Pokročilé aspekty termohydraulického návrhu jaderných reaktorů

Garant předmětu:

Přednášející:

Cvičící:

Předmět zajišťuje:

ústav energetiky

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).

Požadavky:

Osnova přednášek:

Osnova cvičení:

Cíle studia:

Studijní materiály:

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.

Poznámka:

Další informace:

Pro tento předmět se rozvrh nepřipravuje

Předmět je součástí následujících studijních plánů: