|
|
Performance of Composite Nuclear Fuels during Normal Operation and Nuclear Reactor Accidents
Foral, Štěpán ; Valach,, Mojmír (oponent) ; Haščík,, Ján (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
This work deals with the domain of composite fuels based on standard UO2 . Several candidate materials for dopants are listed in the work and they are compared from different points of view. The UO2 + SiC fuel option is selected for detail analysis. It was found that this fuel option shows good behavior during steady state operation. The Fission Gas Release is lower together with mechanical load. Nevertheless, new models of the composite behavior need to be developed. The analysis of LOCA-type accident reveals that the UO2 + SiC fuel option shows slightly better behavior compared with UO2 . The fuel centerline temperatures is lower and the mechanical loading is lower as well. On the other hand, the analysis of RIA accident revealed possible issues. For example, the increased thermal conductivity was likely the root of higher peak cladding temperature and consequent increased departure from nucleate boiling. This finding is very likely to be find by all UO2 based fuels with thermal conductivity increased by dopant. The work was supported by the CANUT project, reg. No. 2012TE01020455
|
|
|
Přístupy k zajištění jaderné bezpečnosti u reaktorů 3. generace
Pavlíček, Michal ; Kolář, Jaroslav (oponent) ; Kolář, Jaroslav (oponent) ; Matal, Oldřich (vedoucí práce)
Hlavním úkolem této diplomové práce je posoudit jaderné reaktory generace III z hlediska jaderné bezpečnosti. Abychom mohli dobře porozumět bezpečnostním systémům jaderných reaktorů generace III, musíme se nejdříve seznámit s teorií jaderné bezpečnosti. Proto je práce rozdělena do dvou částí. V první části jsou zmíněny legislativní a technické přístupy k zajištění jaderné bezpečnosti. K legislativním přístupům patří dozorné orgány, které mají za úkol mimo jiné dohlížet na jadernou bezpečnost v jaderných elektrárnách. V technických přístupech k zajištění jaderné bezpečnosti jsou vymezeny pojmy jako např. ochrana do hloubky, redundance či diverzita. Jsou uvedeny metody posuzování jaderné bezpečnosti – deterministické metody a pravděpodobnostní metody. Podrobněji jsou rozebrány pravděpodobnostní metody, u nichž je uveden i jednoduchý příklad. Jsou uvedeny aktivní a pasivní bezpečnostní systémy a jejich význam pro jadernou bezpečnost a také inherentní bezpečnost. V závěru kapitoly je uveden příklad fungování aktivních a pasivních bezpečnostních systémů na jaderné elektrárně EDU. Druhá část teze se zabývá popsáním vybraných jaderných reaktorů generace III+ s uvažováním výstavby nových bloků v Temelíně. Při uvažované dostavbě ETE 3+4 se zaměříme na jaderné reaktory od firem, které se přihlásily do výběrového řízení vypsané firmou ČEZ, a.s. V úvahu tudíž připadají jaderný reaktor MIR-1200 od ruského ATOMSTROYEXPORT, jaderný reaktor AP1000 od americké firmy WESTINGHOUSE a z Francie firma AREVA a její jaderný reaktor EPR. Nedílnou součástí diplomové práce je i srovnání těchto jaderných reaktorů s jadernými reaktory 2. generace. Tyto jaderné reaktory generace III+ jsou srovnávány s jaderným reaktorem VVER 440 (EDU) a především s jaderným reaktorem VVER 1000, který je provozován v jaderné elektrárně Temelín. Závěr pak obsahuje stručné zhodnocení celé problematiky.
|
|
|
Možnosti aplikace systémů s akumulací tepla v jaderné energetice
Sklenářová, Lenka ; Maar, Tomáš (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
Tato diplomová práce se zabývá aplikací systémů s akumulací tepla v jaderné energetice; respektive v jaderných elektrárnách. Jedná se především o pasivní havarijní systémy, které mají za úkol akumulovat uvolňované teplo v aktivní zóně reaktoru a bazénech s vyhořelým jaderným palivem v případě projektové nebo nadprojektové havárie. Konkrétním příkladem akumulace tepla je kondenzace páry vzniklé během LOCA havárie (loss of coolant accident). Únik páry z primárního okruhu zvyšuje tlak uvnitř kontejnmentu a je nutné ho kondenzací páry snížit. Diplomová práce se zabývá teoretickou náhradou ledového kondenzátoru, který je nainstalován jako pasivní bezpečnostní prvek v několika jaderných elektrárnách. Náhrada je spojena s volbou jiného alternativního materiálu s teplotou tavení (pro akumulaci tepla) při teplotách bližších provozním podmínkám provozovaných jaderných elektráren. V další části diplomové práce je řešena akumulace tepla v bazénech s vyhořelým palivem v případě selhání všech chladicích systémů.
