česky  čs
english  en
POKROČILÉ ASPEKTY TERMOHYDRAULICKÉHO NÁVRHU JADERNÝCH REAKTORŮ (W15OZ007)
Katedra:ústav energetiky (12115)
Zkratka:Schválen:11.01.2021
Platí do: ??Rozsah:65P+13C
Semestr:Kredity:
Zakončení:ZKJazyk 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
Osnova cvičení
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
Požadavky
Klíčová slova
data online/KOS/FS :: [Helpdesk] (hlášení problémů) :: [Obnovit] [Tisk] [Tisk na šířku] © 2011-2017 [CPS] v3.7 (master/34d6d3d0/2021-04-26/12:35)