|
|
Analysis of the innovated nuclear fuel with FEMAXI code
Čásar, Ondřej ; Novotný, Filip (referee) ; Foral, Štěpán (advisor)
This bachelor thesis deals with modification of source code of program FEMAXI 6 and subsequent analysis of composite nuclear fuel based on SiC admixture. First part introduces the entire open fuel cycle, from the start of the mining to the final disposal of the nuclear waste. The following part describes physical processes in the fuel, especially the processes associated with the low thermal conductivity of classical uranium oxide ceramic pellets, contains the description of the temperature calculations in the pellet and the analysis of the thermal conductivity coefficient including the influences affecting its size. One part of the thesis is an analysis of selected composite fuels increasing the thermal conductivity and introduction of a computational program for FEMAXI 6 nuclear fuel analysis, including its structure, implementation of equations and description of the input file. In the practical part, one can find a description of performed program modifications, comparison with other computational programs and analysis of possible composite nuclear fuel for Dukovany NPP.
|
|
|
Design of nuclear ceramic materials with enhanced thermal conductivity
Roleček, Jakub ; Katovský, Karel (referee) ; Salamon, David (advisor)
Oxid uraničitý (UO2) je v současnosti nejčastěji používaným materiálem jakožto palivo v komerčních jaderných reaktorech. Největší nevýhodou UO2 je jeho velmi nízká tepelná vodivost, a protože se při štěpení UO2 v jaderném reaktoru vytváří velké množství tepla, vzniká v UO2 peletě velký teplotní gradient. Tento teplotní gradient způsobuje vznik velkého tepelného napětí uvnitř pelety, což následně vede k tvorbě trhlin. Tyto trhliny napomáhají k šíření štěpných plynů při vysoké míře vyhoření paliva. Tvorba trhlin a zvýšený vývin štěpného plynu posléze vede ke značnému snížení odolnosti jaderného paliva. Tato práce se zabývá problematikou zvyšování tepelné vodivosti jaderného paliva na modelu materiálu (CeO2). V této práci jsou studovány podobnosti chování CeO2 a UO2 při konvenčním slinováním a při „spark plasma sintering.“ Způsob jak zvýšit tepelnou vodivost použitý v této práci je včlenění vysoce tepelně vodivého materiálu, karbidu křemíku (SiC), do struktury CeO2 pelet. Od karbidu křemíku je očekáváno, že zvýší tok tepla z jádra pelety, a tím zvýší tepelnou vodivost CeO2. V této práci je také porovnávána podobnost chování SiC v CeO2 matrici s chováním SiC v UO2, které bylo popsáno v literatuře.
|
|
|
Analysis of the innovated nuclear fuel with FEMAXI code
Čásar, Ondřej ; Novotný, Filip (referee) ; Foral, Štěpán (advisor)
This bachelor thesis deals with modification of source code of program FEMAXI 6 and subsequent analysis of composite nuclear fuel based on SiC admixture. First part introduces the entire open fuel cycle, from the start of the mining to the final disposal of the nuclear waste. The following part describes physical processes in the fuel, especially the processes associated with the low thermal conductivity of classical uranium oxide ceramic pellets, contains the description of the temperature calculations in the pellet and the analysis of the thermal conductivity coefficient including the influences affecting its size. One part of the thesis is an analysis of selected composite fuels increasing the thermal conductivity and introduction of a computational program for FEMAXI 6 nuclear fuel analysis, including its structure, implementation of equations and description of the input file. In the practical part, one can find a description of performed program modifications, comparison with other computational programs and analysis of possible composite nuclear fuel for Dukovany NPP.
|
|
|
Design of nuclear ceramic materials with enhanced thermal conductivity
Roleček, Jakub ; Katovský, Karel (referee) ; Salamon, David (advisor)
Oxid uraničitý (UO2) je v současnosti nejčastěji používaným materiálem jakožto palivo v komerčních jaderných reaktorech. Největší nevýhodou UO2 je jeho velmi nízká tepelná vodivost, a protože se při štěpení UO2 v jaderném reaktoru vytváří velké množství tepla, vzniká v UO2 peletě velký teplotní gradient. Tento teplotní gradient způsobuje vznik velkého tepelného napětí uvnitř pelety, což následně vede k tvorbě trhlin. Tyto trhliny napomáhají k šíření štěpných plynů při vysoké míře vyhoření paliva. Tvorba trhlin a zvýšený vývin štěpného plynu posléze vede ke značnému snížení odolnosti jaderného paliva. Tato práce se zabývá problematikou zvyšování tepelné vodivosti jaderného paliva na modelu materiálu (CeO2). V této práci jsou studovány podobnosti chování CeO2 a UO2 při konvenčním slinováním a při „spark plasma sintering.“ Způsob jak zvýšit tepelnou vodivost použitý v této práci je včlenění vysoce tepelně vodivého materiálu, karbidu křemíku (SiC), do struktury CeO2 pelet. Od karbidu křemíku je očekáváno, že zvýší tok tepla z jádra pelety, a tím zvýší tepelnou vodivost CeO2. V této práci je také porovnávána podobnost chování SiC v CeO2 matrici s chováním SiC v UO2, které bylo popsáno v literatuře.
|
guest ::
