Search

Tato bakalářská práce se zabývá vytvořením přehledu typů jaderných reaktorů, jejich rozdělení a technické řešení vybraných typů. V práci je dále uvedeno zastoupení jednotlivých států, které mají jaderné reaktory a jejich postoj k jaderné energetice. Stručné pojednání o generaci III. a IV., co by mohla přinést energetice do budoucna. Vytvořená práce odráží především současný stav., This bachelor work is focused on creating an overview of nuclear reactor types, their categorization and engineering approach to particular designs. Furthermore, it also lists countries having nuclear reactors in possession and their standpoint towards nuclear energy in general. A brief summary of the third and fourth generation and their future energy potential is included as well. This work primarily reflects present-day status.

Hlavním úkolem diplomové práce je návrh topného výměníku. Výměník má být dvoucestný na straně vody a s integrovaným chladičem parovzdušné směsi. Další úkoly jsou tepelný výpočet, určení tlakové ztráty, pevnostní dimenzování a volby materiálů hlavních částí výměníku. Posledním úkolem je zjištění průběhu tlaku páry přes trubkový svazek., The main goal of master’s thesis is a propsal of the heat exchanger. The heat exchanger is double way of water side with the integrated air-vapor mixture cooler. Another aims are heat computation, heat loss computation, solidity dimensioning and selection of a material for a major selection. The last task is about detection of a vapor pressure trought the tube bundle.

Bakalářská práce se zaobírá problematikou o jaderné bezpečnosti. V první části je uveden přehled mezinárodních organizací a sdružení, které svoji činnosti kontrolují veškeré předpisy týkající se jaderné bezpečnosti až po technický stav zařízení a systémů v jaderné elektrárně. V druhé části se práce věnuje technickému popisu významných zařízení a systémů v jaderné elektrárně u vybraných reaktorů z II. a III. generace. Poslední část je upřena vysvětlení konceptu ochrany do hloubky. Čtenář může získat přehled o jednotlivých úrovních v ochraně do hloubky a pozornost je také věnována metodám, které přispívají k hodnocení jaderné bezpečnosti., This thesis deals with issues of nuclear safety. The first section provides an overview of international organizations and associations, which control via their activities all regulations concerning nuclear safety, the technical state of equipments and systems in nuclear power plants. The second part deals with technical description of important equipment and systems of the nuclear powerplants at chosen nuclear reactors of II. and III. generation. The last part explains the conception of nuclear safety deeply. The reader can gain a deep overview of the different levels of protection and attention is also paid to the methods that contribute to the evaluation of nuclear safety.

Cílem této bakalářské práce je popsat výpočtové postupy při řešení teplotního pole v jednotlivých částech palivového elementu. Dále provést řešení pro palivový element VVER-440 při vybraných provozních stavech. Tato řešení jsou též provedena numericky v programu ANSYS. V práci jsou posouzeny významy jednotlivých vlivů na řešení. Dále jsou posouzeny možnosti některých zjednodušení., The purpose of this thesis is to describe calculation procedures of fuel element thermal field analysis. The next is VVER-440 fuel element solution for selected operating conditions. These solutions are also made numerically with ANSYS. The importance of each effect on solution is assessed in thesis. The possibilities of some simplifications are also assessed.

Tato závěrečná práce se týká návrhu parního generátoru (sekunárního výměníku) pro rychlý množivý reaktor. Práce zahrňuje návrh projektové varianty, tepelný, hydraulický a pevnostní výpočet, dále posouzení navrženého výměníku z hlediska jaderné bezpečnosti. Součástí je i výkresová dokumentace vybraných částí., This bachelor’s thesis is concerned with engeneering a steam generator (secondary heat exchanger) for a fast breeder reactor. It includes proposal of the projected type, thermal, hydraulic and strenght calculation, and examination of a proposal in light of nuclear safety. It contains a lay-out of selected parts.

Tato diplomová práce se zabývá parním generátorem pro reaktory ESFR (Evropský Rychlý Sodíkem Chlazený Reaktor), jenž je vyhříván tekutým sodíkem. V úvodních kapitolách jsou teoretické informace o parametrech ESFR a porovnání s výměníky tepla v jaderných elektrárnách pracujících na stejném principu (sodík jako chladivo). Následuje návrhová část, kam patří úvod do problematiky výpočtu, volba materiálu a koncepce výměníku a samotná výpočtová část, která zahrnuje tepelný, hydraulický a pevnostní výpočet. Závěr je věnován zhodnocení řešení, porovnání z hlediska jaderné a technické bezpečnosti., This master thesis deals steam generator for ESFR (European Sodium Fast Reactor), which is heated by liquid sodium. In the beginning chapters, there are theoretic information about ESFR's parameters and its' comparison with ohter types of heat exchangers in nuclear reactors with the same principal (sodium as a coolant). Then designing part follows, which contents of introduction of calculations, option of material and conception of heater. Computational part on its own includes thermal, hydraulic and stress calculations and comparison with aspects in nuclear safety and security.

S neustále zvyšující se spotřebou elektrické energie a snižujícími se zásobami fosilních paliv je v posledních letech snaha maximálním způsobem využít stávající zdroje. Využití projektových rezerv u již jedoucích jaderných elektráren patří mezi tyto projekty. V této práci popisuji využití projektových rezerv a celkovou modernizaci Jaderné elektrárny Dukovany., With the ever increasing usage of electric power and decreasing supply of natural resources, there is a growing effort to effectivelly maximise current dispositions of resources. Utilising project reserves at already functioning Nuclear powerplants belongs to these projects. In this article I am going to describe this utilisation and overall modernisation of the Dukovany Nuclear powerplant.

V diplomové práci posuzuji dostatečnou hltnost pojistného ventilu vysokotlakého ohříváku na JE Dukovany pro případ termického tlakování napájecí vody ve vysokotlakém ohříváku. Uvádím základní možné případy termického tlakování, samotného uzlu vysokotlakého ohříváku, tak i rozšířeného tlakovaného celku v případě uzavření všech napájecích hlav do PG., In this thesis I review the sufficient flow capacity of the safety valve against high-pressure heater thermal pressurization in high-pressure feedwater heater on nuclear power Dukovany. I present basic possible cases of thermal pressurization both a high node heater, and the extended pressure unit in case of closure all power heads to steam generators.

Práce se zabývá rozvojem a současným postavením jaderné energetiky v Evropě. V první části práce je věnována legislativnímu pozadí v rámci evropské unie – smlouva EURATOM. Dále popisuje historii evropských společností zabývající se jadernou energetikou zejména francouzské AREVY. Největší část práce je věnována vztahu jaderné energetiky a veřejného mínění, zaměřeno na postavení ve vybraných státech a postoj ekologických organizací součástí je i popis historicky nejvážnějších havárií. Závěr je změřen na ekonomické aspekty jaderné energetiky a budoucnost jaderné energetiky., The thesis deals with the development and current status of nuclear energy in Europe. The first part focuses on the legislative background in the EU – The Euratom treaty. Next, the thesis describes the history of European companies that are engaged in nuclear energy, in particular the French company AREVA. The largest part of the thesis deals with the relationship of nuclear energy and public opinion, and focuses on the status of nuclear energy in selected countries and the attitudes of environmental organizations. This section also includes a description of the history of the most serious accidents. The conclusion focuses on the economic aspects of nuclear energy and its future.

Obsahem této bakalářské práce je určení parametrů oběhu experimentální jednotky vysokoteplotního, plynem chlazeného jaderného reaktoru a návrh rekuperačního výměníku pro tento oběh. V první části zabývající se tepelným oběhem je uveden aktuální přehled vysokoteplotních reaktorů spolu s rozborem jejich tepelných cyklů, teorie oběhu plynové turbiny a vlastní výpočet parametrů zvoleného oběhu. Druhá část práce je věnována přehledu tepelných výměníků a plynných chladiv, užívaných v jaderné energetice a teorií přenosu tepla. Její hlavní podstatou je pak samotný návrh tepelného výměníku a to z koncepčního, tepelného, hydraulického a pevnostního hlediska, včetně zhodnocení navrženého řešení., This bachelor’s thesis deals with determination of parameters of an experimental high temperature gas-cooled nuclear reactor cycle and a project of a regenerative heat exchanger designed to this cycle. The first part is dedicated to thermal cycles. This part includes an actual summary of high temperature reactors, an analysis of their cycles, a theory of closed gas turbine cycle and a calculation of elected cycle. The second part concerns a review of heat exchangers and gas coolers used for nuclear energy purposes and heat transfer theory. The main objective of this part is a calculation of heat exchanger from the conceptual, thermal, hydraulic and strength point of view including inclusion of analysis of this solution.

Táto bakalárska práca sa zaoberá problematikou výroby elektrickej energie potrebnej na prieskumných misiách vo vesmíre. V prvej časti je stručný prehľad spôsobov, ktoré využívajú vesmírne agentúry ako NASA. Ďalej sa zaoberá vývojom Stirlingovho motora pre vesmírne aplikácie. Konštrukciou a výhodami, ktoré plynú s jeho použitia. V druhej časti pojednáva o teoretickom výpočte jednotky s výkonom 1 kilowatt., This Bachelor´s Thesis deals with the production of electricity needed for exploration space missions. The first section is a brief overview of the methods used by space agencies such as NASA. Next, the evolution of progress in Stirling engine development for space applications. Construction and the benefit of using. The second part discusses the theoretical calculation unit with an output of 1 kilowatt.

Obsahem této bakalářské práce je navrhnout výměník tepla pro sodíkem chlazený rychlý reaktor IV. generace a dosažené řešení srovnat s již realizovanými projekty. První část bakalářské práce je věnována stručnému popisu jednotlivých druhů jaderných reaktorů IV. generace a jejich hlavním přínosům, s důrazem na popis sodíkem chlazeného rychlého reaktoru. Druhá část bakalářské práce se věnuje komplexnímu návrhu výměníku tepla, kdy se za výchozí koncept považuje výměník tepla se sodíkem na jedné straně (ohřívací médium) a s oxidem uhličitým na straně druhé (ohřívané médium). Jádrem této části je porovnání jednotlivých koncepcí tepelného výměníku za použití různých konstrukčních materiálů. Dále je provedena řada tepelných, hydraulických a pevnostních výpočtů základních rozměrů variant řešení tepelného výměníku s pracovními látkami uvnitř trubek a v mezitrubkovém prostoru. Na závěr této části je uvedeno shrnutí dosažených poznatků a porovnání navržené koncepce s již realizovanými podobnými projekty., This bachelor thesis describes design of heat exchanger for sodium cooled fast reactor of the IV. generation and compares the achieved solution with other realized projects. The first part deals with brief description of individual types of the nuclear reactors of the IV. generation and their main assets. There is an emphasis on the description of the sodium cooled fast nuclear reactor. The second part deals with complex design of a heat exchanger, when the initial concept is considered to be a heat exchanger with sodium on one side (warming medium) and carbon dioxide on the other side (heated medium). The core of this part is comparing individual concepts of the heat exchanger when variable construction materials are used. Furthermore there is accomplished range of heat, hydraulic and strength calculations of basic proportion of the options of the solution of the heat exchanger with work medium inside of pipes and outside of pipes. There are presented summary of the accomplished observation and comparing of the designed concept with realized similar projects in the conclusion.

Cílem práce byl výběr a vyhodnocení vhodných tepelných oběhů pro uvažované jaderné elektrárny s reaktory 4. generace. Byl proveden popis a výběr parametrů tepelných oběhů Braytonova a Rankine - Clausiova jejich optimalizace vzhledem k parametrům primárního okruhu. Byly zhodnoceny charakteristiky vlastností oběhů, hlavně účinnosti, výkonu a dispozičního řešení., The main goal of the thesis was a selection of appropriate thermal cycles for the considerated nuclear power stations with the Generation IV reactors. Characterization and specification of the parametres of the Brayton and the Rankine-Clausi thermodynamic cycle, their optimalization with regard to the parametres of the first cycle was made, than analysis of cycles´properties, mostly efficiency, output and process layout.

Cílem této bakalářské práce je řešení teplotního pole ve stěně skladovacího kontejneru použitého jaderného paliva určeného pro suchý mezisklad. Také ukázat možné cesty k řešení problému výpočtu teplotního pole, společně s formulací potřebných zjednodušujících předpokladů pro řešení v prvním přiblížení a sestavení okrajových podmínek výpočtu. Na základě přijatelných parametrů byl sestaven výpočtový model, získáno analytické řešení problému a v závěru pak porovnání přístupu s numerickým řešením v systému ANSYS., The purpose of this thesis is temperature field analysis of spent fuel cask destined for dry buffer storage. Also to show possible ways of solving the difficulties in temperature field analysis, together with definition of simplifying presumptions and boundary conditions. Based on reasonable arguments were designed solving formulas, gained analytic solution of the temperature field and then compare analytical solution with numeric solution from ANSYS in the end of thesis.

