|
|
České atomové právo
Holíková, Lucie ; Žákovská, Karolina (vedoucí práce) ; Humlíčková, Petra (oponent)
RESUMÉ Atomové právo se zabývá moderním fenoménem jaderné energie a jako takové se neustále vyvíjí. Tato diplomová práce se zabývá českou právní úpravou atomového práva. Vzhledem k závažnosti otázek v oblasti jaderné bezpečnosti a ionizujícího záření je česká úprava velmi provázána s úpravou mezinárodní a evropskou, což tato práce bere v úvahu. Vzhledem k množství technických pojmů, se kterými je nutno pracovat, jsou v úvodu pro ulehčení některé pojmy definovány. Jedná se o nejčastější a naprosto základní pojmy, kterými jsou: "jaderná energie , "ionizující a neionizující záření a též samotné "atomové právo . Úvodní kapitola se také stručně zabývá některými aspekty atomové energie z pohledu možných přínosů a rizik, které s sebou její vyu- žívání přináší. Dále už věnuje pozornost samotné právní úpravě. Nejdříve tak v kapitole druhé nazvané "Využívání jaderné energie v kontextu mezinárodního práva a práva EU činí z pohledu mezinárodního práva a práva Evropské unie, které mají na vnit- rostátní úpravu zásadní vliv. V kapitole třetí poté popisuje základní cíle právní úpravy atomového práva a většinu obecných i zvláštních právních principů v této oblasti uplatňovaných. Následuje stručný náhled na atomové právo v České republice spolu s podkapitolou zabývající se činností a organizací Státního úřadu pro jadernou...
|
|
|
České atomové právo
Künzel, Karel ; Damohorský, Milan (vedoucí práce) ; Humlíčková, Petra (oponent)
88 Abstrakt Tématem práce je české atomové právo. Atomové právo lze charakterizovat jako soubor speciálních právních norem upravujících podmínky využívání jaderné energie a ionizujícího záření, ochranu osob a životního prostředí před ionizujícím zářením, řešení radiačních nehod a nakládání s radioaktivními odpady. Jako takové upravuje atomové právo komplexně veškeré chování fyzických a právnických osob, které se zabývají činnostmi spojenými s jadernými materiály, ionizujícím zářením a přírodními zdroji ionizujícího záření. Oblast atomového práva velmi úzce souvisí s vědními obory zabývajícími se využíváním jaderné energie a ionizujícího záření, a proto je na začátku této práce věnován prostor věcné problematice, jelikož její alespoň základní znalost je nezbytná pro porozumění atomovému právu. Úprava českého atomového práva ve svých ustanoveních také reflektuje nemalé množství platných mezinárodních smluv a předpisů Evropské unie. Z tohoto důvodu se další část této práce stručně věnuje mezinárodní a evropské úpravě atomového práva. Neopomenuty jsou také významné mezinárodní organizace působící v této oblasti. Hlavní váha celé práce spočívá v části, která se týká přehledu a analýzy současné právní úpravy českého atomového práva. Systematika této části je plně v souladu s tím, jak je i v mezinárodních...
|
|
|
Návrh koncepce pasivního chlazení pro reaktor VVER-1000
Lamoš, Pavel ; Suk, Ladislav (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
Diplomová práce se zabývá návrhem pasivního systému chlazení pro jaderný reaktor VVER-1000. Tento typ reaktoru se nachází v České republice v Jaderné elektrárně Temelín. V práci je uveden přehled chladicích systémů různých jaderných elektráren. Jelikož je práce zaměřena na pasivní bezpečnostní systém, a to pasivní chlazení, tak je zde uveden přehled v současnosti používaných pasivních bezpečnostních systému. V části práce je popsána jaderná bezpečnost a maximální projektová nehoda VVER-1000, a to LOCA havárie. Ve výpočtové části je práce zaměřena na tepelný výpočet výměníků tepla. Na výměnících je uvažována kondenzace a přirozené proudění. Pro chlazení je uvažováno proudění vzduchu. Na konci práce je uvedeno zhodnocení výsledků.
