Budapest University of Technology and Economics, Faculty of Electrical Engineering and Informatics

Az előadások részletes tematikája

1) Atomerőművi hőkörfolyamatok

Hőtani alapfogalmak, állapotjellemzők, hőkörfolyamatok

Erőművi hatásfok

Nyomottvizes atomerőművek felépítése, teljesítménnyel kapcsolatos alapfogalmak

2) Atomreaktor mint hőforrás, hőátvitel különböző formái (önálló felkészüléssel elsajátítható)

Energiafelszabadulás az atomreaktorban

Hővezetés, hősugárzás, konvektív hőátadás – alapismeretek

A reaktorfizika és termohidraulika kapcsolata

3) UO₂ termikus jellemzői, hőforrásmentes hővezetés

UO₂ hővezetési tényezőjének függése a hőmérséklettől, kiégéstől, Pu-tartalomtól, porozitástól, stb.

A hővezetés általános differenciálegyenlete és speciális alakjai

A hőforrásmentes hővezetési egyenlet megoldása hasáb és hengeres fűtőelemek burkolatára jellemző hőmérséklet-eloszlás meghatározása céljából

4) Hőforrásos hővezetés

A hőforrásos hővezetési egyenlet megoldása hasáb és hengeres geometriák esetében

Hasáb és hengeres üzemanyag radiális hőmérséklet-eloszlásának meghatározása

Teljes radiális hőátvitel

5) Konvektív hőátadás atomerőművekben

Konvektív hőátadással kapcsolatos alapegyenletek felírása, kapcsolódó paraméterek definiálása

Hőátadási elemzés alapjai, áramlások fajtái

Konvektív hőátadás egyfázisú rendszerekben

6) Fűtőelempálca és szubcsatorna elemzés

Szubcsatornabeli axiális hőmérséklet-viszonyok alakulása

Maximális burkolat és üzemanyag-hőmérséklet meghatározása

A kiégés hatása a szubcsatornabeli hőmérséklet-viszonyokra

7) A hidraulikai egyenletrendszer

A hidraulikai egyenletrendszer felírása

Dimenziótlan számok

Nyomásveszteségek

8) Hőcserélők (önálló felkészüléssel elsajátítható)

Hőcserélők típusai – ellenáramú, egyenáramú és keresztáramú hőcserélők

Hőcserélők méretezésének módszerei

Hőcserélők hatásossága

9) Kétfázisú áramlások

Kétfázisú áramlásokkal kapcsolatos alapfogalmak

Áramlási térképek

Áramlási képek – vízszintes/függőleges csövekbeli áramlások közti különbségek

10) Forrásos hőátadás

Forrás és kondenzáció alapjelenségei

Forrásos hőátadás elemzése

Forráskrízisek, DNBR

11) Atomerőművek biztonságával kapcsolatos alapfogalmak (önálló felkészüléssel elsajátítható)

Biztonsági célkitűzések, mérnöki gátak, mélységi védelem elve

Atomerőművi üzemállapotok, biztonságra való tervezés

Biztonsági kultúra

12) Atomerőművi üzemzavarok és súlyos balesetek

Hűtőközegvesztéssel járó üzemzavarok

Komplex üzemzavarok

Súlyos balesetek és kapcsolódó jelenségek

13) Termohidraulikai rendszerkódok (önálló felkészüléssel elsajátítható)

Termohidraulikai rendszerkódok által alkalmazott modellek

Főbb rendszerkódok bemutatása

Alkalmazási példák

A gyakorlatok/laborok részletes tematikája

1) Erőművi hatásfokszámítás, atomerőművi teljesítményeloszlással kapcsolatos alapmennyiségek meghatározása

2) Biztonsági tartalék meghatározása, adott teljesítményű reaktor teljes spektrumra átlagolt neutronfluxusának meghatározása, lineáris teljesítménysűrűség, hőfluxus-számítások

3) Hőmérséklet-eloszlás meghatározása hasáb és hengeres üzemanyagban, az UO₂ hővezetési tényezőjének meghatározása különböző üzemállapotokban, teljes radiális hőátvitelszámítás

4) Konvektív hőátadás számítások természetes és kényszerített áramlások esetében – hőcserélő hőátadó csöveinek modellezése, gőzfejlesztő primer oldali paramétereinek meghatározása

5) Fűtőelempálca szerkezeti elemei axiális hőmérséklet-eloszlásának meghatározása, szubcsatornabeli hőmérsékletviszonyok meghatározása

6) Nyomásveszteség számítása atomreaktorban

7) Hőcserélők méretezése – egyenáramű, ellenáramú hőcserélők, gőzfejlesztők modellezése

Szorgalmi időszakban

Az előadások és gyakorlatok 70%-án történő jelenléti részvétel.

10 házifeladat elkészítése, melyek termohidraulikai számításokat tartalmaznak.

Vizsgaidőszakban

Egy 120 perces időtartamú, 100 pontos vizsgadolgozat legalább Elégséges (2) érdemjeggyel (min. 40%) történő teljesítése.

Todreas, N.E., & Kazimi, M.S. (1993, 2021). “Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals (2nd and 3rd ed.),” CRC Press. https://doi.org/10.1201/9781351030502

Todreas, N.E., & Kazimi, M.S. (2001). “Nuclear Systems Volume II: Elements of Thermal Hydraulic Design (1st ed.),” CRC Press.

Bergman, T.L. et al. (2011), “Introduction to Heat Transfer (6th ed.),” Wiley

L. S. Tong and J. Weisman (1996), “Thermal Analysis of Pressurized Water Reactor,” 3rd Edition, American Nuclear Society Book Publishing, New York