dc.contributor.advisor | Marek, Martin | cs |
dc.contributor.author | Vycudilík, Marcel | cs |
dc.date.accessioned | 2011-07-01T02:46:58Z | |
dc.date.available | 2011-07-01T02:46:58Z | |
dc.date.issued | 2011 | cs |
dc.identifier.other | OSD002 | cs |
dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/10084/87180 | |
dc.description | Import 04/07/2011 | cs |
dc.description.abstract | Tato diplomová práce se zabývá modelováním magnetických polí na tokamaku ITER.
Úvodní část je věnována teoretickému rozboru, kde jsou vysvětleny základní pojmy týkající se jaderné fúze a způsoby jejího dosažení. Následující část se zabývá konstrukčním uspořádáním tokamaku ITER a dále jsou zde popsány parametry jednotlivých komponentů. Praktická část se zabývá realizací modelu a popisu jednotlivých kroků při jeho tvorbě. V závěrečné části jsou prezentovány výsledky výpočtů magnetického pole pro jednotlivé typy cívek při různých variantách buzení. | cs |
dc.description.abstract | This thesis deals about the modeling of magnetic fields on ITER tokamak. The introductory section is devoted to theoretical analysis, which explains the basic concepts related to nuclear fusion and ways of its achievement. The following section deals about the structural arrangement of the ITER tokamak and there are describe the parameters of individual components. The third part deals about the practical implementation of the model and describe the various steps in its creation. The final section presents the results of calculations of the magnetic field for different types of coils in various types of power supply. | en |
dc.format.extent | 3560991 bytes | cs |
dc.format.mimetype | application/pdf | cs |
dc.language.iso | cs | cs |
dc.publisher | Vysoká škola báňská - Technická univerzita Ostrava | cs |
dc.subject | termojaderná fúze | cs |
dc.subject | magnetické udržení | cs |
dc.subject | tokamak | cs |
dc.subject | ITER | cs |
dc.subject | cívky poloidálního pole | cs |
dc.subject | centrální solenoid. | cs |
dc.subject | thermonuclear fusion | en |
dc.subject | magnetic confinement | en |
dc.subject | tokamak | en |
dc.subject | ITER | en |
dc.subject | poloidial field coils | en |
dc.subject | central solenoid. | en |
dc.title | Tokamak ITER - rozbor systému magnetického udržení plazmatu | cs |
dc.title.alternative | Tokamak ITER - Analysis of magnetic plazma maintenance system | en |
dc.type | Diplomová práce | cs |
dc.contributor.referee | Žáček, František | cs |
dc.date.accepted | 2011-06-02 | cs |
dc.thesis.degree-name | Ing. | cs |
dc.thesis.degree-level | Magisterský studijní program | cs |
dc.thesis.degree-grantor | Vysoká škola báňská - Technická univerzita Ostrava. Fakulta elektrotechniky a informatiky | cs |
dc.description.department | 451 - Katedra elektroenergetiky | cs |
dc.thesis.degree-program | Elektrotechnika | cs |
dc.thesis.degree-branch | Elektroenergetika | cs |
dc.description.result | výborně | cs |
dc.identifier.sender | S2724 | cs |
dc.identifier.thesis | VYC031_FEI_N2649_3907T001_2011 | |
dc.rights.access | openAccess | |