Tato bakalářská práce se zabývá vytvořením přehledu typů jaderných reaktorů, jejich rozdělení a technické řešení vybraných typů. V práci je dále uvedeno zastoupení jednotlivých států, které mají jaderné reaktory a jejich postoj k jaderné energetice. Stručné pojednání o generaci III. a IV., co by mohla přinést energetice do budoucna. Vytvořená práce odráží především současný stav., This bachelor work is focused on creating an overview of nuclear reactor types, their categorization and engineering approach to particular designs. Furthermore, it also lists countries having nuclear reactors in possession and their standpoint towards nuclear energy in general. A brief summary of the third and fourth generation and their future energy potential is included as well. This work primarily reflects present-day status.

Tato bakalářská práce se zabývá problematikou mezivýměníků tepla v jaderných elektrárnách. První část je věnována analýze a rozdělení konstrukčních provedení mezivýměníků u komerčních a experimentálních elektráren. V další části je popsán postup tepelného, hydraulického a pevnostního výpočtu při navrhování mezivýměníků . Na závěr byl proveden návrh smyčkového mezivýměníku pro zadané parametry., This paper deals with intermediate heat exchangers in nuclear power plants. First section of this paper is devoted to analysis and divide of construction designs of intermediate heat exchangers in commercial and experimental power plants. There is a description of thermal, hydraulic and strength calculations during projection of IHX in the second chapter. There has been made a blueprint of loop type IHX in the final chapter of this paper.

Cílem této bakalářské práce je popsat výpočtové postupy při řešení teplotního pole v jednotlivých částech palivového elementu. Dále provést řešení pro palivový element VVER-440 při vybraných provozních stavech. Tato řešení jsou též provedena numericky v programu ANSYS. V práci jsou posouzeny významy jednotlivých vlivů na řešení. Dále jsou posouzeny možnosti některých zjednodušení., The purpose of this thesis is to describe calculation procedures of fuel element thermal field analysis. The next is VVER-440 fuel element solution for selected operating conditions. These solutions are also made numerically with ANSYS. The importance of each effect on solution is assessed in thesis. The possibilities of some simplifications are also assessed.

Tato diplomová práce se zabývá modelováním proudění v lopatkových strojích. V úvodu práce pojednává o principech CFD modelování, jako je matematický model proudění, numerické metody řešení a model turbulence. Dále je práce věnována možnostem tvorby výpočtového modelu a jeho nastavení pro použitý model regulačního stupně parní turbíny. Poslední část se pak zabývá zhodnocením výpočetních modelů a jejich porovnáním s~různými vstupními parametry, přičemž cílem je určit nejvhodnější nastavení pro dosažení největší účinnosti., This thesis deals with modelling of flow in rotating engines. The introduction of the thesis discusses the principles of CFD modelling, such as mathematical flow model, numerical solution methods and model of turbulence. Next, the thesis is engaged in possibilities of a calculation model creation and its setting for a used model of steam turbine regulatory stage. The last part contains evaluation of calculation models and their comparison with different input parameters, regarding the fact that the aim is to get the most suitable setting for reaching the peak efficiency.

Tato bakalářská práce se zabývá návrhem experimentálního parogenerátoru vyhřívaného tekutým sodíkem. V prvních kapitolách jsou popsána mnohá hlediska, která by měla být zohledněna při návrhu tohoto typu parogenerátoru. Dále je přiblížen samotný návrh vlastní realizace. Na základě tepelného, hydraulického a pevnostního výpočtu byla zvolena jedna nejvhodnější varianta. V závěru je zhodnocena nejvhodnější variant parogenerátoru sodík-voda a možnost realizace., This thesis deals with the experimental liquid sodium heated steam generator. The first chapters describe the many aspects that should be taken into account when designing this type of steam generator. Furthermore, is approximated in the proposal the work itself. On the basis of thermal, hydraulic calculation of strength and was chosen one preferred option. In conclusion, the best option is evaluated steam generator sodium-water and the possibility of realization.

Tato bakalářská práce se zabývá praktickým návrhem uzávěru s tuhnutím pracovní látky pro jaderná zařízení z hlediska výpočtového i konstrukčního. Úvodem jsou stručně popsány technologie jaderných reaktorů na rychlých neutronech a reaktorů s palivem rozpuštěným v taveninách fluoridových solí. Autor zdůrazňuje výhody jejich použití, díky kterým se mohou v budoucnu stát důležitou součástí jaderné energetiky. Pracovní látky použité pro výpočet jsou převzaty z těchto reaktorů – kapalný sodík a směs roztavených solí NaBF4-NaF. Autor se zde zabývá výběrem vhodných konstrukčních materiálů a způsoby přívodu a odvodu tepla z pracovní látky. Dále je zde zhodnoceno několik konstrukčních řešení uzávěru, přičemž ke zvoleným variantám je přiložena výkresová dokumentace. Tyto varianty v sobě zahrnují alternativní tvary uzávěrů a kanálů, ve kterých proudí teplosměnné médium – Fieldova trubka a uzávěr se šroubovicovým kanálem. Tyto koncepce umožňují rychlý odvod (přívod) tepla do pracovní látky a po ověření na zkušebním stendu by tyto uzávěry mohly pracovat v podmínkách jaderných zařízení. S pomocí dříve odvozených bezrozměrových rovnic popisujících nestacionární teplotní pole s fázovou přeměnou jsou vypočteny časy ochlazování a ohřevu za předpokladu nízkých Biotových čísel pro vybrané konstrukční řešení a pracovní látky., This bachelor´s thesis deals with practical design of freeze valve for nuclear facilities from both calculation and construction point of view. Firstly, a brief analysis of technologies of fast neutron reactors and reactors with fuel dissolved in melted fluorine salts has been done. The author points out the advantages of their use that may result in becoming an important part of nuclear power engineering. Working fluids are taken from these reactors – liquid sodium and mixture of molten salts NaBF4-NaF. The author deals with choice of suitable construction materials and ways of heat-transfer from working fluid. Secondly, several construction solutions have been assessed and project documentation has been created for some of them. These designs include alternative shapes of valves and canals, where heat exchanging medium flows – Field tube and valve with helix canal. These concepts allow fast intake (conducting away) of heat into the working fluid and after verification on an experimental stand these valves could work in conditions of nuclear facilities. Times of cooling and heating for chosen designs and working fluids are calculated by previously derived dimensionless equations describing transient heat-transfer field with phase change supposing low Biot numbers.

