Ways of radioactive materials saving in the Czech Republic and in the world

Způsobů nakládání s vyhořelým jaderným palivem a radioaktivními odpady je celá řada. Cílem této práce bylo shrnout přístup České republiky a ostatních významných zemí k této problematice. Nejprve je uvedena klasifikace radioaktivních odpadů dle různých kritérií. Následně je definován a popsán palivový cyklus, jakožto největší producent všech druhů radioaktivních odpadů. Poté je rozebrán přístup České republiky k nakládání se všemi druhy radioaktivních odpadů a postoj k hlubinnému úložišti. Na závěr jsou uvedeny některé, v tomto směru, významné země a jejich přístup k vyhořelému jadernému palivu, radioaktivním odpadům a způsobu jejich konečného uložení.Management of spent nuclear fuel and radioactive waste are many. The aim of this thesis was to summarize the attitude of the Czech Republic and the other major countries on this issue. First is given the classification of radioactive waste according to various criteria. Consequently, it is defined and described the fuel cycle, as the largest producer of all types of radioactive waste. Then is analyzed approach of the Czech Republic to the management of all type radioactive waste and the attitude to deep geological repository. At the end are some, in this respect, major countries and their attitude to deal with spent nuclear fuel, radioactive waste and the method of final disposal.

Treatment of nuclear waste in nuclear power plants and hospital facilities

Bakalářská práce je zaměřena na dnes velmi diskutovanou a mediálně často řešenou problematikou vzniku, skladování a zpracování radioaktivních odpadů. Práce se zabývá nejen problematikou vzniku radioaktivních odpadů v Jaderné elektrárně Dukovany, ale i vznikajícím radioaktivním institucionálním odpadem, který pochází z nemocnic a vzniká především při léčbě nádorových onemocnění. Dále je v práci uvedeno rozdělení těchto odpadů a popis, jak se s těmito opady v jednotlivých zařízeních zachází. Práce vznikla na základě poznatků a odborných materiálů získaných při návštěvách na specializovaných pracovištích v Jaderné elektrárně Dukovany a Fakultní nemocnici v Brně, na klinice nukleární medicíny.The bachelor’s thesis at hand is aimed at issues related to formation, storage and processing of radioactive waste – the issues that are widely discussed and dealt with in media. The thesis is concerned not only with formation of radioactive waste in the Dukovany Nuclear Power Station, but also with emerging radioactive institutional waste that originates in hospitals predominantly during treatment of cancer. The thesis provides classification of wastes and description of how these wastes are handled in individual facilities. The thesis is based on findings and technical materials obtained during visits to specialized workplaces at the Dukovany Nuclear Power Station and the University Hospital Brno, the Department of Nuclear Medicine.

Nuclear energetics in CR and in the world

Ve své práci se budu zabývat základním principem jaderné reakce, jejího vzniku, jijí vývoj a současný stav, na jaké je úrovni. Dále se budu zabývat jadernými elektrárnami a jejím popisem. Jak se vybírá umístění a jiné kritéria pro stavbu je v další části. Budu se i zabívat odpadem z těchto eletráren a jijich využívání a skladování. Budoucností v odvětví jaderné energetiky je obsahem další z části této práce.V poslední řadě budu navrhovat energetickou koncepci našeho státu.This work is about a basic principles of nuclear reaction, creation of nuclear reaction and its development. Here is also described contemporary status and its level of progression. The first part is about a history of nuclear energy – its beginnings and further progress. Next the work deals with a nuclear power stations, nuclear reactors etc. The other part of this work is based on a nuclear waste. Then, I will write about a future of nuclear energy. The last point is creating the enegetic conception of our country.

