SÓOLVADÉKOS REAKTOROK HÁROMDIMENZIÓS IDŐFÜGGŐ MODELLEZÉSE
|
|
- Gréta Natália Barna
- 8 évvel ezelőtt
- Látták:
Átírás
1 SÓOLVADÉKOS REAKTOROK HÁROMDIMENZIÓS IDŐFÜGGŐ MODELLEZÉSE Összefoglaló Kópházi József, Fehér Sándor Budapesti Műszaki Egyetem Nukleáris Technikai Intézet Budapest Műegyetem rkp , 06 (1) Danny Lathouwers, Jan Leen Kloosterman Delft University of Technology Mekelweg 15, 2629 JB Delft, Netherland Ígéretes transzmutációs képességeiknek köszönhetően az elmúlt években megújult a tudományos érdeklődés a sóolvadékos reaktorok iránt. Ezekben a reaktorokban az üzemanyag a hűtőközegként is szolgáló sóolvadékban feloldva kering a primer körben, ezért reaktorfizikai tulajdonságaik gyökeresen eltérnek a ma üzemelő szilárd üzemanyagú reaktoroknál megszokottaktól. Munkánk célja az volt, hogy olyan programrendszert fejlesszünk ki, amely alkalmas ezen reaktorok háromdimenziós, időfüggő, csatolt reaktorfizikai és hőtechnikai vizsgálatára. A reaktor neutronháztartását egy háromdimenziós diffúzióegyenlettel írtuk le, amelyben a késő neutronokat leíró egyenletet kibővítettük a későneutron-anyamagok üzemanyaggal való sodródását leíró konvekciós taggal. A hőátadási jelenségeket az egyes hűtőcsatornákban egydimenziós konvekcióval, a grafitmoderátorban pedig háromdimeziós hővezetéssel modelleztük. A programrendszerrel az egykori MSRE (Molten Salt Reactor Experiment, Oak Ridge National Laboratory, USA, ) reaktorra végeztünk statikus és tranziens vizsgálatokat. 1. Bevezetés A nukleáris energia alkalmazásával szembeni ellenérzések egyik legfontosabb táptalaja a kiégett üzemanyagban felhalmozódó hosszú felezési idejű radioaktív anyagok végleges elhelyezését övező bizonytalanság. A geológiai elhelyezéssel szembeni társadalmi ellenállás (például Nyugat-Európában) a tudományos érdeklődést a transzmutációs, azaz a hosszú felezési idejű magokat magreakciókkal rövid felezési idejűvé alakító eljárások, arra képes berendezések felé terelte. Ezzel párhuzamosan megélénkült az érdeklődés a jelenleg üzemelő reaktoroktól alapvetően eltérő, azoknál jobb műszaki, gazdasági tulajdonságokkal rendelkező negyedik generációs reaktorok iránt. Mivel mindkét területen ígéretes jelöltként kerülnek szóba a sóolvadékos reaktorok, az utóbbi években több nemzetközi kutatási projekt is indult a már létező ismeretek felelevenítésére és továbbfejlesztésére [1-2]. A sóolvadékos reaktorokat már az atomenergia felhasználásának korai szakaszában vizsgálták. Az Egyesült Államokban az ötvenes évek során előbb repülőgép-hajtóműként való alkalmazhatóságát kutatták (ARE: Aircraft Reactor Experiment, ART: Aircraft Reactor Test), majd tenyésztő reaktorként való alkalmazása került szóba. Ennek során az ORNL (Oak Ridge National Laboratory) a hatvanas években felépítette az MSRE-t (Molten Salt Reactor Experiment). Az MSRE 7,3 MW teljesítményű, grafitmoderátoros reaktor volt. Kezdetben 235 U, később 233 U üzemanyaggal több mint egy effektív reaktorév üzemidőt lényeges problémáktól mentesen működött, ezzel bizonyítva a sóolvadékos reaktorok gyakorlati alkalmazhatóságát. Bár a kutatási programot még a hatvanas évek végén megszakították, az MSRE-t leállították, és részben leszerelték, a reaktor szerkezetéről, építéséről és működtetéséről számottevő dokumentáció [3-4] maradt fenn. Az ORNL az MSRE
2 tapasztalataira alapozva elkészítette egy 1000 MWe teljesítményű sóolvadékos tenyésztőreaktor, az MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) koncepciótervét is, korabeli költségbecslésekkel együtt. Az utóbbi években ennek a programnak az eredményei szolgáltak alapul az új kutatásokhoz. Más országokban, így a volt Szovjetunióban is foglalkoztak sóolvadékos reaktorokkal, illetve azokhoz szükséges technológiák fejlesztésével. Ezekről ugyan csak szórványos információ maradt fenn a szakirodalomban, azonban az egyes résztechnológiákról jól használható kutatási eredmények állnak rendelkezésre, mindenekelőtt a szovjet, később orosz sóolvadék-kémiai és -fizikai kutatások nyomán. A sóolvadékos reaktorok szerkezete gyökeresen eltér a ma használatos szilárd üzemanyagú reaktorokétól. Ezekben a reaktorokban a hasadóanyag nem szilárd, mechanikailag rögzített formában van jelen, hanem a hűtőközegként szolgáló nagy hőmérsékletű sóolvadékban feloldva, és a primer körben kering. A reaktortartály és a primer kör geometriai kialakítása, valamint a reaktortartályban esetleg elhelyezett grafitmoderátor biztosítja a kritikusságot, illetve azt, hogy a neutronfluxus és a teljesítményfelszabadulás a reaktortartályra öszpontosuljon, ne a primer kör egyéb elemeire. A reaktor kialakításából számos szokatlan, előnyös tulajdonság származik. Az üzemanyag a reaktor működése során leállás nélkül, folyamatosan hozzáférhető, így összetevőket lehet hozzáadni és elvonni. Ez a transzmutáció szempontjából olyan előnyt jelent, amit egyetlen más reaktortípus sem tud felmutatni, hiszen a transzmutálandó anyagokat a kiégetésükhöz optimalizált, kötöttségektől mentes időbeli program alapján lehet a reaktorba juttatni, és az ott keletkező anyagokat, például reaktormérgeket elvonni. A folyékony üzemanyag keveredése miatt a reaktor töltete az aktív zóna minden pontján azonos összetételű, tehát a kiégetés tervezésekor az üzemanyag-összetétel térbeli alakulása nem jelent korlátozó tényezőt. Mivel fűtőelem-kazetta nincsen, hagyományos értelemben vett üzemanyaggyártásra, újrafeldolgozásra nincsen szükség, így nem merülnek fel az ezekhez kapcsolódó gyártásechnikai problémák sem. A reaktor biztonsági jellemzői szintén kedvezőek. A szükséges negatív reaktivitásvisszacsatolások biztosíthatóak, és az üzemanyag folytonos hozzáférhetősége megengedi, hogy a reaktor viszonylag kis reaktivitástartalékkal működjön. A sóolvadékok forráspontja a vízéhez képest rendkívül magas, ez a nagy termikus hatásfok mellett azt is lehetővé teszi, hogy a primer kör atmoszférikus nyomáson legyen. A sóolvadékok fajhője a káliuméhoz és a nátriuméhoz képest nagy, ezért hatékony hűtőközegnek tekinthetőek. A sóolvadékos reaktorban nincsen víz, ezért üzemzavari állapotban sem képzelhető el cirkónium-víz vagy grafit-víz kémiai reakciója. A reaktor hűtőközege