Práce se zabývá rozvojem a současným postavením jaderné energetiky v Evropě. V první části práce je věnována legislativnímu pozadí v rámci evropské unie – smlouva EURATOM. Dále popisuje historii evropských společností zabývající se jadernou energetikou zejména francouzské AREVY. Největší část práce je věnována vztahu jaderné energetiky a veřejného mínění, zaměřeno na postavení ve vybraných státech a postoj ekologických organizací součástí je i popis historicky nejvážnějších havárií. Závěr je změřen na ekonomické aspekty jaderné energetiky a budoucnost jaderné energetiky., The thesis deals with the development and current status of nuclear energy in Europe. The first part focuses on the legislative background in the EU – The Euratom treaty. Next, the thesis describes the history of European companies that are engaged in nuclear energy, in particular the French company AREVA. The largest part of the thesis deals with the relationship of nuclear energy and public opinion, and focuses on the status of nuclear energy in selected countries and the attitudes of environmental organizations. This section also includes a description of the history of the most serious accidents. The conclusion focuses on the economic aspects of nuclear energy and its future.

Obsahem diplomové práce je návrh a řešení systémů přeměn energie pro jadernou elektrárnu se sodíkem chlazeným reaktorem IV. generace. První část práce se zabývá shromážděním a vyhodnocením dostupných informací o jaderných elektrárnách se sodíkem chlazeným reaktorem, které používají jaderné nebo nejaderné přihřívání páry pro zvýšení termické účinnosti oběhu. Na základě získaných informací jsou vypracována tepelná schémata a určeny termické účinnosti oběhu, a to jak pro systémy pracující v Rankine–Clausiově tak v Braytonově tepelném oběhu. Pro systémy pracující v Rankine–Clausiově tepelném oběhu je v další části práce proveden tepelný výpočet přihříváku páry pro jaderné a nejaderné přihřívání páry. V závěru práce je uvedena volba vhodného zařízení pro tyto systémy a jejich hodnocení z hlediska jaderné a technické bezpečnosti a technického provedení., The aim of the dissertation is proposing and solving energy convection systems for nuc-lear power plants with a sodium fast reactor of the 4th generation. The first part of the dissertation deals with collection and evaluation of information available about nuclear power plants with sodium fast reactor which use nuclear or non-nuclear reheating to increase thermal efficiency. On the basis of the acquired information, thermal schemes are developed and thermal effi-ciency is determined for the systems working in both Rankine thermal cycle and Brayton thermal cycle. In the further part of the dissertation thermal calculation of the reheater for nuclear and non-nuclear reheating is made for the systems working in Rankine thermal cycle. At the end of this dissertation, an apparatus suitable for these systems is suggested and the systems are evaluated in terms of technical implementation and nuclear safety.

Práce pojednává o konstrukčním návrhu kolimátoru, který je důležitou součástí zařízení měřící aktivitu radioaktivního odpadu v ocelových sudech. Toto zařízení je výrobkem firmy Envinet a.s. Kolimátor je část stroje, která vytváří vhodné prostředí pro měření radioaktivity a zabraňuje tak poškození detektoru v důsledku přehlcení radioaktivními částicemi. V práci je řešeno konstrukční zjednodušení samotného kolimátoru, kde se očekává, že při zjednodušené variantě této součásti se sníží pravděpodobnost poruchy kolimátoru a tím se sníží náklady na servis těchto zařízení ve velice vzdálených oblastech jako je Rusko, Ukrajina atp., This thesis deals with structural design of collimator. Collimator is important component of radioactivity measuring device. This apparatus is made by Envinet. Collimator is part of device, which makes good conditions for measuring radioactivity, protects detector and tries avoid overload detector. In this thesis is dealt simplification of collimator. It supposed, that simplified collimator will be more reliable. This proposal saves more money, because company will not have to send employee of Envinet to service their measuring devices in a very distant countries, such as Russia, Ukraine etc.

Tato bakalářská práce se zabývá vytvořením přehledu typů jaderných reaktorů, jejich rozdělení a technické řešení vybraných typů. V práci je dále uvedeno zastoupení jednotlivých států, které mají jaderné reaktory a jejich postoj k jaderné energetice. Stručné pojednání o generaci III. a IV., co by mohla přinést energetice do budoucna. Vytvořená práce odráží především současný stav., This bachelor work is focused on creating an overview of nuclear reactor types, their categorization and engineering approach to particular designs. Furthermore, it also lists countries having nuclear reactors in possession and their standpoint towards nuclear energy in general. A brief summary of the third and fourth generation and their future energy potential is included as well. This work primarily reflects present-day status.

Tato bakalářská práce se zabývá praktickým návrhem uzávěru s tuhnutím pracovní látky pro jaderná zařízení z hlediska výpočtového i konstrukčního. Úvodem jsou stručně popsány technologie jaderných reaktorů na rychlých neutronech a reaktorů s palivem rozpuštěným v taveninách fluoridových solí. Autor zdůrazňuje výhody jejich použití, díky kterým se mohou v budoucnu stát důležitou součástí jaderné energetiky. Pracovní látky použité pro výpočet jsou převzaty z těchto reaktorů – kapalný sodík a směs roztavených solí NaBF4-NaF. Autor se zde zabývá výběrem vhodných konstrukčních materiálů a způsoby přívodu a odvodu tepla z pracovní látky. Dále je zde zhodnoceno několik konstrukčních řešení uzávěru, přičemž ke zvoleným variantám je přiložena výkresová dokumentace. Tyto varianty v sobě zahrnují alternativní tvary uzávěrů a kanálů, ve kterých proudí teplosměnné médium – Fieldova trubka a uzávěr se šroubovicovým kanálem. Tyto koncepce umožňují rychlý odvod (přívod) tepla do pracovní látky a po ověření na zkušebním stendu by tyto uzávěry mohly pracovat v podmínkách jaderných zařízení. S pomocí dříve odvozených bezrozměrových rovnic popisujících nestacionární teplotní pole s fázovou přeměnou jsou vypočteny časy ochlazování a ohřevu za předpokladu nízkých Biotových čísel pro vybrané konstrukční řešení a pracovní látky., This bachelor´s thesis deals with practical design of freeze valve for nuclear facilities from both calculation and construction point of view. Firstly, a brief analysis of technologies of fast neutron reactors and reactors with fuel dissolved in melted fluorine salts has been done. The author points out the advantages of their use that may result in becoming an important part of nuclear power engineering. Working fluids are taken from these reactors – liquid sodium and mixture of molten salts NaBF4-NaF. The author deals with choice of suitable construction materials and ways of heat-transfer from working fluid. Secondly, several construction solutions have been assessed and project documentation has been created for some of them. These designs include alternative shapes of valves and canals, where heat exchanging medium flows – Field tube and valve with helix canal. These concepts allow fast intake (conducting away) of heat into the working fluid and after verification on an experimental stand these valves could work in conditions of nuclear facilities. Times of cooling and heating for chosen designs and working fluids are calculated by previously derived dimensionless equations describing transient heat-transfer field with phase change supposing low Biot numbers.

