHTGR的石墨棱柱块，保持燃料石 墨比为常数。 冷却剂通道尺寸通过其流通面积和常规的BWR燃料通道内的流 通面积一致得到
22．312 核反应堆工程 图1 栅元采用BWR 燃料芯块，MHTGR 的石墨棱柱块，保持燃料石 墨比为常数。 冷却剂通道尺寸通过其流通面积和常规的BWR燃料通道内的流 通面积一致得到
22.312 核反应堆工程 堆苍和相关物理量构造 均匀堆若 Ra 放大的中心燃 料芯块 图2 注意： T。是与燃料靠近的石墨的内表面温度 T,是堆芯外围石墨表面温度 T。是包壳外表面温度 d1和d2如图1所示
22．312 核反应堆工程 图2 注意： Tgi 是与燃料靠近的石墨的内表面温度 Tgo 是堆芯外围石墨表面温度 Tco 是包壳外表面温度 d1 和d2 如图1 所示