Numerická simulace proudění chladiva ve svazku proutků reaktoru VVER 1000 pomocí subkanálové analýzy

Tato práce se zabývá modelováním proudění a vedení tepla v palivových souborech jaderného reaktoru tlakovodního typu s využitím subkanálové analýzy. V rámci práce je shrnuta teorie týkající se principu a fungování jaderného reaktoru typu VVER 1000 a jsou komentovány dosud dosažené výsledky popisu proudění metodou subkanálové analýzy. Dále je představen matematický model proudění chladiva v aktivní zóně a vedení tepla v palivovém proutku jaderného reaktoru. Je navržena metodika numerického řešení těchto matematických modelů, která je algoritmizována a následně počítačově implementována v programovém prostředí MATLAB/Octave. Jsou provedeny numerické simulace proudění chladiva v palivovém souboru a získané výsledky jsou validovány s dostupnými experimentálními daty poskytnutými firmou Škoda JS a.s. V úloze vedení tepla palivovým proutkem je provedeno porovnání různých numerických přístupů k řešení této úlohy.ObhájenoThis thesis is focused on modeling of flow and heat conduction in fuel assemblies of the pressurized water type nuclear reactor using subchannel analysis. The thesis summarizes the theory concerning on the principle and operation of nuclear reactor type VVER 1000. The results are achieved by the description of flow by subchannel analysis. In this thesis, there is presented a mathematical model of water flow in the core and heat conduction in the fuel rod of a nuclear reactor. A methodology for the numerical solution of these mathematical models is proposed, it is algorithmized and then computer implemented in MATLAB/Octave. Numerical simulations of refrigerant flow in the fuel assembly are performed and the obtained results are validated by available experimental data provided by Škoda JS a.s. In the task of heat conduction through a fuel rod, a comparison of various numerical approaches to solving this problem is performed