1,720,964 research outputs found
Burnable Absorber Modeling in Core Physics Calculations
Full text linkVyhořívající absorbátory mají výrazný vliv na neutronově-fyzikální charakteristiky aktivních zón, a proto je nezbytné věnovat značnou pozornost jejich modelování. Bakalářská práce se nejprve zabývá popisem palivových souborů používaných v reaktorech VVER-1000 a je zde kladen důraz na rozdílné použití vyhořívajících absorbátorů v těchto palivech. Stěžejní částí této práce je modelování vyhořívajících absorbátorů v palivovém proutku s využitím výpočetních kódů SCALE a Serpent. V těchto kódech jsou testovány růžné přístupy k modelování vyhořívajících absorbátorů a je zde zhodnocena vhodnost jednotlivých přístupů pro deterministický i Monte Carlo výpočet.Burnable absorbers have a significant impact in core physics calculations, therefore is necessary to handle a considerable attention in their modeling. The bachelors project deals at first with a description of fuel assemblies using in VVER-1000 reactors and is emphasized different applications of burnable absorbers in these fuels. The crucial part of this project is a modeling of burnable absorbers in a pincell using calculation codes SCALE and Serpent. In these codes are tested different approaches in burnable absorbers modeling and is evalueted suitability of approaches for deterministic as well for Monte Carlo caluculation
Model of photon and neutron fields of the cask CASTOR 1000/19
No full textTato práce shrnuje základní technologické postupy procesu nakládání s radioaktivním odpadem a vyhořelým jaderným palivem, společně s poznatky získanými při vypracování modelu obalového souboru CASTOR?1000/19, sestaveného pomocí sekvencí ARP-ORIGEN a MAVRIC v prostředí SCALE 6.2.1. Tento model představuje výchozí řešení pro nepřímé měření příkonu prostorového dávkového ekvivalentu od neutronů a fotonů v blízkosti obalového souboru. Výsledky získané při simulačním výpočtu potvrzují možnost realizace této nepřímé metody.This batchelor project compiles basic technological processes of handling radioactive waste and spent nuclear fuel together with observations gathered while constructing a model of Photon and Neutron Fields of the Cask CASTOR?1000/19, which was created using the ARP-ORIGEN and MAVRIC sequence in the SCALE 6.2.1 code enviroment. This model represents the default solution for indirect measurement of ambient dose equivalent near the cask. The results gathered from the simulational calculation confirm the possibility of realizing this indirect method
Utilization of thermal-hydraulic system code for transient events of VR-1 reactor
Full text linkVýzkumné reaktory představují komplexní zařízení, která se svou konstrukcí, vlastnostmi a nároky na jadernou bezpečnost významně odlišují od energetických reaktorů. Odvod tepla z AZ je často realizován prostřednictvím přirozené konvekce, což s sebou přináší řadu problematických úskalí simulace termo-hydraulického chování. Jako nástroj pro analýzu reaktoru jsou v dnešní době využívány především systémové termo-hydraulické kódy, jako je například RELAP5, ATHLET nebo TRACE. Práce se zabývá rešerší aplikace termo-hydraulických systémových kódů na výzkumné reaktory, simulací přechodových stavů pro různé iniciační události na reaktoru VR-1 a studií vlivu nodalizace na přechodové stavy. Cílem je zhodnotit chování modelů při typických iniciačních událostech a navrhnout optimalizaci pro další analýzy.Research reactors are complex facilities that differ significantly from energetic reactors in their design, characteristics and nuclear safety requirements. Heat removal from the core is often utilized by natural convection, that might be accompanied by a number of problematic issues in simulating thermo-hydraulic behaviour of the system. Nowadays the system thermohydraulic codes such as RELAP5, ATHLET or TRACE are mainly used to perform the analysis. This thesis deals with the investigation of the application of thermohydraulic system codes to research reactors, the simulation of transients for different initialization events on the VR-1 reactor and the influence of nodalization and user effect on the analyzed transients. The aim is to evaluate the behavior of each model under typical initialization events and to propose optimizations for downstream analyses
Simplified Numerical Simulation of Corium Spreading in Concrete Reactor Pit during Severe Accident
Full text linkTato práce se zabývá popisem těžkých jaderných havárií a fenoménů s nimi spojených, dále se specializuje na průběh ex-vessel fáze těžké havárie na bloku VVER-1000 Jaderné elektrárny Temelín. Speciálně se zaměřuje na rozliv koria (roztavené aktivní zóny) v prostoru kontejnmentu. Pro tento účel je zde uveden popis kontejnmentu bloku VVER-1000, včetně vybraných technologií primárního okruhu. Dále práce obsahuje výpočet v kódu MELTSPREAD, který byl vyvinut speciálně za účelem predikce rozlivu koria.This thesis contains a description of severe nuclear accidents as well as the phenomena involved. It deals in particular with an ex-vessel phase of a severe accident that could potentially happen at Temelín nuclear power plant. It targets the prediction of corium (molten core) spreading over the containment inner surface. Therefore, it includes a description of VVER-1000 type containment and primary coolant loop. The corium spreading prediction is obtained from MELTSPREAD, a computational code specifically designed for this purpose
Iterative Solution of a Two-Group Diffusion Equation on a 2D Rectangular Mesh Using the Finite Volume Method
