|
|
Accident Tolerant Fuel simulation loaded in advanced nuclear reactor during severe accident conditions
Hamřík, Lukáš ; Foral, Štěpán (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
This diploma thesis introduces accident tolerant fuels that are considered to be a next step in increase of safety margins of nuclear power plants. In the beginning, the weaknesses of the currently operated fuel system are exposed. Accident-tolerant fuel options and their categories are described in their stages of development and faced issues before their deployment. The APR1400 plant with its accident mitigation systems is mentioned, the plant model is used to assess the impact of advanced cladding materials in a plant undergoing severe accident. The MELCOR code, capable of simulations of severe accident phenomena, is briefly introduced with its capabilities. The implementation of advanced cladding materials to MELCOR is described, altogether with simulated scenarios. In the end, the results obtained from the simulations are discussed.
|
|
|
Spent fuel pool accident simulation
Strieš, Jakub ; Foral, Štěpán (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
The aim of the thesis is to provide a theoretical basis for simulating spent fuel pool accidents and to try to build a working model in the Melcor environment. The thesis is divided into four main parts. In the first part a description of the spent fuel pool is given. The processes that take place in nuclear fuel and thus lead to the formation of spent fuel are described. The reasons for the need to cool nuclear fuel after it has been in the reactor are described. For example, the generation of residual heat is described. This is followed by a description of the basic parts and purpose of a spent fuel pool. Structural parts, measuring systems or requirements for the pool itself are shown. Subsequently, an overview of accidents in spent fuel pools that have occurred in the past is also included in this chapter. Their causes and consequences are described, but especially their impact on the further development of nuclear safety, especially in the field of spent fuel pools. For both description and subsequent simulation, the two most studied ones, namely the loss-of-cooling failure and the loss-of-coolant failure, have been selected. The third section introduces the Melcor program which, is the main tool to create the simulation model. The chapter contains a basic description of the program as well as an introduction to the modules that are specifically designed for spent fuel pool simulations. The last part is a description of the model used, its creation, modification, problems in its creation and their solution. Finally, the results obtained are shown and described, together with a commentary to complete their understanding.
|
|
|
Analýza inovovaného jaderného paliva programem FEMAXI
Čásar, Ondřej ; Novotný, Filip (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá úpravou zdrojového kódu programu FEMAXI 6 a následnou analýzou kompozitního jaderného paliva založeného na příměsi SiC. Prvotně je v práci představen celý otevřený palivový cyklus, od zahájení těžby po konečné uložení jaderného odpadu. Následující část popisuje fyzikální děje v palivu, především děje spojené s nízkou tepelnou vodivostí klasických keramických pelet z oxidu uraničitého, dále následuje popis výpočtu teploty v peletě a rozbor součinitele tepelné vodivosti, včetně vlivů ovlivňujících jeho velikost. Součástí práce je i rozbor vybraných kompozitních paliv zvyšujících tepelnou vodivost a představení výpočetního programu pro analýzu jaderného paliva FEMAXI 6, včetně jeho struktury, implementace rovnic a popisu vstupního souboru. V praktické části pak lze nalézt popis provedených úprav programu, srovnání s dalšími výpočetními programy a analýzu možného kompozitního paliva pro JE Dukovany.
|
|
|
Moderní jaderné reaktory
Šimík, Michal ; Suk, Ladislav (oponent) ; Maar, Tomáš (vedoucí práce)
Táto bakalárska práca sa zaoberá vytvorením prehľadu typov jadrových reaktorov, ich históriou, súčasnosťou aj budúcnosťou. Veľká časť je zameraná na ciele požadované od moderných jadrových reaktorov stanovených medzinárodným fórom GIF. Reaktory 4. generácie sú charakterizované spoločne s ich výhodami a nevýhodami. V poslednej časti je detailnejšie popísaný vybraný typ reaktoru.
|
|
|
Zhodnocení termomechanického chování perspektivních jaderných paliv při havárii s vnosem reaktivity
Halabuk, Dávid ; Suk, Ladislav (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
Táto diplomová práca sa zaoberá simulovaním termomechanického chovania jadrového paliva tlakovodných reaktorov pri havárii s vnosom reaktivity. Veľká časť práce je zameraná na skúmanie dejov, ktoré pri havárii nastávajú, ako aj na spracovanie podrobného prehľadu jednotlivých materiálových vlastností jadrového paliva a pokrytia palivových elementov, potrebných pre vytvorenie simulácie približujúcej sa reálnej situácii. Simulácie boli robené pre čerstvé a vyhorené jadrové palivo a dva rozličné materiály pokrytia palivových elementov. Jednalo sa o pokrytie z aktuálne používaného materiálu Zircaloy-4 a kompozitného materiálu na báze karbidu kremíka (SiC). Práca taktiež obsahuje porovnanie výsledkov s medzinárodnou štúdiou zaoberajúcou sa danou problematikou a posúdenie vplyvu vybraných vstupných parametrov simulácie na dosiahnuté výsledky.
