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Wärmeübergang in Kernreaktoren

Wärmeübergang in Kernreaktoren
Typ: Vorlesung (V) Links:
Semester: WS 18/19
Dozent: Prof. Dr.-Ing. Xu Cheng
SWS: 2
LVNr.: 2189907
Literaturhinweise
  1. W. Oldekop, Einführung in die Kernreaktor und Kernkraftwerkstechnik, Verlag Karl Thiemig, München, 1975
  2. L.S. Tong, J. Weisman, Thermal-hydraulics of pressurized water reactors, American Nuclear Society, La Grande Park, Illinois, USA
  3. R.T. Lahey, F.J. Moody, The Thermal-Hydraulics of a Boiling Water Nuclear Reactor, 2nd edition, ANS, La Grande Park, Illinois, USA, 1993
Lehrinhalt
  1. Übersicht Reaktorsysteme
  2. Thermohydraulische Auslegungskriterien
  3. Wärmequelle in Kernreaktoren
  4. Wärmetransport in Kernreaktoren
  5. Temperaturverteilung in Kernreaktoren
  6. Druckabfall
  7. Strömungsstabilität kerntechnischer Anlage
  8. Kritische Strömung unter Unfallbedingungen
  9. Naturkonvektion und passive Sicherheitssysteme
  10. Thermohydraulische Auslegungsverfahren
Arbeitsbelastung

Präsenzzeit: 21 Stunden
Selbststudium: 99 Stunden

Ziel

Diese zweistündige Vorlesung richtet sich an Studenten des Maschinenbaus und der Verfahrenstechnik in Bachelor-, und Masterstudienphase. Die Studierenden kennen und verstehen die wichtigen Vorgänge und Methoden zur Analyse der Wärmeübertragung im Reaktorkern. Die Studenten sind dann in der Lage, die thermohydraulische Analyse eines Kernreaktors durchzuführen und Vorschlag zur Verbesserung der Kernauslegung hinsichtlich der Wärmeabfuhr aus dem Kernreaktor zumachen. Durch die Übung mit einem spezifischen Rechenprogramm beherrschen die Studenten die wichtige Prozedur der thermohydraulischen Analyse eines Reaktorkerns.

Prüfung

mündliche Prüfung; Dauer 20 Minuten