|
|
|
LOCA Energy Performance Study for Simulation of Heavy Accident at NPP
Zemčíková, Kristína ; Andrle,, Karel (oponent) ; Mastný, Petr (vedoucí práce)
This bachelor’s thesis studies the energy performance of the LOCA device used for the simulation of accidents at nuclear power plants, which can be found at the CV Řež research centre. LOCA stands for Loss of Coolant Accident, which is kind of serious accident that may occur at NPPs. During the accident, the coolant is assumed to be leaking due to a fissure in one of the main pipes. The unique LOCA device at the research centre simulates this accident and is used for testing important components utilised at nuclear power plants. This thesis describes the LOCA device and attempts to determine its energy consumption over the course of a 10-day experiment. By leveraging the consumption curve of the research centre, possible operational optimisations applicable to this LOCA device technology will be proposed.
|
|
| |
|
| |
|
|
Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti provozu
Jordánová, Petra ; Mladý, Ondřej (oponent) ; Kotek, Luboš (vedoucí práce)
Tato diplomová práce se zabývá způsobem modelování stromů událostí a stromů poruchových stavů v rámci pravděpodobnostního hodnocení bezpečnosti provozu na jaderné elektrárně Dukovany. V první části je představeno pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti. Jsou popsány použité analýzy, konkrétně ETA a FTA, a softwary využívané pro tvorbu modelů na jaderných elektrárnách v rámci České republiky. Dále je popsána havárie Velká LOCA, pro kterou je vypracován pilotní model ve druhé části této práce. Hlavním cílem této práce je nahradit původní způsob modelování novým. Představený způsob je zaměřen kromě tvorby stromů událostí a stromů poruchových stavů především na záměnu dříve používaných přepínacích událostí za iniciační události. Za účelem prokázání správnosti vytvořeného modelu je provedena kontrola pomocí kritických řezů. Přínosem práce je zpracování pilotního modelu odlišného způsobu modelování. Díky představenému způsobu modelování je redukován stávající počet stromů událostí a je odstraněno manuální nastavování přepínacích událostí. Je tedy usnadněna práce s modelem a zkrácen čas výpočtu.
|
|
|
Těžké havárie tlakovodních reaktorů třetí generace
Nečas, Karel ; Foral, Štěpán (oponent) ; Černý, Tomáš (vedoucí práce)
Bakalářská práce se zabývá vývojem světové jaderné energetiky. Popisuje přehledně vývoj i dělení jaderných reaktorů určených k výrobě elektrické energie. Práce teoreticky popisuje rozdělení jaderných zařízení podle vývojových generací. Rozebrány jsou dané typy z pohledu technologie a principu fungování. Podrobněji jsou popsány provozní stavy jaderných reaktorů s důrazem na havarijní stavy. Další část práce seznámí s typem havárie LOCA pro tlakovodní reaktory třetí generace. Definován je samotný rozbor problematiky výpočtových kódů určených pro modelování havarijních stavů jaderných zařízení. Praktická část bakalářské práce popisuje jaderný reaktor APR1400 a uvádí jeho základní parametry, podrobněji seznamuje s modelem daného reaktoru vytvořeném pomocí výpočtového kódu MELCOR. Navazující část obsahuje citlivostní analýzu vybraných parametrů v modelu při scénáři těžké havárie, kdy dojde k havárii LOCA společně se selháním všech systémů vysokotlakého doplňování chladiva. Rozebírá jejich vliv na množství vytvořeného vodíku, průběh poškození aktivní zóny a čas protavení dna reaktorové nádoby.
|
|
|
Performance of Composite Nuclear Fuels during Normal Operation and Nuclear Reactor Accidents
Foral, Štěpán ; Valach,, Mojmír (oponent) ; Haščík,, Ján (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
This work deals with the domain of composite fuels based on standard UO2 . Several candidate materials for dopants are listed in the work and they are compared from different points of view. The UO2 + SiC fuel option is selected for detail analysis. It was found that this fuel option shows good behavior during steady state operation. The Fission Gas Release is lower together with mechanical load. Nevertheless, new models of the composite behavior need to be developed. The analysis of LOCA-type accident reveals that the UO2 + SiC fuel option shows slightly better behavior compared with UO2 . The fuel centerline temperatures is lower and the mechanical loading is lower as well. On the other hand, the analysis of RIA accident revealed possible issues. For example, the increased thermal conductivity was likely the root of higher peak cladding temperature and consequent increased departure from nucleate boiling. This finding is very likely to be find by all UO2 based fuels with thermal conductivity increased by dopant. The work was supported by the CANUT project, reg. No. 2012TE01020455
|
|
|
LOCA Energy Performance Study for Simulation of Heavy Accident at NPP
Zemčíková, Kristína ; Andrle,, Karel (oponent) ; Mastný, Petr (vedoucí práce)
This bachelor’s thesis studies the energy performance of the LOCA device used for the simulation of accidents at nuclear power plants, which can be found at the CV Řež research centre. LOCA stands for Loss of Coolant Accident, which is kind of serious accident that may occur at NPPs. During the accident, the coolant is assumed to be leaking due to a fissure in one of the main pipes. The unique LOCA device at the research centre simulates this accident and is used for testing important components utilised at nuclear power plants. This thesis describes the LOCA device and attempts to determine its energy consumption over the course of a 10-day experiment. By leveraging the consumption curve of the research centre, possible operational optimisations applicable to this LOCA device technology will be proposed.
|
host ::
RSS.