nem gyúlékony, szemben a folyékony fémmel hűtött berendezésekkel. Nem lehet elhallgatni, hogy a sóolvadékos reaktoroknak jelentős, inherens hátrányai vannak. Az üzemanyag előnyként bemutatott hozzáférhetősége proliferációs problémákat jelent. A sóolvadékok nagyon korrozívak, ezért felhasználásukhoz speciális acélra és kémiai kezelésre van szükség. A legmegfelelőbb sóolvadékok erős mérgek. A sóolvadékos reaktorok dinamikai viselkedése három fontos szempontból tér el a szilárd üzemanyagú reaktoroknál megszokottaktól. (1) A reaktorban a későneutronanyamagok a sóolvadékkal (üzemanyaggal) sodródnak, ezért a késő neutronok nem a hasadás helyén, hanem attól eltérő értékességű helyeken szabadulnak fel. Az anyamagok kikerülhetnek a reaktortartályból a primer körbe, és ezzel elveszhetnek a láncreakció számára, sőt akár újra vissza is térhetnek oda. Ez stacioner esetben az effektív későneutronhányad és a reaktivitás csökkenését okozza, a reaktor kinetikai viselkedését pedig gyökeresen átalakítja, mert a reaktor neutronháztartása a primerköri áramlási viszonyoktól függ. (2) Mivel az üzemanyag egyben hűtőközeg is, a reaktor teljesítménye túlnyomó részt közvetlenül a hűtőközegben szabadul fel. (3) Ha grafitmoderátor van a reaktorban, akkor ezt fűti a neutron-
3 és gammasugárzás. A grafitból a hőelvonás csak az üzemanyag-hűtőközegen keresztül lehetséges, tehát a moderátor az üzemanyagot fűti és nem hűti. Munkánk célja az volt, hogy olyan háromdimenziós, kapcsolt reaktorfizikai-hőtechnikai számítási sémát állítsunk össze, ami képes az MSRE-t, illetve ahhoz hasonló felépítésű, csatornás típusú sóolvadékos reaktorok rövid időtávú viselkedéséről számot adni, beleértve a hőtechnikai reaktivitás-visszacsatolásokat is, és alkalmas bonyolultabb, a reaktor térbeli szimmetriáját megzavaró tranziensek vizsgálatára is. Nem volt célunk azonban a reaktor teljes termohidraulikájának vizsgálata, csupán hőtechnikai számításokra szorítkozunk. Ugyancsak nem volt szándékunk a reaktor hosszútávú folyamatainak vizsgálata, azaz nem vettük bele a modellbe a xenon- és más mérgeződési jelenségeket és a reaktor kiégését. Ezeken kívül (egyenlőre) elhagytuk a remanens hő modellezését is. 2. Modell 2.1 Az MSRE felépítése Az MSRE félig összeszerelt aktív zónájának fényképe az 1. ábrán látható. A reaktortartályba belépő üzemanyagsóolvadék először a leszálló aknába került, majd onnan az aktív zóna alatt található alsó keverőtérbe. Az aktív zóna egy hasábokból összeállított grafittömböt tartalmazott, amiben függőleges csatornákat alakítottak ki. Az üzemanyag ezekben a csatornákban mozgott felfelé. A grafitmoderátoros aktív zónát sóolvadékkal kitöltött felső keverőtér fedte. A három szabályozórúd a reaktor közepén helyezkedett el. Az ábrán jól megfigyelhető a függőlegesen elhelyezett grafit hasábok sokasága. Az hasábok oldalába csatornákat martak. Ezekben függőlegesen felfelé áramlott a sóolvadék. 2.2 A reaktorfizikai modell 1. ábra. Az MSRE félig összeszerelt altív zónája A reaktor neutronháztartásának számítására a Delfti Műszaki Egyetem DALTON elnevezésű diffúziós kódjának módosított változatát használtuk. A DALTON kód a háromdimenziós, kevéscsoportos időfüggő diffúzióegyenletet és a hozzá tartozó későneutronegyenleteket oldja meg véges térfogatos közelítésben. 1 Φ G G I g = r s f Dg Φ g Σ g Φ g + Σ g g' Φ g' + χp ( 1 β) ν Σ g' Φ g' + λχ i dci vg t g g' g' i (1) G Ci f = βν i Σg' Φg' λici t g ' A program által használt, közismert (1) egyenletrendszert a későneutron-anyamagok
4 vándorlásának figyelembevétele érdekében a DALTON-MSR változatban kiegészítettük az üzemanyag konvekcióját leíró taggal: G Ci f = βν i Σg' Φg' λici uci (1a) t g ' Az egyenletben a reaktorfizikai számításokban megszokott jelölésrendszert használtuk. Feltételeztük, hogy az üzemanyag sebességmezeje a reaktor tengelyével párhuzamos, ezért ebben az egyenletben a konvekciós tag divergenciaoperátora z szerinti deriválásra egyszerűsödik. A numerikus diszperzió elfogadható szintre csökkentése érdekében a konvekciós taggal kibővített későneutronanyamag-egyenlet megoldására egy egyszerű TVD (Total Variation Diminishing) diszkretizációs sémát [5-6] használtunk. Mivel a DALTON- MSR derékszögű koordinátarendszerben számol, a modellben a reaktor íves felületeit sokszögekkel közelítettük. Az MSRE modellje a 2. ábrán látható. A diffúziós számításban használt 8 csoportos hatáskeresztmetszeteket a SCALE programcsomaggal [7] állítottuk elő. A szabályozórudakat a termikus csoportokban albedó peremfeltétellel kezeltük. A hatáskeresztmetszet-könyvtárat több, különféle üzemanyag- és moderátorhőmérsékletre is elkészítettük, és a számítás során ezekből lineáris interpolációval kaptuk meg a kívánt hőmérsékleten hatáskeresztmetszeteket. Szabályozórudak Leszálló akna Üzemanyagcsatorna Moderátor Üzemanyag Üzemanyag-grafit rács 2. ábra. Az MSRE modellje 3. ábra. Az MSRE THERM programban felépített modelljének részlete (vízszintes metszet) 2.3 A hőtechnikai modell A hőátadás számítására saját programot fejlesztettünk ki, és THERM-nek neveztük el. A számítás során az áramlás sebességmezőjét és a reaktorban fejlődő teljesítménysűrűséget, azoknak időbeli változását adottnak tekintettük, ezek a program bemenő adatai. A program feladata, hogy ezek alapján meghatározza a reaktor hőmérséklet-eloszlását. A reaktor hőátadási folyamatait két részre osztottuk. Az egyenként leírt üzemanyag-csatornákban egydimenziósan, keresztmetszeti átlagukkal vettük figyelembe, és függőleges konvekciós egyenlettel írtuk le, a grafitmoderátort háromdimenziós hővezetéssel modelleztük. Az üzemanyag-olvadék és a grafit közötti kapcsolatot Nusselt-összefüggésekkel írtuk le.az MSRE THERM-ben felépített modelljének egy részletét mutatja az 3. ábra. Az ábrán látható vízszintes metszeten az üzemanyag-csatornák metszetét zöld színnel, a moderátortömböt pirossal jelöltük. A fekete vonalak a cellákat elválasztó hálót jelzik. A moderátor képen is látható nagyfelbontású modellezését a felületi hőmérsékletek pontos meghatározásának szükségessége kényszerítette ki, mert a felületi hőmérséklet ismerete az üzemanyagcsatornákkal való hőcsere számításához nélkülözhetetlen.
