6 Témata ÚJV Řež Následující témata jsou připravena ÚJV Řež

Témata ÚJV Řež
Následující témata jsou připravena ÚJV Řež, divize 2200, oddělení Bezpečnostních analýz a
oddělení těžkých havárií. U témat, jež jsou bez podrobnějšího popisu, budou v případě
hlubšího zájmu o danou práci postupně předávány další informace. Vedoucími prací jsou dle
možností pedagogové oboru, konzultant je vybrán z ÚJV Řež na základě zvoleného tématu.
1. Teplotní a rychlostní pole v sestupné šachtě a ve vstupní komoře reaktoru VVER
440 nebo VVER 1000.
Práce zahrnuje teplotechnické výpočty CFD programem Fluent se zaměřením na
konkrétní stacionární resp. nestacionární případy (start čerpadla, borová zátka, tvorba
studených jazyků apod.).
2. Validace výpočtového kódu na experimentu při zaplavení palivového svazku v časné
fázi rozvoje těžké havárie
Konzultace: Ing. Jiří Duspiva (ÚJV Řež)
Validace kódu MELCOR na experimentech řady Quench (prováděné v KIT Karlsruhe).
Podstatou experimentu je studium produkce vodíku vznikajícího při paro-zirkoniové
reakci a při zaplavení dochází k navýšení produkce. Experimenty jsou svazkové a pro
diplomovou práci je k dispozici existující vstupní model pro jeden z experimentů. Práce
by zahrnovala:
- rešerše těžkých havárií s oxidací povlaků
- modifikaci modelu pro další z experimentů, tj. úpravu počátečních a okrajových
podmínek,
- vyhodnocení a posouzení modifikovaného modelu
3. Citlivostní analýzy pro havárie na VVER440/213 nebo VVER 1000.
Citlivostí analýzy mohou být pro jeden ze dvou typů havárií:
- únik primár-sekundár z hlediska velikosti úniku nebo ředění bóru
- LOCA z hlediska ředění bóru s výpočtem pro experiment nebo jadernou elektrárnu.
4. Modely a analýzy chování kontejnmentu a hermetických boxů při haváriích s
únikem chladiva.
Práce by se zaměřila na jeden ze dvou případů: experiment EREC / JE typu VVER:
- vypracování rešerše:
1. využití experimentu EREC pro ověření vhodného výpočetního programu pro
vnitřní prostory kontejnmentu. Výběr konkrétního experimentu, nebo
2. metodiky výpočtu průběhu tlaku v kontejnmentu VVER 440/213 pro LB
LOCA, rešerše využití vhodného výpočetního programu pro vnitřní prostory
kontejnmentu,
- úprava stávajících vstupních dat,
- provedení citlivostních studií s ohledem na limitní hodnoty tlaku.
6
5. 3D termohydraulické výpočty přechodových procesů v kontejnmentu VVER 1000
nebo VVER 440/213. Výpočty experimentu nebo výpočtu JE.
6. Analýza havárie s únikem na sekundární straně v jaderném bloku VVER 440/213,
z hlediska termohydraulických modelů proudění v reaktorové nádobě.
7. Termohydraulická analýza chování palivového proutku při různých Termohydraulických vlastnostech paliva, mezery a pokrytí za podmínek LOCA havárie.
8. Termohydraulická analýza kontejnmentu VVER 440/213 nebo VVER 1000.
9. Analýza vlivu kondenzace na vlastnostech chladiva ECCS při LOCA havárii na
velikost úniku z primárního okruhu.
Témata ČEZ (obecná energetika)
Firma ČEZ vypisuje širší spektrum témat DP. U některých je zaměření pro obecnou
energetiku (obnovitelné zdroje; optimalizace, návrhy a úpravy v tepelných obězích elektráren;
příp. další). Na webové adrese:
http://www.kdejinde.cz/cs/studenti/studentske-prace.html
v na stránce uvedeném formuláři (dotazníku) se jednotlivá témata objevují pod položkou
„Témata studentské práce“. Při volbě těchto témat je nutné výběr předem prokonzultovat.
