Zpřesnění viskozity koria mezi teplotou solidu a likvidu

Kód výsledku v IS VaVaI

<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F26722445%3A_____%2F25%3AN0000003" target="_blank" >RIV/26722445:_____/25:N0000003 - isvavai.cz</a>

Výsledek na webu

—

DOI - Digital Object Identifier

—

Jazyk výsledku

čeština

Název v původním jazyce

Zpřesnění viskozity koria mezi teplotou solidu a likvidu

Popis výsledku v původním jazyce

Tento dokument obsahuje dílčí zprávy popisující dosažení výsledku TK03020149-V5: “Zpřesnění viskozity koria mezi teplotou solidu a likvidu“, kterého bylo dosaženo v rámci projektu TK03020149: “Měření vlastností koria a analýzy jeho rozlivu při vysokých teplotách“. V rámci výsledku byly zpřesněny doposud známé hodnoty viskozity koria mezi teplotou solidu a likvidu a na základě těchto hodnot byly provedeny výpočtové analýzy rozlévatelnosti a uchladitelnosti koria v šachtě reaktoru a přilehlých prostorách jaderné elektrárny Temelín (ETE). Konečným výstupem je zhodnocení, že v případě těžké jaderné havárie na ETE by korium proniklo skrz šachtu reaktoru do přilehlých místností, kde by po provedení vhodných opatření mělo být za současného přivedení chladící vody toto korium úspěšně zchlazeno.

Název v anglickém jazyce

Refinement of corium viscosity between solidus and liquidus temperatures

Popis výsledku anglicky

This document contains partial reports describing the achievement of the result TK03020149-V5: “Refining the viscosity of corium between the solidus and liquidus temperatures”, which was achieved within the project TK03020149: “Measurement of corium properties and analysis of its spilling at high temperatures”. As part of the result, the previously known values ​​of corium viscosity between the solidus and liquidus temperatures were refined and, based on these values, computational analyses of the spillability and coolability of corium in the reactor shaft and adjacent areas of the Temelín Nuclear Power Plant (ETE) were performed. The final output is the assessment that in the event of a severe nuclear accident at the Temelín Nuclear Power Plant, corium would penetrate through the reactor shaft into adjacent rooms, where, after taking appropriate measures, this corium should be successfully cooled while cooling water is being supplied.

Druh

O - Ostatní výsledky

CEP obor

—

OECD FORD obor

20305 - Nuclear related engineering; (nuclear physics to be 1.3);

Projekt

<a href="/cs/project/TK03020149" target="_blank" >TK03020149: Měření vlastností koria a analýzy jeho rozlivu při vysokých teplotách</a><br>

Návaznosti

P - Projekt vyzkumu a vyvoje financovany z verejnych zdroju (s odkazem do CEP)

Rok uplatnění

2025

Kód důvěrnosti údajů

S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů