Original title: Příprava keramických materiálů se zvýšenou tepelnou vodivostí pro jaderné aplikace
Translated title: Design of nuclear ceramic materials with enhanced thermal conductivity
Authors: Roleček, Jakub ; Katovský, Karel (referee) ; Salamon, David (advisor)
Document type: Master’s theses
Year: 2014
Language: eng
Publisher: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství
Abstract: [eng] [cze]
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. Uranium dioxide (UO2) is the most common fuel material used in commercial nuclear reactors. The main disadvantage of UO2 is its low thermal conductivity, and large amount of heat generated during the fission in nuclear reactor creates a large temperature gradient in the UO2 fuel pellet. This temperature gradient induces large thermal stress, which leads to fuel pellet cracking. These cracks help to the release of fission product gases after high burnup. The formation of cracks and increase fission gas generation leads to a considerable reduction of fuel pellet durability. This thesis deals with the issue of increasing the thermal conductivity of the UO2 nuclear fuel on model material (CeO2). In this work are studied similarities of the CeO2 and UO2 behavior during conventional sintering and spark plasma sintering. The concept of thermal conductivity enhancement deal with incorporation of high thermal conductivity material – silicon carbide (SiC) into the CeO2 pellets. Silicon carbide is expected to increase the heat flow out of the fuel pellet, and thus increasing the CeO2 thermal conductivity. Similarities of SiC behavior in the CeO2 matrix and SiC behavior in the UO2 matrix reported in literature are also discussed in this work.
Keywords: CeO2; náhrada jaderného paliva; SiC; spark plasma sintering; UO2; zvyšování tepelné vodivosti; CeO2; nuclear fuel surrogate material; SiC; spark plasma sintering; thermal conductivity enhancement; UO2

Institution: Brno University of Technology (web)
Document availability information: Fulltext is available in the Brno University of Technology Digital Library.
Original record: http://hdl.handle.net/11012/32797

Permalink: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-231722


The record appears in these collections:
Universities and colleges > Public universities > Brno University of Technology
Academic theses (ETDs) > Master’s theses