|
|
Fuel element characterization
Halabuk, Dávid ; Suk, Ladislav (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
This bachelor thesis describes the fuel rods of VVER reactors. In addition to general description of fuel rod, there is also overview of the nuclear fuel used in the past and at present in Czech and Slovak nuclear power plants, as well as overview of the new trends in development of nuclear fuel. Big part of the thesis is focused on description of nuclear fuel and fuel cladding properties and the individual processes affecting fuel rod during fuel burnup. Next part describes in detail the causes of fuel failures occurring in VVER reactors. The last part of the thesis includes calculation of changes of deformations and stresses occurred in fuel cladding during pellet-cladding interaction. Calculation is done for four different shapes of fuel pellets and in addition to deformation and stress analysis, there are also calculated axial dilatations of fuel column and radial temperature distributions in fuel rod.
|
|
|
Sodíkem chlazené rychlé reaktory
Daňhel, Aleš ; Katovský, Karel (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá rychlými reaktory chlazenými tekutým sodíkem. Komplexně popisuje problematiku technologie sodíkem chlazených rychlých reaktorů. Pozornost byla věnována základním specifikacím a parametrům těchto zařízení. Stručně byly popsány jaderné reakce, které probíhají v aktivní zóně sodíkem chlazených reaktorů, ale i chemické reakce spojené s funkcí tekutého sodíku jako chladiva a teplonosné látky. Pozornost byla rovněž věnována rozdílům v uspořádání aktivní zóny a strojním zařízením specifickým pro sodíkem chlazené rychlé reaktory. Dále je v této bakalářské práci sestaven přehled sodíkem chlazených rychlých reaktorů, které pracovaly, pracují nebo jsou ve výstavbě ve světě podle jednotlivých zemí. Stručně byla popsána IV. generace jaderných reaktorů, zejména její historie a důvody, které vedly k jejímu vzniku. Dále byl v rámci IV. generace jaderných reaktorů popsán reaktor SFR a byly vyzdviženy rozdíly oproti stávajícím sodíkem chlazeným rychlým reaktorům. V praktické části této bakalářské práce je velmi jednoduše zpracován výpočet přestupu tepla z palivové tyče do chladicího sodíku a je zde uveden průběh součinitele přestupu tepla podél palivové tyče. K zpracování tohoto výpočtu byl využit výpočetní program MATLAB.
|
|
|
Sodíkem chlazené rychlé reaktory
Daňhel, Aleš ; Katovský, Karel (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá rychlými reaktory chlazenými tekutým sodíkem. Komplexně popisuje problematiku technologie sodíkem chlazených rychlých reaktorů. Pozornost byla věnována základním specifikacím a parametrům těchto zařízení. Stručně byly popsány jaderné reakce, které probíhají v aktivní zóně sodíkem chlazených reaktorů, ale i chemické reakce spojené s funkcí tekutého sodíku jako chladiva a teplonosné látky. Pozornost byla rovněž věnována rozdílům v uspořádání aktivní zóny a strojním zařízením specifickým pro sodíkem chlazené rychlé reaktory. Dále je v této bakalářské práci sestaven přehled sodíkem chlazených rychlých reaktorů, které pracovaly, pracují nebo jsou ve výstavbě ve světě podle jednotlivých zemí. Stručně byla popsána IV. generace jaderných reaktorů, zejména její historie a důvody, které vedly k jejímu vzniku. Dále byl v rámci IV. generace jaderných reaktorů popsán reaktor SFR a byly vyzdviženy rozdíly oproti stávajícím sodíkem chlazeným rychlým reaktorům. V praktické části této bakalářské práce je velmi jednoduše zpracován výpočet přestupu tepla z palivové tyče do chladicího sodíku a je zde uveden průběh součinitele přestupu tepla podél palivové tyče. K zpracování tohoto výpočtu byl využit výpočetní program MATLAB.
|
|
|
Fuel element characterization
Halabuk, Dávid ; Suk, Ladislav (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
This bachelor thesis describes the fuel rods of VVER reactors. In addition to general description of fuel rod, there is also overview of the nuclear fuel used in the past and at present in Czech and Slovak nuclear power plants, as well as overview of the new trends in development of nuclear fuel. Big part of the thesis is focused on description of nuclear fuel and fuel cladding properties and the individual processes affecting fuel rod during fuel burnup. Next part describes in detail the causes of fuel failures occurring in VVER reactors. The last part of the thesis includes calculation of changes of deformations and stresses occurred in fuel cladding during pellet-cladding interaction. Calculation is done for four different shapes of fuel pellets and in addition to deformation and stress analysis, there are also calculated axial dilatations of fuel column and radial temperature distributions in fuel rod.
|
host ::
RSS.