Jaderné reaktory a elektrárny nové generace s vyšší bezpečnosti

Abstract

CIHLÁŘ, P. Jaderné reaktory a elektrárny nové generace s vyšší bezpečnosti. Ostrava: katedra energetiky - 361, Fakulta strojní VŠB-Technická univerzita Ostrava, 2009, 50 s. Bakalářská práce, vedoucí: Prof. Ing. Pavel Kolat, DrSc.

Práce se zabývá revolučními projekty reaktorů IV. generace, určených pro nasazení kolem roku 2020 – 2030. Jednotlivé koncepty vycházejí ze studie mezinárodního fóra GIF, (Generation IV International Forum) sdružujícího deset států, které intenzivně využívají jadernou energetiku. Podrobným zhodnocením vybraly šest revolučních konceptů jaderných reaktorů. U těchto reaktorů se zabývám požadavky, které jsou na ně kladeny, z jakých reaktorových systémů vycházejí, kde jsou jejich technologické nedostatky a kde musí směřovat oblast dalšího vývoje. V závěru teoretické části uvádím výhody a nevýhody a celkové zhodnocení těchto systémů.

V praktické části se zabývám výpočtem jaderné elektrárny s rychlým reaktorem o výkonu 800 MWe. Účelem výpočtu je určit tlakové ztráty v nejvíce zatíženém palivovém článku, průběhy teplot chladiva v reaktoru a celkový hmotnostní průtok chladiva reaktorem.

CIHLÁŘ, P. The Conception of New and Save Nuclear Reactors and Power Stations. Ostrava: Department of Energy - 361, Faculty of Mechanical Engineering VŠB-Technical University of Ostrava, 2009, 50 p. Thesis, head: Prof. Ing. Pavel Kolat, DrSc.

This work is about revolution project of nuclear reactors fourth generation. Which are going to start work about year 2020- 2030. Constituent concepts are obtain from exploration of International forum GIF, (Generation IV International Forum) which create asociation of ten countries which are intensively using nuclear energy. They chose intimate six revolucion concepts of nuclear reactors. My work was direct on conditions which reactors have to reach. From which reactor systems they obtain basics and where are their technological defects. And where they have to direct they reserch. In conclusion of theoretical part are adventages and disadvantages and overall evaluation of this systems.

Practice part is direct on calculation of nuclear powerplan with fast reactor which has power 800MW. The purpose of calculation is determine pressure loss of most load fuel element, course of temperature coolant in reactor and total mass flow coolant in reactor.