7
Témata CV Řež
Následující témata připravena Centrem výzkumu Řež. Vedoucími prací jsou dle možností
pedagogové oboru, konzultant je vybrán z ÚJV Řež na základě zvoleného tématu.
1. Využití gama-spektrometrie pro stanovení fyzikálních charakteristik aktivní zóny
jaderného reaktoru.
Vedoucí: pedagog oboru / Konzultant: Ing. Marie Švadlenková, CSc., CV Řež
Práce bude probíhat na experimentálním reaktoru LR-0 (CVŘ). Student se seznámí
s fyzikálními charakteristikami reaktoru LR-0 a s principy gama-spektrometrických
měření palivových proutků a aktivačních detektorů. Zapojí se do řešení konkrétního
úkolu týkajícího se určení prostorového rozložení výkonu reaktoru a s tím souvisejících
metodických otázek polovodičové gama-spektrometrie. Typy sestav zkoumané aktivní
zóny reaktoru jsou různé – klasické VVER nebo se speciálními vložnými moduly (např.
s fluoridovými solemi).
2. Hodnocení únavové odolnosti vzorků exponovaných v prostředí těžkých tekutých
kovů
Vedoucí: pedagog oboru / Konzultant: Ing. Anna Hojná, CV Řež
Navržené feriticko-martenzitické oceli pro nové reaktory GenIV chlazené těžkými
tekutými kovy (Pb, PbBi) jsou náchylné na LME (Liquid Metal Embrittlement) a
austenitické oceli zase na lokální korozní poškození, proto se uvažuje o jejich použití
pouze s povlaky, které by měly být odolné vůči tekutému kovu, radiaci a namáhání.
Pro hodnocení odolnosti povlaků se běžně používají zkoušky typu otěr aj., které
vypovídají o kvalitě a soudržnosti naneseného povlaku. Zde je požadováno hodnocení
na únavovou životnost, pro které se obvykle používají vzorky typu hladkých tahových
těles, na něž se však špatně nanášejí povlakové vrstvy.
Cílem je vyvinout a vyzkoušet zkoušku nízkocyklové únavy na nestandardním typu
vzorku, ploché destičce zatížené ve čtyřbodovém ohybu, a při zvýšené teplotě (do
350˚C).
1/ Navrhnout metodiku únavové zkoušky pro hodnocení vzorků exponovaných ve
smyčkách COLONRI
2/ Vypracovat postup provedení únavové zkoušky nestandardního vzorku, ploché
destičce zatížené ve čtyřbodovém ohybu, a při zvýšené teplotě (do 350˚C) na zkušebním
stroji Instron s kapacitou 10 kN (SUSEN MAT, Plzeň, Borská Pole) včetně návrhu a
výroby zkušebních přípravků.
3/ Provedení únavových zkoušek
8
Rámcová témata DP - ÚJV Řež a CV Řež
Pokud jste si nedokázali vybrat z výše uvedených nabídek, tak ÚJV Řež nabízí široké
spektrum rámcových témat. Níže uvádíme výčet těch, které jsou našemu oboru více či méně
příbuzné. Konzultant je určen přímo v ÚJV Řež. Při volbě těchto témat je nutné výběr předem
prokonzultovat (Dostál, Škoda, Zácha, Železný). Tato rámcová témata jsou:
Útvar
1300
2200
Téma
Odd.: Podpora SÚJB
Výpočty termohydraulických systémů
Divize: Jaderná bezpečnost a spolehlivost
Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti a rizikově orientované
aplikace v provozu JE
Analýza vybraných termohydraulických jevů sodíkem chlazeného
rychlého reaktoru.
