Teorie jaderného reaktoru

Garant předmětu:

Přednášející:

Cvičící:

Předmět zajišťuje:

ústav energetiky

Anotace:

Cílem předmětu je seznámit posluchače s problematikou vývinu tepla v jaderném reaktoru a jeho bezpečném odvodu pro účely energetického využití (teplo, elektřina). Zaměřuje na reaktorovou fyziku jaderného reaktoru - řízené štěpné reakce jako zdroje tepla a problematikou termohydrauliky, tedy jak teplo generované štěpnou reakcí bezpečně předat chladivu jak během normálního provozu tak i během postulovaných havárií.

Sylabus:

Požadavky:

Osnova přednášek:

Úvod, Štěpná řetězová reakce, Koeficient násobení, Interakce neutronů, mikroskopický a makroskopický účinný průřez, Energetické rozložení neutronů, Dopplerův efekt, Rozptyl neutronů, Rovnice čtyř součinitelů, Vlastnosti moderátorů

Popis aktivních zón různých typů reaktorů, Změna neutronové populace v čase, Nenásobící a násobící systém bez úniku a s ním, Kinetika zpožděných neutronů, Skokové změny reaktivity, perioda reaktoru, Migrační délka

Prostorová neutronová bilance, Fickův zákon, Distribuce neutronů, Konečná a nekonečná Aktivní zóna

Absorbátory, Regulační orgány, Reflektor, Zpětné vazby, Koeficienty reaktivity, Štěpné produkty, Otrava reaktoru, Vyhořívání

Vývin tepla v jaderném reaktoru axiální/radiální rozložení výkonu, Zbytkové teplo v jaderném reaktoru

Vedení tepla mezi centrem paliva a chladivem, teplotní závislosti termomechanických vlastností paliva

Zákony zachování energie, hmoty a hybnosti, Bernoulliho rovnice

Mechanika jednofázového proudění, tlakové ztráty, třecí ztráty v palivovém souboru

Podobnostní bezrozměrná čísla, konvektivní přestup tepla Newtonův ochlazovací zákon, prostup tepla, přirozená a nucená konvekce

Mechanika dvoufázového proudění podíly páry, suchost, skluz, modely dvoufázového proudění, Tlakové ztráty při dvoufázovém proudění

Přestup tepla při dvoufázovém proudění křivka objemového varu, přestup tepla při jednotlivých druzích 2f proudění, kritický tepelný tok, chlazení fúzních reaktorů

Nestability dvoufázového proudění, Krize přestupu tepla 1. a 2. druhu, DNBR, CPR

Základy termohydraulického návrhu reaktoru konzervativní a stochastické metody, limity a přístupy, horký kanál

Osnova cvičení:

Cíle studia:

Studijní materiály:

Todreas, N.E., & Kazimi, M.S. (2021). Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals, Third Edition (3rd ed.). CRC Press., doi: 10.1201/9781351030502

Lewis, Elmer E. (2008), Fundamentals of Nuclear Reactor Physics, Elsevier Science Publishing Co Inc, ISBN 9780123706317

Poznámka:

Další informace:

Pro tento předmět se rozvrh nepřipravuje

Předmět je součástí následujících studijních plánů: