Zhodnocení termomechanického chování perspektivních jaderných paliv při havárii s vnosem reaktivity
Loading...
Date
Authors
ORCID
Advisor
Referee
Mark
A
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství
Abstract
Táto diplomová práca sa zaoberá simulovaním termomechanického chovania jadrového paliva tlakovodných reaktorov pri havárii s vnosom reaktivity. Veľká časť práce je zameraná na skúmanie dejov, ktoré pri havárii nastávajú, ako aj na spracovanie podrobného prehľadu jednotlivých materiálových vlastností jadrového paliva a pokrytia palivových elementov, potrebných pre vytvorenie simulácie približujúcej sa reálnej situácii. Simulácie boli robené pre čerstvé a vyhorené jadrové palivo a dva rozličné materiály pokrytia palivových elementov. Jednalo sa o pokrytie z aktuálne používaného materiálu Zircaloy-4 a kompozitného materiálu na báze karbidu kremíka (SiC). Práca taktiež obsahuje porovnanie výsledkov s medzinárodnou štúdiou zaoberajúcou sa danou problematikou a posúdenie vplyvu vybraných vstupných parametrov simulácie na dosiahnuté výsledky.
The objective of this master’s thesis is to simulate thermo-mechanical behaviour of nuclear fuel in a pressurized water reactor during a reactivity initiated accident. An important part of this work is focused on examination of processes which occur during such accident and on creation of a detailed overview of material properties of nuclear fuel and fuel cladding which are necessary for simulations that closely reflect reality. Simulations in this thesis examine cases of fresh or irradiated nuclear fuel for two types of fuel cladding, Zircaloy-4, a material that is currently used in nuclear reactors, and ceramic matrix composite material made of SiC. The thesis also presents comparison of results with a corresponding international benchmark and an assessment of the influence of selected input parameters on obtained results.
The objective of this master’s thesis is to simulate thermo-mechanical behaviour of nuclear fuel in a pressurized water reactor during a reactivity initiated accident. An important part of this work is focused on examination of processes which occur during such accident and on creation of a detailed overview of material properties of nuclear fuel and fuel cladding which are necessary for simulations that closely reflect reality. Simulations in this thesis examine cases of fresh or irradiated nuclear fuel for two types of fuel cladding, Zircaloy-4, a material that is currently used in nuclear reactors, and ceramic matrix composite material made of SiC. The thesis also presents comparison of results with a corresponding international benchmark and an assessment of the influence of selected input parameters on obtained results.
Description
Citation
HALABUK, D. Zhodnocení termomechanického chování perspektivních jaderných paliv při havárii s vnosem reaktivity [online]. Brno: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství. 2016.
Document type
Document version
Date of access to the full text
Language of document
cs
Study field
Energetické inženýrství
Comittee
doc. Ing. Jiří Pospíšil, Ph.D. (předseda)
Ing. Milan Kořista, Ph.D. (místopředseda)
Ing. Pavel Skoupý (člen)
Ing. Aleš John (člen)
doc. Ing. Bohumil Polesný, CSc. (člen)
Date of acceptance
2016-06-14
Defence
Result of defence
práce byla úspěšně obhájena
Document licence
Standardní licenční smlouva - přístup k plnému textu bez omezení