Konstrukční návrh části zařízení pro studijní účely krize varu

Abstract

Diplomová práce se zabývá problematikou krize přestupu tepla v tlakovodních jaderných reaktorech. Teoretická část zahrnuje základní pojmy z oblasti hydrodynamiky dvoufázového proudění a kritických tepelných toků, obsahuje jednotlivé přístupy k popisu fyzikálního děje krize přestupu tepla. Praktická část je věnována návrhu měřícího stentu krize přestupu tepla ve vertikálním kanále umožňující vizualizaci dvoufázového proudění.

Graduation these deals with investigation of critical heat flux in pressurized water nuclear reactors. Theoretical part covers fundamental terms from area hydrodynamics of two-phase flow and critical heat flux. Here are also mentioned the individual approaches to description of physical process of heat transfer crisis. Practical part is devoted to systems design of measuring stand for critical heat flux in vertical canal allowing visualization of two-phase flow.