Optimalizace systému chlazení bazénu skladování vyhořelého paliva na JE

Abstract

Tato diplomová práce je zaměřena na optimalizaci tlakových ztrát systému chlazení bazénu skladování vyhořelého jaderného paliva (BSVP) v rámci jaderné elektrárny. Teoretická část poskytuje přehled o fungování jaderné elektrárny s důrazem na vyhořelé jaderné palivo a jeho skladování. Následuje popis tepelných výměníků, které hrají klíčovou roli v chlazení BSVP, včetně vysvětlení principu přenosu tepla a představení vybraných tepelně-hydraulických výpočtů. Odvod tepla z BSVP je zajištěn jedním ze tří chladicích okruhů, přičemž zbylé dva jsou záložní. V rámci této práce byl tedy proveden kontrolní výpočet tepelného výměníku, který je součástí jednoho z chladicích okruhů a zajišťuje odvod tepla z BSVP. Hlavní částí této práce je vytvoření hydraulického modelu chlazení tohoto systému v simulačním softwaru APROS. Model byl následně vyhodnocen z hlediska tlakových ztrát a byly navrženy optimalizační kroky. Výsledky práce slouží jako podklad pro simulace různých provozních či havarijních stavů systému chlazení BSVP v jaderné elektrárně.

This diploma thesis focuses on the optimization of pressure losses in the cooling system of the spent fuel pool (SFP) within a nuclear power plant. The theoretical part provides an overview of a nuclear power plant operation principles, with emphasis on spent nuclear fuel and its storage. This is followed by a description of heat exchangers, which play a key role in BSVP cooling, including an explanation of the heat transfer principle as well as an overview of basic thermal-hydraulic calculations. Heat extraction from the SFP is carried out by one of three cooling circuits, while the remaining two serve as backups. This thesis includes a verification calculation of a shell-and-tube heat exchanger integrated in one of the cooling circuits responsible for the heat extraction from SFP. The main focus of the thesis is the development of a hydraulic model of the entire cooling system using APROS simulation software. The model was then evaluated regarding pressure losses and optimalization steps were proposed. The final thesis results serve to simulate operational as well as emergency states of the cooling system od SFP in a nuclear power plant.