22.312 核反应堆工程 习题10-11N问题 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UZr合金芯块组成，因为U-Z 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。 钠(M)热按继剂 器包壳 U-Zr 51.1mm 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℃/500℃
22．312 核反应堆工程 习题 10-11N 问题 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
22.312 核反应堆工程 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)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)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。 ©)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)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) ©)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？
22．312 核反应堆工程 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) 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) 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) 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) 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) 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？
22.312 核反应堆工程 )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 P (kg/m') k(W/mK)】 M(Pas) C(J/kgK) 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： p=25w
22．312 核反应堆工程 f) 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 r (kg/m3 ) k(W/m.K) m (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：