Odvod zbytkového tepelného výkonu vyhořelého jaderného paliva při suchém i mokrém skladování
Removal of Residual Heat Power from Spent Nuclear Fuel by Dry and Wet Storage
Typ dokumentu
diplomová prácemaster thesis
Autor
Vlček Daniel
Vedoucí práce
Čížek Jiří
Oponent práce
Kobylka Dušan
Studijní obor
Jaderné inženýrstvíStudijní program
Aplikace přírodních vědInstituce přidělující hodnost
katedra jaderných reaktorůObhájeno
2018-06-12Práva
A university thesis is a work protected by the Copyright Act. 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 http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf and the citation ethics http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.htmlVysokoškolská 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 http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf a citační etikou http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.html
Metadata
Zobrazit celý záznamAbstrakt
Diplomová práce se zabývá teplotními analýzami jak mokrých, tak suchých skladů pro vyhořelé jaderné palivo. Po stručném úvodu do problematiky jsou konkrétneji popsány jednotlivé typy skladování. Konkrétně je zde rozebráno řešení skladování pro jadernou elektrárnu Temelín. Pro výpočty teplotního pole byl použit subkanálový výpočetní kód COBRA-SFS vytvořený speciálně pro obalové soubory. V tomto kódu byly vytvořeny modely odvodu zbytkového tepelného výkonu pro obalový soubor ŠKODA 1000/19 a bazén skladování vyhořelého jaderného paliva na ETE. Cílem výpočtů bylo získat rozložení teplot při maximálních zavážkách, jež byly následně porovnávány s požadavky SÚJB. Pro kompletaci výsledných hodnot byl navíc použit subkanálový výpočetní kód ALTHAMC12, který byl nově obdržen na KJR. Z důvodů nedostatku experimentálních dat nebylo možné provést validaci vytvořených modelů, nicméně verifikace modelů byla provedena podle schématu doporučeném autory kódu COBRA-SFS. This thesis deals with the thermal analyses of the wet and dry storages of the spent nuclear fuel. After the brief intoruduction into the issue of fuel disposal, the respective types of the fuel storage are ascribed in particular. The nuclear powerplant Temelín's storage solution is then described in detail. The dry spent fuel storages subchannel code COBRA-SFS has been used in order to calculate the temperature field. In this code, the new models of residual heat removal were created for the ŠKODA 1000/19 cask and the spent fuel pool in TemelÍn NPP. The object of calculations was to obtain the inside temperatures of maximum loads. After that, the results were compared with the requirements of the local regulatory body. The subchannel computational code ALTHAMC12 was also used for the resulting data assembly. Despite the absence of the experimental data, the validation of the created computational models could not have been accomplished. However, according to the verification scheme of the COBRA-SFS authors, the verification of the new models was implemented.