Tato práce se zabývá návrhem zapojení bioteplárny kombinující kogenerační jednotku a Rankin-Clausiúv cyklus. V kogenerační jednotce je spalován bioplyn, palivo zaváděné do kotle je dřevěná štěpka. Pomocí upravené kogenerační jednotky je regenerována napájecí voda R-C cyklu. Toto zapojení je technicky a ekonomicky srovnáno s Rankin-Clausiovým cyklem bez regenerace napájecí vody pomocí kogenerační jednotky., This thesis deals with a design of a biomass heating plant combinating a Rankin-Clausius cyklus and a CHP unit. The CHP unit fuel is a biogas and the boiler fuel is a wooden chip. The adapted CHP unit regenerates feed-water of the R-C cycles. This design is technicaly and economicalty compared with the Rankin-Clausius cycle without feed-water regeneration by the CHP unit.

Tato diplomová práce se zabývá návrhem experimentálního zařízení pro havarijní chlazení tlakové nádoby reaktoru (TNR). V úvodních kapitolách jsou teoretické informace o různých možnostech chlazení roztaveného kória z pohledu jednotlivých technologií a jejich srovnání. V praktické části je proveden návrh experimentálního zařízení pro havarijní chlazení TNR. Toto zařízení se skládá z modelu kanálu kolem TNR, kondenzátoru pro odběr tepla vznikajícího v TNR a čerpadla sekundárního okruhu. Výpočtová část obsahuje tepelný a hydraulický výpočet. Závěr je věnován zhodnocení technologií pro chlazení kória a porovnání z hlediska jaderné a technické bezpečnosti., My thesis deals with the design of an experimental emergency cooling device of the reactor pressure vessel (RPV). It consists of two parts, the theoretical one and practical one. Different molten corium cooling methods in terms of their efficiency and comparison are introduced in the theoretical part. The design of an experimental emergency cooling device, which incorporates a model channel past the reactor pressure vessel , is presented in the practical part. The cooling device consists of a model channel past the reactor pressure vessel, condensator, which takes away the heat generated by the reactor pressure vessel and the pump of a secondary loop. Next, thermal and hydraulic calculations are given in this section. The conclusion is devoted to the evaluation of particular cooling technologies and their comparison in terms of nuclear and technical safety.

Tato práce se zabývá problematikou v oblasti tepelných a fyzikálních vlastností skladovacích kontejnerů pro použité jaderné palivo. Nedílnou součástí je matematický aparát potřebný pro popis teplotního pole. V další části práce je uvedeno výpočtové řešení, které je rozděleno do dvou skupin. První se zabývá zjednodušeným modelem řešeným analyticky, druhá, a to komplexnější metoda, řeší celý problém numericky., This work deals with questions of spent fuel storage casks thermal and physical properties investigation. Foundations of mathematics which are necessary for describing field of temperature are included. The work itself contains calculation methods which are split into two parts. The first one deals with simplified analytic solution and the second part solves the whole problem by the numerical computation.

Tato diplomová práce se zabývá návrhem experimentálního zařízení pro havarijní chlazení tlakové nádoby reaktoru (TNR). V úvodních kapitolách jsou teoretické informace o různých možnostech chlazení roztaveného kória z pohledu jednotlivých technologií a jejich srovnání. V praktické části je proveden návrh experimentálního zařízení pro havarijní chlazení TNR. Toto zařízení se skládá z modelu kanálu kolem TNR, kondenzátoru pro odběr tepla vznikajícího v TNR a čerpadla sekundárního okruhu. Výpočtová část obsahuje tepelný a hydraulický výpočet. Závěr je věnován zhodnocení technologií pro chlazení kória a porovnání z hlediska jaderné a technické bezpečnosti., My thesis deals with the design of an experimental emergency cooling device of the reactor pressure vessel (RPV). It consists of two parts, the theoretical one and practical one. Different molten corium cooling methods in terms of their efficiency and comparison are introduced in the theoretical part. The design of an experimental emergency cooling device, which incorporates a model channel past the reactor pressure vessel , is presented in the practical part. The cooling device consists of a model channel past the reactor pressure vessel, condensator, which takes away the heat generated by the reactor pressure vessel and the pump of a secondary loop. Next, thermal and hydraulic calculations are given in this section. The conclusion is devoted to the evaluation of particular cooling technologies and their comparison in terms of nuclear and technical safety.

Tato práce se zabývá problematikou v oblasti tepelných a fyzikálních vlastností skladovacích kontejnerů pro použité jaderné palivo. Nedílnou součástí je matematický aparát potřebný pro popis teplotního pole. V další části práce je uvedeno výpočtové řešení, které je rozděleno do dvou skupin. První se zabývá zjednodušeným modelem řešeným analyticky, druhá, a to komplexnější metoda, řeší celý problém numericky., This work deals with questions of spent fuel storage casks thermal and physical properties investigation. Foundations of mathematics which are necessary for describing field of temperature are included. The work itself contains calculation methods which are split into two parts. The first one deals with simplified analytic solution and the second part solves the whole problem by the numerical computation.

Práce je zaměřena především na návrh mezivýměníku tepla primárního okruhu reaktoru ESFR. Výměník je počítán tepelně, hydraulicky i pevnostně a závěrem je zpracována část výkresové dokumentace. Jsou navrhnuty základní rozměry trubkového svazku a nádoby výměníku. Je zde obsažen i přehled koncepcí výměníků a doposud použitých typů mezivýměníku na jaderných elektrárnách s rychlými reaktory. Uvedeny jsou zde i základní parametry projektu ESFR a zhodnocena bezpečnost a provozní spolehlivost výměníku., The thesis is mainly focused on the design of the intermediate heat exchanger primary circuit of the reactor ESFR. Heat exchanger is calculated heat, hydraulic and strength and is finally processed part drawings. There are designed the basic dimensions of the tube bundle and container heat exchanger. There are included an overview of concepts and so far used types IHX at the nuclear power plants with fast reactors. There are also mentioned basic parameters of the project ESFR and evaluated the safety and operational reliability of the heat exchanger.

