|
|
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.
|
|
|
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.
|
|
| |
|
|
Nuclear power plants
Krakovský, Matej ; Špiláček, Michal (oponent) ; Milčák, Pavel (vedoucí práce)
The bachelor´s thesis explains different types of nuclear reactors and their fuel and safety characteristics. The thesis is complemented with history and description of nuclear powerplants in Slovakia. There are mentioned some of the experimental projects, whose usage is expected in the future. In the beginning are described fundamentals of nuclear energetics and nuclear fission chain reactions.
|
|
|
Přehled a analýza opatření provedených na základě výsledků zátěžových testů na jaderných elektrárnách u nás a ve světě
Ludvík, Lubomír ; bezpečnost, Ondřej Šťastný, Státní úřad pro jadernou (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Práce se zabývá problematikou zátěžových testů, jakožto reakcí na události v jaderné elektrárně Fukušima. V první části se práce zabývá bezpečností na jaderných elektrárnách a způsobem řízení v různých režimech. Další kapitola rozebírá problematiku havárie v JE Fukušima a to během celého průběhu této události. Důležitost je upřena především na závěrečná poučení, na kterých jsou zátěžové testy stavěny. Hlavní částí této práce jsou samotné zátěžové testy, které byly provedeny na všech JE v Evropské unii. Rozsah testování byl soustředěn na odolnost vůči extrémním přírodním vlivům, úplné ztrátě bezpečnostních systémů a postupu při řešení těžkých havárií, včetně tavení AZ a následných efektů. Podrobněji jsou rozebrány pro české jaderné elektrárny, pro ty evropské jen okrajově. Nakonec jsou shrnuta doporučení, které budou v rámci několika let uskutečněny a tím posíleno zvládání nadprojektových událostí.
|
|
|
Faktory limitující životnost jaderných elektráren s tlakovodními reaktory
Křivánek, Robert ; Kolat, Pavel (oponent) ; Liszka, Ervin (oponent) ; Fiedler, Jan (vedoucí práce)
Cílem práce je analýza stavu připravenosti jaderných elektráren (JE) na dlouhodobý provoz (LTO z anglického Long Term Operation) na základě výsledků SALTO (Safety Aspects of Long Term Operation) peer review servisu IAEA, analýza nejvýznamnějších poruch, havárií a provozních zkušeností s reaktory typu PWR/VVER se zaměřením na případy způsobené stárnutím zařízení a identifikace hlavních staveb a komponent limitujících životnost elektráren s reaktory typu PWR/VVER a možných opatření pro zajištění jejich požadované životnosti. Na základě výsledků SALTO peer review servisu IAEA byla provedena analýza hlavních nedostatků a opatření JE v připravenosti na bezpečný LTO se zaměřením na témata, jejichž hlubší znalost je důležitá pro budoucí přesnější určení technických faktorů limitujících životnost jaderných elektráren. Hlavní nedostatky a opatření ve fázi přípravy na prodloužení doby provozu a nejdůležitější technická nápravná opatření jsou shrnuty v kapitole 4.5. Samostatně jsou zde diskutovány hlavní nedostatky a nejdůležitější technická nápravná opatření v oblasti řízení stárnutí staveb a komponent. Historie závažných poruch a provozních zkušeností elektráren s reaktory typu PWR/VVER z hlediska stárnutí staveb a komponent je analyzována v kapitole 6.2. Výsledkem je statistická analýza událostí spojených se stárnutím, přehled nejvýznamnějších poruch reaktorů PWR/VVER s vlivem na jejich životnost, statistický přehled a diskuze nejvýznamnějších degradačních mechanismů a další důležité poznatky z historie závažných poruch a provozních zkušeností. V kapitole 6.3 je provedena analýza faktorů limitujících provoz jaderných elektráren s reaktory typu PWR/VVER se zaměřením na stavby a komponenty potencionálně limitující životnost elektráren s reaktory typu PWR/VVER a možná opatření pro zajištění jejich požadované životnosti. Závěrem jsou shrnuty hlavní důvody odstavení JE (skutečné a potencionální) při provozu po dobu 40, 60 a 80 roků a opatření pro zajištění jejich požadované životnosti.
|
|
|
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.
|
|
|
Jaderné elektrárny a jejich bezpečnost
Novotný, Petr ; Köbölová, Klaudia (oponent) ; Milčák, Pavel (vedoucí práce)
Bakalářská práce pojednává o současném stavu jaderné energetiky. Popisuje dosavadní vývoj jaderných elektráren a konkrétně popisuje nejčastěji používané typy jaderných reaktorů. Většina reaktorů, které jsou v současné době v provozu, patří mezi reaktory druhé generace. Ve výstavbě už je ovšem řada reaktorů třetí generace s vylepšenými technologickými i bezpečnostními parametry. Zvýšená bezpečnost spočívá ve zdokonalení aktivních bezpečnostních systémů, ale i ve větším využívání pasivních bezpečnostních systémů. Závěr práce je věnován porovnání konkrétních řešení od nejvýznamnějších výrobců jaderných reaktorů na světě.
|
host ::
RSS.