Original title: Bezpečnost skladování paliva ve vodním prostředí
Translated title: Safety of the fuel stored in water pool
Authors: Mičian, Peter ; Novotný, Filip (referee) ; Foral, Štěpán (advisor)
Document type: Master’s theses
Year: 2018
Language: cze
Publisher: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií
Abstract: [cze] [eng]
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. This diploma thesis deals with storing the spent nuclear fuel and reviewing its safety. The theoretical part analyzes the processes taking place while the fuel is being used, such as fission, isotopic changes, fission gas release, cracking, swelling and densification of fuel pellet. The thesis is also focused on handling the spent fuel and on the way it makes from the reactor, through the spent fuel pool, the transportation, various kinds of storing, till the reprocessing and final deep geological repository. Furthermore, this part of the thesis briefly discusses computing code MCNP, its main characteristics, input files and using. The practical part of the work is focused on creating the model of the spent fuel pool located next to the nuclear reactor WWER 440/V213. This type was chosen, because it is the most used type of nuclear reactor in Czech Republic and Slovakia. With the help of the code MCNP, the multiplication factor of the main configurations of the fuel in the pool was calculated, and then the required safety regulations to ensure sufficient subcriticality, so its safety, were checked. Next, several analysis were performed using this model. These analyses were concerning the temperature of coolant, fuel and the use of various nuclear data libraries. In the future this model can be used to realize new analyses with new kinds of fuels, materials and data libraries.
Keywords: MCNP; multiplication factor; nuclear data libraries; nuclear fuel; spent fuel pool; spent nuclear fuel; storage; bazén skladovania vyhoreného paliva; jadrové palivo; knižnice jadrových dát; MCNP; medzisklad; multiplikačný koeficient; vyhorievanie jadrového paliva

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/11012/80859

Permalink: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-377026


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