5 3. Eredmények 3.1 Visszacsatolási tényező Mivel a reaktordinamikai számításokban a visszacsatolási együtthatók kulcsszerepet játszanak, és az MSRE projekt dokumentációjából az együtthatókra vonatkozó mért adatok állnak rendelkezésünkre, először ezeket számítottuk ki. A számított és mért értékeket az 1. táblázatban foglaltuk össze. Ezek uniform visszacsatolási együtthatók, azaz a reaktor olyan állapotára vonatkoznak, amikor a hőmérséklet az üzemanyag illetve a moderátor minden pontjában azonos volt. Üzemanyaghőmérsékleti reaktivitásegyüttható Moderátorhőmérsékleti reaktivitásegyüttható Számított -9,77 [pcm/k] -6,31 [pcm/k] Mért [Pri68] -8,46 [pcm/k] [pcm/k] Eltérés 14 % 26 % 3.2 Szivattyúindításos tranziens 1. táblázat. Az MSRE mért és számított visszacsatolási együtthatói A szivattyúindításos tranziens a sóolvadékos reaktorok legérdekesebb reaktorfizikai eseménye, mert ilyenkor a későneutron-anyamagok vándorlásának hatása önmagában mutatkozik meg. A tranzienst nullához közeli teljesítményen, azaz visszacsatolások nélkül hajtottuk végre. Kezdetben az üzemanyag állt, és a reaktor teljesítménye 1 W volt. A tranziens indulásakor (0 s) a primer köri szivattyút elindítottuk, azaz az üzemanyag sebességét exponenciálisan a névlegesre emeltük. Feltételeztük, hogy az aktív zónában az áramlás sebessége minden csatornában azonos. 4. ábra. A reaktor teljesítménye és tömegárama a szivattyúindításos tranziens során 5. ábra. A leghosszabb felezési idejű későneutronanyamag-csoport koncentrációja a reaktor függőleges középsíkja mentén a szivattyúindításos tranziens során A 4. ábrán látható a reaktor teljesítménye és a primerkör tömegárama az idő függvényében. A 5. ábrán a leghosszabb felezési idejű későneutronanyamag-csoport koncentrációját rajzoltattuk fel a reaktor függőleges metszetében, a középsíkhoz közel.
6 Látható, hogy a reaktor teljesítménye először majdnem nullává válik, azután oszcillációk jelennek meg mintegy huszonöt másodperces periódusidővel. Amint a 4. ábráról látható, a teljesítménybeli ingadozások teljes összhangban vannak a későneutronanyamagkoncentrációnak az aktív zónában történő változásával. Amikor ~14 s után gyakorlatilag minden későneutron-anyamag elhagyja a reaktort, a neutronfluxus összeomlik. Később, ahogyan az anyamagok megmaradó része újra belép a reaktora, az későneutronok kvázi forrása egy rövid időre újra megemeli a reaktor teljesítményét. 3.3 Csatolt számítás stacioner üzemi állapotban A szabályozórudak megfelelő beállításával olyan állapotot hoztunk létre, hogy egy csatolt számítás során a reaktor 8,41 MW-on legyen kritikus. Az 6. ábrán az aktív zóna függőleges hőmérsékletmezője látható. A jobb megfigyelhetőség kedvéért az ábra két oldala külön mutatja be az üzemanyag és a grafit hőmérsékletmezőit. Az 7. ábrán a termikus fluxust rajzoltattuk fel a reaktor függőleges középsíkjában és három vízszintes metszetén. Az ábrán jól látható a szabályozórudak helye. Ezekben a pozíciókban a termikus fluxus nulla, hiszen ezek belső albedó-peremfeltétellel ki lettek zárva a számításból. 6. ábra. A reaktor hőmérsékletmezőjének függőleges metszete a reaktor középsíkja mentén, a reaktor üzemi állapotában. A teljesítmény 8,41 MW volt. 7. ábra. A reaktor termikus fluxusa üzemi állapotban. A teljesítmény 8,41 MW volt, a részábrák a termikus fluxus metszetét mutatják a függőleges középsík és három vízszintes metszet mentén. 3.4 Csatornaelzáródásos üzemzavar Végül egy üzemzavari állapot szimulációját végeztük el. A feltételezett üzemzavar során a normál üzemi állapotban, állandó teljesítményen működő reaktorban az aktív zóna csatornáinak egy kis része, összesen 45 csatorna, eltömődik, és ezekben a sóolvadék tömegárama 50%-kal csökken, miközben a reaktor teljes tömegárama megmarad. A 8. ábrán a tranziens lezajlása után kialakuló hőmérsékletmező függőleges metszete látható. Az érintett csatornák jól felismerhetőek az ábrákon, a reaktor teljesítménye pedig 8,34 MW-ra csökken. Látható, hogy a normál üzemi állapothoz képest a grafit hőmérsékletmezője gradiensének vízszintes komponensei jelentősen megnőnek, mivel a lecsökkent konvekció által el nem szállított teljesítményt a grafitnak kell elvezetnie a környező csatornák köré. A 9. ábrán a tranziens során a teljesítmény időbeli alakulása látható.
7 8. ábra. A reaktor hőmérsékletmezőjének függőleges metszete a reaktor középsíkja mentén, az üzemzavari tranziens lezajlása után. A teljesítmény 8,43 MW volt. 9. ábra. A teljesítmény időbeli alakulása az üzemzavari tranziens lefolyása során. Irodalomjegyzék [1] C. Renault, M. Delpech, C. Le Brun, D. Lecarpentier, C. Garzenne, R.J.M. Konings, P. Hosnedl, O. Matal, J. Uhlir; The MOST Project: Key-Points and Challanges for the Feasibility of Molten Salt Reactors, Proc. ICAPP 05, 5208, Seoul, South Korea, , (2005) [2] D. Lecarpentier, V. Carpentier; A Neutronic Program for Critical and Nonequilibrium Study of Mobile Fuel Reactors: The Cinsf1D Code, Nuclear Science and Engineering, 143, 33, (2003) [3] B. E. Prince, S. J. Ball, J. R. Engel, P. N. Haubenreich, T. W. Kerlin; Zero-Power Physics Experiments on the Molten-Salt Reactor Experiment, Oak Ridge National Laboratory, ORNL-4233, (1968) [4] P. N. Haubenreich; Molten-Salt Reactor Experiments, Oak Ridge National Laboratory, ORNL-4396, (1970) [5] A. Harten, High Resolution Schemes for Hyperbolic Conservation Laws, Journal of Comp. Physics 49, , (1983) [6] D. Lathouwers; Modeling and Simulation of Turbulent Bubbly Flow, PhD thesis, Delft University of Technology, (1999) [7] SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing, Evaluations, ORNL/TM-2005/39, Version 5, Vols. I III, April Available from Radiation Safety, Information Computational Center at Oak Ridge National Laboratory as CCC-725.
