Original title: Model experimentálního zařízení pro studium přestupu tepla v jaderném reaktoru
Translated title: Test facility model for studying the heat transfer in nuclear reactor
Authors: Harant, Miroslav ; Foral, Štěpán (referee) ; Vojáčková, Jitka (advisor)
Document type: Bachelor's theses
Year: 2016
Language: cze
Publisher: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií
Abstract: [cze] [eng]
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.
Keywords: boiling crisis; critical heat flux; Nuclear energy; thermohydraulic program trace; Jaderná energetika; kritický tepelný tok; krize varu; termohydraulický program trace

Institution: Brno University of Technology (web)
Document availability information: Fulltext is available in the Brno University of Technology Digital Library.
Original record: http://hdl.handle.net/11012/60422

Permalink: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-593206


The record appears in these collections:
Universities and colleges > Public universities > Brno University of Technology
Academic theses (ETDs) > Bachelor's theses