Model experimentálního zařízení pro studium přestupu tepla v jaderném reaktoru

Abstract

Tato bakalářská práce se zabývá návrhem simulace smyčky primárního okruhu experimentálního zařízení pro studijní účely krize varu. V první části je vysvětlena obecná problematika jaderných elektráren. V druhé části je podrobně vypracována kapitola zabývající se krizí varu. Dále je uveden popis experimentálního zařízení a jeho vypracování v termohydraulickém programu TRACE.This bachelor‘s thesis describes the design of the primary circuit simulation loop experimental facility for studying purposes boiling crisis. In the first part is explained the general issue of nuclear power plants. In the second part is elaborated in detail dealing with the crisis boil. The following is a description of the experimental device and it’s elaboration in the thermohydraulic program TRACE.