Sóolvadékos reaktorok dinamikai tulajdonságainak vizsgálata
Sóolvadékos reaktorok dinamikai tulajdonságainak vizsgálata PhD tézisfüzet Kópházi József Témavezetı: Dr. Fehér Sándor BME Nukleáris Technikai Intézet 2010 2 A kutatások elızménye A világ növekvı energiaigénye
RészletesebbenALLEGRO gázhűtésű gyorsreaktor CATHARE termohidraulikai rendszerkódú számításai
ALLEGRO gázhűtésű gyorsreaktor CATHARE termohidraulikai rendszerkódú számításai Takács Antal MTA EK Siklósi András Gábor OAH XII. Nukleáris technikai Szimpózium 2013 Gázhűtésű reaktorok és PWR-ek összehasonlítása
RészletesebbenSóolvadékos reaktorok dinamikai tulajdonságainak vizsgálata
Sóolvadékos reaktorok dinamikai tulajdonságainak vizsgálata Ph.D. értekezés Kópházi József Témavezető: Dr. Fehér Sándor egyetemi docens BME Nukleáris Technikai Intézet 2010 Nyilatkozat 2 Nyilatkozat Alulírott
RészletesebbenEnergetika II. (BMEGEENAEE4) házi feladat
Energetika II. (BMEGEENAEE4) házi feladat A sóolvadékos atomreaktor energetikához köthető felhasználásának lehetőségei Készítette: German Péter Budapest, 2012.04.26 Előszó Az általam választott téma egy
RészletesebbenAktuális CFD projektek a BME NTI-ben
Aktuális CFD projektek a BME NTI-ben Dr. Aszódi Attila igazgató, egyetemi docens BME Nukleáris Technikai Intézet CFD Workshop, 2005. szeptember 27. CFD Workshop, 2005. szeptember 27. Dr. Aszódi Attila,
RészletesebbenCFX számítások a BME NTI-ben
CFX számítások a BME NTI-ben Dr. Aszódi Attila igazgató, egyetemi docens BME Nukleáris Technikai Intézet CFD Workshop, 2005. április 18. Dr. Aszódi Attila, BME NTI CFD Workshop, 2005. április 18. 1 Hűtőközeg-keveredés
RészletesebbenA SÓOLVADÉKOS REAKTOROKBAN REJLŐ LEHETŐSÉGEK
A SÓOLVADÉKOS REAKTOROKBAN REJLŐ LEHETŐSÉGEK Király Márton kiraly.marton@energia.mta.hu MTA Energiatudományi Kutatóközpont Fűtőelem és Reaktoranyagok Laboratórium 2013. december 5. XII. MNT Nukleáris Technikai
RészletesebbenAz Oktatóreaktor reaktivitástartalékemelésének opciói és ezek biztonsági vonzata
Az Oktatóreaktor reaktivitástartalékemelésének opciói és ezek biztonsági vonzata Czifrus Szabolcs Papp Ildikó Horváth András Kovács István Soma BME Nukleáris Technikai Intézet 2015. április 29. Célkitűzés
RészletesebbenAnyagjellemzők változásának hatása a fúróiszap hőmérsékletére
Anyagjellemzők változásának hatása a fúróiszap hőmérsékletére Kis László, PhD. hallgató, okleveles olaj- és gázmérnök Miskolci Egyetem, Műszaki Földtudományi Kar Kőolaj és Földgáz Intézet Kulcsszavak:
RészletesebbenAz Országos Képzési Jegyzékről és az Országos Képzési Jegyzék módosításának eljárásrendjéről szóló 133/2010. (IV. 22.) Korm.
Az Országos Képzési Jegyzékről és az Országos Képzési Jegyzék módosításának eljárásrendjéről szóló 133/2010. (IV. 22.) Korm. rendelet alapján: Szakképesítés, szakképesítés-elágazás, rész-szakképesítés,
RészletesebbenAtomreaktorok üzemtana. Az üzemelő és leállított reaktor, mint sugárforrás
Atomreaktorok üzemtana Az üzemelő és leállított reaktor, mint sugárforrás Atomreaktorban és környezetében keletkező sugárzástípusok és azok forrásai Milyen típusú sugárzások keletkeznek? Melyik ellen milyen
RészletesebbenEnergetikai mérnökasszisztens Mérnökasszisztens
A 10/07 (II. 27.) SzMM rendelettel módosított 1/06 (II. 17.) OM rendelet Országos Képzési Jegyzékről és az Országos Képzési Jegyzékbe történő felvétel és törlés eljárási rendjéről alapján. Szakképesítés,
RészletesebbenVVER-440 (V213) reaktor (főberendezések és legfontosabb üzemi jellemzők)
VVER-440 (V213) reaktor (főberendezések és legfontosabb üzemi jellemzők) Reaktor és fővízkör A főkeringtető kör névleges adatai Névleges hőteljesítmény A hőhordozó közepes hőmérséklete Megnevezés Névleges
RészletesebbenXe- és Sm-mérgezettség üzemviteli vonatkozásai
Xe- és Sm-mérgezettség üzemviteli vonatkozásai 9.1. ábra. A 135Xe abszorpciós hatáskeresztmetszetének energiafüggése 9.1. táblázat. A 135I és a 135Xe hasadásonkénti keletkezési gyakorisága különbözı hasadó
RészletesebbenAktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez
Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez Vízszintes metszet (részlet) Mi aktiválódik? Reaktor-berendezések (acél szerkezeti elemek I.) Reaktor-berendezések (acél szerkezeti elemek
RészletesebbenAtomenergetikai alapismeretek
Atomenergetikai alapismeretek 5/2. előadás: Atomreaktorok Prof. Dr. Aszódi Attila Egyetemi tanár, BME Nukleáris Technikai Intézet Budapest, 2019. március 5. Hasadás, láncreakció U-235: termikus neutronok
RészletesebbenTOL A MEGYEI SZILÁRD LEÓ FIZIKAVERSE Y Szekszárd, március óra 11. osztály
TOL A MEGYEI SZILÁRD LEÓ FIZIKAVERSE Y Szekszárd, 2002 március 13 9-12 óra 11 osztály 1 Egyatomos ideális gáz az ábrán látható folyamatot végzi A folyamat elsõ szakasza izobár folyamat, a második szakasz
RészletesebbenGazdaságosabb üzemanyag és üzemanyag ciklus a paksi reaktorok növelt teljesítményén
Nukleon 8. július I. évf. (8) 9 Gazdaságosabb üzemanyag és üzemanyag ciklus a paksi reaktorok növelt teljesítményén Nemes Imre Paksi Atomerőmű Zrt. Paks, Pf. 7 H-7, Tel: (7) 8-6, Fax: (7) -7, e-mail: nemesi@npp.hu
RészletesebbenMaghasadás Szabályozatlan- és szabályozott láncreakció Atombomba és a hidrogénbomba
Maghasadás Szabályozatlan- és szabályozott láncreakció Atombomba és a hidrogénbomba Felfedezése 1934 Fermi: transzurán izotóp előállítása neutron belövellésével 1938 Fermi: fizikai Nobel-díj 1938 Hahn:
RészletesebbenAtomenergetikai alapismeretek
Atomenergetikai alapismeretek 7. előadás: Atomreaktorok, atomerőművek Prof. Dr. Aszódi Attila Egyetemi tanár, BME Nukleáris Technikai Intézet Budapest, 2019. március 26. https://kahoot.it/ az előző órai
RészletesebbenFázisátalakulások vizsgálata
Klasszikus Fizika Laboratórium VI.mérés Fázisátalakulások vizsgálata Mérést végezte: Vanó Lilla VALTAAT.ELTE Mérés időpontja: 2012.10.18.. 1. Mérés leírása A mérés során egy adott minta viselkedését vizsgáljuk
RészletesebbenALLEGRO: gázhűtésű gyorsreaktor Közép-Európában. Czifrus Szabolcs BME Nukleáris Technikai Intézet
ALLEGRO: gázhűtésű gyorsreaktor Közép-Európában Czifrus Szabolcs BME Nukleáris Technikai Intézet A nukleáris energiatermelés fő problémái Fenntarthatóság Radioaktív hulladékok és kiégett üzemanyag kérdése
RészletesebbenA xenonkoncentráció változásának vizsgálata homogén reaktor esetében
Tóth Zsófia A xenonkoncentráció változásának vizsgálata homogén reaktor esetében A xenonlengés a nagy beépített teljesítményű atomreaktorok egyik fontos folyamata, amely során a xenon térbeli és időbeli
RészletesebbenALLEGRO Reaktorral Kapcsolatos Reaktorfizikai Kihívások XV. MNT Szimpózium
ALLEGRO Reaktorral Kapcsolatos Reaktorfizikai Kihívások XV. MNT Szimpózium 2016.12.08-09. Pónya Petra BME NTI Czifrus Szabolcs BME NTI ALLEGRO Hélium hűtésű gyorsreaktor IV. Generációs prototípus reaktor
RészletesebbenCFD vizsgálatok az ALLEGRO kerámia kazetta belső szubcsatornájára
CFD vizsgálatok az ALLEGRO kerámia kazetta belső szubcsatornájára Orosz Gergely Imre, Tóth Sándor Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem, Nukleáris Technikai Intézet 1111 Budapest, Műegyetem rkp.
