Úvod do termomechaniky jaderného paliva

Garant předmětu:

Přednášející:

Cvičící:

Předmět zajišťuje:

katedra jaderných reaktorů

Anotace:

Předmět poskytuje studentům úvod do termomechaniky jaderného paliva. Úvodní část je věnována konstrukci paliva pro různé typy reaktorů a stručné charakteristice používaných materiálů (palivo, povlakové a konstrukční materiály). Hlavní částí předmětu je rozbor základních termomechanických vlastnosti paliva v rámci jeho ozařování až do hlubokých vyhoření. Jsou probírány fyzikální modely popisující tepelné i mechanické vlastnosti palivových elementů jako celku i jeho dílčí části (palivo, mezera palivo-pokrytí, pokrytí). Závěrem předmětu je uveden přehled a stručný popis a principy numerických kódů určených pro termomechanické výpočty paliva.

Požadavky:

17THN2, 17TER

Osnova přednášek:

1. Konstrukce palivových souborů, 2 přednášky.

2. Teplofyzikální vlastnosti paliva, 2 přednášky.

3. Mechanické chování paliva, 1 přednáška.

4. Teplotechnické vlastnosti pokrytí palivového elementu, 1 přednáška.

5. Mechanické chování pokrytí palivového proutku, 1 přednáška.

6. Vedení tepla v mezeře palivo-pokrytí, 2 přednášky.

7. Interakce palivo-pokrytí, 1 přednáška.

8. Termomechanické kódy pro modelování chování palivového proutku, 1 přednáška.

9. Chování paliva při projektových haváriích, 1 přednáška.

10. Bezpečnostní kritéria jaderného paliva, 1 přednáška.

Osnova cvičení:

-

Cíle studia:

Znalosti:

Znalosti o základních jevech a procesech, které probíhají v palivovém proutku během vyhořívání v reaktoru při normálním a abnormálním provozu a projektových haváriích.

Schopnosti:

Orientace v dané problematice, ocenit vliv různých jevů na termomechanické vlastnosti a teplotní poměry v palivu.

Studijní materiály:

Povinná literatura:

1. D. R. Olander: Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements, Report No. TID-26711-P1, Technical Information Center, Office of Public Affairs, Energy Research and Development Administration, Oak Ridge, TN USA, 1976.

2. Bailly H., Ménessier D., Prunier C.: The Nuclear Fuel of Pressurized Water Reactors and Fast Reactors, Design and Behaviour, Lavoisier Publ. Inc., 1999.

3. Suzuki M., Saitou H.: Light Water Reactor Fuel Analysis Code FEMAXI-6, JAERI, 2005.

Doporučená literatura:

4. Hagrman, D.T. at all: SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual Volume IV: MATPRO -- A Library of Materials Properties for Light-Water-Reactor Accident Analysis, Idaho National Engineering Laboratory EGandG Idaho, Inc., Idaho Falls, 1993

Poznámka:

Další informace:

Pro tento předmět se rozvrh nepřipravuje

Předmět je součástí následujících studijních plánů: