Výměníky tepla sodík - oxid uhličitý
Loading...
Date
Authors
ORCID
Advisor
Referee
Mark
A
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství
Abstract
Obsahem této bakalářské práce je navrhnout výměník tepla pro sodíkem chlazený rychlý reaktor IV. generace a dosažené řešení srovnat s již realizovanými projekty. První část bakalářské práce je věnována stručnému popisu jednotlivých druhů jaderných reaktorů IV. generace a jejich hlavním přínosům, s důrazem na popis sodíkem chlazeného rychlého reaktoru. Druhá část bakalářské práce se věnuje komplexnímu návrhu výměníku tepla, kdy se za výchozí koncept považuje výměník tepla se sodíkem na jedné straně (ohřívací médium) a s oxidem uhličitým na straně druhé (ohřívané médium). Jádrem této části je porovnání jednotlivých koncepcí tepelného výměníku za použití různých konstrukčních materiálů. Dále je provedena řada tepelných, hydraulických a pevnostních výpočtů základních rozměrů variant řešení tepelného výměníku s pracovními látkami uvnitř trubek a v mezitrubkovém prostoru. Na závěr této části je uvedeno shrnutí dosažených poznatků a porovnání navržené koncepce s již realizovanými podobnými projekty.
This bachelor thesis describes design of heat exchanger for sodium cooled fast reactor of the IV. generation and compares the achieved solution with other realized projects. The first part deals with brief description of individual types of the nuclear reactors of the IV. generation and their main assets. There is an emphasis on the description of the sodium cooled fast nuclear reactor. The second part deals with complex design of a heat exchanger, when the initial concept is considered to be a heat exchanger with sodium on one side (warming medium) and carbon dioxide on the other side (heated medium). The core of this part is comparing individual concepts of the heat exchanger when variable construction materials are used. Furthermore there is accomplished range of heat, hydraulic and strength calculations of basic proportion of the options of the solution of the heat exchanger with work medium inside of pipes and outside of pipes. There are presented summary of the accomplished observation and comparing of the designed concept with realized similar projects in the conclusion.
This bachelor thesis describes design of heat exchanger for sodium cooled fast reactor of the IV. generation and compares the achieved solution with other realized projects. The first part deals with brief description of individual types of the nuclear reactors of the IV. generation and their main assets. There is an emphasis on the description of the sodium cooled fast nuclear reactor. The second part deals with complex design of a heat exchanger, when the initial concept is considered to be a heat exchanger with sodium on one side (warming medium) and carbon dioxide on the other side (heated medium). The core of this part is comparing individual concepts of the heat exchanger when variable construction materials are used. Furthermore there is accomplished range of heat, hydraulic and strength calculations of basic proportion of the options of the solution of the heat exchanger with work medium inside of pipes and outside of pipes. There are presented summary of the accomplished observation and comparing of the designed concept with realized similar projects in the conclusion.
Description
Citation
FORAL, Š. Výměníky tepla sodík - oxid uhličitý [online]. Brno: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství. 2009.
Document type
Document version
Date of access to the full text
Language of document
cs
Study field
Strojní inženýrství
Comittee
doc. Ing. Zdeněk Skála, CSc. (předseda)
doc. Ing. Jan Fiedler, Dr. (místopředseda)
doc.Ing. Jaroslav Krbek, CSc. (člen)
doc. Ing. Jiří Pospíšil, Ph.D. (člen)
Ing. Tomáš Flimel (člen)
Ing. Vladimír Kohout (člen)
Date of acceptance
2009-06-23
Defence
Result of defence
práce byla úspěšně obhájena
Document licence
Standardní licenční smlouva - přístup k plnému textu bez omezení