Práce je zaměřena především na návrh mezivýměníku tepla primárního okruhu reaktoru ESFR. Výměník je počítán tepelně, hydraulicky i pevnostně a závěrem je zpracována část výkresové dokumentace. Jsou navrhnuty základní rozměry trubkového svazku a nádoby výměníku. Je zde obsažen i přehled koncepcí výměníků a doposud použitých typů mezivýměníku na jaderných elektrárnách s rychlými reaktory. Uvedeny jsou zde i základní parametry projektu ESFR a zhodnocena bezpečnost a provozní spolehlivost výměníku., The thesis is mainly focused on the design of the intermediate heat exchanger primary circuit of the reactor ESFR. Heat exchanger is calculated heat, hydraulic and strength and is finally processed part drawings. There are designed the basic dimensions of the tube bundle and container heat exchanger. There are included an overview of concepts and so far used types IHX at the nuclear power plants with fast reactors. There are also mentioned basic parameters of the project ESFR and evaluated the safety and operational reliability of the heat exchanger.

Cílem této diplomové práce je řešení problematiky týkající se přestupu tepla v parogenerátorech bloků jaderné elektrárny typu VVER 440. Parogenerátor představuje rozhraní mezi primárním a sekundárním okruhem. V parogenerátoru se předává teplo z horké vody proudící z reaktoru do studené napájecí vody. Z napájecí vody, po přestupu tepla přes trubkový svazek, vzniká pára pohánějící parní turbínu. Důležitou veličinou charakterizující přestup tepla je součinitel prostupu tepla. Práce je rozdělena na teoretickou a praktickou část. V teoretické části je uveden princip činnosti PG a teoretický výpočtový model pro určení součinitele prostupu tepla, který vychází především z charakteru proudění v PG. Praktická část uvádí srovnání součinitele prostupu tepla určeného z dat naměřených při spouštění 3. bloku EDU v roce 1986, s hodnotami součinitele plynoucích z měření po zvýšení výkonu bloku na 105 % Pnom v roce 2009 rovněž na 3. bloku EDU. Dále je uveden odhad přestupu tepla pro další zvýšení výkonu bloku na 107 % Pnom a odhad dalšího provozu PG., The aim of this thesis is to analyze the heat transfer in steam generator of blocks in the nuclear power plant VVER 440. The steam generator represents the border between the primary and the secondary circuit. The heat is carried from a warm water from reactor to a cold water. The steam arises after the heat transfer and drives the steam turbine. An important quantity which represents the heat transfer is a heat transfer factor. This thesis is divided into theoretical and a practical part. In the theoretical part is mentioned a principle of the steam generator and the theoretical calculation of the heat transfer factor, which comes first of all from the character of the streaming in the steam generator. The practical part brings a comparison of the heat transfer factor calculated from data measured after the start of the third block of EDU in 1986, with the heat transfer factor which comes from the measurement after the power-increase for 105 % of nominal power of the same block in 2009. Further is shown the prediction of the heat transfer factor for next power-increase and the following service is shown too.

Bakalářská práce se zaobírá problematikou o jaderné bezpečnosti. V první části je uveden přehled mezinárodních organizací a sdružení, které svoji činnosti kontrolují veškeré předpisy týkající se jaderné bezpečnosti až po technický stav zařízení a systémů v jaderné elektrárně. V druhé části se práce věnuje technickému popisu významných zařízení a systémů v jaderné elektrárně u vybraných reaktorů z II. a III. generace. Poslední část je upřena vysvětlení konceptu ochrany do hloubky. Čtenář může získat přehled o jednotlivých úrovních v ochraně do hloubky a pozornost je také věnována metodám, které přispívají k hodnocení jaderné bezpečnosti., This thesis deals with issues of nuclear safety. The first section provides an overview of international organizations and associations, which control via their activities all regulations concerning nuclear safety, the technical state of equipments and systems in nuclear power plants. The second part deals with technical description of important equipment and systems of the nuclear powerplants at chosen nuclear reactors of II. and III. generation. The last part explains the conception of nuclear safety deeply. The reader can gain a deep overview of the different levels of protection and attention is also paid to the methods that contribute to the evaluation of nuclear safety.

Cílem této diplomové práce je řešení problematiky týkající se přestupu tepla v parogenerátorech bloků jaderné elektrárny typu VVER 440. Parogenerátor představuje rozhraní mezi primárním a sekundárním okruhem. V parogenerátoru se předává teplo z horké vody proudící z reaktoru do studené napájecí vody. Z napájecí vody, po přestupu tepla přes trubkový svazek, vzniká pára pohánějící parní turbínu. Důležitou veličinou charakterizující přestup tepla je součinitel prostupu tepla. Práce je rozdělena na teoretickou a praktickou část. V teoretické části je uveden princip činnosti PG a teoretický výpočtový model pro určení součinitele prostupu tepla, který vychází především z charakteru proudění v PG. Praktická část uvádí srovnání součinitele prostupu tepla určeného z dat naměřených při spouštění 3. bloku EDU v roce 1986, s hodnotami součinitele plynoucích z měření po zvýšení výkonu bloku na 105 % Pnom v roce 2009 rovněž na 3. bloku EDU. Dále je uveden odhad přestupu tepla pro další zvýšení výkonu bloku na 107 % Pnom a odhad dalšího provozu PG., The aim of this thesis is to analyze the heat transfer in steam generator of blocks in the nuclear power plant VVER 440. The steam generator represents the border between the primary and the secondary circuit. The heat is carried from a warm water from reactor to a cold water. The steam arises after the heat transfer and drives the steam turbine. An important quantity which represents the heat transfer is a heat transfer factor. This thesis is divided into theoretical and a practical part. In the theoretical part is mentioned a principle of the steam generator and the theoretical calculation of the heat transfer factor, which comes first of all from the character of the streaming in the steam generator. The practical part brings a comparison of the heat transfer factor calculated from data measured after the start of the third block of EDU in 1986, with the heat transfer factor which comes from the measurement after the power-increase for 105 % of nominal power of the same block in 2009. Further is shown the prediction of the heat transfer factor for next power-increase and the following service is shown too.

Tato diplomová práce se zabývá problematikou určení výkonu a průtoku aktivní zónou z parametrů sekundárního okruhu. První část obsahuje popis jaderné elektrárny s reaktorem VVER 440. Důraz je kladen na prvky a systémy přímo související s přenosem a využitím tepelné energie při normálním provozu bloku. Ve druhé části jsou odvozeny rovnice potřebné pro výpočet výkonu reaktoru a průtoku aktivní zónou ze zadaných parametrů sekundárního okruhu. Třetí, hlavní část, je věnována návrhu programu pro výpočet uvedených veličin. Jsou zde specifikovány požadavky na program a na jejich základě je napsán kód programu. Jednotlivé části kódu jsou následně popsány a v závěru kapitoly je vypracován manuál pro uživatele programu. Vlastní program je přílohou této práce., This graduation thesis deals with evaluation of power and coolant flow in reactor core. The first part is a description of nuclear power plant VVER 440. It is focused on parts important for transfer and utilize energy in regular operating of generating block. In the second part, the equations for calculation of power and coolant flow in reactor core are deduced. The last part is about designing the program for calculation of published values. There are specified requirements for the program and on the basis of this the source code is written. The parts of code are described. In conclusion of this part, the user's manual is work out. The program is on CD in the annexe.