RészletesebbenA szabályozott láncreakció PETRÓ MÁTÉ 12.C
A szabályozott láncreakció PETRÓ MÁTÉ 12.C Rövid vázlat: Történelmi áttekintés Az atomreaktor felépítése és működése Reaktortípusok Érdekességek: biztonság a világ atomenergia termelése Csernobil Kezdetek
RészletesebbenA teljesítménysűrűség térbeli eloszlása
A teljesítménysűrűség térbeli eloszlása Primer és szekunder korlátok Primer korlátok Nem vagy nem feltétlenül mérhető mennyiségek Közvetlenül megadják, hogy egy feltétel teljesül-e Szekunder korlátok Mérhető
RészletesebbenMaghasadás (fisszió)
http://www.etsy.com Maghasadás (fisszió) 1939. Hahn, Strassmann, Meitner neutronbesugárzásos kísérletei U magon új reakciótípus (maghasadás) Azóta U, Th, Pu (7 izotópja) hasadási sajátságait vizsgálták
RészletesebbenSZUPERKRITIKUS NYOMÁSÚ VÍZZEL HŰTÖTT REAKTOR CSATOLT REAKTORFIZIKAI - TERMOHIDRAULIKAI ELEMZÉSE
SZUPERKRITIKUS NYOMÁSÚ VÍZZEL HŰTÖTT REAKTOR CSATOLT REAKTORFIZIKAI - TERMOHIDRAULIKAI ELEMZÉSE Ph.D. tézisfüzet Reiss Tibor Témavezetők: Dr. Fehér Sándor Prof. D.Sc. Csom Gyula Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi
RészletesebbenALLEGRO: Gázhűtésű gyorsreaktor Közép-Európában
ALLEGRO: Gázhűtésű gyorsreaktor Közép-Európában 2013. október 3-án rendezte meg az Energetikai Szakkollégium a Jendrassik György emlékfélévének második előadását, melynek címe ALLEGRO: Gázhűtésű gyorsreaktor
RészletesebbenHÍDTARTÓK ELLENÁLLÁSTÉNYEZŐJE
HÍDTARTÓK ELLENÁLLÁSTÉNYEZŐJE Csécs Ákos * - Dr. Lajos Tamás ** RÖVID KIVONAT A Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Hidak és Szerkezetek Tanszéke megbízta a BME Áramlástan Tanszékét az M8-as
RészletesebbenA Nukleáris Technikai Intézet és az atomenergetikai
A Nukleáris Technikai Intézet és az atomenergetikai képzések Budapest, 2012. április 24. A BME NTI Atomtörvény adta országos oktatási feladatok Az intézet két tanszékből áll: Nukleáris Technika Tanszék
RészletesebbenHő- és füstelvezetés, elmélet-gyakorlat
Hő- és füstelvezetés, elmélet-gyakorlat Mérnöki módszerek alkalmazásának lehetőségei Szikra Csaba tudományos munkatárs BME Építészmérnöki Kar Épületenergetikai és Épületgépészeti Tanszék szikra@egt.bme.hu
RészletesebbenAz atommagtól a konnektorig
Az atommagtól a konnektorig (Az atomenergetika alapjai) Dr. Aszódi Attila, Boros Ildikó BME Nukleáris Technikai Intézet Pázmándi Tamás KFKI Atomenergia Kutatóintézet Szervező: 1 Az atom felépítése kb.
RészletesebbenPerturbációk elméleti és kísérleti vizsgálata a BME Oktatóreaktorán
Perturbációk elméleti és kísérleti vizsgálata a BME Oktatóreaktorán Horváth András, Kis Dániel Péter, Szatmáry Zoltán XV. Nukleáris Technikai Szimpózium 2016. december 8-9. Paks, Erzsébet Nagyszálloda
RészletesebbenHő- és füstelvezetés, elmélet-gyakorlat
Hő- és füstelvezetés, elmélet-gyakorlat Mérnöki módszerek alkalmazásának lehetőségei Szikra Csaba tudományos munkatárs BME Építészmérnöki Kar Épületenergetikai és Épületgépészeti Tanszék szikra@egt.bme.hu
RészletesebbenSóolvadékos reaktorkoncepció kísérleti vizsgálata
Nukleon 24. május VII. évf. (24) 6 Sóolvadékos reaktorkoncepció kísérleti vizsgálata Yamaji Bogdán, Aszódi Attila Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem, Nukleáris Technikai Intézet Budapest, Műegyetem
RészletesebbenLEHETSÉGES MEGOLDÁSOK AZ ATOMENERGIA-IPAR JELENLEGI PROBLÉMÁIRA
LEHETSÉGES MEGOLDÁSOK AZ ATOMENERGIA-IPAR JELENLEGI PROBLÉMÁIRA Király Márton I. rész A sóolvadékos reaktor Budapest A Földön kitermelhetô fosszilis energiaforrások biztosítják az energiaigény közel 80%-át.
