Search

The computer code DYN3D is integrated into the SALOME platform within the NURSIM project. The first phase of implementation were presented. This phase contains the pre processing of a DYN3D calculation by using of SALOME platform.

The configuration of the reactor core used in the steady-state AER-FCM-101 benchmark is described. The results of different options of the DYN3D code are compared with the reference solution.

A new method for the thermal-hydraulic calculations in the reactor core using a porous media approach is presented in this paper. The Core Crossflow Experimental Facility (CCEF) was built for the validation of this method. The comparison of the calculations using this method with the experimental data from CCEF are also presented.

A new method for the thermal-hydraulic calculations in the reactor core using a porous media approach is presented in this paper. The Core Crossflow Experimental Facility (CCEF) was built for the validation of this method. The comparison of the calculations using this method with the experimental data from CCEF are also presented.

A new method for the thermal-hydraulic calculations in the reactor core using a porous media approach is presented in this paper. The Core Crossflow Experimental Facility (CCEF) was built for the validation of this method. The comparison of the calculations using this method with the experimental data from CCEF are also presented.

Depletion calculations have been performed for the McClellan reactor history from January 1990 through August 1996. A database has been generated for continuing use by operations personnel which contains the isotopic inventory for all fuel elements and fuel-followed control rods maintained at McClellan. The calculations are based on the three-dimensional diffusion “theory code REBUS-3 which is available through the Radiation Safety Information Computational Center (RSICC). Burnup-dependent cross-sections were developed at zero power temperatures and full power temperatures using the WIMS “code (also available through RSICC). WIMS is based on discretized transport theory to calculate the neutron flux as a function of energy and position in a one-dimensional cell. Based on the initial depletion calculations, a method was developed to allow operations personnel to perform depletion calculations and update the database with a minimal amount of effort. Depletion estimates and calculations can be performed by simply entering the core loading configuration, the position of the control rods at the start and end of cycle, the reactor power level, the duration of the reactor cycle, and the time since the last reactor cycle. The depletion and buildup of isotopes of interest (heavy metal isotopes, erbium isotopes, and fission product poisons) are calculated for all fuel elements and fuel-followed control rods in the MNRC inventory. The reactivity loss from burnup and buildup of fission product poisons and the peak xenon buildup after shutdown are also calculated. The reactivity loss from going from cold zero power to hot full power can also be calculated by using the temperature-dependent, burnup dependent cross-sections. By calculating all of these reactivity effects, operations personnel are able to estimate the total excess reactivity necessary to run the reactor for the given cycle. This method has also been used to estimate the worth of individual control rods. Using this

Depletion calculations have been performed for the McClellan reactor history from January 1990 through August 1996. A database has been generated for continuing use by operations personnel which contains the isotopic inventory for all fuel elements and fuel-followed control rods maintained at McClellan. The calculations are based on the three-dimensional diffusion “theory code REBUS-3 which is available through the Radiation Safety Information Computational Center (RSICC). Burnup-dependent cross-sections were developed at zero power temperatures and full power temperatures using the WIMS “code (also available through RSICC). WIMS is based on discretized transport theory to calculate the neutron flux as a function of energy and position in a one-dimensional cell. Based on the initial depletion calculations, a method was developed to allow operations personnel to perform depletion calculations and update the database with a minimal amount of effort. Depletion estimates and calculations can be performed by simply entering the core loading configuration, the position of the control rods at the start and end of cycle, the reactor power level, the duration of the reactor cycle, and the time since the last reactor cycle. The depletion and buildup of isotopes of interest (heavy metal isotopes, erbium isotopes, and fission product poisons) are calculated for all fuel elements and fuel-followed control rods in the MNRC inventory. The reactivity loss from burnup and buildup of fission product poisons and the peak xenon buildup after shutdown are also calculated. The reactivity loss from going from cold zero power to hot full power can also be calculated by using the temperature-dependent, burnup dependent cross-sections. By calculating all of these reactivity effects, operations personnel are able to estimate the total excess reactivity necessary to run the reactor for the given cycle. This method has also been used to estimate the worth of individual control rods. Using this

The purpose of this emergency plan is to set forth the organizational structure and define the general functions of the Armed Forces Radiobiology Research Institute (AFRRI) emergency response organization. Specific procedures for dealing with emergency conditions that may arise at AFRRI are established in the AFRRI Emergency Response Guidebook.