2202
Odd.: Bezpečnostní analýzy
Bezpečnostní termohydraulické projektové a nadprojektové
analýzy jaderného bloku s reaktory PWR (VVER)
Vedoucí
(konzultant)
M. Kynčl
M. Patrík
V. Šulc
J. Macek
Termohydraulická analýza přechodového procesu nebo havárie
(např. ztráta chladiva – LOCA, výpadky cirkulačních čerpadel,
úniky chladiva na sekundární straně parního generátoru) pro
reaktor PWR (VVER). Projektové havárie – konzervativní
předpoklady.
Termohydraulické analýzy pomocí CFD výpočetních programů.
(např.Analýza míšení chladiva v reaktorové nádobě při
nesymetrické změně teplot, nebo koncentrace boru).
Ověření výpočetního programu na naměřeném experimentu na
integrálním stendu (model jaderného bloku).
Bezpečnostní analýzy ochranné obálky jaderné elektrárny.
Analýza průběhu tlaku při úniku chladiva z primárního či
sekundárního okruhu.
TH Analýza palivového souboru - kazety pomocí detailního
výpočetního programu při vybraném přechodovém procesu.
Analýza míšení chladiva v reaktorové nádobě při nesymetrické
změně teplot, nebo koncentrace boru.
Zahrnutí neurčitostí vstupních dat pro analýzy vybraných
bezpečnostních analýz (statistické vyhodnocení výsledků)
2203
Odd.: Diagnostika a radiační bezpečnost
SW pro podporu řízení JE
Validace měření teploty chladiva na výstupu z aktivní zóny
reaktorů
2205
Odd: Těžké havárie a termomechanika
V. Fišer
J. Machek
9
Výpočtové modelování palivových proutků v provozních,
abnormálních provozních a havarijních stavech
lehkovodních jaderně-energetických reaktorů.
M. Valach
Matematicko-fyzikální modely poškození, porušení a dezintegrace
jaderného paliva.
Vyhodnocování a použití unikátních experimetnálních výsledků
mezinárodních ozařovacích experimentů.
2206
Odd: Spolehlivost a rizika
Aplikace moderních pravděpodobnostních metod hodnocení
bezpečnosti provozu JE
Kvalifikace bezpečného a spolehlivého software pro kritické
aplikace v jaderné energetice
Metody modelování spolehlivosti dynamických soustav
Lidský faktor jako důležitý prvek bezpečnosti provozu JE
2207
Odd: Reaktorové technologie
Hodnocení bezpečnosti rychlého reaktoru chlazeného heliem
S. Husťák
J. Sedlák
J. Sedlák
J. Holý
L.Bělovský
2300
Divize: Integrita a technický inženýring
Expertní hodnocení životnosti tlakové nádoby reaktoru
2301
Odd.: Hodnocení pevnosti a životnosti
Výpočty armatur programem VAP
2500
2501
Divize: Energoprojekt Praha
Odd.: Projekce - obor jaderný
Technicko - ekonomická analýza různých metod zpracování a
úpravy RAO z JE ve vazbě na možnosti uložení v ČR
Koncepce demontáží při vyřazování JE Temelín z provozu se
zaměřením na komponenty primárního okruhu
2502
M. Brumovský
P. Stíbal
V. Talla
J. Tarasová
Odd.: Projekce - obor strojní
Energetické využití biomasy
Kondensační systémy JE
Regenerační systémy JE
Kondensační turbiny pro nadkritické bloky
Napájecí systém PG (kotle)
Parní turbiny s nadkritickými parametry
Parní turbiny pro třítlaký paraplynový cyklus
Integrované oběhy se spalováním kyslíku
Centrum výzkumu Řež s.r.o.
Návrh měření a vyhodnocování ohybu a zkrutu palivových souborů na
jaderné elektrárně Temelín s cílem zpřesnění daných metodik
Návrh experimentálního technologického okruhu pro výzkum
termohydraulických jevů v oblasti pod víkem sodíkem chlazeného
rychlého reaktoru
Z. Vlček
Z. Hrdina
L. Židová
Ing. M. Mikloš, Ph.D.;
Ing. M. Malá
Ing. L. Vála, Ph.D.
10