|
|
|
Role Elektrárny Dukovany v elektrizační soustavě České republiky
Prokop, Ondřej ; Řež,, Martina Malá, Centrum výzkumu (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Cílem bakalářské práce je popsat roli elektrárny Dukovany (EDU) v elektrizační soustavě ČR. Zvýšením výroby elektrické energie z obnovitelných zdrojů, dochází v elektrizační soustavě častěji k nedodržování kritéria N-1 a tím i ke snížení spolehlivost celé soustavy. Zvyšuje se tak riziko blackoutu soustavy, který by měl za následek velké hospodářské škody a ohrožení lidských životů. Proto spolehlivé, dobře regulovatelné a bezpečné zdroje elektrické energie jsou velmi důležité. Úvodní část práce popisuje úlohu EDU při regulaci základních elektrických parametrů v normálním provozu elektrizační soustavy. Druhá část práce se zabývá stavy a funkcí EDU při úplném nebo částečném rozpadu elektrizační soustavy. V závěrečné části je analyzován význam EDU v elektrizační soustavě ČR a budoucí vývoj s možnou výstavbou nových jaderných bloků po ukončení životnosti v roce 2035. Elektrárna Dukovany je důležitým regulátorem jalového výkonu, protože v jihovýchodní části ČR není jiná elektrárna, která by mohla jalový výkon významně regulovat. Výkon poskytovaný EDU na podpůrné služby regulace činného výkonu a frekvence v posledních letech výrazně roste. To je dáno vlivem zvýšené výroby z obnovitelných zdrojů. Při částečném rozpadu elektrizační soustavy přechází bloky do ostrovního provozu. Pokud frekvence přesáhne dovolené meze, EDU zreguluje na vlastní spotřebu. V tomto stavu může být provozována bez časového omezení. Následně se může na pokyn dispečinku podílet na obnově soustavy. Pokud blok nezreguluje na vlastní spotřebu a nejsou dostupné rezervní zdroje napájení ani nouzové dieselgenerátory, musí být co nejrychleji obnoveno napájení. Pro obnovu napájení se využívá šest na sobě nezávislých možností. Další možností obnovy napájení bude AAC síť po dokončení v roce 2014. Ta bude odolná extrémním klimatickým vlivům a bude umístěna v areálu elektrárny, čímž bude EDU více nezávislá na vnější síti.
|
|
|
Havárie lehkovodních reaktorů
Bejček, Patrik ; Novotný, Filip (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá popisem vybraných částí primárního a sekundárního okruhu jaderné elektrárny s reaktory VVER-440. Dále práce popisuje jadernou bezpečnost, její jednotlivé faktory, a také stupnici INES. Následuje popis společností, které v jaderné bezpečnosti velmi výrazně figurují, přičemž největší pozornost je věnována SÚJB. V části, věnující se jaderné bezpečnosti, jsou nastíněny události, které mohou v jaderné elektrárně nastat. Podrobněji je potom popsána havárie spojená s únikem chladiva Large Break LOCA. V praktické části se práce zabývá popisem a návodem k simulátoru PCTran od společnosti Micro-Simulation Technology. V závěrečné části práce je vytvořena analýza vybraných parametrů nasimulovaných v simulátoru PCTran, parametrů, které byly nasimulovány v simulátoru RELAP 5, a také výpočet teplotních parametrů pro palivo TVSA-T a jejich simulace.
|
|
|
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.
|
|
|
Výpočet vyhořívání jaderného paliva reaktoru VVER 1000 pomoci programu KENO
Janošek, Radek ; Katovský, Karel (oponent) ; Novotný, Filip (vedoucí práce)
Na úvod této diplomové práce je provedeno seznámení s provozovanými typy jaderných reaktorů a zvláště s lehkovodními tlakovými reaktory typu VVER 1000. Tato práce zpracovává základní technologii reaktoru VVER 1000 se zaměřením na jeho aktivní zónu. Důležitým bodem je také detailní představení jaderného paliva TVSA-T. Jedním z dalších cílů této práce je uvedení pojmů jaderné bezpečnosti a jejích metod. Jelikož hlavním cílem práce je tvorba modelu reaktoru VVER 1000 sloužícího pro výpočet vyhořívání jaderného paliva v programu KENO, je část práce věnována prostředí kódu KENO a vysvětlení statistické metody Monte Carlo, kterou tento program využívá.
