česky  čs
english  en
POKROČILÉ ASPEKTY TERMOHYDRAULICKÉHO NÁVRHU JADERNÝCH REAKTORŮ (W15OZ007)
Departments:ústav energetiky (12115)
Abbreviation:Approved:11.01.2021
Valid until: ??Range:65P+13C
Semestr:Credits:
Completion:ZKLanguage:CS
Annotation
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.
Structure
Structure of tutorial
Literarture
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
Requirements
Keywords
data online/KOS/FS :: [Helpdesk] (hlášení problémů) :: [Reload] [Print] [Print wide] © 2011-2017 [CPS] v3.7 (master/180e4e5a/2019-10-09/02:51)