Vše

Co hledáte?

Vše
Projekty
Výsledky výzkumu
Subjekty

Rychlé hledání

  • Projekty podpořené TA ČR
  • Významné projekty
  • Projekty s nejvyšší státní podporou
  • Aktuálně běžící projekty

Chytré vyhledávání

  • Takto najdu konkrétní +slovo
  • Takto z výsledků -slovo zcela vynechám
  • “Takto můžu najít celou frázi”

Chlazení koria v šachtě reaktoru

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21220%2F19%3A00337304" target="_blank" >RIV/68407700:21220/19:00337304 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

  • DOI - Digital Object Identifier

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    čeština

  • Název v původním jazyce

    Chlazení koria v šachtě reaktoru

  • Popis výsledku v původním jazyce

    Havárie na jaderné elektrárně Fukushima Daiichi vyvolala zvýšenou pozornost v oblasti studií zabývajících se procesem záchytu a chlazení koria vně tlakové nádoby reaktoru. Pro zvládání této hypotetické havárie, která způsobuje tavení aktivní zóny s následným porušením integrity tlakové nádoby, je základem tvorba strategie jejího řízení, jejímž cílem je vzniklou taveninu účinně chladit až do jejího zatuhnutí s následným procesem dlouhodobého stabilního dochlazování. Chování rozlévající se taveniny je simulováno pomocí CFD programu ANSYS Fluent. Validace numerického modelu proběhla na experimentálních datech testu VULCANO VE-U7. Výsledky validačního procesu byly následně využity a aplikovány na modelu s rozlivem koria v šachtě reaktoru.

  • Název v anglickém jazyce

    Corium cooling in the reactor pit

  • Popis výsledku anglicky

    After the Fukushima Daiichi NPP accident, significant attention has been given to the studies addressing the ex-vessel retention process. For the severe reactor accident involving core melt and reactor pressure vessel failure, it is essential to provide an accident management strategy that would allow the molten core material to cool down, resolidify and bring the core debris to a coolable state. The flow and heat transfer behavior of the ex-vessel core melt were investigated using a CFD code ANSYS Fluent. Numerical model validation was proceeded based on the experimental data from the VULCANO VE-U7 test. Results from the validation process enable the principal model settings, which are subsequently used for the numerical model of the corium spreading process in the reactor pit.

Klasifikace

  • Druh

    D - Stať ve sborníku

  • CEP obor

  • OECD FORD obor

    20303 - Thermodynamics

Návaznosti výsledku

  • Projekt

    Výsledek vznikl pri realizaci vícero projektů. Více informací v záložce Projekty.

  • Návaznosti

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

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2019

  • Kód důvěrnosti údajů

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

Údaje specifické pro druh výsledku

  • Název statě ve sborníku

    Sborník z konference CAE FORUM 2019

  • ISBN

    978-80-270-6371-0

  • ISSN

  • e-ISSN

  • Počet stran výsledku

    7

  • Strana od-do

    8-14

  • Název nakladatele

    TechSim Engineering s.r.o.

  • Místo vydání

    Praha

  • Místo konání akce

    Praha Benice

  • Datum konání akce

    17. 10. 2019

  • Typ akce podle státní příslušnosti

    WRD - Celosvětová akce

  • Kód UT WoS článku