Název: Systémy přeměn energie pro jaderné elektrárny se sodíkem chlazeným reaktorem (SFR)
Překlad názvu: Energy conversion systems for nuclear power plants with soduim fast reactor (SFR)
Autoři: Netopilová, Petra ; Šen, Hugo (oponent) ; Matal, Oldřich (vedoucí práce)
Typ dokumentu: Diplomové práce
Rok: 2011
Jazyk: cze
Nakladatel: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství
Abstrakt: [cze] [eng]
Obsahem diplomové práce je návrh a řešení systémů přeměn energie pro jadernou elektrárnu se sodíkem chlazeným reaktorem IV. generace. První část práce se zabývá shromážděním a vyhodnocením dostupných informací o jaderných elektrárnách se sodíkem chlazeným reaktorem, které používají jaderné nebo nejaderné přihřívání páry pro zvýšení termické účinnosti oběhu. Na základě získaných informací jsou vypracována tepelná schémata a určeny termické účinnosti oběhu, a to jak pro systémy pracující v Rankine–Clausiově tak v Braytonově tepelném oběhu. Pro systémy pracující v Rankine–Clausiově tepelném oběhu je v další části práce proveden tepelný výpočet přihříváku páry pro jaderné a nejaderné přihřívání páry. V závěru práce je uvedena volba vhodného zařízení pro tyto systémy a jejich hodnocení z hlediska jaderné a technické bezpečnosti a technického provedení. The aim of the dissertation is proposing and solving energy convection systems for nuc-lear power plants with a sodium fast reactor of the 4th generation. The first part of the dissertation deals with collection and evaluation of information available about nuclear power plants with sodium fast reactor which use nuclear or non-nuclear reheating to increase thermal efficiency. On the basis of the acquired information, thermal schemes are developed and thermal effi-ciency is determined for the systems working in both Rankine thermal cycle and Brayton thermal cycle. In the further part of the dissertation thermal calculation of the reheater for nuclear and non-nuclear reheating is made for the systems working in Rankine thermal cycle. At the end of this dissertation, an apparatus suitable for these systems is suggested and the systems are evaluated in terms of technical implementation and nuclear safety.
Klíčová slova: Braytonův tepelný oběh; jaderné elektrárny se sodíkem chlazeným reaktorem; jaderné přihřívání páry; nejaderné přihřívání páry; parogenerátor; přihřívák páry; Rankine-Clausiův tepelný oběh; tepelná účinnost oběhu; turbína; Brayton thermal cycle; non-nuclear reheating; nuclear power plants with sodium fast reactor; nuclear reheating; Rankine thermal cycle; reheater; steam generator; thermal efficiency; turbine

Instituce: Vysoké učení technické v Brně (web)
Informace o dostupnosti dokumentu: Plný text je dostupný v Digitální knihovně VUT.
Původní záznam: http://hdl.handle.net/11012/414

Trvalý odkaz NUŠL: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-546712


Záznam je zařazen do těchto sbírek:
Školství > Veřejné vysoké školy > Vysoké učení technické v Brně
Vysokoškolské kvalifikační práce > Diplomové práce