|
|
Stav a limity výstavby jaderných elektráren ve světě
Novák, Martin ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá rozborem výstavby jaderných elektráren od počátku jaderné energetiky až po současnou výstavbu. V úvodu této práce jsou uvedeny historické události, které přispěly ke vzniku současné jaderné energetiky. Dále je zde shrnut současný stav jaderné energetiky ve světě a její podíl na celkové výrobě elektrické energie. V úvodu je také provedeno obecné rozdělení jaderných elektráren do generačních stupňů. V rámci výstavby dnes již trvale odstavených, ale také v současnosti provozovaných jaderných elektráren je provedeno rozdělení do dvou generačních stupňů s podrobnějším pohledem na vývoj a výstavbu jednotlivých typů jaderných reaktorů. V práci je charakterizován pojem první jaderná éra s vyhodnocením faktorů ovlivňujících vývoj a výstavbu v různých zemích. Dále je uveden celosvětový stav výstavby jaderných elektráren v současnosti se srovnáním s výstavbou v minulosti. V další části práce je zhodnoceno stáří trvale odstavených a provozovaných jaderných reaktorů s ohledem na jejich obměnu. Jsou zde uvedeny možnosti zvyšování kapacity a délky provozu u jaderných elektráren v provozu. Dále jsou zde uvedeny všechny projekty, které jsou v současné době ve výstavbě. V této práci jsou podrobně rozebrány příčiny zdržení výstavby dvou evropských jaderných elektráren Olkiluoto 3 ve Finsku a Flamanville 3 ve Francii. Vývoj událostí v jednotlivých projektech je zde chronologicky uveden až do současného stavu a je poukázáno na příčiny jejich zpoždění. Součástí podrobného rozboru je i charakterizace jednotlivých aktérů v projektu a jejich rolí. V závěrečné části práce autor popisuje výstavbu některých dalších projektů jaderných elektráren ve světě.
|
|
|
Vnější část palivového cyklu jaderných elektráren
Winterová, Radka ; Mastný, Petr (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
V této bakalářské práci se autorka zabývá tématem palivového cyklu jaderných elektráren a jednotlivými rozdíly, které jsou typické pro dané jaderné reaktory. Autorka si klade za cíl podrobněji popsat jak přední, tak především zadní částí jaderného palivového cyklu, fabrikaci paliva pro lehkovodní jaderné reaktory, recyklaci a přepracování paliva, a následně také výrobou paliva na bázi REPU a MOX. Práce by měla také seznámit s celosvětovými přístupy k problematice palivového cyklu, zejména jeho zadní části.
|
|
|
Design of nuclear ceramic materials with enhanced thermal conductivity
Roleček, Jakub ; Katovský, Karel (oponent) ; Salamon, David (vedoucí práce)
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.
|
|
|
Palivové vsázky na elektrárnách s reaktory VVER
Šajdler, Miroslav ; Vojáčková, Jitka (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato práce je věnována palivovým vsázkám na elektrárnách s reaktory VVER. Popisuje průběh palivového cyklu od výroby až po uložení či přepracování. Je zde kladen důraz na střední část palivového cyklu v Jaderné elektrárně Dukovany a Temelín. Jsou zde důkladně probrána paliva na obou elektrárnách a jejich vývoj. Práce popisuje základní přehled přístupu k optimalizaci palivových vsázek v zahraničí. Poslední kapitola se věnuje praktickému výpočtu palivové vsázky na třetím bloku Jaderné elektrárny Dukovany, pomocí optimalizačního programu ATHENA a makrokódu Moby-Dick.
|
|
|
Experimentální výzkum urychlovačem řízených jaderných reaktorů pro thoriovou jadernou energetiku
Zeman, Miroslav ; ČR,, Milan Štefánik, UJF AV (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato diplomová práce se zabývá problematikou spojenou využitím thoria jako jaderného paliva v urychlovačem řízených systémech. V této práci je popsán princip ADS, jejich současná situace a možnosti využití do budoucna. Tato práce je blíže zaměřená na určení neutronového toku ve spalačním terči QUINTA. V prosinci 2013 byl proveden experiment, ve kterém byla uskutečněna tři ozařování kobaltových vzorků v různých pozicích spalačního terče QUINTA, který se nachází ve Spojeném ústavu jaderných výzkumů, Dubna. Vzorky Co-59 byly ozařovány v poli neutronů generovaných deuterony o energii 2 AGeV a 4 AGeV a částicemi C-12 o energii 2 AGeV při spalační reakci. Tyto vzorky byly měřeny pomocí polovodičových detektorů ze superčistého germania a analyzovány použitím jaderné gama spektrometrie. Byly určeny reakční rychlosti produktů reakcí v Co-59, ze kterých byl určen tok neutronů v sestavě QUINTA. Experimentální reakční rychlosti byly porovnány s výpočtem s pomocí MCNPX kódu.
