Zobrazit minimální záznam

The technology of Molten Salt Reactors and Energy-Well secondary loop material testing



dc.contributor.advisorPrehradný Jan
dc.contributor.authorMichal Cihlář
dc.date.accessioned2020-08-21T10:51:26Z
dc.date.available2020-08-21T10:51:26Z
dc.date.issued2020-08-20
dc.identifierKOS-883222231205
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/10467/89636
dc.description.abstractPrvní jaderný reaktor s tekutým palivem byl navržen již ve druhé polovině čtyřicátých let dvacátého století jakožto jedna z možností rozvoje jaderné energetiky. V návaznosti byly v průběhu padesátých a šedesátých let intenzivně studovány roztavené sole a technologie solných reaktorů (MSR) v Národních laboratořích Oak Ridge ve Spojených státech. Tato technologie se v minulém století neuplatnila kvůli její náročnosti, ale na začátku nového tisíciletí byl MSR vybrán jako jeden z perspektivních konceptů reaktorů čtvrté generace. A i proto nyní probíhá výzkum a vývoj technologie MSR v řadě vědeckých institucích i soukromých společnostech po celém světě. Asi největší výzvou je životnost konstrukčních materiálů, která je značně omezována vysokou korozivitou roztavených solí. Právě korozní chování konstrukčních materiálu v prostředí tekutých solí je i hlavním tématem této práce v rámci které byly provedeny tři testy nerezových ocelí (316L, EUROFER 97) a niklových slitin (Incoloy 800HT, Inconel 600 and 625, MoNiCr, HN80MTY) v tekuté soli NaF – NaBF4. Testy probíhaly po dobu 30 a 90 dní při teplotách 550 °C a 700 °C, které odpovídají pracovním teplotám solných reaktorů. Hmotnostní úbytky testovaných ocelí a slitin byly změřeny. Navíc byly provedeny analýzy chemického složení a povrchu s pomocí energeticky disperzního spektroskopu a skenovacího elektronového mikroskopu. Na jejich základě byla určena hloubka korozní vrstvy a úbytek chromu v povrchové vrstvě.cze
dc.description.abstractThe idea of a nuclear reactor with a liquid fuel has been proposed since the 1940s as one of the ways for the nuclear energy industry. For this purpose, molten salts and Molten Salt Reactors (MSR) were researched extensively in Oak Ridge National Laboratory in the 1950s and 1960s. This challenging technology has not succeeded in the previous century; however, at the beginning of the new millennia, MSR technology has been chosen as one of Generation IV nuclear reactor designs; therefore, the research and development of MSR is nowadays ongoing all around the world. The main challenge of the MSR is the lifetime of construction material due to the high corrosiveness of molten salts. This corrosion resistance aspect is the main focus of this Master’s thesis. Therefore, three tests of stainless steels (316L, EUROFER 97) and nickel alloys (Incoloy 800HT, Inconel 600 and 625, MoNiCr, HN80MTY) within NaF – NaBF4 molten salt were performed. The tests were ongoing for either 30 or 90 days at the temperatures of 550 °C and 700 °C, which correspond to operating temperatures of MSR. The mass losses of specimens were determined. Moreover, chemical composition analysis and surface analysis were performed using Energy Dispersive X-ray Spectroscopy (XRF) and Scanning Electron Microscope (SEM). Based on all these measurements, the depth of the corrosion layer and chromium depletion rate were determined.eng
dc.publisherČeské vysoké učení technické v Praze. Vypočetní a informační centrum.cze
dc.publisherCzech Technical University in Prague. Computing and Information Centre.eng
dc.rightsA 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.htmleng
dc.rightsVysokoškolská 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.htmlcze
dc.subjectsolné reaktorycze
dc.subjectroztavené solicze
dc.subjectkorozní testycze
dc.subjectniklové slitinycze
dc.subjectNaF-NaBF4cze
dc.subjectmolten salt reactorseng
dc.subjectmolten saltseng
dc.subjectcorrosion testseng
dc.subjectNaF-NaBF4eng
dc.subjectnickel alloyseng
dc.titleTechnologie solných reaktorů a testování materiálů sekundárního okruhu reaktoru Energy-Wellcze
dc.titleThe technology of Molten Salt Reactors and Energy-Well secondary loop material testingeng
dc.typediplomová prácecze
dc.typemaster thesiseng
dc.contributor.refereeStraka Martin
theses.degree.disciplineJaderná energetická zařízenícze
theses.degree.grantorústav energetikycze
theses.degree.programmeJaderná energetická zařízenícze


Soubory tohoto záznamu











Tento záznam se objevuje v následujících kolekcích

Zobrazit minimální záznam