Temperature field analysis of spent fuel cask

Cílem této bakalářské práce je řešení teplotního pole ve stěně skladovacího kontejneru použitého jaderného paliva určeného pro suchý mezisklad. Také ukázat možné cesty k řešení problému výpočtu teplotního pole, společně s formulací potřebných zjednodušujících předpokladů pro řešení v prvním přiblížení a sestavení okrajových podmínek výpočtu. Na základě přijatelných parametrů byl sestaven výpočtový model, získáno analytické řešení problému a v závěru pak porovnání přístupu s numerickým řešením v systému ANSYS.The purpose of this thesis is temperature field analysis of spent fuel cask destined for dry buffer storage. Also to show possible ways of solving the difficulties in temperature field analysis, together with definition of simplifying presumptions and boundary conditions. Based on reasonable arguments were designed solving formulas, gained analytic solution of the temperature field and then compare analytical solution with numeric solution from ANSYS in the end of thesis.

Numerické modelování chlazení kontejneru na vyhořelé palivo

Diplomová práce je zaměřena na modelování a simulaci přestupu tepla v izolovaném ocelovém segmentu kontejneru OS Škoda 440/84 a volné konvekce v jeho okolí. Výsledky jsou porovnány s reálným experimentem a dále jsou provedeny simulace pro sledování vlivu různých zvolených parametrů, úprav modelů a okrajových podmínek s cílem přiblížit se naměřeným hodnotám a rovněž určit vliv některých nejistot v hodnotách měření. Výsledky jsou porovnány s měřením, je provedena analýza získaných výsledků, shrnutí, závěry a doporučení pro numerické i fyzikální modelování úloh podobného typu.ObhájenoThe diploma thesis is focused on the modeling and simulating of heat transfer in the insulated steel segment of the OS Škoda 440/84 container and free convection in its surroundings. The results were compared with a real experiment and more simulations were performed to monitor the influence of various selected parameters, model modifications and boundary conditions with the aim of approaching the measured values and also determining the influence of some uncertainties in the measurement values. The results are compared with measurements with an analysis of the obtained results, summaries, conclusions and recommendations for numerical and physical modeling of simillar tasks

Experimental Investigation of Accelerator Driven Nuclear Reactors for Thorium Based Nuclear Power

Tato diplomová práce se zabývá problematikou spojenou využitím thoria jako jaderného paliva v urychlovačem řízených systémech. V této práci je popsán princip ADS, jejich současná situace a možnosti využití do budoucna. Tato práce je blíže zaměřená na určení neutronového toku ve spalačním terči QUINTA. V prosinci 2013 byl proveden experiment, ve kterém byla uskutečněna tři ozařování kobaltových vzorků v různých pozicích spalačního terče QUINTA, který se nachází ve Spojeném ústavu jaderných výzkumů, Dubna. Vzorky Co-59 byly ozařovány v poli neutronů generovaných deuterony o energii 2 AGeV a 4 AGeV a částicemi C-12 o energii 2 AGeV při spalační reakci. Tyto vzorky byly měřeny pomocí polovodičových detektorů ze superčistého germania a analyzovány použitím jaderné gama spektrometrie. Byly určeny reakční rychlosti produktů reakcí v Co-59, ze kterých byl určen tok neutronů v sestavě QUINTA. Experimentální reakční rychlosti byly porovnány s výpočtem s pomocí MCNPX kódu.The Master Thesis deals with the use of thorium nuclear fuel in accelerator driven systems. Basic principle of ADS, present situation and future possibilities are described in this work. The main goal of the work is determination of neutron flux in spallation target QUINTA. In December 2013, an experiment was performed at Joint Institute for Nuclear Research, Dubna. Samples of cobalt, situated at different positions in QUINTA target, were irradiated in secondary neutron field generated by deuteron beam of energies 2 AGeV and 4 AGeV and beam of C-12 with energy 2 AGeV. The samples were measured with the use of germanium semiconductor detectors and analysed using gamma-ray spectrometry. Reaction rates of Co-59 products were determined. Neutron flux was determined in setup QUINTA on the base of experimental reaction rates. Experimental reaction rates were compared with calcula1tion of MCNPX code.