|
|
|
Simulace stínění ionizujícího záření programem MCNP
Konček, Róbert ; Košťál,, Michal (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Žiarenie je definované ako ionizujúce, ak má dostatok energie na vytrhnutie elektrónov z atómov alebo molekúl, počas jeho prechodu látkovým prostredím. Z tejto schopnosti vyplýva jeho potenciál pôsobiť škodlivo na tkanivá živých organizmov. Tienenie ionizujúceho žiarenia je preto disciplína s veľkou praktickou dôležitosťou. Táto práca nadväzuje na autorovu predchádzajúcu prácu v tejto oblasti a rozširuje ju diskutovaním teoretických a praktických problémov pokročilých výpočtov tienenia. V teoretickej časti práce je diskutovaných niekoľko prístupov k výpočtom fluencie alebo dávky v ľubovoľnom bode priestoru. Metódy zdrojových jadier poskytujú dostatočne presné výsledky pre jednoduchšie úlohy z oblasti tienenia. V mnohých praktických prípadoch je však potrebné použiť výpočty založené na transportnej teórii. Existujú dva základné typy transportných výpočtov: deterministické výpočty, pri ktorých je numericky vyriešená lineárna Boltzmannova rovnica, a výpočty Monte Carlo, v ktorých prebieha simulácia stochastického putovania častíc cez geometriu úlohy. Výhody a nevýhody oboch metód sú diskutované. V praktickej časti sú výsledky výpočtov tienenia ionizujúceho žiarenia získané významným Monte Carlo kódom - MCNP6, porovnané s výsledkami z experimentov, ktoré boli vykonané v Dielni ionizujúceho žiarenia na Ústave elektroenergetiky, FEKT VUT. Tieto experimenty pozostávali z umiestnenia rádioizotopu kobalt-60 v troch rôznych polohách do oloveného kolimátora a počítania pulzov dvomi rôznymi scintilačnými detektormi položenými oproti otvoru v kolimátore, pričom medzi zdrojom a použitým detektorom striedavo je alebo nie je olovený tieniaci štít. Zhoda výpočtov a dát z meraní je vzhľadom na neistoty inherentné v experimentálnej zostave rozumná. Vykonaná citlivostná analýza ukazuje relatívnu dôležitosť rôznych parametrov použitých ako vstupy v simuláciách, napr. hustôt materiálov alebo rozmery scintilačných kryštálov. Okomentované vstupné súbory použité pri simulácii v MCNP sú taktiež súčasťou práce.
|
|
|
Výpočetní simulace urychlovačem řízeného jaderného reaktoru pro transmutaci vyhořelého jaderného paliva
Jarchovský, Petr ; Ing. Antonín Krása, Ph.D., SCK.CEN Mol (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato diplomová práce se zabývá využitím vyhořelého (spotřebovaného) jaderného paliva, z jaderných elektráren dnešního typu, v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených transmutačních elektrárnách, které by výrazně zmenšovaly obsah nebezpečných dlouho žijících radioizotopů a navíc by dokázaly využít jeho velký energetický potenciál díky rychlému spektru neutronů. V úvodu práce jsou uvedeny základní poznatky a aspekty o vyhořelém jaderném palivu spolu s jeho možností přepracování a dalšího využití s minimalizací dopadu na životní prostředí. Další část se zabývá detailním popisem urychlovačem řízených systémů a jejich jednotlivých prvků. V návaznosti na tuto rešerši následují jednotlivé chronologicky seřazené projekty světového významu s objasněním jejich aktuálního vývoje. Důraz je kladen především na projekt SAD a MYRRHA, jelikož se jedná o projekty, ze kterých se následně vychází při výpočtech. Tato poslední, výpočetní část, se zabývá vytvořením geometrie podkritického transmutačního reaktoru řízeného urychlovačem a následným vyhodnocením, která sestava při změně terče, jaderného paliva a chladiva/moderátoru je nejefektivnější jak pro transmutaci, tak pro energetické účely.
