6 Témata ÚJV Řež Následující témata jsou připravena ÚJV Řež
Transkript
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