Project detail

Research into technologies for high potentional heat transfer from a nuclear source

Duration: 01.07.2006 — 31.12.2010

Funding resources

Ministerstvo průmyslu a obchodu ČR - Trvalá prosperita

- part funder (2006-07-01 - 2010-12-31)

On the project

Výzkum technologií přenosu vysokopotencionálního tepla z jaderného zdroje, kdy je uvažován jako zdroj rychlý reaktor nebo vysokoteplotní reaktor chlazený taveninami solí. V případě, že je jaderným zdrojem rychlý reaktor (SFR), je projekt zaměřen na výzkum vysoce bezpečných a spolehlivých výměníků tepla vhodných pro náročné aplikace, zejména pro reaktory nové generace označené v programech mezinárodního společenství Generation IV. International Forum (GIF) jako SFR (Sodium Fast reactor). Výzkum koncepčního řešení výměníku tepla s vysokou mírou bezpečnosti a spolehlivosti jejich budoucího provozu na JE, kdy chladivem reaktoru je kapalný sodík. K tomu patří výzkum reakcí pracovních látek při vzniku netěsnosti ve výměníku, výzkum a formulace kritérií bezpečnosti a výzkum nejvhodnějších parametrů a vlastností Braytonova cyklu s turbogenerátorem pro přeměnu tepelné energie na elektrickou.

Description in English
Research into technologies of high potentional heat transfer from a nuclear source, where the nuclear source is considered a fast reactor and/or high temperature reactor cooled by molten salts. In the case the considered nuclear source is a fast reactor (SFR) the project is focused on R&D and design documentation for bids of heat exchangers for reactor of the new generation, denoted as SFR (Sodium Fast Reactor) in the Generation IV. International Forum including basic design documentation. The important objectives is research into conceptional design of heat exchanger with a very high level of safety and reability during future operation at NPPs, where the reactor coolant is the liquid sodium.

Keywords
jaderná elektrárna, rychlý reaktor, vysokoteplotní reaktor, vysokopotencionální přenos tepla, výměníky, reakce sodíku, bezpečnost, spolehlivost, plynový cyklus, materiály pro vysokoteplotní aplikace

Key words in English
Nuclear power plant; fast reactor; high temperature reactor; high potentional heat transfer; heat exchangers; reaction of sodium with heat carriers; halide salts; safety; reliability; gas cycle; material for high temperature applications; GIF; 6. RP EU

Mark

2A-1TP1/067

Default language

Czech

People responsible

Fiedler Jan, doc. Ing., Dr. - fellow researcher
Matal Oldřich, prof. Ing., CSc. - principal person responsible

Units

Dept. of Power Engineering
- (2006-07-01 - 2010-12-31)

Results

BOGDÁLEK, J. Koncepční řešení sekundárního okruhu MSR. In Jaderná energetika v pracích mladé generace - 2006. 2007. Praha: ČNS Praha, 2007. s. 108-111. ISBN: 978-80-02-01883-4.
Detail

FIEDLER, J.; ŠEN, H. Výzkum parametrů a vlastností Braytonovy cyklu pro pokročilý rychlý reaktor. VUT-FSI-EU-QR-004-2007. první. Brno: 2007.
Detail

ŠEN, H. Výpočty stavových veličin a konstrukce T-s diagramů vybraných plynů jako teplonositelů uzavřeného Braytonova oběhu. VUT-FSI-EU-QR-005/2007. první. FSI, Brno: OEI, 2007. s. 1-30.
Detail

FORAL, Š.; MATAL, O. Porovnání variant tepelných výměníků pro JE se sodíkem chlazeným rychlým reaktorem. In Proceedings of the 13th International Scientific Conference Electric Power Engineering 2012. Vol. 2. Brno, Czech Republic: Brno University of Technology, Faculty of Electrical Engineering and Communication, Department of Electrical Power Engineering, 2012. s. 1219-1223. ISBN: 978-80-214-4514-7.
Detail

BALÁŽ, J. Assessment of the design of injection and depressurization system dedicated for severe accidents for VVER440. Proceedings of the 17th International QUENCH workshop. CD. Karlsruhe Institute of Technology Campus North Heman-von-Helmholtz-platz 1 76344 Eggenstein-Leopoldshafen: Karlsruhe Institute of Technology, 2011. p. 1-22. ISBN: 978-3-923704-77-4.
Detail

FORAL, Š.; KATOVSKÝ, K. Comparison of heat exchangers Na-CO2 for nuclear power plant with sodium cooled fast reactor. In Student EEICT proceedings of the 18th conference, Volume 3. 2012. p. 153-157. ISBN: 978-80-214-4462-1.
Detail

FORAL, Š.; MATAL, O. Výzkumně-vývojové řešení výměníku Na-CO2 na úrovni projektu : Výzkumná zpráva QR-EM-015-10. 2010.
Detail

FORAL, Š.; MATAL, O. Výzkumně - vývojové řešení výměníku Na-CO2 na úrovni projektu – projektové řešení: Výzkumná zpráva QR-EM-032-10. 2010.
Detail

FORAL, Š.; MATAL, O. Návrh řešení výměníků Na-CO2 v mikromodulové koncepci. In Jaderná energetika, transmutační a vodíkové technologie v pracích mladé generace - 2009. Praha 8: Česká nukleární společnost, o.s. (ČSVTS), 2009. s. 57-60. ISBN: 978-80-02-02209-1.
Detail

FORAL, Š.; KATOVSKÝ, K. Porovnání variant výměníků tepla pro JE se sodíkem chlazeným rychlým reaktorem. In Jaderná energetika, transmutační a vodíkové technologie v pracích mladé generace - 2011. Brno: 2012. s. 19-25. ISBN: 978-80-02-02360-9.
Detail

FIEDLER, J.; ŠEN, H.: 2A 136 S011; Výzkum parametrů a vlastností Braytonovy cyklu pro pokročilý rychlý reaktor. EÚ. (ověřená technologie)
Detail

Responsibility: Matal Oldřich, prof. Ing., CSc.