Hodnocení bezpečnosti a spolehlivosti jaderného paliva pomocí in-core experimentů na výzkumných jaderných reaktorech
but.committee | prof. Ing. Petr Toman, Ph.D. (předseda) doc. Ing. Antonín Matoušek, CSc. (místopředseda) prof. Ing. František Janíček, Ph.D. (člen) prof. Ing. Karel Sokanský, CSc. (člen) doc. Ing. Petr Baxant, Ph.D. (člen) doc. Ing. Ilona Lázničková, Ph.D. (člen) prof. Ing. Karel Katovský, Ph.D. (člen) Ing. Branislav Bátora, Ph.D. (člen) doc. Ing. David Topolánek, Ph.D. (člen) | cs |
but.defence | Student odprezentoval výsledky své diplomové práce. Vedoucí diplomové práce – doc. Katovský přečetl posudek vedoucího a oponenta. Student odpověděl na otázky oponentského posudku. V následné rozpravě student zodpověděl dotazy doc. Tomana a doktora Katovského ohledně výkonů výzkumných reaktorů v ČR. | cs |
but.jazyk | čeština (Czech) | |
but.program | Elektrotechnika, elektronika, komunikační a řídicí technika | cs |
but.result | práce byla úspěšně obhájena | cs |
dc.contributor.advisor | Katovský, Karel | cs |
dc.contributor.author | Matocha, Vítězslav | cs |
dc.contributor.referee | Foral, Štěpán | cs |
dc.date.created | 2014 | cs |
dc.description.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. | cs |
dc.description.abstract | 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. | en |
dc.description.mark | A | cs |
dc.identifier.citation | MATOCHA, V. Hodnocení bezpečnosti a spolehlivosti jaderného paliva pomocí in-core experimentů na výzkumných jaderných reaktorech [online]. Brno: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií. 2014. | cs |
dc.identifier.other | 73610 | cs |
dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/11012/31979 | |
dc.language.iso | cs | cs |
dc.publisher | Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií | cs |
dc.rights | Standardní licenční smlouva - přístup k plnému textu bez omezení | cs |
dc.subject | bezpečnost | cs |
dc.subject | výpočetní kód | cs |
dc.subject | výzkumný reaktor | cs |
dc.subject | instrumentace výzkumných reaktorů | cs |
dc.subject | prodloužení | cs |
dc.subject | poloměr | cs |
dc.subject | Halden | cs |
dc.subject | Ris | cs |
dc.subject | Transuranus | cs |
dc.subject | sweloc | cs |
dc.subject | uvolnění plynných prodůktů štěpení | cs |
dc.subject | bump test | cs |
dc.subject | safety of nuclear fuel | en |
dc.subject | calculation code | en |
dc.subject | research reactor | en |
dc.subject | instrumentation in research reactors | en |
dc.subject | elongation | en |
dc.subject | diameter | en |
dc.subject | Halden | en |
dc.subject | Ris | en |
dc.subject | Transuranus | en |
dc.subject | sweloc | en |
dc.subject | fission gas release | en |
dc.subject | bump test | en |
dc.title | Hodnocení bezpečnosti a spolehlivosti jaderného paliva pomocí in-core experimentů na výzkumných jaderných reaktorech | cs |
dc.title.alternative | Evaluation of Nuclear Fuel Safety and Reliability Using Research Reactors' In-Core Experiments | en |
dc.type | Text | cs |
dc.type.driver | masterThesis | en |
dc.type.evskp | diplomová práce | cs |
dcterms.dateAccepted | 2014-06-09 | cs |
dcterms.modified | 2014-06-13-12:06:32 | cs |
eprints.affiliatedInstitution.faculty | Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií | cs |
sync.item.dbid | 73610 | en |
sync.item.dbtype | ZP | en |
sync.item.insts | 2025.03.26 13:13:44 | en |
sync.item.modts | 2025.01.15 18:32:32 | en |
thesis.discipline | Elektroenergetika | cs |
thesis.grantor | Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií. Ústav elektroenergetiky | cs |
thesis.level | Inženýrský | cs |
thesis.name | Ing. | cs |
Files
Original bundle
1 - 3 of 3
Loading...
- Name:
- final-thesis.pdf
- Size:
- 3.42 MB
- Format:
- Adobe Portable Document Format
- Description:
- final-thesis.pdf
Loading...
- Name:
- Posudek-Vedouci prace-matochavedouci.pdf
- Size:
- 208.67 KB
- Format:
- Adobe Portable Document Format
- Description:
- Posudek-Vedouci prace-matochavedouci.pdf
Loading...
- Name:
- review_73610.html
- Size:
- 5.79 KB
- Format:
- Hypertext Markup Language
- Description:
- file review_73610.html