Hodnocení bezpečnosti a spolehlivosti jaderného paliva pomocí in-core experimentů na výzkumných jaderných reaktorech

Abstract

Cílem této práce je ukázat vztah mezi bezpečností jaderného paliva, experimenty ve výzkumných reaktorech a výpočetními kódy. Práce je zaměřena na výpočetní kód Transuranus. V práci jsou představeny čtyři experimenty, které byly modelovány v kódu Transuranus. Hlavní důraz je kladen na uvolnění plynných produktů štěpení, prodloužení palivového sloupce a změnu vnějšího průměru pokrytí. Z výsledků je možné stanovit rozdíly mezi verzemi Transuranu v1m1j09 a v1m3j12 a také vliv vybraných parametrů vstupního souboru kódu Transuranus na výsledky, tak že práce přinese poznatky k možnému vylepšení výpočtu bezpečnostní analýzy palivové vsázky počítané kódem Transuranus.The aim of this master thesis is to show a connection among nuclear fuel safety, experiments led in research reactors and calculation codes. This thesis focuses on the calculation code Transuranus. There are represented four experiments, which were calculated in Transuranus. The fission gas release, elongation and growth of fuel were particularly monitored. Is is possible to set differences among versions v1m1j09 and v1m3j12 from achieved results, as well as the influence of selected Transuranus parameters on the results, so the thesis may bring new pieces of knowledge for improvement of safety analysis calculation by Transuranus.