Vliv deformace palivových tyčí na průtok chladiva palivovým souborem
Effect of Nuclear Fuel Rods Deformation on Coolant Flow through Fuel Assembly
Typ dokumentu
bakalářská prácebachelor thesis
Autor
Bruno Uldrich
Vedoucí práce
Kobylka Dušan
Oponent práce
Caha Vojtěch
Studijní obor
Jaderné inženýrstvíStudijní program
Aplikace přírodních vědInstituce přidělující hodnost
katedra jaderných reaktorůPráva
A university thesis is a work protected by the Copyright Act. Extracts, copies and transcripts of the thesis are allowed for personal use only and at one?s own expense. The use of thesis should be in compliance with the Copyright Act http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf and the citation ethics http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.htmlVysokoškolská závěrečná práce je dílo chráněné autorským zákonem. Je možné pořizovat z něj na své náklady a pro svoji osobní potřebu výpisy, opisy a rozmnoženiny. Jeho využití musí být v souladu s autorským zákonem http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf a citační etikou http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.html
Metadata
Zobrazit celý záznamAbstrakt
Tato práce se zabývá vlivem změny geometrie průtočných kanálů chladiva na termohydraulický výpočet aktivních zón lehkovodních reaktorů. Nejprve je podán výklad pojednávající o lehkovodních reaktorech, struktuře jejich aktivních zón a také popis paliva pro tyto reaktory. Zvláštní pozornost je věnována reaktorům VVER. Je diskutován možný vliv deformace paliva na průtok chladiva reaktorem, jak jej popisují jiné práce. V další části je popsána úloha termohydraulických výpočtů s jejími východisky a proveden jednoduchý termohydraulický výpočet metodou subkanálové analýzy na experimentálním svazku. This thesis deals with the influence of changes in the geometry of coolant flow channels on the thermohydraulic analysis of light water reactor active zones. Firstly, an explanation is provided about light water reactors, the structure of their active zones, and a description of the fuel used in these reactors. Special attention is given to VVER reactors. The possible impact of fuel deformation on the coolant flow through the reactor is discussed based on findings from other studies. In the following section, the task of thermohydraulic calculations is described, along with its fundamentals, and a simple thermohydraulic calculation is performed using the subchannel analysis method on an experimental bundle.
Kolekce
- Bakalářské práce - 14117 [113]