Tato diplomová práce se zabývá problematikou záměny těsnění víka nádoby iontového filtru použitého v systému kontinuálního čištění chladiva TC SV01 v jaderné elektrárně s reaktorem VVER 440. Původní niklové těsnění je nahrazeno hřebenovým těsněním s expandovaným grafitem. Výsledky výpočtů jsou vzájemně porovnány a jsou popsány návrhy pro další výpočet. V obecné části je zařazen podrobný popis chemického režimu primárního okruhu spolu s popisem funkce a konstrukce iontových filtrů., This diploma thesis is engaged in replacement of gasket ion filter used in the ion filter of continuous cleaning TC SV01 of rector coolant in nuclear power plants with VVER 440 reactor. Original nickel gasket is replaced by kammprofile gasket with expanded graphite. Calculation results are compared with each other and are described as suggestions for further calculation. The first part included a detailed description of the primary coolant water chemistry, along with a description of the function and structure of ion filter.

Diplomová práce se zabývá uzavřeným cyklem plynové turbíny. První část se věnuje zjištění maxima teoretické a technicky proveditelné účinnosti pro cykly bez regenerace, s regenerací a regenerací s dělenou kompresí. Druhá část obsahuje optimalizaci regenerativního výměníku vzhledem k rychlosti proudění plynu v trubkách výměníku. Třetí část řesí hmotnostní a rozměrový návrh dvou typů výměníků, vypočítaných pomocí softwaru, pro různé stupně regenerace., Diploma thesis deals with the gas turbine closed cycle. The first part concerns the maximum of theoretical efficiency and practical excutable efficiency for the cycles without regeneration, cycles with regeneration and cycles with regeneration with split compression. The second part concerns the optimalization of the recuperator towards the speed of gas flow in the pipes of the recuperator. The third part includes weight and size design of two kinds of recuperators for different levels of regeneration.

Táto diplomová práca na sa zaoberá meraním tesnosti hermetických priestorov na jadrovej elektrárni v rámci zvyšovania bezpečnosti. Popisuje usporiadanie a funkciu tohto priestoru – primárny okruh JE s reaktorom VVER 440/213, ako aj metodiky vyhľadávania netesností a postupy výpočtu úniku. Osobný prínos do danej problematiky tvorí návrh zlepšujúci súčasný stav tesnosti hermetických priestorov na JE Jaslovské Bohunice – prechod duplikátorového potrubia určeného na zber vody z podlahy v boxe parogenerátora ku tepelným výmenníkom sprchového systému. Ten patrí do havarijných systémov určených na zníženie tlaku pri havárii typu LOCA., This diploma thesis deals with measuring the tightness of the hermetic area of nuclear power plant in the way of improving safety. Describes the layout and function of this area - the primary circuit of NPP with WWER 440/213 reactors, as well as methodology for leakage search and leakage calculation procedures. Personal contribution to the issue is a proposal improving tightness of the current state in hermetic area of NPP Jaslovské Bohunice – transition of jacketed pipe designed to collect water from the floor in the box of the steam generator to the heat exchanger of the shower system. This system belongs to the safety system designed to reduce pressure in the LOCA type of accident.

Cílem práce je navrhnout parogenerátor, ve kterém na straně teplonositele proudí sodík, a na straně druhé proudí voda a vodní pára (H2O). Hlavní myšlenkou této diplomové práce je navrhnout takový parogenerátor, který vyloučí nebo eliminuje možnost nežádoucí reakce sodíku s vodou a v případě, že k tomuto jevu dojde, tak minimalizovat škody způsobené touto reakcí. Práce obsahuje dostupné informace o provedení parogenerátorů, volbu parogenerátoru, potřebné výpočty pro návrh a zkonstruování a zhodnocení., The aim of the project is to design a steam generator in which the sodium flows pipeline hand, and on the other hand, water flow and water vapor (H2O). The main idea of this thesis is to propose such a steam generator, to avoid or eliminate the possibility of adverse reactions of sodium with water and, if this phenomenon occurs, thus minimizing the damage caused by this reaction. The work contains information on the implementation of steam, steam option, the necessary calculations for the design and construction and evaluation.

Hlavním úkolem diplomové práce je návrh topného výměníku. Výměník má být dvoucestný na straně vody a s integrovaným chladičem parovzdušné směsi. Další úkoly jsou tepelný výpočet, určení tlakové ztráty, pevnostní dimenzování a volby materiálů hlavních částí výměníku. Posledním úkolem je zjištění průběhu tlaku páry přes trubkový svazek., The main goal of master’s thesis is a propsal of the heat exchanger. The heat exchanger is double way of water side with the integrated air-vapor mixture cooler. Another aims are heat computation, heat loss computation, solidity dimensioning and selection of a material for a major selection. The last task is about detection of a vapor pressure trought the tube bundle.

Obsahem této diplomové práce je návrh parního generátoru pro modulární reaktor. Práce se skládá z rešeršní části, kde jsou popsané vybrané výměníky a parní generátory používané v jaderných zařízeních. Na rešerši navazuje část s teorií výpočtů v prvním přiblížení (tepelný, hydraulický a pevností výpočet). Následuje část návrhu konkrétních variant parního generátoru. Na autorem zvolenou variantu jsou provedeny výše uvedené výpočty a zhotovena výkresová dokumentace vybraných částí. Závěr této práce je tvořen zhodnocením technického řešení parního generátoru a porovnání jeho parametrů s reálně provozovanými parními generátory., Subject of this thesis is design of the steam generator for modular reactor. The dissertation consist of the theoretical part, where are described heat-exchangers and steam generators used in nuclear power plants. Second part contains theoretical calculations in the first approach (thermal, hydraulic and strenght calculation). In the next part are particular variants of steam generator selected. For the final variant are necessary calculations (introduced above) and drawings of selected parts are done. In the final statement is technical solution evaluated, and the parameters of the steam generator are compared with actually used steam generators.

