|
|
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.
|
|
|
Design of nuclear ceramic materials with enhanced thermal conductivity
Roleček, Jakub ; Katovský, Karel (oponent) ; Salamon, David (vedoucí práce)
Uranium dioxide (UO2) is the most common fuel material used in commercial nuclear reactors. The main disadvantage of UO2 is its low thermal conductivity, and large amount of heat generated during the fission in nuclear reactor creates a large temperature gradient in the UO2 fuel pellet. This temperature gradient induces large thermal stress, which leads to fuel pellet cracking. These cracks help to the release of fission product gases after high burnup. The formation of cracks and increase fission gas generation leads to a considerable reduction of fuel pellet durability. This thesis deals with the issue of increasing the thermal conductivity of the UO2 nuclear fuel on model material (CeO2). In this work are studied similarities of the CeO2 and UO2 behavior during conventional sintering and spark plasma sintering. The concept of thermal conductivity enhancement deal with incorporation of high thermal conductivity material – silicon carbide (SiC) into the CeO2 pellets. Silicon carbide is expected to increase the heat flow out of the fuel pellet, and thus increasing the CeO2 thermal conductivity. Similarities of SiC behavior in the CeO2 matrix and SiC behavior in the UO2 matrix reported in literature are also discussed in this work.
|
|
|
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.
|
|
|
Design of nuclear ceramic materials with enhanced thermal conductivity
Roleček, Jakub ; Katovský, Karel (oponent) ; Salamon, David (vedoucí práce)
Uranium dioxide (UO2) is the most common fuel material used in commercial nuclear reactors. The main disadvantage of UO2 is its low thermal conductivity, and large amount of heat generated during the fission in nuclear reactor creates a large temperature gradient in the UO2 fuel pellet. This temperature gradient induces large thermal stress, which leads to fuel pellet cracking. These cracks help to the release of fission product gases after high burnup. The formation of cracks and increase fission gas generation leads to a considerable reduction of fuel pellet durability. This thesis deals with the issue of increasing the thermal conductivity of the UO2 nuclear fuel on model material (CeO2). In this work are studied similarities of the CeO2 and UO2 behavior during conventional sintering and spark plasma sintering. The concept of thermal conductivity enhancement deal with incorporation of high thermal conductivity material – silicon carbide (SiC) into the CeO2 pellets. Silicon carbide is expected to increase the heat flow out of the fuel pellet, and thus increasing the CeO2 thermal conductivity. Similarities of SiC behavior in the CeO2 matrix and SiC behavior in the UO2 matrix reported in literature are also discussed in this work.
|
host ::
RSS.