|
|
|
Přístupy k zajištění jaderné bezpečnosti u reaktorů 3. generace
Pavlíček, Michal ; Kolář, Jaroslav (oponent) ; Kolář, Jaroslav (oponent) ; Matal, Oldřich (vedoucí práce)
Hlavním úkolem této diplomové práce je posoudit jaderné reaktory generace III z hlediska jaderné bezpečnosti. Abychom mohli dobře porozumět bezpečnostním systémům jaderných reaktorů generace III, musíme se nejdříve seznámit s teorií jaderné bezpečnosti. Proto je práce rozdělena do dvou částí. V první části jsou zmíněny legislativní a technické přístupy k zajištění jaderné bezpečnosti. K legislativním přístupům patří dozorné orgány, které mají za úkol mimo jiné dohlížet na jadernou bezpečnost v jaderných elektrárnách. V technických přístupech k zajištění jaderné bezpečnosti jsou vymezeny pojmy jako např. ochrana do hloubky, redundance či diverzita. Jsou uvedeny metody posuzování jaderné bezpečnosti – deterministické metody a pravděpodobnostní metody. Podrobněji jsou rozebrány pravděpodobnostní metody, u nichž je uveden i jednoduchý příklad. Jsou uvedeny aktivní a pasivní bezpečnostní systémy a jejich význam pro jadernou bezpečnost a také inherentní bezpečnost. V závěru kapitoly je uveden příklad fungování aktivních a pasivních bezpečnostních systémů na jaderné elektrárně EDU. Druhá část teze se zabývá popsáním vybraných jaderných reaktorů generace III+ s uvažováním výstavby nových bloků v Temelíně. Při uvažované dostavbě ETE 3+4 se zaměříme na jaderné reaktory od firem, které se přihlásily do výběrového řízení vypsané firmou ČEZ, a.s. V úvahu tudíž připadají jaderný reaktor MIR-1200 od ruského ATOMSTROYEXPORT, jaderný reaktor AP1000 od americké firmy WESTINGHOUSE a z Francie firma AREVA a její jaderný reaktor EPR. Nedílnou součástí diplomové práce je i srovnání těchto jaderných reaktorů s jadernými reaktory 2. generace. Tyto jaderné reaktory generace III+ jsou srovnávány s jaderným reaktorem VVER 440 (EDU) a především s jaderným reaktorem VVER 1000, který je provozován v jaderné elektrárně Temelín. Závěr pak obsahuje stručné zhodnocení celé problematiky.
|
|
|
Posouzení rizik jaderné elektrárny Temelín
KOŠŤÁL, Jaroslav
Historie mírového využívání jaderné energie je, přes veškerý důraz na bezpečnost provozu energetických zařízení, provázena řadou nehod, z nichž se některé nesmazatelně zapsaly do myslí široké veřejnosti a vedly tak ke změnám chápání pojmu jaderné bezpečnosti a přístupů k jejímu zajištění. Protože následky případných nehod na jaderných elektrárnách mají vždy závažné celospolečenské dopady, je žádoucí dokázat pojmenovat možná rizika, kvantifikovat pravděpodobnost jejich vzniku a tak získat možnost těmto rizikům efektivně a účinně předcházet. Hypotéza, kterou má tato práce potvrdit nebo vyvrátit, je, že metoda KARS je prakticky použitelná pro vyhodnocování bezpečnosti provozu jaderné elektrárny. Cílem práce je zhodnotit události a rizika spojená s provozem konkrétního jaderného zařízení metodou KARS a kriticky zhodnotit získané výsledky a použitou metodu. Práce je rozdělena na teoretickou a praktickou část. Teoretická část obsahuje základní faktografii potřebnou pro správné pochopení zvoleného postupu přípravy a zpracování dat pro metodu KARS a následnou interpretaci získaných výsledků. V této části práce je podán stručný přehled základních pojmů týkajících se jaderné bezpečnosti, kultury bezpečnosti a havarijní připravenosti, a to včetně jejich definic. Pro vyhodnocení získaných výsledků je vhodné se seznámit se základními pojmy z oblasti vyhodnocování bezpečnosti JE, PSA a zátěžových testů. Samozřejmě je nutné popsat i samotnou metodu KARS a s ohledem na získané výsledky definovat pojem kvalita lidského výkonu. Vlastní zpracování analýzy rizik metodou KARS bylo provedeno v následujících krocích: 1. Sběr dat pro provedení analýzy rizik. 