|
Výpočty vyhořívání palivových souborů
|
Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Výpočty vyhořívání palivových souborů
-
Školitel :
Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
jan.frybort@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
V reaktorové fyzice je nezbytné mít možnost výpočetně stanovit s různou mírou detailu, jak se mění vlastnosti a složení palivových souborů v průběhu vyhořívání v reaktoru. Obvykle se oddělují výpočty na úrovni aktivní zóny reaktoru od úrovně palivových souborů. Bakalářská práce je zaměřena na vytvoření přehledu výpočetních nástrojů, které umožňují simulace vyhořívání palivových souborů. Při vypracování je nutné se soustředit na numerickou metodu řešení transportu neutronů, metodu výpočtu změn složení paliva a dalších konstrukčních součástí palivového souboru a možnost přípravy homogenizace makroskipických jaderných dat. Jedním z výstupů bude zprovoznění programu Dragon pro palivové soubory typu PWR a VVER.
-
Klíčová slova :
vyhoření, simulace, palivový soubor, jaderná data, homogenizace
|
|
Využití B4C filtru na reaktoru LR-0 pro validaci účinných průřezů
|
Ing. Tomáš Czakoj
|
Detaily
|
-
Název :
Využití B4C filtru na reaktoru LR-0 pro validaci účinných průřezů
-
Školitel :
Ing. Tomáš Czakoj
-
Instituce :
CVŘ s.r.o.
-
Kontakt :
tomas.czakoj@cvrez.cz
-
Anotace :
Neutronový tok se experimentálně stanovuje pomocí neutronové aktivační analýzy, která se spoléhá na různé dozimetrické reakce. Přesnost stanovení toku závisí na přesnosti použitých účinných průřezů. Nicméně neexistují téměř žádné dozimetrické reakce citlivé v rezonanční/epitermální oblasti energií. Možné řešení je použít neutronové filtry (např. B4C), které posunou energetickou citlivost reakce tím, že prostřednictvím záchytových reakcí sníží podíl tepelných neutronů.
Student se seznámí s validací účinných průřezů a bude provedena validace vybrané dozimetrické reakce s využitím B4C neutronového filtru na reaktoru LR-0.
-
Klíčová slova :
B4C, účinné průřezy, LR-0, neutronový filtr
-
Doporučená literatura :
[1] KOŠŤÁL, Michal, et al. Testing of various neutron filters in reference neutron field in LR-0 reactor for nuclear data validation and verification. Applied Radiation and Isotopes, 2021, 169: 109566.
[2] EHMANN, W.; BRÜCKNER, J.; MCKOWN, D. Epithermal neutron activation analysis using a boron carbide irradiation filter. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 1980, 57.2: 491-502.
[3] RADULOVIĆ, Vladimir, et al. Use of boron nitride for neutron spectrum characterization and cross-section validation in the epithermal range through integral activation measurements. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 2016, 840: 5-14.
[4] KOŠŤÁL, Michal, et al. A reference neutron field for measurement of spectrum averaged cross sections. Annals of Nuclear Energy, 2020, 140: 107119.
|
|
Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků
|
Mgr. Jan Klouzal
|
Detaily
|
-
Název :
Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků
-
Školitel :
Mgr. Jan Klouzal
-
Instituce :
ÚJV Řež, a. s.
-
Kontakt :
jan.klouzal@ujv.cz
-
Anotace :
OECD Halden Reactor project od roku 1958 vyprodukoval velké množství experimentálních dat o termomechanickém chování palivových proutků rozličných typů v podmínkách od běžného provozu po mezní havárie. Cílem práce je seznámit se typy experimentů provedenými v Haldenském reaktoru, popsat je a zdůvodnit jejich vazbu na zajištění bezpečného a spolehlivého provozu energetických jaderných reaktoru. Dále student po diskusi s konzultantem zvolí jeden konkrétní experiment a provede podrobný rozbor jeho výsledků.
-
Klíčová slova :
jaderné palivo, termomechanika, OECD Halden Reactor Project
-
Doporučená literatura :
[1] J.A. Turnbull, Review of Nuclear Fuel Experimental Data, OECD NEA, 1995 online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2019-12/nea0197-fuel.pdf
[2] Olander, Donald R., Arthur T. Motta, and Brian Wirth. Light water reactor materials. American Nuclear Society, 2017.
