Cílem předmětu je seznámit posluchače s problematikou vývinu tepla v jaderném reaktoru a jeho bezpečném odvodu pro účely energetického využití (teplo, elektřina). Zaměřuje na reaktorovou fyziku jaderného reaktoru - řízené štěpné reakce jako zdroje tepla a problematikou termohydrauliky, tedy jak teplo generované štěpnou reakcí bezpečně předat chladivu jak během normálního provozu tak i během postulovaných havárií.
Sylabus:

• Úvod, Štěpná řetězová reakce, Koeficient násobení, Interakce neutronů, mikroskopický a makroskopický účinný průřez, Energetické rozložení neutronů, Dopplerův efekt, Rozptyl neutronů, Rovnice čtyř součinitelů, Vlastnosti moderátorů
• Popis aktivních zón různých typů reaktorů, Změna neutronové populace v čase, Nenásobící a násobící systém bez úniku a s ním, Kinetika zpožděných neutronů, Skokové změny reaktivity, perioda reaktoru, Migrační délka
• Prostorová neutronová bilance, Fickův zákon, Distribuce neutronů, Konečná a nekonečná Aktivní zóna
• Absorbátory, Regulační orgány, Reflektor, Zpětné vazby, Koeficienty reaktivity, Štěpné produkty, Otrava reaktoru, Vyhořívání
• Vývin tepla v jaderném reaktoru – axiální/radiální rozložení výkonu, Zbytkové teplo v jaderném reaktoru
• Vedení tepla mezi centrem paliva a chladivem, teplotní závislosti termomechanických vlastností paliva
• Zákony zachování energie, hmoty a hybnosti, Bernoulliho rovnice
• Mechanika jednofázového proudění, tlakové ztráty, třecí ztráty v palivovém souboru
• Podobnostní bezrozměrná čísla, konvektivní přestup tepla – Newtonův ochlazovací zákon, prostup tepla, přirozená a nucená konvekce
• Mechanika dvoufázového proudění – podíly páry, suchost, skluz, modely dvoufázového proudění, Tlakové ztráty při dvoufázovém proudění
• Přestup tepla při dvoufázovém proudění – křivka objemového varu, přestup tepla při jednotlivých druzích 2f proudění, kritický tepelný tok, chlazení fúzních reaktorů
• Nestability dvoufázového proudění, Krize přestupu tepla 1. a 2. druhu, DNBR, CPR
• Základy termohydraulického návrhu reaktoru – konzervativní a stochastické metody, limity a přístupy, horký kanál

• Todreas, N.E., & Kazimi, M.S. (2021). Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals, Third Edition (3rd ed.). CRC Press., doi: 10.1201/9781351030502
• Lewis, Elmer E. (2008), Fundamentals of Nuclear Reactor Physics, Elsevier Science Publishing Co Inc, ISBN 9780123706317