Termohydraulika jaderných reaktorů

Vztahy:

Zápočet z předmětu 17THYR v některém z předchozích semestrů je podmínkou pro zapsání předmětu 17THAR

Garant předmětu:

Dušan Kobylka

Přednášející:

Dušan Kobylka

Cvičící:

Dušan Kobylka

Předmět zajišťuje:

katedra jaderných reaktorů

Anotace:

Předmět rozšiřuje a prohlubuje základní vědomosti studentů v oblasti problematiky termohydrauliky jaderných reaktorů získaných v předchozím studiu. Studenti se dozví více o dvoufázovém proudění (2F) a konvekci při varu spojeném s nuceným prouděním a problematice analýzy krize varu 1. druhu v podmínkách aktivní zóny. Bude probíráno rozložení teplot v kanále chladiva i celková hydrodynamika aktivní zóny včetně základů teorie horkého kanálu. Součástí předmětu je rovněž širší výklad proudění stlačitelných tekutin (plyny, páry, ….) a turbulentního proudění a modelů vyvinutých pro jeho výpočet. Výklad je zaměřen na pochopení a aplikaci těchto vědomostí zejména pro standardní termohydraulický návrh jaderných zařízení a havarijní analýzy a ukazuje současně i dnešní limity vědomostí v těchto oblastech. Samostatná přednáška se týká speciálních případů sdílení tepla s méně tradičními teplonosiči, které nachází uplatnění např. v reaktorech IV generace.

Požadavky:

Aktivní účast na cvičeních a průběžná kontrola výsledků řešení úloh.

Osnova přednášek:

1.Dvoufázové proudění (3 přednášky): Základy 2F proudění a principy jeho výpočtu, drift-flux model a ostatní modely pro výpočet skluzu, tlakové ztráty při 2F proudění, nestability 2F proudění.

2.Neadiabatické dvoufázové proudění v ohřívaném kanále (3 přednášky): ohřev v kanálu a jeho jednotlivé fáze, určení objemového podílu páry a součinitele přestupu tepla, tlakové ztráty, krize varu v kanálu chladiva.

3.Termohydraulika kanálu chladiva, aktivní zóny a primárního okruhu (2 přednášky): axiální průběh teploty chladiva v kanále, přístupy k řešení termohydrauliky AZ, teorie horkého kanálu, omezující kritéria tepelného výkonu reaktoru.

4.Proudění stlačitelných tekutin (2 přednášky): základy proudění stlačitelných tekutin, kritické proudění ideálního plynu, kritické 2F proudění.

5.Turbulentní proudění (2 přednášky): možnosti popisu a výpočtu turbulentního proudění, přehled a klasifikace modelů turbulentního proudění a jejich principy.

6.Speciální případy sdílení tepla (1 přednáška): srovnání různých chladiv, sdílení tepla v tekutých kovech, sdílení tepla v plynech, sdílení tepla do nadkritické vody a sdílení tepla v tekutých solích.

Osnova cvičení:

Vybrané kapitoly jsou doplněny výpočty praktických příkladů: rozlišení typu dvoufázového proudění, tlakové ztráty při dvoufázovém proudění, ohřev v kanálu, krize varu 1. druhu, kritický výtok, Lavalova dýza, rázová vlna.

Cíle studia:

Studijní materiály:

Povinná literatura:

[1]D'Auria F. ed.: Thermal-Hydraulics of Water Cooled Nuclear Reactors, Woodhead Publishing, 2017, ISBN: 9780081006627

[2]Todreas N. E., Kazimi M. S.: Nuclear systems, volume I - Thermal Hydraulic Fundamentals, CRC Press, 2012, ISBN 978-1-4398-0887-0

[3]Uruba V.: Turbulence, nakladatelství ČVUT, 2009, ISBN 978-80-01-04330-1

Doporučená literatura:

[4]Mareš R., Šifner O., Kadrnožka J.: Tabulky vlastností vody a vodní páry podle průmyslové formulace IAPWS-IF97, VUTIUM , 1999, ISBN 80-214-1316-6

[5]Todreas N.E., Kazimi M.S.: Nuclear systems, volume II - Elements of Thermal Hydraulic Design, Tailor and Francis, 2001, ISBN 1-56032-079-6

Poznámka:

Rozvrh na zimní semestr 2024/2025:

Rozvrh není připraven

Rozvrh na letní semestr 2024/2025:

Rozvrh není připraven

Předmět je součástí následujících studijních plánů:

• Jaderné inženýrství - Jaderné reaktory (PS)