Full text linkTato práce se zabývá problematikou numerických metod v reaktorové fyzice a jejich použití pro řešení difúzní rovnice, kterou lze zjednodušeně popsat chování neutronů v palivovém souboru v jaderném reaktoru. V teoretickém úvodu jsou popsány způsoby převedení úlohy na soustavu lineárních algebraických rovnic a vybrané numerické iterační metody pro její řešení. Důraz je kladen na modernější metody Krylovových podprostorů a jejich výhody proti standardním iteračním metodám. Na závěr jsou jednotlivé iterační metody experimentálně porovnány.This thesis is devoted to the problem of numerical methods in reactor physics and their application to the solution of the diffusion equation, which can be used to describe in a simplified way the behaviour of neutrons in the fuel assembly in a nuclear reactor. In the theoretical introduction, methods of transforming the problem into a system of linear algebraic equations and selected numerical iterative methods for its solution are described. Emphasis is placed on more modern Krylov subspace methods and their advantages over standard iterative methods. Finally, the described iterative methods are experimentally compared
Validation of the deterministic operational code REBUS for active core loads planing at the LVR-15 reactor
Full text linkHlavním smyslem této diplomové práce je ověřit použití deterministického provozního kódu REBUS-PC pro plánování vsázek na reaktoru LVR-15. V první fázi jsou nejprve popsány metody přípravy jaderných dat v uvažovaných kódech WIMS-ANL a Serpent. Součástí přípravy jaderných dat je porovnání hodnot účinných průřezů pro materiály 8trubkového palivového souboru typu IRT-4M. Další fáze je zaměřena na zjednodušení detailní geometrie palivových souborů pro účely celozónových výpočtů reaktoru LVR-15 v kódu REBUS-PC. V rámci navazující části je zkoumán model vyhořívání palivových souborů v kódu REBUS-PC a Serpent s cílem určit izotopické složení u částečně vyhořelých palivových souborů. Následně je provedena příprava jaderných dat pro nepalivové komponenty reaktoru LVR-15, včetně porovnání získaných hodnot. Na základě podkladů z předchozích částí jsou dále provedeny celozónové výpočty reaktoru LVR-15 v kódu REBUS-PC pro konfigurace dvou základních kritických experimentů. Výsledné hodnoty koeficientů násobení založené na odlišných sadách jaderných dat jsou porovnány s experimentálním měřením a s výpočty v aktuálně využívaném kódu NODER pro návrhy vsázek reaktoru LVR-15. V závěrečné fázi jsou celozónové výpočty doplněny o výpočet modelové kampaně reaktoru LVR-15 s cílem určit požadované provozní parametry. Hlavním výstupem diplomové práce je rozhodnutí o tom, zda je kód REBUS-PC vhodným nástrojem pro plánování vsázek na reaktoru LVR-15.The main aim of this thesis is to verify the use of the deterministic operational code REBUS-PC for cycle planning for the LVR-15 research reactor. In the first stage, methods for cross section data preparation with two of the considered codes WIMS-ANL and Serpent are described. The cross section data are consequently compared for the materials of a standard IRT-4M fuel assembly. In the next stage, there is a focus on simplification of detailed fuel assembly’s geometry for use in full core REBUS-PC calculations of LVR-15 reactor. Based on the simplification, the burnup REBUS-PC and Serpent models of IRT-4M fuel assemblies are created with aim to determine isotopic composition of fuel materials for fuel assemblies with initial nonzero burnup. Furthermore, the cross section data of nonfuel components of the LVR-15 reactor are prepared with the comparison of the obtained values. With the use of the data from previous stages, full core REBUS-PC calculations of two critical experiments of the LVR-15 reactor are carried out. The results from REBUS-PC code are then compared with the real experimental values as well as with the computed results from currently used code NODER. In the final stage, full core REBUS-PC calculations for the model fuel cycle of the LVR-15 reactor are performed with aim to get demanded operational parameters. The major outcome of this thesis is a determination of whether the REBUS-PC code is an appropriate tool for cycle plannig for the LVR-15 research reactor
THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF IRT-4M IN REACTIVITY INSERTION ACCIDENT AT VR-1 REACTOR
Full text linkThe paper deals with thermal-hydraulic analysis during reactivity insertion accident, i.e. a step increase of nuclear system reactivity by 0.7 eff, at VR-1 Reactor. The reactor utilizes IRT-4M type of fuel assemblies, and even though these fuel assemblies are designed for an operation at the high-power research reactors, they might be also used for zero-power reactors. The thermal-hydraulic analyses must take into account several specific assumptions that are derived from VR-1 reactor specifications. The reactor does not require a forced water flow for a fuel cooling, the core is placed in an open vessel with atmospheric pressure, and amount of coolant water in the vessel is sufficient for providing the inlet water at room temperature for the whole event. Coolant circulation is expected to be formed only by natural convection
Transient fuel cycle pin-wise characteristics of Dukovany NPP's power-uprated units
No full textkatedra jaderných reaktor
Going Beyond Counting First Authors in Author Co-citation Analysis
Full text linkThe present study examines one of the fundamental aspects of author co-citation analysis (ACA) - the way co-citation
counts are defined. Co-citation counting provides the data on which all subsequent statistical analyses and mappings
are based, and we compare ACA results based on two different types of co-citation counting - the traditional type that
only counts the first one among a cited work's authors on the one hand and a non-traditional type that takes into
account the first 5 authors of a cited work on the other hand. Results indicate that the picture produced through this non-traditional author co-citation counting contains more coherent author groups and is therefore considerably clearer. However, this picture represents fewer specialties in the research field being studied than that produced through the traditional first-author co-citation counting when the same number of top-ranked authors is selected and analyzed. Reasons for these effects are discussed
- …
