|
|
Průběh teploty v palivovém proutku jaderného paliva
Vnenk, Petr ; Mičian, Peter (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Bakalářská práce se zabývá průběhem teploty v palivovém proutku jaderného paliva. Hlavním zaměřením je zpracování problematiky tepelných dějů v palivovém proutku. V rámci bakalářské práce byla provedena rešerše odborných literárních zdrojů. Došlo k objasnění konstrukce palivové kazety a popisu dějů v jaderném palivě. Nedílnou součásti bylo zpracování fyzikálních výpočtových modelů souvisejících s výpočty teplotního profilu paliva. Pro naplnění a poukázání na zmíněnou problematiku bylo využito VBA v programu MS EXCEL. V rámci této práce došlo ke snaze pojmout celkovou zmíněnou problematiku tak, aby mohla být následně efektivně využita v praxi.
|
|
|
Accident Tolerant Fuel simulation loaded in advanced nuclear reactor during severe accident conditions
Hamřík, Lukáš ; Foral, Štěpán (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
This diploma thesis introduces accident tolerant fuels that are considered to be a next step in increase of safety margins of nuclear power plants. In the beginning, the weaknesses of the currently operated fuel system are exposed. Accident-tolerant fuel options and their categories are described in their stages of development and faced issues before their deployment. The APR1400 plant with its accident mitigation systems is mentioned, the plant model is used to assess the impact of advanced cladding materials in a plant undergoing severe accident. The MELCOR code, capable of simulations of severe accident phenomena, is briefly introduced with its capabilities. The implementation of advanced cladding materials to MELCOR is described, altogether with simulated scenarios. In the end, the results obtained from the simulations are discussed.
|
|
|
Spent fuel pool accident simulation
Strieš, Jakub ; Foral, Štěpán (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
The aim of the thesis is to provide a theoretical basis for simulating spent fuel pool accidents and to try to build a working model in the Melcor environment. The thesis is divided into four main parts. In the first part a description of the spent fuel pool is given. The processes that take place in nuclear fuel and thus lead to the formation of spent fuel are described. The reasons for the need to cool nuclear fuel after it has been in the reactor are described. For example, the generation of residual heat is described. This is followed by a description of the basic parts and purpose of a spent fuel pool. Structural parts, measuring systems or requirements for the pool itself are shown. Subsequently, an overview of accidents in spent fuel pools that have occurred in the past is also included in this chapter. Their causes and consequences are described, but especially their impact on the further development of nuclear safety, especially in the field of spent fuel pools. For both description and subsequent simulation, the two most studied ones, namely the loss-of-cooling failure and the loss-of-coolant failure, have been selected. The third section introduces the Melcor program which, is the main tool to create the simulation model. The chapter contains a basic description of the program as well as an introduction to the modules that are specifically designed for spent fuel pool simulations. The last part is a description of the model used, its creation, modification, problems in its creation and their solution. Finally, the results obtained are shown and described, together with a commentary to complete their understanding.
|
|
|
Analýza inovovaného jaderného paliva programem FEMAXI
Čásar, Ondřej ; Novotný, Filip (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá úpravou zdrojového kódu programu FEMAXI 6 a následnou analýzou kompozitního jaderného paliva založeného na příměsi SiC. Prvotně je v práci představen celý otevřený palivový cyklus, od zahájení těžby po konečné uložení jaderného odpadu. Následující část popisuje fyzikální děje v palivu, především děje spojené s nízkou tepelnou vodivostí klasických keramických pelet z oxidu uraničitého, dále následuje popis výpočtu teploty v peletě a rozbor součinitele tepelné vodivosti, včetně vlivů ovlivňujících jeho velikost. Součástí práce je i rozbor vybraných kompozitních paliv zvyšujících tepelnou vodivost a představení výpočetního programu pro analýzu jaderného paliva FEMAXI 6, včetně jeho struktury, implementace rovnic a popisu vstupního souboru. V praktické části pak lze nalézt popis provedených úprav programu, srovnání s dalšími výpočetními programy a analýzu možného kompozitního paliva pro JE Dukovany.
|
|
|
Testovací úlohy a experimentální zařízení pro jaderné reaktory typu VVER
Šimek, Ondřej ; Foral, Štěpán (oponent) ; Vojáčková, Jitka (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce popisuje problematiku testovacích úloh a experimentálních zařízení pro tlakovodní reaktory východní koncepce typu VVER. V teoretické části jsou nejprve popsány reaktory typu VVER, jejich historie, generační vývoj a základní rozdíly a parametry dosud provozovaných reaktorů VVER v praxi. Další dvě kapitoly teoretické části práce se zabývají jadernou bezpečností a popisují nejdůležitější orgány, pod které jaderná bezpečnost spadá a kterými jsou pro Českou republiku SÚJB, MAAE a NEA. Dále vysvětlují důležité pojmy, týkající se jaderné bezpečnosti. Další část je zaměřena deterministické bezpečnostní analýzy, jejich klasifikaci, metody a účel. Úkolem této části bylo seznámit se také s verifikací a validací výpočetních systémů. Předposlední část je věnována experimentálním zařízením, které jsou pro hodnocení a testování jaderných zařízení a výpočetních systémů velmi podstatné. V poslední části se práce zabývá testovacími úlohami pro reaktory typu VVER. V praktické části je proveden přepočet jedné testovací úlohy AER Benchmark FCM_001 pomocí neutronově fyzikálního programu PARCS. Výsledné hodnoty jsou porovnány s hodnotami výpočetního kódu CRONOS.
