|
|
Accident Tolerant Fuel simulation loaded in advanced nuclear reactor during severe accident conditions
Hamřík, Lukáš ; Foral, Štěpán (referee) ; Mičian, Peter (advisor)
Tato diplomová práce se zaměřuje na paliva se zvýšenou tolerancí vůči haváriím, jež jsou považována za další krok ke zvyšování bezpečnosti provozu jaderných elektráren. Zpočátku jsou odhaleny slabiny v současnosti provozovaného palivového systému. Jsou popsány možnosti pokročilých paliv a jejich kategorizace, v návaznosti na jejich stav vývoje a problémy, kterým čelí před svým nasazením. Je zmíněna elektrárna APR1400 se svými systémy pro zmírnění následků havárie. Model APR1400 je využit k posouzení vlivu pokročilých materiálů pokrytí při těžké havárii. Stručně jsou představeny možnosti a schopnosti kódu MELCOR, který je schopen simulovat danou problematiku těžkých havárií. Je popsána implementace pokročilých materiálů pokrytí do programu MELCOR, společně se simulovanými scénáři. Na závěr jsou diskutovány výsledky získané ze simulací.
|
|
|
Subchannel model of APR1400 reactor core
Kazimov, Nurmet ; Števanka, Kamil (referee) ; Foral, Štěpán (advisor)
Diplomová práce popisuje metodiku subkanálové analýzy. Subkanálová analýza slouží jako cenný nástroj při hodnocení bezpečnosti provozu jaderných reaktorů. Výsledky získané z analýzy subkanálů poskytují zásadní informace pro hodnocení rizika vzniku krize varu, stejně jako hodnocení účinnosti umírněnosti a produkce plutonia v palivových tyčích. Aby toho bylo dosaženo, je nezbytné vyvinout a validovat model aktivní zóny v v subkanálovém kódu. Diplomová práce se tímto postupem zabývá v případě aktivní zóny reaktoru APR1400. Výsledky jsou porovnány s experimentálními daty a dalšími výsledky simulace, aby validovat přesnost modelu.
|
|
|
Example determination of departure from nucleate boiling ratio
Křeček, Tomáš ; Števanka, Kamil (referee) ; Foral, Štěpán (advisor)
This Master's thesis deals with the issue of departure from nucleate boiling in the APR1400 nuclear reactor. First, reactor design is described, particularly the reactor core and fuel assemblies. Then the thesis focuses on explaining the issue of boiling crisis in nuclear reactors. The main objective of the thesis is to create and validate a model of the reactor core of the APR1400 reactor using the subchannel program ALTHAMC12. The created model is validated by comparasion with a reference study, and finally, the thesis addresses a sample calculation of the departure from nucleate boiling ratio using data provided by TES s.r.o. company.
|
guest ::
