Vliv parametrů chladiva na hodnotu kritického tepelného toku pro jaderný reaktor VVER-1000
Influence of Flow Parameters on Critical Heat Flux in VVER-1000 nuclear reactor
Typ dokumentu
bakalářská prácebachelor thesis
Autor
Vojtěch Soukup
Vedoucí práce
Syblík Jan
Oponent práce
Ruščák Marek
Studijní obor
bez oboruStudijní program
Teoretický základ strojního inženýrstvíInstituce přidělující hodnost
ústav energetikyPráva
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 bakalářská práce pojednává o závislosti vstupních parametrů na rezervě do krize varu v jaderném reaktoru VVER-1000. První část práce se věnuje popisu VVER-1000 a s ním svázané Jaderné Elektrárny Temelín, dále využívanému jadernému palivu a teoretickému podkladu subkanálové analýzy. V druhé části se prezentují výsledky ustálených stavů reaktoru počítané pomocí subkanálového numerického programu SUBCHANFLOW, při kterých docházelo ke změnám vstupních parametrů. Následně jsou výsledky porovnány s vybranými přechodovými jevy na Jaderné elektrárně Temelín. This bachelor thesis deals with influence of flow parameters depending on the departure from nucleate boiling ratio in nuclear reactor VVER-1000. The first part of thesis describes VVER-1000 and Temelín Nuclear Power Plant itself, its fuel and subchannel analysis. In the second part the results of steady states with different flow parameters calculated in SUBCHANFLOW are presented. Than the results are compared to specific transients in Temelín Nuclear Power Plant
Kolekce
- Bakalářské práce - 12115 [172]