POKROČILÉ ASPEKTY TERMOHYDRAULICKÉHO NÁVRHU JADERNÝCH REAKTORŮ (W15OZ007)
Katedra: | ústav energetiky (12115) |
Zkratka: | | Schválen: | 11.01.2021 |
Platí do: | ?? | Rozsah: | 65P+13C |
Semestr: | | Kredity: | |
Zakončení: | ZK | Jazyk výuky: | CS |
Anotace
Pochopit uvolňování a distribuci tepelné energie v jaderném reaktoru. Zvládnout základní disciplíny odvodu tepla z paliva.
•Uvolňovaná energie a její prostorová distribuce v palivovém elementu a v aktivní zóně.
•Návrh chladicího systému reaktoru, který zahrnuje volbu chladiva, uspořádání paliva a chladiva a metody přenosu energie (přenos tepla vedením v pevných strukturách, přenos tepla konvencí a zářením z palivového elementu do chladiva - jedno a dvoufázové proudění a příslušný přenos tepla).
•Postup při tepelném návrhu aktivní zóny.
•Využití tepelné energie reaktorového chladiva pro výrobu páry do chladiva.
•Přechodové stavy jaderných energetických zařízení.
•Pokročilé výpočetní metody s využitím termohydraulického balíčku kódů NRC.
Osnova
Literatura
Todreas, Kazimi, Nuclear Systems I, Taylor and Francis, 1993
•Todreas, Kazimi, Nuclear Systems II, Taylor and Francis, 1993
•Heřmanský , Termo-mechanika jaderných reaktorů, Academia Praha, 1986
•- Patankar, Numerical Heat Transfer and Fluid Flow, Hemisphere Publishing Corporation, 1980