Research into technologies of high potentional heat transfer from a nuclear source, where the nuclear source is considered a fast reactor and/or high temperature reactor cooled by molten salts. In the case the considered nuclear source is a fast reactor (SFR) the project is focused on R&D and design documentation for bids of heat exchangers for reactor of the new generation, denoted as SFR (Sodium Fast Reactor) in the Generation IV. International Forum including basic design documentation. The important objectives is research into conceptional design of heat exchanger with a very high level of safety and reability during future operation at NPPs, where the reactor coolant is the liquid sodium. (en)
Výzkum technologií přenosu vysokopotencionálního tepla z jaderného zdroje, kdy je uvažován jako zdroj rychlý reaktor nebo vysokoteplotní reaktor chlazený taveninami solí. V případě, že je jaderným zdrojem rychlý reaktor (SFR), je projekt zaměřen na výzkum vysoce bezpečných a spolehlivých výměníků tepla vhodných pro náročné aplikace, zejména pro reaktory nové generace označené v programech mezinárodního společenství Generation IV. International Forum (GIF) jako SFR (Sodium Fast reactor). Výzkum koncepčního řešení výměníku tepla s vysokou mírou bezpečnosti a spolehlivosti jejich budoucího provozu na JE, kdy chladivem reaktoru je kapalný sodík. K tomu patří výzkum reakcí pracovních látek při vzniku netěsnosti ve výměníku, výzkum a formulace kritérií bezpečnosti a výzkum nejvhodnějších parametrů a vlastností Braytonova cyklu s turbogenerátorem pro přeměnu tepelné energie na elektrickou.
Nuclear power plant; fast reactor; high temperature reactor; high potentional heat transfer; heat exchangers; reaction of sodium with heat carriers; halide salts; safety; reliability; gas cycle; material for high temperature applications; GIF; 6. RP EU (en)