[3] Nuclear Fuel Behaviour in Loss-of-coolant Accident (LOCA) Conditions State-of-the-art Report, OECD NEA 2009, online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2021-03/csni-r2009-15.pdf
|
|
Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech
|
Ing. Daniel Vlček
|
Detaily
|
-
Název :
Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech
-
Školitel :
Ing. Daniel Vlček
-
Instituce :
SÚJB
-
Kontakt :
daniel.vlcek@sujb.cz
-
Anotace :
Termohydraulické analýzy lehkovodních reaktorů se už po několik desetiletí provádí zejména pomocí systémových a subkanálových výpočetních programů, které vynikají svojí robustností a rychlostí. Nevýhodou však může být hrubá výpočetní síť a jednodimenzionální způsob řešení rovnic, které jsou uzavřeny pomocí empirických korelací založených na experimentálních měřeních. Tyto korelace jsou nejen velmi drahé na vývoj, ale také mají velmi omezený rozsah platností daný typickými provozními parametry reaktoru. Z toho důvodu se současné trendy modelování aktivní zóny reaktoru stále více ubírají k multidimenzionálním přístupům, které se více spoléhají na fyzikální řešení problému.
Cílem práce je seznámit se s problematikou dvoufázového sdílení tepla v tlakovodních reaktorech. Dále provést rešerši dostupných výpočetních metod pro modelování dvoufázového proudění s důrazem na moderní přístupy výpočtů. Student by měl navíc provést jednoduchý výpočet v programu ANSYS Fluent s axiálně symetrickou geometrií libovolného proutku a na základě provedené rešerše zhodnotit použití jednotlivých výpočetních metod pro termohydraulický návrh aktivní zóny.
-
Klíčová slova :
var, krize varu, dvoufázové proudění, CFD, sdílení tepla
-
Doporučená literatura :
[1] N. E. Todreas, M. S. Kazimi, Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals
[2] ANSYS Fluent Manual pro verzi 2021 R1 a novější
[3] E. Krepper, R. Rzehak, CFD for subcooled flow boiling: Simulation of DEBORA experiments, DOI: 10.1016/j.nucengdes.2011.07.003
[4] OECD/NEA, Best Practice Guidelines for the Use of CFD in Nuclear Reactor Safety Applications, NEA/CSNI/R(2014)11
|
|
Vývoj metodiky pro řešení analýzy nesprávného zavezení palivového souboru
|
Ing. Jiří Závorka
|
Detaily
|
-
Název :
Vývoj metodiky pro řešení analýzy nesprávného zavezení palivového souboru
-
Školitel :
Ing. Jiří Závorka
-
Instituce :
ŠKODA JS a.s.
-
Kontakt :
jiri.zavorka@skoda-js.cz
-
Anotace :
Cílem práce je provést rešerši iniciační události neúmyslného nesprávného zavezení palivového souboru do buněk neodpovídajících jejich plánovaným pozicím. Neodhalení této chyby během vizuální kontroly značení palivových souborů a vyvedení aktivní zóny s takovou zavážkou na výkon může vést až k narušení podmínek bezpečného provozu. Součástí bude vypracování postupu výpočtů k analýze takové události. Praktickou součástí této studie bude aplikace na 18 měsíčních cyklech VVER-1000 s využitím programu MOBY-DICK-1000.
-
Klíčová slova :
MOBY-DICK, překládka, palivový soubor, metodika
-
Doporučená literatura :
[1] P. Fraňková, V. Krýsl, P. Mikoláš, D. Sprinzl, J. Šůstek, K. Vlachovský: Popis programu MOBY-DICK s úpravami pro VVER-1000. Zpráva Ae 12489/Dok, Rev. 3, Škoda JS a.s., Plzeň, 2018.
[2] Interní dokumentace ŠKODA JS a.s.
|
|
Zajištění jakosti SW
|
doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
|
Detaily
|
-
Název :
Zajištění jakosti SW
-
Školitel :
doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
martin.kropik@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
Bakalářská práce by se měla věnovat rešerši nároků na jakostní software používaný v bezpečnostních systémech jaderných zařízení. Provést studium příslušných norem, standardů a doporučení, věnovat se způsobu stanovení požadavků na software, způsobu tvorby software, jeho verifikaci, validaci a vyhodnocování jeho spolehlivosti. V navazujícím výzkumném úkolu se pak očekává pokračování prací na zdokonalení software systému nezávislé výkonové ochrany na školním reaktoru VR 1, zejména v oblasti algoritmu a nastavení parametrů pro výpočet výkonu a rychlosti změny výkonu.
-
Klíčová slova :
jakost SW, verifikace, validace, testování
-
Doporučená literatura :
[1] IAEA Technical Report 397: Quality Assurance for Software Important to Safety
[2] ČSN IEC 60880 Jaderné elektrárny - Systémy kontroly a řízení důležité pro bezpečnost - Softwarová hlediska počítačových systémů vykonávající funkce kategorie A
[3] A. M. Neufelder: Ensuring Software Reliability
[4] C. B. Rarbaughe Error Coding Cookbook
|