|
|
|
Performance of Composite Nuclear Fuels during Normal Operation and Nuclear Reactor Accidents
Foral, Štěpán ; Valach,, Mojmír (oponent) ; Haščík,, Ján (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
This work deals with the domain of composite fuels based on standard UO2 . Several candidate materials for dopants are listed in the work and they are compared from different points of view. The UO2 + SiC fuel option is selected for detail analysis. It was found that this fuel option shows good behavior during steady state operation. The Fission Gas Release is lower together with mechanical load. Nevertheless, new models of the composite behavior need to be developed. The analysis of LOCA-type accident reveals that the UO2 + SiC fuel option shows slightly better behavior compared with UO2 . The fuel centerline temperatures is lower and the mechanical loading is lower as well. On the other hand, the analysis of RIA accident revealed possible issues. For example, the increased thermal conductivity was likely the root of higher peak cladding temperature and consequent increased departure from nucleate boiling. This finding is very likely to be find by all UO2 based fuels with thermal conductivity increased by dopant. The work was supported by the CANUT project, reg. No. 2012TE01020455
|
|
|
Trends in nuclear fuel development
Takács, Gergő ; Števanka, Kamil (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
The aim of the bachelor thesis is to acquaint the reader with the differences between pressurized water reactors of the eastern and western type. It describes the differences in the materials used in the cladding and describes the concepts of individual fuel assemblies. It devotes a section to the various events that occur between the fuel and the cladding during the fission reaction. It also gives an overview of what the largest companies are dealing with, describes future trends in the development of nuclear fuel.
|
|
|
Parametry v tepelném výpočtu elektrotepelných zařízení
Mikmek, Vladislav ; Foral, Štěpán (oponent) ; Lázničková, Ilona (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá tepelným výpočtem odporové kelímkové pece s důrazem na vliv volených parametrů. Je popsán celý postup tepelného výpočtu. U konkrétního výpočtu uvedeného v této práci je předpokládána znalost některých veličin, jako materiál vsázky či její hmotnost, rozměry kelímku, topné spirály a další. Výsledkem výpočtu je teplo potřebné k roztavení vsázky, potřebný příkon pece, rozměry topné spirály, dovolené povrchové zatížení spirály a počet žlabů v peci k umístění topných článků. Jsou zmíněny body v postupu, kde lze postupovat různě k dosažení hodnot potřebných veličin. Poslední kapitola na konkrétním příkladu odporové kelímkové pece ukazuje vliv volených parametrů na veličiny, které na těchto parametrech závisí. V daných zvolených bodech výpočtu, které mohou proběhnout alespoň dvěma odlišnými způsoby, je ukázáno, jaký vliv mají tyto volby na dílčí výsledek. V případě větších odlišností v hodnotách je ukázán i vliv na navazující výpočty a konečné výsledky. Výsledkem práce je tedy shrnutí vlivu volených parametrů na výsledné hodnoty. Ukazuje také, že některé volené parametry mají vliv na výpočet minimální a jiné naopak značný.
|
|
| |
|
|
Výroba a kalibrace termočlánků
Balák, Martin ; Svoboda, Josef (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Táto práca je zameraná na vytvorenie laboratórnej úlohy. V prvej časti je popísaný princíp funkcie termočlánku a podľa akých fyzikálnych zákonov funguje. Ďalej je uvedené do ktorých hlavných kategórií sa termočlánok delí. V ďalšej kapitole je vysvetlené z čoho sa skladá termočlánková zváračka. Aké sú jej hlavne komponenty a ako prebieha proces zvárania termočlánkového drôtu. Posledná kapitola teoretickej časti je zameraná na kalibráciu termočlánkov. V tejto kapitole je vysvetlené čo to kalibrácie je a uvedené príklady kalibrácie na reálnych zariadeniach. Prvá časť praktická časť začína popísaním konštrukcie laboratórneho prípravku. Je popísané z akých materiálov bola daná konštrukcia zostavená. Nasledovná časť je zameraná na elektrické vnútro termočlánkovej zváračky. Je popísaná elektrická schéma a ako sa sieťové napätie usmerní zreguluje a dostane sa až na svorky kondenzátoru ktorého nabíjanie je sledované meracím prístrojom (voltmetrom). Následne je popísaný správny postup zvárania, čomu sa vyvarovať, a ako správne postupovať, aby bol zvar v dostatočnej kvalite a prešiel kalibráciou. V práci je tiež uvedené ako zvary vyzerať nemajú a čo robiť pre to, aby tak nevyzerali. Druhá časť praktickej časti je najskôr venovaná porovnaniu zvarených termočlánkov na vyrobenom prípravku a na SR80 UWO. Na každej z nich boli zvarené tri kusy termočlánkov. Ich následné porovnanie je dôkazom kvality zváracieho prípravku. V poslednej časti druhej praktickej časti je prevedená kalibrácie je prevedená kalibrácia termočlánku pripravených.
|
host ::
RSS.