Simulace havárii bazénu vyhořelého jaderného paliva

but.committeeIng. Branislav Bátora, Ph.D. (člen) Ing. Jan Morávek, Ph.D. (člen) Ing. Tomáš Ondračka, Ph.D. (člen) doc. Ing. Pavel Zácha, Ph.D. (člen) doc. Ing. Jaroslava Orságová, Ph.D. (předseda) doc. Ing. Petr Baxant, Ph.D. (místopředseda) prof. Ing. Karel Katovský, Ph.D. (člen)cs
but.defenceStudent seznámil komisi s výsledky své diplomové práce. S posudky seznámili komisi vedoucí práce Ing. Mičian a oponent Dr. Foral. Vedoucí práce hodnotil stupněm A s 90 b. Oponent hodnotil stupněm A s 91 b. Následnou rozpravu zahájil Dr. Foral položením otázek oponenta. Doplňující dotaz položil doc. Zácha na důvod ventilace budovy nad bazénem. Studen pohotově zodpověděl otázky.cs
but.jazykslovenština (Slovak)
but.programElektroenergetikacs
but.resultpráce byla úspěšně obhájenacs
dc.contributor.advisorMičian, Petersk
dc.contributor.authorStrieš, Jakubsk
dc.contributor.refereeForal, Štěpánsk
dc.date.created2024cs
dc.description.abstractCieľom diplomovej práce je poskytnúť teoretický podklad pre simulovanie havárií bazenu s vyhoretým jadrovým palivom a pokúsiť sa zostaviť pracujúci model v prostredí Melcor. Práca je rozdelená do štyroch hlavných častí. V prvej časti sa nachádza popis vyhoretého paliva. Popísané sú deje, ktoré prebiehajú v jadrovom palive a vedú tak k vzniku vyhoretého paliva. Sú tu popísané dôvody nutnosti chladenia jadrového paliva po jeho pôsobení v reaktore. Popísaný je napríklad vznik zbytkového tepla. Nasleduje popis základných časti a účel bazénu s vyhoretým jadrovým palivom. Ukázané sú konštrukčné časti, meracie systémy či požiadavky na samotný bazén. Následne je v tejto kapitole umiestnený aj prehľad nehôd v bazéne s vyhoretým palivom ktoré v minulosti nastali. Sú popísané ich príčiny a dôsledky ale hlavne ich vplyv na ďalší vývoj jadrovej bezpečnosti najmä v oblasti bazénov s vyhoretým palivom. Pre popis aj následnu simuláciu boli vybrané dve najviac skúmané, a to porucha so stratou chladenia a porucha so stratou chladiva. Tretia časť priblížuje program Melcor ktorý, je hlavným nástrojom na vytvorenie simulačného modelu. Kapitola obsahuje základny popis programu ako aj priblíženie modulov ktoré, sú určené špecialne na simulácie bazénov s vyhoretým palivom. Náplňou poslednej časti je popis použitého modelu, jeho tvorba, úprava, problémy pri jeho tvorbe a ich riešenie. V závere sú ukázané a popísané dosiahnuté výsledky spolu s komentárom dopĺňajúcim ich pochopenie.sk
dc.description.abstractThe aim of the thesis is to provide a theoretical basis for simulating spent fuel pool accidents and to try to build a working model in the Melcor environment. The thesis is divided into four main parts. In the first part a description of the spent fuel pool is given. The processes that take place in nuclear fuel and thus lead to the formation of spent fuel are described. The reasons for the need to cool nuclear fuel after it has been in the reactor are described. For example, the generation of residual heat is described. This is followed by a description of the basic parts and purpose of a spent fuel pool. Structural parts, measuring systems or requirements for the pool itself are shown. Subsequently, an overview of accidents in spent fuel pools that have occurred in the past is also included in this chapter. Their causes and consequences are described, but especially their impact on the further development of nuclear safety, especially in the field of spent fuel pools. For both description and subsequent simulation, the two most studied ones, namely the loss-of-cooling failure and the loss-of-coolant failure, have been selected. The third section introduces the Melcor program which, is the main tool to create the simulation model. The chapter contains a basic description of the program as well as an introduction to the modules that are specifically designed for spent fuel pool simulations. The last part is a description of the model used, its creation, modification, problems in its creation and their solution. Finally, the results obtained are shown and described, together with a commentary to complete their understanding.en
dc.description.markAcs
dc.identifier.citationSTRIEŠ, J. Simulace havárii bazénu vyhořelého jaderného paliva [online]. Brno: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií. 2024.cs
dc.identifier.other159519cs
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/11012/246141
dc.language.isoskcs
dc.publisherVysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologiícs
dc.rightsStandardní licenční smlouva - přístup k plnému textu bez omezenícs
dc.subjectjadrové palivosk
dc.subjectbazén skladovania jadrového palivask
dc.subjectjadrová bezpečnosťsk
dc.subjectporucha so stratou chladeniask
dc.subjectporucha so stratou chladivask
dc.subjectťažká haváriask
dc.subjectMelcorsk
dc.subjectnuclear fuelen
dc.subjectspent fuel poolen
dc.subjectnuclear safetyen
dc.subjectloss of cooling accidenten
dc.subjectloss of coolant accidenten
dc.subjectsevere accidenten
dc.subjectMelcoren
dc.titleSimulace havárii bazénu vyhořelého jaderného palivask
dc.title.alternativeSpent fuel pool accident simulationen
dc.typeTextcs
dc.type.drivermasterThesisen
dc.type.evskpdiplomová prácecs
dcterms.dateAccepted2024-06-06cs
dcterms.modified2024-06-07-07:38:10cs
eprints.affiliatedInstitution.facultyFakulta elektrotechniky a komunikačních technologiícs
sync.item.dbid159519en
sync.item.dbtypeZPen
sync.item.insts2025.03.26 14:42:18en
sync.item.modts2025.01.15 23:33:21en
thesis.disciplinebez specializacecs
thesis.grantorVysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií. Ústav elektroenergetikycs
thesis.levelInženýrskýcs
thesis.nameIng.cs
Files
Original bundle
Now showing 1 - 2 of 2
Loading...
Thumbnail Image
Name:
final-thesis.pdf
Size:
4.63 MB
Format:
Adobe Portable Document Format
Description:
file final-thesis.pdf
Loading...
Thumbnail Image
Name:
review_159519.html
Size:
8.17 KB
Format:
Hypertext Markup Language
Description:
file review_159519.html
Collections