RészletesebbenÉgés és oltáselmélet I. (zárójelben a helyes válaszra adott pont)
Égés és oltáselmélet I. (zárójelben a helyes válaszra adott pont) 1. "Az olyan rendszereket, amelyek határfelülete a tömegáramokat megakadályozza,... rendszernek nevezzük" (1) 2. "Az olyan rendszereket,
RészletesebbenDinamikus modellek felállítása mérnöki alapelvek segítségével
IgyR - 3/1 p. 1/20 Integrált Gyártórendszerek - MSc Dinamikus modellek felállítása mérnöki alapelvek segítségével Hangos Katalin PE Villamosmérnöki és Információs Rendszerek Tanszék IgyR - 3/1 p. 2/20
RészletesebbenA Nukleáris Technikai Intézet és az atomenergetikai képzések
A Nukleáris Technikai Intézet és az atomenergetikai képzések Prof. Dr. Aszódi Attila egyetemi tanár, BME Nukleáris Technikai Intézet A Atomtörvény adta országos oktatási feladatok Az intézet két tanszékből
RészletesebbenA paksi atomerőmű. Készítette: Szanyi Zoltán RJQ7J0
A paksi atomerőmű Készítette: Szanyi Zoltán RJQ7J0 Történelmi áttekintés 1896 Rádióaktivitás felfedezése 1932 Neutron felfedezése magátalakulás vizsgálata 1934 Fermi mesterséges transzurán izotópot hozott
RészletesebbenMUNKATERV/BESZÁMOLÓ. György Hunor Sándor Ph.D. hallgató 5. szemeszter (2014/2015 tanév 1. félév)
MUNKATERV/BESZÁMOLÓ György Hunor Sándor Ph.D. hallgató 5. szemeszter (2014/2015 tanév 1. félév) email cím: hunor15@gmail.com állami ösztöndíjas* költségtérítéses nappali* költségtérítéses levelező* Témaleírás:
RészletesebbenAl-Mg-Si háromalkotós egyensúlyi fázisdiagram közelítő számítása
l--si háromalkotós egyensúlyi fázisdiagram közelítő számítása evezetés Farkas János 1, Dr. Roósz ndrás 1 doktorandusz, tanszékvezető egyetemi tanár Miskolci Egyetem nyag- és Kohómérnöki Kar Fémtani Tanszék
RészletesebbenRészecskegyorsítón alapuló aktinida transzmutációs rendszerek reaktorfizikai vizsgálata
Részecskegyorsítón alapuló aktinida transzmutációs rendszerek reaktorfizikai vizsgálata Ph.D. tézisfüzet Brolly Áron Témavezető: Dr. Vértes Péter KFKI AEKI Tanszéki konzulens: Dr. Fehér Sándor BME NTI
RészletesebbenIV. generációs reaktorok kutatása. Czifrus Szabolcs BME NTI
IV. generációs reaktorok kutatása Czifrus Szabolcs BME NTI Az atomenergia jelenlegi helyzete a világon 435 atomerőmű működik (2015. február) 31 ország, összesen 375 000 MWe kapacitás 70 reaktort építenek
RészletesebbenA HPLWR tanulmányozásához használt csatolt neutronfizikai-termohidraulikai programrendszer továbbfejlesztése
A HPLWR tanulmányozásához használt csatolt neutronfizikai-termohidraulikai programrendszer továbbfejlesztése Reiss Tibor, Dr. Fehér Sándor, Dr. Czifrus Szabolcs Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem
RészletesebbenAtomreaktorok. Készítette: Hanusovszky Lívia
Atomreaktorok Készítette: Hanusovszky Lívia Tartalom Történeti áttekintés - reaktor generációk Az atomenergia jelenlegi szerepe Reaktor típusok Egzotikus reaktorok 1. Első generációs reaktorok Az 1970-es
RészletesebbenDetektorfejlesztés a késő neutron kibocsájtás jelenségének szisztematikus vizsgálatához. Kiss Gábor MTA Atomki és RIKEN Nishina Center
Detektorfejlesztés a késő neutron kibocsájtás jelenségének szisztematikus vizsgálatához Kiss Gábor MTA Atomki és RIKEN Nishina Center A késő neutron kibocsájtás felfedezése R. B. Roberts, R. C. Meyer és
RészletesebbenAz SCWR-FQT tesztszakaszának CFD analízise: a be- és kilépő rész vizsgálata
Az SCWR-FQT tesztszakaszának CFD analízise: a be- és kilépő rész vizsgálata Kiss Attila, Vágó Tamás és Prf. Dr. Aszódi Attila BME, Nukleáris Technikai Intézet kissa@reak.bme.hu XII. Nukleáris Technikai
RészletesebbenFázisátalakulások vizsgálata
KLASSZIKUS FIZIKA LABORATÓRIUM 6. MÉRÉS Fázisátalakulások vizsgálata Mérést végezte: Enyingi Vera Atala ENVSAAT.ELTE Mérés időpontja: 2011. szeptember 28. Szerda délelőtti csoport 1. A mérés célja A mérés
RészletesebbenJulius Filo, Jan Trnkusz, Vincent Polak Atomerőmüvi Tudományos Kutató Intézet Jaslovske Bohunice, CsSzSzK
WER reaktor önszabályozó tulajdonságainak vizsgálata Julius Filo, Jan Trnkusz, Vincent Polak Atomerőmüvi Tudományos Kutató Intézet Jaslovske Bohunice, CsSzSzK 1. Bevezetés A WER tip. reaktor teljesítményszabályozása
RészletesebbenAnnak a function-nak a neve, amiben letároltuk az egyenletünket.
Function-ok a MATLAB-ban Előző óra 4. Feladata. Amikor mi egy function-t írunk, akkor azt eltárolhatjuk egy.m fileban. Ebben az esetben ha egy másik programunkból szeretnénk meghívni ezt a függvényt (pl
RészletesebbenAlkalmazás a makrókanónikus sokaságra: A fotongáz
Alkalmazás a makrókanónikus sokaságra: A fotongáz A fotonok az elektromágneses sugárzás hordozó részecskéi. Spinkvantumszámuk S=, tehát kvantumstatisztikai szempontból bozonok. Fotonoknak habár a spinkvantumszámuk,
RészletesebbenForrócsatorna számítások a csatolt KIKO3D- COBRA kóddal az új blokkok biztonsági elemzéseihez
Forrócsatorna számítások a csatolt KIKO3D- COBRA kóddal az új blokkok biztonsági elemzéseihez Panka István, Keresztúri András, Maráczy Csaba, Temesvári Emese TSO Szeminárium OAH, 2017. május 31. Tartalom
RészletesebbenGázhűtésű gyorsreaktor üzemanyagciklusának modellezése
Gázhűtésű gyorsreaktor üzemanyagciklusának modellezése Szieberth Máté, Halász Máté, Fehér Sándor, Reiss Tibor 1 Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem, Nukleáris Technikai Intézet 1111 Budapest,
RészletesebbenPhD beszámoló. 2015/16, 2. félév. Novotny Tamás. Óbudai Egyetem, június 13.
PhD beszámoló 2015/16, 2. félév Novotny Tamás Óbudai Egyetem, 2016. június 13. Tartalom Tézisek Módszer bemutatása Hidrogénezés A hidrogénezett minták gyűrűtörő vizsgálatai Eredmények Konklúzió 2 Tézisek
RészletesebbenHőmérsékleti sugárzás
Ideális fekete test sugárzása Hőmérsékleti sugárzás Elméleti háttér Egy ideális fekete test leírható egy egyenletes hőmérsékletű falú üreggel. A fala nemcsak kibocsát, hanem el is nyel energiát, és spektrális
RészletesebbenCrMo4 anyagtípusok izotermikus átalakulási folyamatainak elemzése és összehasonlítása VEM alapú fázis elemeket tartalmazó TTT diagramok alkalmazásával
CrMo4 anyagtípusok izotermikus átalakulási folyamatainak elemzése és összehasonlítása VEM alapú fázis elemeket tartalmazó TTT diagramok alkalmazásával Ginsztler J. Tanszékvezető egyetemi tanár, Anyagtudomány
RészletesebbenGyorsreaktorok szerepe az atomenergetika fenntarthatóságában
Gyorsreaktorok szerepe az atomenergetika fenntarthatóságában Szieberth Máté Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem () Nukleáris Technikai Intézet () MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos
RészletesebbenTrícium ( 3 H) A trícium ( 3 H) a hidrogén hármas tömegszámú izotópja, egy protonból és két neutronból áll.
