|
|
Provisions for mitigation of consequences in case of major accidents in GFR nuclear reactors
Mlčúch, Adam ; Suk, Ladislav (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
This thesis deals with the severe accident of the gas-cooled fast reactor GFR. At the beginning of the study there is a review of the gas-cooled fast reactor subject. Next part is focused on description of possible solutions for severe accidents with emphasis on the solution applied in the Generation III+ reactors. Chapters that deal with material and thermal balance with severe accident of GFR demonstration unit, along with the chapter which analyses features of the corium, create a basis for the conceptual design of core catcher of GFR demonstration unit, which forms the final part of this thesis.
|
|
|
Thermal and creep analysis of VVER-1000 reactor pressure vessel at high temperatures caused by fuel melting during severe accident
Gabriel, Dušan ; Gál, P. ; Kotouč, M. ; Dymáček, Petr ; Masák, Jan ; Kopačka, Ján
Thermal and creep analysis of the VVER-1000 reactor pressure vessel (RPV) was performed at high temperatures caused by fuel melting during severe accident. First, the integral code ASTEC was applied simulating severe accident evolution since an initiating event up to a hypothetical radioactive release into the environment. The ASTEC outputs including the remaining RPV wall thickness, the heat flux achieved and the temperature profile in the ablated vessel wall served as boundary conditions for the consequent assessment of RPV integrity carried out with the aid of finite element method (FEM). The FEM analysis was performed including the creep behaviour of RPV material using a complex creep probabilistic exponential model with damage. The objective of the analysis was to computationally assess emergency condition and, on this basis, to propose a general methodology for evaluating the integrity of RPV at high temperatures due to fuel melting during severe accident.
|
|
|
Těžké havárie tlakovodních reaktorů třetí generace
Nečas, Karel ; Foral, Štěpán (oponent) ; Černý, Tomáš (vedoucí práce)
Bakalářská práce se zabývá vývojem světové jaderné energetiky. Popisuje přehledně vývoj i dělení jaderných reaktorů určených k výrobě elektrické energie. Práce teoreticky popisuje rozdělení jaderných zařízení podle vývojových generací. Rozebrány jsou dané typy z pohledu technologie a principu fungování. Podrobněji jsou popsány provozní stavy jaderných reaktorů s důrazem na havarijní stavy. Další část práce seznámí s typem havárie LOCA pro tlakovodní reaktory třetí generace. Definován je samotný rozbor problematiky výpočtových kódů určených pro modelování havarijních stavů jaderných zařízení. Praktická část bakalářské práce popisuje jaderný reaktor APR1400 a uvádí jeho základní parametry, podrobněji seznamuje s modelem daného reaktoru vytvořeném pomocí výpočtového kódu MELCOR. Navazující část obsahuje citlivostní analýzu vybraných parametrů v modelu při scénáři těžké havárie, kdy dojde k havárii LOCA společně se selháním všech systémů vysokotlakého doplňování chladiva. Rozebírá jejich vliv na množství vytvořeného vodíku, průběh poškození aktivní zóny a čas protavení dna reaktorové nádoby.
|
|
|
Provisions for mitigation of consequences in case of major accidents in GFR nuclear reactors
Mlčúch, Adam ; Suk, Ladislav (oponent) ; Martinec, Jiří (vedoucí práce)
This thesis deals with the severe accident of the gas-cooled fast reactor GFR. At the beginning of the study there is a review of the gas-cooled fast reactor subject. Next part is focused on description of possible solutions for severe accidents with emphasis on the solution applied in the Generation III+ reactors. Chapters that deal with material and thermal balance with severe accident of GFR demonstration unit, along with the chapter which analyses features of the corium, create a basis for the conceptual design of core catcher of GFR demonstration unit, which forms the final part of this thesis.
|
host ::
RSS.