|
|
|
Detektory výkonu jaderného reaktoru založené na měření jasu Čerenkovova záření
Čejka, Lukáš ; ČEZ,, Ondřej Zlámal, (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato práce řeší vztah mezi jasem Čerenkovova záření v jaderném reaktoru a výkonem jaderného reaktoru. Čerenkovovo záření vzniká při průchodu nabitých částic hmotným prostředím, pokud je jejich rychlost vyšší než fázová rychlost světla v daném prostředí. V jaderných reaktorech moderovaných vodou vzniká díky vytržení elektronů z obalů působením gama záření. Měření je provedeno pomocí fotoaparátu a softwaru na fotometrické měření jasu. Dále je zde řešeno využití detekce Čerenkovova záření pro měření vyhoření použitého jaderného paliva. Jsou zde uvedeny příklady využití detekce Čerenkovova záření pro měření výkonu jaderných reaktorů, včetně analýzy naměřených výsledků na školním jaderném reaktoru VR-1. Naměřené výsledky ukazují, že při rostoucím výkonu roste i intenzita Čerenkovova záření, ovšem při prudkém snížení se objevuje zbytkové záření způsobené zpožděným gama zářením. Možné využití detekce jasu Čerenkovova záření je při monitorování nepředvídatelného zvýšení výkonu reaktoru či při kontrole použitého paliva.
|
|
|
Možnosti využití thoria v jaderné energetice současnosti
Svoboda, Josef ; Praze, Jan Prehradný, ÚE FS ČVUT v (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Výroba elektrické energie z jaderných elektráren pokrývá asi 11 % celosvětové spotřeby. Pro proces štěpení se ve většině reaktorů využívá uranové palivo s různým procentem obohacení štěpného izotopu 235U. Zásoby uranu se snižují a jejich těžební cena roste. Z těchto důvodů je diskutována možnost využití thoria, jako revolučního paliva současných a budoucích jaderných reaktorů. Tato diplomová práce se zabývá možnostmi využití thoriového paliva v různých typech reaktorů se zaměřením na lehkovodní reaktory. Praktická část je zaměřena na simulaci a výpočty různého vrstvení paliva UO2 a ThO2 v palivovém proutku. Pro výpočty je namodelována aktivní zóna reaktoru VVER 440, do kterého je vloženo palivo s obsahem thoria. Tento model následně simuluje vyhořívání paliva po dobu 5 let, při kterém se sleduje chování a změny jednotlivých materiálů paliva. Práce se snaží definovat vhodný poměr a parametry vrstev kombinace uranového a thoriového paliva. Současně se snaží závěr podložit dostatečným množstvím výpočtových analýz.
|
|
|
Analýza nejčastějších příčin poškozování jaderného paliva za provozu reaktoru
Ježek, Martin ; ČEZ,, Ondřej Zlámal, (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Poškozování paliva během provozu reaktoru je ve světě celkem běžným jevem. Teoretická část této práce se věnuje příčinám tohoto poškozování a jsou zde uvedeny mechanismy vzniku poškození a případná opatření proti jejich dalšímu výskytu. Vhodnou metodou sledování paliva během provozu je možné včas podchytit nepříznivé trendy v chování paliva, které by mohly mít vliv na bezpečnost provozu elektrárny. Tím může být například nadměrný průhyb palivového souboru, případně palivového kanálu, který ovlivní funkci kontrolních a regulačních orgánů. Inspekcím a opravám paliva se věnuje další část práce, kde jsou popsány běžně používané inspekční metody. Práce se blíže orientuje na jadernou elektrárnu Temelín, kde byl zaveden poradiační inspekční program z důvodu ověření kompatibility paliva společnosti Westinghouse s chemickým režimem reaktoru typu VVER. Program zůstal zachován i po změně dodavatele paliva. V praktické části práce je pak proveden předběžný návrh nové ultrazvukové metody měření deformace palivového souboru pro jadernou elektrárnu Temelín. Tento návrh je podpořen měřením na experimentálním zařízení pro detekci polohy distanční mřížky vyvinutém v Centru výzkumu Řež.
|
host ::
RSS.