Hlavním cílem této diplomové práce je návrh modifikace původního utěsnění přírubového spoje průlezu kompenzátoru objemu na jaderné elektrárně typu VVER 1000. V práci je dále uvedeno vysvětlení samotné konstrukce a funkce kompenzátoru objemu s tlakovodním reaktorem. Poté je proveden detailní výpočet původního a nového modifikovaného utěsnění průlezu pomocí normy ČSN EN 1591 společně s vysvětlením legislativy týkající se těchto výpočtů. V poslední části je pak uvedeno porovnání dosažených výsledků výpočtů pro jednotlivá těsnění s vyvozenými závěry., The main purpose of this thesis is the modification of the original flange gasket of the VVER1000 pressurizer manhole. Then the construction and function of the pressurizer itself is described, together with detailed calculations of the original and new modified gasket to meet the ČSN EN 1591 standard together with a description of the legislation that has to be followed in the calculations. The comparisons of both gasket types together with main conclusions are placed in the last section of this thesis.

Cílem této diplomové práce je řešení problematiky, týkající se utěsnění víka primárního kolektoru parogenerátoru bloku jaderné elektrárny typu VVER 440. Tyto parogenerátory jsou těsněny v původním provedení niklovými kroužky. Modifikací stávajícího způsobu těsnění za nový druh těsnícího materiálu, zejména z expandovaného grafitu, lze podstatně snížit tlak v těsnící ploše a tím i napjatost svorníků a přírubového spoje. Nové řešení utěsnění spoje kolektoru a víka by mělo zvýšit životnost spoje a tím i jadernou a technickou bezpečnost. Práce je rozdělena na teoretickou a výpočtovou část. V teoretické části je uveden princip činnosti PG, data o funkci a provedení PG a popis spoje a víka v původním provedení. Výpočtová část uvádí výpočet nového spoje, původního spoje a srovnání obou řešení a hodnocení, z pohledu technické a jaderné bezpečnosti. Součástí práce je výkresová dokumentace nového spoje., The aim of this thesis is to address issues concerning the sealing of the lid for the primary collector within the steam generator (SG) of the nuclear power plant VVER 440. These steam generators are sealed in the original design by nickel rings. Modifying the existing method of sealing by a new type of sealing material, primarily from expanded graphite, can significantly reduce the pressure in the sealing surface and also stress in bolts and flanged joints. The new solution of sealing between the joint of collector and the lid should extend the life of joints and thus the nuclear and technical safety. The text is divided into the theoretical and computational part. A principle of the SG, the SG design, and a description of the joint and lid are mentioned in the theoretical part. The computational part shows calculations of the new joint, the original one, and comparison of both solutions in terms of technical and nuclear safety. The work contains drawing of the new joint.

Obsahem této bakalářské práce je charakterizovat používaná jaderná paliva v dnešních jaderných reaktorech a popsat části palivového cyklu od těžby a úpravy paliva, přes jeho energetické využití až po jeho konečné uložení. Účelem bylo také seznámit čtenáře s informacemi o světových zásobách a produkci štěpitelných materiálů a nastínit možnosti zacházení s použotým jaderným palivem, včetně v budoucnu uvažované transmutační technologie., This bachelor thesis describes nuclear fuels used in today's nuclear reactors as well as parts of fuel cycle, which includes all activities like uranium mining and prepairing, energy utilization and storage at the end of a cycle. There are also information about world production of uranium and posibilities of manipulation with used nuclear fuel, including transmutation technologies.

Cieľom tejto práce je zhodnotiť a popísať spoľahlivosť jadrových elektrární Bohunice (JE EBO). Následne vysvetliť metódy zvýšenia spoľahlivosti a podrobnejšie popísať jednu z nich (INPO AP 913). Po popise tejto metódy, práca zhrnie dosiahnuteľné výsledky danej metódy a navrhne spôsob jej aplikácie., The aim of this paper is to describe and evaluate the reliability of nuclear plants at Bohunice (EBO). Then illuminate the methods for increasing the reliability and specify one of them (INPO AP 913). After describing the methods, summarize the work results of this method and proposes the way of application.

Tato diplomová práce se zabývá problematikou určení výkonu a průtoku aktivní zónou z parametrů sekundárního okruhu. První část obsahuje popis jaderné elektrárny s reaktorem VVER 440. Důraz je kladen na prvky a systémy přímo související s přenosem a využitím tepelné energie při normálním provozu bloku. Ve druhé části jsou odvozeny rovnice potřebné pro výpočet výkonu reaktoru a průtoku aktivní zónou ze zadaných parametrů sekundárního okruhu. Třetí, hlavní část, je věnována návrhu programu pro výpočet uvedených veličin. Jsou zde specifikovány požadavky na program a na jejich základě je napsán kód programu. Jednotlivé části kódu jsou následně popsány a v závěru kapitoly je vypracován manuál pro uživatele programu. Vlastní program je přílohou této práce., This graduation thesis deals with evaluation of power and coolant flow in reactor core. The first part is a description of nuclear power plant VVER 440. It is focused on parts important for transfer and utilize energy in regular operating of generating block. In the second part, the equations for calculation of power and coolant flow in reactor core are deduced. The last part is about designing the program for calculation of published values. There are specified requirements for the program and on the basis of this the source code is written. The parts of code are described. In conclusion of this part, the user's manual is work out. The program is on CD in the annexe.

V diplomové práci posuzuji dostatečnou hltnost pojistného ventilu vysokotlakého ohříváku na JE Dukovany pro případ termického tlakování napájecí vody ve vysokotlakém ohříváku. Uvádím základní možné případy termického tlakování, samotného uzlu vysokotlakého ohříváku, tak i rozšířeného tlakovaného celku v případě uzavření všech napájecích hlav do PG., In this thesis I review the sufficient flow capacity of the safety valve against high-pressure heater thermal pressurization in high-pressure feedwater heater on nuclear power Dukovany. I present basic possible cases of thermal pressurization both a high node heater, and the extended pressure unit in case of closure all power heads to steam generators.

Diplomová práce se zabývá uzavřeným cyklem plynové turbíny. První část se věnuje zjištění maxima teoretické a technicky proveditelné účinnosti pro cykly bez regenerace, s regenerací a regenerací s dělenou kompresí. Druhá část obsahuje optimalizaci regenerativního výměníku vzhledem k rychlosti proudění plynu v trubkách výměníku. Třetí část řesí hmotnostní a rozměrový návrh dvou typů výměníků, vypočítaných pomocí softwaru, pro různé stupně regenerace., Diploma thesis deals with the gas turbine closed cycle. The first part concerns the maximum of theoretical efficiency and practical excutable efficiency for the cycles without regeneration, cycles with regeneration and cycles with regeneration with split compression. The second part concerns the optimalization of the recuperator towards the speed of gas flow in the pipes of the recuperator. The third part includes weight and size design of two kinds of recuperators for different levels of regeneration.