Teorie jaderného reaktoru (2151178)
Z, ZK | rozsah 3+2| 6 kreditů
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.
Vyučující
Osnova
- 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