Pokročilé aspekty termohydraulického návrhu jaderných reaktorů (W15O009)
Katedra: | ústav energetiky (12115) |
Zkratka: | | Schválen: | 20.01.2017 |
Platí do: | ?? | Rozsah: | 4P+1C |
Semestr: | Z,L | Kredity: | |
Zakončení: | ZK | Jazyk výuky: | CS |
Anotace
Vývin tepla v reaktoru (vliv palivových vsázek, vývin tepla při přechodových stavech, vývin tepla v moderátoru a konstrukčních materiálech), palivové články a jejich realistické rozložení teplot. Chování palivové tyče při přechodových stavech. Hydrodynamika jaderného reaktoru s ohledem na vibrace způsobené prouděním, návrh absorpčních elementů, modelování dvoufázového proudění a chování čerpadel při dvoufázovém proudění. Nestability proudění a separace parního a kapalného objemu. Modely přestupu tepla, vliv distančních elementů s mísícími křidélky, modely kondenzace. Základy tepelného a hydraulického návrhu reaktoru, hlavní limitující parametry. Subkanálová analýza, stochastické postupy tepelného návrhu reaktoru. Bezpečnostní analýzy LOCA a ATWS. Systémové kódy používané pro termohydraulický návrh jaderného reaktoru (RELAP, ATLET, TRACE).
Osnova
Literatura
N. E. Todreas and M. S. Kazimi, ?Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals, Revised 2nd ed,? CRC Press, 2015; ?Volume II: Elements of Thermal Hydraulic Design,? 2001.
L. S. Tong (Author), Joel Weisman, Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors, 3rd Edition, Amer Nuclear Society 1996.