Trícium ( 3 H) A trícium ( 3 H) a hidrogén hármas tömegszámú izotópja, egy protonból és két neutronból áll. Bomláskor lágy - sugárzással stabil héliummá alakul át: 3 1 H 3 He 2 A trícium koncentrációját
RészletesebbenHŐHIDAK. Az ÉPÜLETENERGETIKÁBAN. Energetikus/Várfalvi/
HŐHIDAK Az ÉPÜLETENERGETIKÁBAN Energetikus/Várfalvi/ A HŐHÍD JELENSÉG A hőhidak megváltoztatják a belső felületi hőmérséklet eloszlását Külső hőm. Belső hőm. A HŐHÍD JELENSÉG A hőhidak megváltoztatják
RészletesebbenODE SOLVER-ek használata a MATLAB-ban
ODE SOLVER-ek használata a MATLAB-ban Mi az az ODE? ordinary differential equation Milyen ODE megoldók vannak a MATLAB-ban? ode45, ode23, ode113, ode15s, ode23s, ode23t, ode23tb, stb. A részletes leírásuk
Részletesebben1. számú ábra. Kísérleti kályha járattal
Kísérleti kályha tesztelése A tesztsorozat célja egy járatos, egy kitöltött harang és egy üres harang hőtároló összehasonlítása. A lehető legkisebb méretű, élére állított téglából épített héjba hagyományos,
RészletesebbenREGIONÁLIS KLÍMAMODELLEZÉS AZ OMSZ-NÁL. Magyar Tudományos Akadémia szeptember 15. 1
Regionális klímamodellezés az Országos Meteorológiai Szolgálatnál HORÁNYI ANDRÁS (horanyi.a@met.hu) Csima Gabriella, Szabó Péter, Szépszó Gabriella Országos Meteorológiai Szolgálat Numerikus Modellező
Részletesebben2. Laboratóriumi gyakorlat A TERMISZTOR. 1. A gyakorlat célja. 2. Elméleti bevezető
. Laboratóriumi gyakorlat A EMISZO. A gyakorlat célja A termisztorok működésének bemutatása, valamint főbb paramétereik meghatározása. Az ellenállás-hőmérséklet = f és feszültség-áram U = f ( I ) jelleggörbék
Részletesebben3. (a) Kereszthatások. Termodiffúzió Diffúzió membránon keresztül. Utolsó módosítás: 2013. március 18. Dr. Márkus Ferenc BME Fizika Tanszék
3. (a) Kereszthatások Termodiffúzió Diffúzió membránon keresztül Utolsó módosítás: 2013. március 18. Termodiffúzió (1) 1 Termodiffúzió: hő- és anyagtranszport csatolódása két- vagy többkomponensű keverék
RészletesebbenElső magreakciók. Targetmag
Magreakciók 7 N 14 17 8 7 N(, p) 14 O 17 8 O Első magreakciók p Targetmag 30 Al n P 27 13, 15. Megmaradási elvek: 1. a nukleonszám 2. a töltés megmaradását. 3. a spin, 4. a paritás, 5. az impulzus, 6.
RészletesebbenAtomerőmű. Radioaktívhulladék-kezelés
Atomerőmű. Radioaktívhulladék-kezelés Lajos Máté lajos.mate@osski.hu OSSKI Bővített fokozatú sugárvédelmi tanfolyam 2016. október 13. Országos Közegészségügyi Központ (OKK) Országos Sugárbiológiai és Sugáregészségügyi
RészletesebbenSUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2016-BAN. Dr. Bujtás Tibor
SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2016-BAN Dr. Bujtás Tibor 1. BEVEZETÉS Az atomerőműben folyó sugárvédelemi tevékenység fő területei 2016-ban is a munkahelyi sugárvédelem és a nukleáris környezetvédelem voltak.
RészletesebbenReaktortartály acél sugárkárosodása és a károsodás csökkentése Trampus Péter 1
ÁLLAPOTELLENÕRZÉS Élettartam gazdálkodás Reaktortartály acél sugárkárosodása és a károsodás csökkentése Trampus Péter 1 Abstract Radiation Damage and its Mitigation in Reactor Pressure Vessel Steels. Reactor
RészletesebbenSUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2014-BEN
SUGÁRVÉDELMI EREDMÉNYEK 2014-BEN 1. BEVEZETÉS Az atomerőműben folyó sugárvédelemi tevékenység fő területei 2014-ben is a munkahelyi sugárvédelem és a nukleáris környezetvédelem voltak. A sugárvédelemmel
Részletesebben235 U atommag hasadása
BME Oktatóreaktor 235 U atommag hasadása szabályozott láncreakció hasadási termékek: pl. I, Cs, Ba, Ce, Sr, La, Ru, Zr, Mo, stb. izotópok több mint 270 hasadási termék, A=72 és A=161 között keletkezik
RészletesebbenÚj fűtőelemek bevezetéséhez, a teljesítménynövelés engedélyezéséhez szükséges számítógépes modellezés
Új fűtőelemek bevezetéséhez, a teljesítménynövelés engedélyezéséhez szükséges számítógépes modellezés Keresztúri András, Maráczy Csaba, Panka István, Hegyi György, Trosztel István, Molnár Attila Magyar
RészletesebbenSzennyezőanyagok terjedésének numerikus szimulációja, MISKAM célszoftver
Szennyezőanyagok terjedésének numerikus szimulációja, MISKAM célszoftver 1. A numerikus szimulációról általában A szennyeződés-terjedési modellek numerikus megoldása A szennyeződés-terjedési modellek transzportegyenletei
RészletesebbenTérbeli struktúra elemzés szél keltette tavi áramlásokban. Szanyi Sándor szanyi@vit.bme.hu BME VIT. MTA-MMT konferencia Budapest, 2012. június 21.
Térbeli struktúra elemzés szél keltette tavi áramlásokban Szanyi Sándor szanyi@vit.bme.hu BME VIT MTA-MMT konferencia Budapest, 2012. június 21. 1 Transzportfolyamatok sekély tavakban Transzportfolyamatok
RészletesebbenMEMBRÁNKONTAKTOR ALKALMAZÁSA AMMÓNIA IPARI SZENNYVÍZBŐL VALÓ KINYERÉSÉRE
MEMBRÁNKONTAKTOR ALKALMAZÁSA AMMÓNIA IPARI SZENNYVÍZBŐL VALÓ MASZESZ Ipari Szennyvíztisztítás Szakmai Nap 2017. November 30 Lakner Gábor Okleveles Környezetmérnök Témavezető: Bélafiné Dr. Bakó Katalin
RészletesebbenDifferenciálegyenletek numerikus integrálása április 9.
Differenciálegyenletek numerikus integrálása 2018. április 9. Differenciálegyenletek Olyan egyenletek, ahol a megoldást függvény alakjában keressük az egyenletben a függvény és deriváltjai szerepelnek
RészletesebbenTartószerkezetek tervezése tűzhatásra - az Eurocode szerint
Tartószerkezetek tervezése tűzhatásra - az Eurocode szerint Dr. Horváth László egyetemi docens Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Hidak és Szerkezetek Tanszék Tartalom Mire ad választ az Eurocode?
RészletesebbenAlap-ötlet: Karl Friedrich Gauss ( ) valószínűségszámítási háttér: Andrej Markov ( )
Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Gépészmérnöki Kar Hidrodinamikai Rendszerek Tanszék, Budapest, Műegyetem rkp. 3. D ép. 334. Tel: 463-6-80 Fa: 463-30-9 http://www.vizgep.bme.hu Alap-ötlet:
RészletesebbenKészítette: Sánta Kata Budapest, május 1.
