|
|
Výpočetní analýzy jaderného paliva tlakovodních jaderných reaktorů
Hřebačka, Michal ; Brně, Ondřej Šťastný, ONZHN SÚJB a FEKT VUT v (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato práce se zabývá výpočtem koeficientu násobení vybraných jaderných paliv pro tlakovodní reaktory s využitím dvou různých výpočetních nástrojů. Prvním z nich je poměrně jednoduchý kód UWB1, vyvinutý na půdě Západočeské univerzity v Plzni, druhým je oficiální a široce používaný výpočetní systém SCALE. Výsledky obou programů jsou porovnávány na sadě paliv používaných v Jaderné elektrárně Dukovany, přičemž jsou dále diskutovány s ohledem na jejich provozní a ekonomické vlastnosti. V závěrečné části je věnován prostor výsledkům analýzy geometrie paliv nabízených jednotlivými zájemci v souvislosti s projektem Dukovany II.
|
|
|
Inovativní jaderná paliva a výpočet jejich vyhořívání
Pibil, Vojtěch ; Lovecký,, Martin (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Práce se zabývá pokročilými jadernými palivy se zvýšenou havarijní tolerancí. V práci jsou shrnuty řešení výrobců jaderných paliv, jsou popsány jejich problémy a výhody oproti aktuálně používanému palivu. V další části se provádějí výpočty na palivu z telluridů a germanidů uranu. Z výsledků těchto výpočtů se následně určí, jestli se některý z izotopů telluru nebo germania chová jako vyhořívající absorbátor.
|
|
|
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.
|
|
|
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.
|
|
|
Moderní jaderné reaktory
Šimík, Michal ; Suk, Ladislav (oponent) ; Maar, Tomáš (vedoucí práce)
Táto bakalárska práca sa zaoberá vytvorením prehľadu typov jadrových reaktorov, ich históriou, súčasnosťou aj budúcnosťou. Veľká časť je zameraná na ciele požadované od moderných jadrových reaktorov stanovených medzinárodným fórom GIF. Reaktory 4. generácie sú charakterizované spoločne s ich výhodami a nevýhodami. V poslednej časti je detailnejšie popísaný vybraný typ reaktoru.
|
|
|
Zhodnocení termomechanického chování perspektivních jaderných paliv při havárii s vnosem reaktivity
Halabuk, Dávid ; Suk, Ladislav (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
Táto diplomová práca sa zaoberá simulovaním termomechanického chovania jadrového paliva tlakovodných reaktorov pri havárii s vnosom reaktivity. Veľká časť práce je zameraná na skúmanie dejov, ktoré pri havárii nastávajú, ako aj na spracovanie podrobného prehľadu jednotlivých materiálových vlastností jadrového paliva a pokrytia palivových elementov, potrebných pre vytvorenie simulácie približujúcej sa reálnej situácii. Simulácie boli robené pre čerstvé a vyhorené jadrové palivo a dva rozličné materiály pokrytia palivových elementov. Jednalo sa o pokrytie z aktuálne používaného materiálu Zircaloy-4 a kompozitného materiálu na báze karbidu kremíka (SiC). Práca taktiež obsahuje porovnanie výsledkov s medzinárodnou štúdiou zaoberajúcou sa danou problematikou a posúdenie vplyvu vybraných vstupných parametrov simulácie na dosiahnuté výsledky.
|
|
|
Obohacování a přepracovávání jaderného paliva
Janoušek, Petr ; Elbl, Patrik (oponent) ; Sitek, Tomáš (vedoucí práce)
Jaderné palivo je jednou z forem pro výrobu elektrické energie. Tato bakalářská práce se zabývá jeho úpravou a zpracováním, neboť pro jeho dobrou využitelnost se toto palivo musí podrobit speciálním procesům. Jejím cílem je rozebrat hlavní procesy, které se podílejí na výrobě jaderného paliva. Konkrétně se práce zaměřuje na obohacování jaderného paliva, což je proces, kterým se zlepšují jeho vlastnosti. První a druhá kapitola práce se zaměřuje na základní problematiku nejprve ohledně jaderné energetiky a následně ohledně jaderného paliva. Obohacování jaderného paliva je podrobně vysvětleno ve třetí kapitole práce, kde se dále nachází popis jednotlivých metod jeho obohacování. Dalším procesem, který se uskutečňuje po použití jaderného paliva, je jeho přepracovávání. Tomuto způsobu přeměny použitého paliva na znovu využitelné palivo se věnuje poslední kapitola.
|
|
|
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.
|
host ::
RSS.