2. Zpracování získaných dat metodou KARS. 3. Interpretace získaných výsledků. 4. Porovnání získaných výsledků s dostupnými daty. Jednotlivá rizika pro sestavení tabulky souvztažnosti rizik byla stanovena na základě analýzy činnosti jednotlivých členů havarijního štábu a technického podpůrného střediska a na základě řídící dokumentace pro jednotlivé funkce. V zásahových instrukcích jsou tato rizika buď přímo pojmenována, nebo jsou v nich stanoveny činnosti pro jejich zvládnutí. Následně byla tato rizika dále upřesněna dle provozní dokumentace používané pro řešení abnormálních a havarijních stavů a řešení těžkých havárií. Stanovení souvztažnosti jednotlivých rizik je poměrně subjektivní a vyžaduje značnou míru odborného vhledu do analyzované problematiky. Vlastní zpracování analýzy rizik bylo provedeno podle postupu stanoveného Ing. Štefanem Pacindou, Ph.D. V rámci interpretace získaných výsledků jsou stručně popsána jednotlivá rizika uvažovaná v této analýze. Mezi rizika s největší hodnotou koeficientu aktivity patří selhání lidského faktoru, zemětřesení, havárie letadla, teroristická hrozba, chyby v provozní a řídící dokumentaci a požár. Mezi rizika s největší hodnotou koeficientu pasivity patří selhání lidského faktoru, závažné poškození zdraví, ekologická havárie, výpadky komponent a zařízení, radiační havárie, porušení celistvosti jaderných materiálů a poruchy systému kontroly a řízení. Na základě porovnání rizik uvažovaných v provedené analýze s riziky postulovanými v zátěžových testech lze usuzovat, že systém havarijní odezvy ETE byl připravován tak, aby byl schopen tato rizika zvládnout. Z výsledků provedené analýzy vyplynulo, že podstatným prvkem pro bezpečné provozování JE je kvalifikovaný, dobře vybraný a systematicky připravovaný personál. S ohledem na zkušenosti získané během vypracování této práce, jsem dospěl k závěru, že metoda KARS může mít jen velmi omezené uplatnění pro posuzování bezpečnosti jaderného zařízení.
|
|
|
Ochrana obyvatelstva v zóně havarijního plánování v okolí jaderné elektrárny Temelín
MARTINŮ, Pavlína
Tato práce představuje příspěvek do diskuse o ochraně obyvatelstva v zóně havarijního plánování jaderné elektrárny Temelín. Záměrem bylo zhodnotit stávající systém ochranných opatření obyvatelstva pro případ možného vzniku radiační havárie. Současně byla provedena analýza provázanosti mezi klasifikačním systémem mimořádných událostí, platným pro jadernou elektrárnu Temelín, a systémem neodkladných ochranných opatření pro obyvatelstvo. V úvodní části mé práce jsou uvedeny základní informace o jaderné elektrárně Temelín. Pozornost byla věnována jaderné bezpečnosti, radiační ochraně, principům havarijní připravenosti a typům provozních režimů na jaderné elektrárně. Dále je popsán systém ochranných opatření obyvatelstva pro případ vzniku radiační havárie. V této části je také vysvětlen systém klasifikace mimořádných událostí na jaderné elektrárně Temelín, způsoby jejich vyhlášení a možnosti varování obyvatelstva. Také je zde popsán systém zavádění neodkladných ochranných opatření. Jedním z výstupů této práce je jednoduchý výukový softwarový program, využitelný hlavně pro vzdělávání dětí. Mohou tak získat informace o tom, jak se chovat v případě vzniku radiační havárie. Softwarový program je přiložen ve formě CD a získané vědomosti mohou být ověřeny krátkým testem.
|
host ::
RSS.