Numerical Analysis of Severe Accident Characteristic with Reactor Pressure Vessel Melt-Through Using the ASTEC Code
Simulace těžké havárie s protavením reaktorové nádoby pomocí integrálního kódu ASTEC
Authors
Supervisors
Reviewers
Editors
Other contributors
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
České vysoké učení technické v Praze
Czech Technical University in Prague
Czech Technical University in Prague
Date of defense
Abstract
Tato bakalářská práce se zabývá numerickou simulací těžké havárie s protavením reaktorové nádoby. Simulace je provedena na modelu reaktoru typu VVER1000, který je použit v jaderné elektrárně Temelín. Pro provedení simulace byl použit integrální kód ASTEC, který byl vyvinut francouzskou společností IRSN. Práce popisuje základní charakteristiky elektrárny s reaktorem VVER-1000 včetně konstrukce palivových souborů TVSA-T, dále základní fenomenologii těžké havárie typu LOCA, a také integrální kód ASTEC včetně stručného popisu jeho nejdůležitějších modulů a popisu souboru vstupních dat. Samotná simulace se zabývá havarijním scénářem LOCA v kombinaci se scénářem SBO ve třech různých variantách.
The bachelor thesis analyses a numerical simulation of a severe accident with nuclear reactor pressure vessel melt-through. The simulation was conducted on a model of VVER-1000 reactor, which is used in Temelín nuclear power plant. The integral code ASTEC developed by french company IRSN has been used to perform the simulation. The thesis describes basic characteristics of a nuclear power plant with reactor VVER-1000, including the construction of fuel assemblies, the basic phenomenology of a LOCA-type severe accident and also the integral code ASTEC, including a brief description of most important modules of the code and the description of the input data set. The simulation itself addresses a LOCA accident scenario in combination with an SBO scenario in three different variants.
The bachelor thesis analyses a numerical simulation of a severe accident with nuclear reactor pressure vessel melt-through. The simulation was conducted on a model of VVER-1000 reactor, which is used in Temelín nuclear power plant. The integral code ASTEC developed by french company IRSN has been used to perform the simulation. The thesis describes basic characteristics of a nuclear power plant with reactor VVER-1000, including the construction of fuel assemblies, the basic phenomenology of a LOCA-type severe accident and also the integral code ASTEC, including a brief description of most important modules of the code and the description of the input data set. The simulation itself addresses a LOCA accident scenario in combination with an SBO scenario in three different variants.
Description
Keywords
Citation
Underlying research data set URL
Permanent link
Rights/License
A university thesis is a work protected by the Copyright Act of the Czech Republic. Extracts, copies and transcripts of the thesis are allowed for personal use only and at one`s own expense. The use of thesis should be in compliance with the Copyright Act.
Vysokoškolská závěrečná práce je dílo chráněné autorským zákonem. Je možné pořizovat z něj na své náklady a pro svoji osobní potřebu výpisy, opisy a rozmnoženiny. Jeho využití musí být v souladu s autorským zákonem v platném znění.
Vysokoškolská závěrečná práce je dílo chráněné autorským zákonem. Je možné pořizovat z něj na své náklady a pro svoji osobní potřebu výpisy, opisy a rozmnoženiny. Jeho využití musí být v souladu s autorským zákonem v platném znění.