|
|
|
Obohacování a přepracovávání jaderného paliva
Janoušek, Petr ; Elbl, Patrik (oponent) ; Sitek, Tomáš (vedoucí práce)
Jaderné palivo je jednou z forem pro výrobu elektrické energie. Tato bakalářská práce se zabývá jeho úpravou a zpracováním, neboť pro jeho dobrou využitelnost se toto palivo musí podrobit speciálním procesům. Jejím cílem je rozebrat hlavní procesy, které se podílejí na výrobě jaderného paliva. Konkrétně se práce zaměřuje na obohacování jaderného paliva, což je proces, kterým se zlepšují jeho vlastnosti. První a druhá kapitola práce se zaměřuje na základní problematiku nejprve ohledně jaderné energetiky a následně ohledně jaderného paliva. Obohacování jaderného paliva je podrobně vysvětleno ve třetí kapitole práce, kde se dále nachází popis jednotlivých metod jeho obohacování. Dalším procesem, který se uskutečňuje po použití jaderného paliva, je jeho přepracovávání. Tomuto způsobu přeměny použitého paliva na znovu využitelné palivo se věnuje poslední kapitola.
|
|
|
Výpočetní simulace urychlovačem řízeného jaderného reaktoru pro transmutaci vyhořelého jaderného paliva
Jarchovský, Petr ; Ing. Antonín Krása, Ph.D., SCK.CEN Mol (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato diplomová práce se zabývá využitím vyhořelého (spotřebovaného) jaderného paliva, z jaderných elektráren dnešního typu, v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených transmutačních elektrárnách, které by výrazně zmenšovaly obsah nebezpečných dlouho žijících radioizotopů a navíc by dokázaly využít jeho velký energetický potenciál díky rychlému spektru neutronů. V úvodu práce jsou uvedeny základní poznatky a aspekty o vyhořelém jaderném palivu spolu s jeho možností přepracování a dalšího využití s minimalizací dopadu na životní prostředí. Další část se zabývá detailním popisem urychlovačem řízených systémů a jejich jednotlivých prvků. V návaznosti na tuto rešerši následují jednotlivé chronologicky seřazené projekty světového významu s objasněním jejich aktuálního vývoje. Důraz je kladen především na projekt SAD a MYRRHA, jelikož se jedná o projekty, ze kterých se následně vychází při výpočtech. Tato poslední, výpočetní část, se zabývá vytvořením geometrie podkritického transmutačního reaktoru řízeného urychlovačem a následným vyhodnocením, která sestava při změně terče, jaderného paliva a chladiva/moderátoru je nejefektivnější jak pro transmutaci, tak pro energetické účely.
|
|
| |
|
|
Palivo jaderných elektráren a jeho chování v průběhu vyhořívání
Matocha, Vítězslav ; Foral, Štěpán (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Cílem této bakalářské práce je charakterizovat typy jaderných paliv a jejich vlastnosti, uvést základní typy jaderných reaktorů, jejich historii a různé druhy jaderných paliv, která používají. Dále se práce věnuje vnitřním palivových cyklům. Ovšem hlavní náplní a základem práce je vyhořívání paliva a děje probíhající v jaderném palivu jako je napuchání, praskání a tvorba plynných produktů štěpení. Výnamná část je věnována jednoduchému modelu vyhořívání paliva v reaktoru, který s využitím programu Maple modeluje vývoj koncentrace izotopů uranu a plutonia v závislosti na čase. Umožňuje tak teoreticky sledovat vyhořívání paliva v tepelném reaktoru po dobu simulace, tedy po dobu 3 let.
|
|
|
Bezpečnost skladování paliva ve vodním prostředí
Mičian, Peter ; Novotný, Filip (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Táto diplomová práca sa zaoberá skladovaním vyhoreného jadrového paliva a zhodnotením jeho bezpečnosti. V teoretickej časti sú rozoberané deje prebiehajúce počas vyhorievania paliva, akými sú napríklad štiepenie, zmena izotopického zloženia, uvoľňovanie štiepnych plynov, praskanie, napúchanie či zhusťovanie paletky. V tejto časti sa práca venuje zaobchádzaním s vyhoreným palivom a jeho cestou z reaktora cez bazén skladovania, transport, rôzne druhy medziskladovania, až po prepracovanie a hlbinné uloženie. Ďalej táto časť približuje výpočtový program MCNP, jeho základné charakteristiky, vstupy a použitie. Praktická časť práce je zameraná na vytvorenie modelu bazénu skladovania vyhoreného jadrového paliva, pri jadrovom reaktore typu VVER 440/V213. Tento typ bol vybratý, pretože v Českej Republike a na Slovensku je to najpoužívanejší typ reaktora. Pomocou programu MCNP bol vypočítaný multiplikačný koeficient pre základné konfigurácie palív v bazéne, a následne určené splnenie legislatívnych požiadaviek na podkritickosť, čiže bezpečnosť, paliva v bazéne. Ďalej boli zrealizované viaceré analýzy na tomto modeli. Išlo o analýzy týkajúce sa teploty chladiva, paliva a použitia rôznych knižníc jadrových dát. Model môže byť v budúcnosti použitý pri ďalších analýzach s novými typmi palív, materiálov a knižníc.
|
host ::
RSS.