Home > Academic theses (ETDs) > Master’s theses > Návrh programu pro výpočet výkonu a průtoku aktivní zónou z parametrů sekundárního okruhu pro JE s reaktorem VVER 440
Original title:
Návrh programu pro výpočet výkonu a průtoku aktivní zónou z parametrů sekundárního okruhu pro JE s reaktorem VVER 440
Translated title:
Evaluation of power and coolant flow in reactor core
Authors:
Tvrdý, Miloslav ; Šen, Hugo (referee) ; Nerud, Pavel (advisor) Document type: Master’s theses
Year:
2010
Language:
cze Publisher:
Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství Abstract:
[cze][eng]
Tato diplomová práce se zabývá problematikou určení výkonu a průtoku aktivní zónou z parametrů sekundárního okruhu. První část obsahuje popis jaderné elektrárny s reaktorem VVER 440. Důraz je kladen na prvky a systémy přímo související s přenosem a využitím tepelné energie při normálním provozu bloku. Ve druhé části jsou odvozeny rovnice potřebné pro výpočet výkonu reaktoru a průtoku aktivní zónou ze zadaných parametrů sekundárního okruhu. Třetí, hlavní část, je věnována návrhu programu pro výpočet uvedených veličin. Jsou zde specifikovány požadavky na program a na jejich základě je napsán kód programu. Jednotlivé části kódu jsou následně popsány a v závěru kapitoly je vypracován manuál pro uživatele programu. Vlastní program je přílohou této práce.
This graduation thesis deals with evaluation of power and coolant flow in reactor core. The first part is a description of nuclear power plant VVER 440. It is focused on parts important for transfer and utilize energy in regular operating of generating block. In the second part, the equations for calculation of power and coolant flow in reactor core are deduced. The last part is about designing the program for calculation of published values. There are specified requirements for the program and on the basis of this the source code is written. The parts of code are described. In conclusion of this part, the user's manual is work out. The program is on CD in the annexe.
Keywords:
Coolant flow in reactor core; nuclear energy; nuclear power plant; power of reactor; Visual Basic for Applications (VBA); VVER 440.; Jaderná elektrárna; jaderná energetika; průtok aktivní zónou; Visual Basic for Applications (VBA); VVER 440; výkon reaktoru.
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/11012/13502