|
|
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.
|
|
|
Výpočetní simulace třetího bloku jaderné elektrárny Dukovany
Musil, Michal ; Mičian, Peter (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Bakalářská práce se zabývá analýzou možností navýšení výkonu 3. bloku Jaderné elektrárny Dukovany. Nejdříve je stručně popsán primární okruh Jaderné elektrárny Dukovany a vývoj jednotlivých typů jaderného paliva. Teoretická část také obsahuje základní popis deterministických a stochastických metod výpočtu a popis výpočetního programu MOBY-DICK. Praktická část obsahuje porovnání několika případů, u kterých by bylo možné navýšení výkonu 3. bloku EDU. Všechny případy jsou porovnány z hlediska spotřeby jaderného paliva i možnosti dosaženého výkonu.
|
|
|
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.
|
|
|
Bezpečnost skladování paliva ve vodním prostředí
Mičian, Peter ; Novotný, Filip (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
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.
|
|
|
Inovace jaderného paliva
Mičian, Peter ; Zeman, Miroslav (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Táto bakalárska práca sa zaoberá najnovšími poznatkami o jadrovom palive, hlavne palivami pre tlakovodné reaktory. V práci je uvedený prehľad najnovších výskumov z oblasti pokrytia paliva, ktoré oddeľuje palivo od chladiva. Časť je venovaná vyhorievajúcim absorbátorom, ktoré pomáhajú vyrovnať neutrónový tok počas prvého roka novej kazety zavezenej v aktívnej zóne. Ďalej práca pojednáva krátko o transmutačných palivových cykloch, hlavný dôraz je venovaný ATF palivám v podobe palív so zvýšenou tepelnou vodivosťou. Vývoj v tejto oblasti by mohol zvýšiť bezpečnosť a využitie jadrovej energetiky. Posledná časť práce je venovaná použitiu výpočtového programu FEMAXI-6 a analýze jeho výstupov. Tento program je zameraný na výpočty chovania palivových elementov pri vysokom vyhorení. Pre vstupy do programu boli použité reálne dáta z jadrovej elektrárne Dukovany.
|
|
|
Metody detekce neutronů
Arbeit, Vít ; Števanka, Kamil (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá neutrony, způsobům jejich detekce a neutronovými detektory. Teoretická část zahrnuje popis všech principů, pomocí kterých je možné neutrony detekovat a blíže přiblíží jak již zavedené neutronové detektory, tak i nejnovější typ detektoru. Praktická část je věnována realizaci Bonnerových sfér a proměření jejich vlastností na neutronovém zdroji 241Am-Be.
|
|
|
Simulace a měření neutronového toku pomocí Bonnerových sfér
Arbeit, Vít ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
Obsahem této diplomové práce je představení, vysvětlení a praktická ukázka simulací vytvořených prostřednictvím programu PHITS. První část práce je zaměřena na neutrony a s nimi spjatou problematikou jejich detekce, a následně se práce věnuje také typům neutronovým zdrojů. Další část práce je zaměřena na program PHITS, a to na jak jeho základní, tak i rozšířené funkce. Praktická část práce se zabývá simulováním Bonnerových sfér a jejich odezev na neutrony o různých energiích za různých podmínek. Dále porovnává výsledky získané prostřednictvím simulací s reálně naměřenými hodnotami.
|
|
|
Aktuální trendy ve výzkumu a výrobě jaderného paliva
Bílý, Lukáš ; Mičian, Peter (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
V mojí bakalářské práci řeším využití pokročilých jaderných paliv v jaderných elektrárnách, která jsou odolná proti případným nehodám. Moje práce se zaměřuje především na inovaci pokrytí paliva. Cílem bylo vybrat několik konceptů a následně je pomocí programu UwB1 otestovat. Program UwB1 nám pomocí simulace nabídl představu o tom, jak se mění koeficient násobení v průběhu procesu vyhořívání jaderného paliva v reaktoru. Na základě získaných výsledků byl pak vybrán jeden využitelný koncept.
|
|
|
Výpočetní a experimentální analýzy jaderných paliv nové generace
Tioka, Jakub ; Mičian, Peter (oponent) ; Števanka, Kamil (vedoucí práce)
Výzkum jaderných paliv odolných vůči haváriím (ATF), na které se zaměřuje první část této práce, je v současné době jedním z nejaktuálnějších témat v oblasti jaderných paliv. Tato paliva musí být úspěšně testována při provozních i havarijních podmínkách pro jejich možné zařazení do komerčního využití. Tato práce se dále konkrétně zaměřuje na krizi varu v jaderných reaktorech, při níž může dojít až k poškození pokrytí. Proto je potřeba znát hodnotu kritického tepelného toku a snažit se udržovat rezervu do krize varu. V praktické části této práce se nachází výpočty pro určení hodnoty kritického tepelného toku, které jsou následně srovnávány s experimentálně naměřenými hodnotami. Pro tuto výpočetní analýzu je využit program ALTHAMC12 a další korelace stanovené na základě předchozího měření.
|
host ::
RSS.