|
|
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.
|
|
|
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.
|
|
|
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.
|
|
|
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.
|
|
| |
|
|
Čerpání projektových rezerv jaderného paliva na Elektrárně Dukovany
Vrábel, Radek ; ČEZ,, Ondřej Zlámal, (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá zvyšováním výkonu a prodlužováním palivového cyklu v českých jaderných elektrárnách. Pro zlepšení povědomí čtenáře o problematice je na začátku práce uvedena krátká kapitola o jaderných reaktorech a palivovém cyklu. Vývoji palivového cyklu na Elektrárně Dukovany je pak dále věnována celá kapitola. Vývoj jaderného paliva je zde spojen s vývojem palivového cyklu, na kterém jsou viditelné přínosy vylepšování jaderného paliva.
|
|
|
Jaderná energetika v ČR
Říha, Tomáš ; Bogdálek, Jan (oponent) ; Fiedler, Jan (vedoucí práce)
Práce pojednává o úloze jaderné energetiky v České republice. Analyzuje současný stav české energetiky a predikuje její vývoj do roku 2020. Srovnává možné cesty vývoje a hodnotí je z hlediska ekonomické realizovatelnosti, energetické i politické bezpečnosti a vlivu na životní prostředí. Zabývá se metodami prodlužování životnosti jaderných elektráren a případnou výstavbou nových jaderných zdrojů. Ukazuje historii jaderné energetiky v bývalém Československu a dotýká se problému s jaderným odpadem. Práce poskytuje komplexní přehled o daném tématu a vyzdvihuje další rozvoj jaderné energetiky jako nezbytné součásti energetického mixu.
|
|
|
Stanovení teplotního koeficientu reaktivity reaktoru v Jaderné elektrárně Dukovany
Klíma, Jakub ; Bajgl, Josef (oponent) ; Raček, Jiří (vedoucí práce)
Tato práce se zabývá zpětným ověřením teplotního koeficientu reaktivity reaktoru v Jaderné elektrárně Dukovany, měřeného v rámci fyzikálního testu Dohřev chladiva na 260 °C. V práci jsou popsány druhy spouštění jaderných reaktorů a soupis prováděných testů, které se při nich provádí. Dále je zde uveden popis metod stanovení teplotních koeficientů reaktivity. V poslední části práce je popis programu, který byl vytvořen za účelem vypočítání teplotního koeficientu reaktivity ze zadaných souborů a ověření jeho výpočtových metodik pomocí statistického testu.
|
|
|
Výzkum a vývoj jaderných reaktorů IV. generace s důrazem na reaktory s tekutými solemi
Slančík, Tomáš ; Novotný, Filip (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Bakalárska práca sa zaoberá vytvorením prehľadu jednotlivých generácii jadrových reaktorov od prvých prototypov až po dnešné pokročilé reaktory. Tiež prináša prehľad o projektoch podporujúcich rozvoj IV. generácie jadrových reaktorov. Hlavná časť práce popisuje jednotlivé vybrané reaktory IV. generácie Medzinárodným fórom pre generáciu IV so zameraním na reaktory s tekutými soľami. V poslednej kapitole sa nachádza praktická časť bakalárskej práce zameranej na simulovaný výpočet neutrónového toku v rôznych soliach pomocou programu MCNP.
|
|
|
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.