Výpočetní a experimentální analýzy jaderných paliv nové generace
Loading...
Date
Authors
ORCID
Advisor
Referee
Mark
B
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií
Abstract
Výzkum jaderných paliv odolných vůči haváriím (ATF), na které se zaměřuje první část této práce, je v současné době jedním z nejaktuálnějších témat v oblasti jaderných paliv. Tato paliva musí být úspěšně testována při provozních i havarijních podmínkách pro jejich možné zařazení do komerčního využití. Tato práce se dále konkrétně zaměřuje na krizi varu v jaderných reaktorech, při níž může dojít až k poškození pokrytí. Proto je potřeba znát hodnotu kritického tepelného toku a snažit se udržovat rezervu do krize varu. V praktické části této práce se nachází výpočty pro určení hodnoty kritického tepelného toku, které jsou následně srovnávány s experimentálně naměřenými hodnotami. Pro tuto výpočetní analýzu je využit program ALTHAMC12 a další korelace stanovené na základě předchozího měření.
The search for Accident tolerant fuels (ATF) which is the first part of this thesis is currently one of the most actual topics in the field of nuclear fuels. These fuels must be first successfully tested in operational and also accident conditions for their possible inclusion in commercial use. Following part of the thesis specifically focuses on the boiling crisis in nuclear reactors which can damage the nuclear fuel cladding. Therefore, it is necessary to know the critical heat flux value and the departure from nuclear boiling ratio. Calculations which determine critical heal flux value are placed in the practical part of the thesis. Calculations are compared with the data obtained during experiments. The ALTHAMC12 and the other correlations which are based on the previous measurements are used for the computational analysis.
The search for Accident tolerant fuels (ATF) which is the first part of this thesis is currently one of the most actual topics in the field of nuclear fuels. These fuels must be first successfully tested in operational and also accident conditions for their possible inclusion in commercial use. Following part of the thesis specifically focuses on the boiling crisis in nuclear reactors which can damage the nuclear fuel cladding. Therefore, it is necessary to know the critical heat flux value and the departure from nuclear boiling ratio. Calculations which determine critical heal flux value are placed in the practical part of the thesis. Calculations are compared with the data obtained during experiments. The ALTHAMC12 and the other correlations which are based on the previous measurements are used for the computational analysis.
Description
Citation
TIOKA, J. Výpočetní a experimentální analýzy jaderných paliv nové generace [online]. Brno: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií. 2021.
Document type
Document version
Date of access to the full text
Language of document
cs
Study field
bez specializace
Comittee
prof. Ing. Petr Toman, Ph.D. (předseda)
doc. Ing. Petr Mastný, Ph.D. (místopředseda)
Ing. Branislav Bátora, Ph.D. (člen)
doc. Ing. Petr Baxant, Ph.D. (člen)
doc. Ing. Ilona Lázničková, Ph.D. (člen)
Ing. Lukáš Radil, Ph.D. (člen)
doc. Ing. David Topolánek, Ph.D. (člen)
Date of acceptance
2021-06-09
Defence
Student seznámil komisi se svou diplomovou prací na téma Výpočetní a experimentální analýzy jaderných paliv nové generace. S posudky seznámili komisi vedoucí práce Ing. Števanka a oponent Ing. Mičian. Student regoval na otázky oponenta. Na dotazy doc. Baxanta a Ing. Radila v diskuzi student odpověděl.
Result of defence
práce byla úspěšně obhájena
Document licence
Standardní licenční smlouva - přístup k plnému textu bez omezení