Original title: Sodíkem chlazené rychlé reaktory
Translated title: Sodium cooled fast reactors
Authors: Daňhel, Aleš ; Katovský, Karel (referee) ; Foral, Štěpán (advisor)
Document type: Bachelor's theses
Year: 2013
Language: cze
Publisher: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií
Abstract: [cze] [eng]
Tato bakalářská práce se zabývá rychlými reaktory chlazenými tekutým sodíkem. Komplexně popisuje problematiku technologie sodíkem chlazených rychlých reaktorů. Pozornost byla věnována základním specifikacím a parametrům těchto zařízení. Stručně byly popsány jaderné reakce, které probíhají v aktivní zóně sodíkem chlazených reaktorů, ale i chemické reakce spojené s funkcí tekutého sodíku jako chladiva a teplonosné látky. Pozornost byla rovněž věnována rozdílům v uspořádání aktivní zóny a strojním zařízením specifickým pro sodíkem chlazené rychlé reaktory. Dále je v této bakalářské práci sestaven přehled sodíkem chlazených rychlých reaktorů, které pracovaly, pracují nebo jsou ve výstavbě ve světě podle jednotlivých zemí. Stručně byla popsána IV. generace jaderných reaktorů, zejména její historie a důvody, které vedly k jejímu vzniku. Dále byl v rámci IV. generace jaderných reaktorů popsán reaktor SFR a byly vyzdviženy rozdíly oproti stávajícím sodíkem chlazeným rychlým reaktorům. V praktické části této bakalářské práce je velmi jednoduše zpracován výpočet přestupu tepla z palivové tyče do chladicího sodíku a je zde uveden průběh součinitele přestupu tepla podél palivové tyče. K zpracování tohoto výpočtu byl využit výpočetní program MATLAB. This bachelor’s thesis deals with the sodium-cooled fast reactors. It comprehensively describes the problem of sodium-cooled fast reactors. Attention was paid to the basic specifications and parameters of these reactors. There was briefly described nuclear reactions which are under way in core of sodium-cooled fast reactors but also chemical reactions which are linked to function of liquid sodium as a coolant and heat transfer substance. Attention was also paid to the differences in the reactor core configuration and to the machine device specific for sodium-cooled fast reactors. Further on this bachelor’s thesis puts on the overview of sodium-cooled fast reactors that have worked, are still working or are under construction in each country all over the world. There was briefly described generation IV nuclear reactors, particularly its history and reasons that originate generation IV. Under generation IV was also described nuclear reactor SFR and highlighted differences compared to existing sodium-cooled fast reactors. In the practical part of this bachelor’s thesis is easily made a calculation of the heat transfer from the fuel rod to the cooling sodium and there is also mentioned course of the heat transfer coefficient along the fuel rod. This calculation was made by computing program MATLAB.
Keywords: Fast Reactor; Fuel Rod; Neutron; Plutonium; SFR; Sodium; Thorium; Uranium; neutron; palivová tyč; plutonium; rychlý reaktor; SFR; sodík; thorium; uran

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/11012/26793

Permalink: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-552201


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