Modelování hlavních komponent primárního okruhu jaderné elektrárny

Abstract

Tato bakalářská práce je zaměřena na základní popis termohydrauliky,provozní parametry a základní modely jednotlivých komponent primárního a z části i sekundárního okruhu tlakovodního reaktoru jaderné elektrárny. V popisu jsou znázorněny i rozdíly mezi reaktory západního typu PWR a reaktory východního typu VVER a jaké jsou provozní parametry jednotlivých komponent. Modelování zde provádím pro popis funkcí jednotlivých komponent a jakým způsobem by byli regulačně řízeny. V první části práce se zabývám přenosem tepla uvnitř aktivní zóny reaktoru. Dále popisem kompenzátoru objemu a jeho funkcemi v primárním okruhu. A poté se zabývám funkcí a popisem hlavního cirkulačního čerpadla. V druhé části práce se zabývám popisem parogenerátoru, jeho provozními parametry. Nakonec se zabývám jeho přenosovými vlastnostmi, a jakým způsobem by byl vytvářen matematický model parogenerátoru.

This bachelor’s thesis is focused on a description of thermal hydraulics, operating parametres and basic models of each individual main components of the primary and secondary circuits of pressurized water reactor nuclear power plant as well. The description used here is to show differences between the western-type PWR and the eastern-type VVER and operating parametres of different components. The modelling used here shows different functions of each component and different ways of their regulation.I focus on the heat transfer within the fuel cells inside the active zone of a nuclear reactor in the first part of the thesis. Next focus is on a description of the pressurizer and its functions within the primary circuit. Lastly I describe functions of the main circulation pump. The second part of the thesis focuses on description of a steam generator and its operating parametres. In the last chapter we describe steam generator‘s transmission properties and a creation of the steam generator mathematical model.