Original title: Charakteristika palivového elementu
Translated title: Fuel element characterization
Authors: Halabuk, Dávid ; Suk, Ladislav (referee) ; Martinec, Jiří (advisor)
Document type: Bachelor's theses
Year: 2014
Language: slo
Publisher: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství
Abstract: [slo] [eng]
Táto bakalárska práca sa zaoberá popisom palivových elementov reaktorov typu VVER. Okrem obecného popisu palivového elementu je v nej spracovaný prehľad jadrového paliva používaného v minulosti a v súčasnosti na českých a slovenských jadrových elektrárňach, ako aj prehľad nových trendov vo vývoji jadrového paliva. Veľká časť práce je venovaná opisu vlastností jadrového paliva a pokrytia palivových elementov a jednotlivých procesov, ku ktorým dochádza v palivovom elemente počas vyhorievania paliva. V ďalšej časti práce sú podrobne opísané príčiny poškodenia palivových elementov vyskytujúce sa na reaktoroch typu VVER. Posledná časť práce obsahuje výpočet zmeny deformácií a napätí pokrytia palivového elementu pri vytvorení kontaktu medzi palivovou tabletou a pokrytím. Výpočet je robený pre 4 rôzne tvary palivových tabliet a okrem deformácií a napätí sú počítané taktiež axiálne dilatácie stĺpca paliva a rozloženia teplôt po polomere palivového elementu. 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.
Keywords: deformation and stress analysis; fuel cladding; fuel failure; fuel rod; nuclear fuel

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/11012/33323

Permalink: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-589706


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