A KIÉGETT FŰTŐELEMEK TRANSZMUTÁCIÓJA, SZUBKRITIKUS RENDSZEREK Készítette: Sánta Kata Budapest, 2012. május 1. Bevezetés Köztudott, hogy a világ energiaigénye a gazdasági fejlődés velejárójaként - évről
Részletesebben2. (b) Hővezetési problémák. Utolsó módosítás: február25. Dr. Márkus Ferenc BME Fizika Tanszék
2. (b) Hővezetési problémák Utolsó módosítás: 2013. február25. A változók szétválasztásának módszere (5) 1 Az Y(t)-re vonakozó megoldás: Így: A probléma megoldása n-re összegzés után: A peremfeltételeknek
RészletesebbenAz atomerőművek technikai fejlődése, és generációik
Az atomerőművek technikai fejlődése, és generációik Ó BUDAI EGYETEM ALBA REG I A M ŰSZAKI KAR G ARAI G ÉZA SZABADEGYETEM M ÁSO DI K ÉVFOLYAM 2015. O KTÓBER 7. DR. HABI L. T ÓT H M I HÁLY P ROF. E M E RI
RészletesebbenAzonos és egymással nem kölcsönható részecskékből álló kvantumos rendszer makrókanónikus sokaságban.
Kvantum statisztika A kvantummechanika előadások során már megtanultuk, hogy az anyagot felépítő részecskék nemklasszikus, hullámtulajdonságokkal is rendelkeznek aminek következtében viselkedésük sok szempontból
RészletesebbenVI. Az emberi test hőegyensúlya
VI. Az emberi test hőegyensúlya A hőérzetet befolyásoló tényezők: Levegő hőmérséklete, annak térbeli, időbeli eloszlása, változása Környező felületek közepes sugárzási hőmérséklete Levegő rel. nedvességtartalma,
RészletesebbenÖSSZEFOGLALÁS HŐTANI FOLYAMATOK
ÖSSZEFOGLALÁS HŐTANI FOLYAMATOK HŐTÁGULÁS lineáris (hosszanti) hőtágulási együttható felületi hőtágulási együttható megmutatja, hogy mennyivel változik meg a test hossza az eredeti hosszához képest, ha
RészletesebbenHőszivattyúk - kompresszor technológiák Január 25. Lurdy Ház
Hőszivattyúk - kompresszor technológiák 2017. Január 25. Lurdy Ház Tartalom Hőszivattyú felhasználások Fűtős kompresszor típusok Elérhető kompresszor típusok áttekintése kompresszor hatásfoka Minél kisebb
RészletesebbenModellezési esettanulmányok. elosztott paraméterű és hibrid példa
Modellezési esettanulmányok elosztott paraméterű és hibrid példa Hangos Katalin Számítástudomány Alkalmazása Tanszék Veszprémi Egyetem Haladó Folyamatmodellezés és modell analízis PhD kurzus p. 1/38 Tartalom
RészletesebbenErdélyi Barna geofizikus mérnök, geotermikus szakmérnök és Kiss László gépészmérnök, geotermikus szakmérnök
Lanna Kft. 2525 Máriahalom, Petőfi u. 23. Fax: 33/481-910, Mobil: 30/325-4437 Web: www.zoldho.hu E-mail: lannakft@gmail.com Thermal Response Test - Földhőszondás hőszivattyús rendszerek földtanilag megalapozott
Részletesebben(2) A tényezők jelentése a következő:
REAKTOR ÜZEMELTETÉSI GYAKORLAT 1. Bevezetés Az üzemeltetési gyakorlat célja az atomreaktorban lejátszódó fizikai folyamatoknak, a reaktor felépítésének, nukleáris és technológiai berendezéseinek, valamint
RészletesebbenQuadkopter szimulációja LabVIEW környezetben Simulation of a Quadcopter with LabVIEW
Quadkopter szimulációja LabVIEW környezetben Simulation of a Quadcopter with LabVIEW T. KISS 1 P. T. SZEMES 2 1University of Debrecen, kiss.tamas93@gmail.com 2University of Debrecen, szemespeter@eng.unideb.hu
RészletesebbenInvestigation of the Dynamic Behaviour of Molten Salt Reactors
Investigation of the Dynamic Behaviour of Molten Salt Reactors PhD thesis summary Kópházi József Supervisor: Fehér Sándor, PhD BME Institute of Nuclear Techniques 2010 2 Background The world s increasing
RészletesebbenMérésadatgyűjtés, jelfeldolgozás.
Mérésadatgyűjtés, jelfeldolgozás. Nem villamos jelek mérésének folyamatai. Érzékelők, jelátalakítók felosztása. Passzív jelátalakítók. 1.Ellenállás változáson alapuló jelátalakítók -nyúlásmérő ellenállások
RészletesebbenAtomenergia a 21. században
Atomenergia a 21. században 1 21. század a jelen Mi történik az atomenergiával a 21. század elején? Meglévő erőművek üzemidő-hosszabbítása 3. generációs erőművek fejlesztése, ilyenek már épülnek is 4.
RészletesebbenA hőterjedés dinamikája vékony szilikon rétegekben. Gambár Katalin, Márkus Ferenc. Tudomány Napja 2012 Gábor Dénes Főiskola
A hőterjedés dinamikája vékony szilikon rétegekben Gambár Katalin, Márkus Ferenc Tudomány Napja 2012 Gábor Dénes Főiskola Miről szeretnék beszélni: A kutatás motivációi A fizikai egyenletek (elméleti modellek)
RészletesebbenSzívókönyökök veszteségeinek és sebességprofiljainak vizsgálata CFD szimuláció segítségével
GANZ ENGINEERING ÉS ENERGETIKAI GÉPGYÁRTÓ KFT. Szívókönyökök veszteségeinek és sebességprofiljainak vizsgálata CFD szimuláció segítségével Készítette: Bogár Péter Háznagy Gergely Egyed Csaba Zombor Csaba
RészletesebbenNukleáris energiatermelés
Nukleáris energiatermelés Nukleáris balesetek IAEA (International Atomic Energy Agency) =NAÜ (nemzetközi Atomenergia Ügynökség) Nemzetközi nukleáris esemény skála, 1990 Nemzetközi nukleáris esemény skála
RészletesebbenHarmadik generációs atomerőművek és Paks 2
Harmadik generációs atomerőművek és Paks 2 Prof. Dr. Aszódi Attila A Paksi Atomerőmű kapacitásának fenntartásáért felelős államtitkár, ME / PTNM Egyetemi tanár, BME NTI aszodiattila.blog.hu Wigner 115
RészletesebbenGázturbina égő szimulációja CFD segítségével
TEHETSÉGES HALLGATÓK AZ ENERGETIKÁBAN AZ ESZK ELŐADÁS-ESTJE Gázturbina égő szimulációja CFD segítségével Kurucz Boglárka Gépészmérnök MSc. hallgató kurucz.boglarka@eszk.org 2015. ÁPRILIS 23. Tartalom Bevezetés
RészletesebbenÚJ MEGOLDÁSOKKAL A FENNTARTHATÓ ATOMENERGETIKA FELÉ: HARMADIK ÉS NEGYEDIK GENERÁCIÓS, VALAMINT KIS- ÉS KÖZEPES MÉRETŰ REAKTOROK
ÚJ MEGOLDÁSOKKAL A FENNTARTHATÓ ATOMENERGETIKA FELÉ: HARMADIK ÉS NEGYEDIK GENERÁCIÓS, VALAMINT KIS- ÉS KÖZEPES MÉRETŰ REAKTOROK Pázsit Imre a fizikai tudomány kandidátusa, egyetemi tanár, Chalmers Műszaki
Részletesebben