Tato bakalářská práce se zabývá využitím spotřebovaného jaderného paliva v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených jaderných elektrárnách a přeměnou tohoto paliva v elektrickou energii. V úvodu jsou uvedeny základní fyzikální a teoretické poznatky o jaderných reaktorech spolu s jejich základním rozdělením a celosvětovým rozložením. Jako další bod jsou urychlovačem řízené systémy, kde je vedle jejich stručného vývoje osvětlena jejich základní koncepce a možnosti využití, jak v jaderných elektrárnách, tak pro transmutační technologie. Uvedeny jsou některé celosvětové projekty, které se tímto systémem zabývají a provádí výzkumy. Více je rozveden bod ohledně evropských projektů MYRRHA a ESS, jelikož se jedná o důležité výzkumné stavby v rámci celosvětového měřítka. Na řadu následně přicházejí projekty s tekutým terčem, jako velmi perspektivním mediem. Poslední část se zabývá výpočtem základních parametrů ADS v programu MCNPX a jejich aplikováním., This bachelor’s thesis deals with utilization of spent nuclear fuel in nuclear power plants of new generation – accelerator driven nuclear power plants and of conversion of this fuel into electrical energy. In the introduction are listed basic physical and theoretical knowledge of nuclear reactors along with their basic division and global distribution. As another point accelerator driven systems are described with their brief development and the basic concept and usage on both the nuclear power plants and transmutation technologies. Some global projects are mentioned here dealing with this system and conduct research. More into detail is point about European projects MYRRHA and ESS, because there are important research facilities worldwide. The next are projects with liquid target as a very promising medium. The last part deals with the calculation of basic parameters of ADS in the MCNPX and its applying.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.

Tato bakalářská práce se zabývá využitím spotřebovaného jaderného paliva v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených jaderných elektrárnách a přeměnou tohoto paliva v elektrickou energii. V úvodu jsou uvedeny základní fyzikální a teoretické poznatky o jaderných reaktorech spolu s jejich základním rozdělením a celosvětovým rozložením. Jako další bod jsou urychlovačem řízené systémy, kde je vedle jejich stručného vývoje osvětlena jejich základní koncepce a možnosti využití, jak v jaderných elektrárnách, tak pro transmutační technologie. Uvedeny jsou některé celosvětové projekty, které se tímto systémem zabývají a provádí výzkumy. Více je rozveden bod ohledně evropských projektů MYRRHA a ESS, jelikož se jedná o důležité výzkumné stavby v rámci celosvětového měřítka. Na řadu následně přicházejí projekty s tekutým terčem, jako velmi perspektivním mediem. Poslední část se zabývá výpočtem základních parametrů ADS v programu MCNPX a jejich aplikováním., This bachelor’s thesis deals with utilization of spent nuclear fuel in nuclear power plants of new generation – accelerator driven nuclear power plants and of conversion of this fuel into electrical energy. In the introduction are listed basic physical and theoretical knowledge of nuclear reactors along with their basic division and global distribution. As another point accelerator driven systems are described with their brief development and the basic concept and usage on both the nuclear power plants and transmutation technologies. Some global projects are mentioned here dealing with this system and conduct research. More into detail is point about European projects MYRRHA and ESS, because there are important research facilities worldwide. The next are projects with liquid target as a very promising medium. The last part deals with the calculation of basic parameters of ADS in the MCNPX and its applying.

Tato diplomová práce se zabývá vlivem rotace palivových kazet na optimalizaci aktivní zóny jaderného reaktoru VVER-440. První část této práce obsahuje stručný popis a projektové parametry jaderného reaktoru VVER-440. Dále je popsána aktivní zóna reaktoru tohoto typu provozovaného na jaderné elektrárně Dukovany s vývojem palivových vsázek a jejich optimalizacemi. Praktická část obsahuje porovnání palivové vsázky bez rotace kazet a s jejich rotací. Dále je praktická část věnovaná tzv. vícenásobné rotaci, která by v určitých ohledech mohla být vhodnější než současně používaná jednoduchá rotace., This thesis is focused on effect of fuel assembly rotation on the reactor core optimization in VVER-440 reactor. In the first part of this thesis, a brief description and main parameters of VVER-440 reactor are introduced. Next chapter is focused on the Dukovany NPP reactor core design, where these reactors are in operation, together with evolution of used fuel assemblies and reactor core design optimization. The practical part of this thesis includes a comparison of reactor core design optimization with and without fuel assemblies‘ rotation. Furthermore, a so-called multiple rotation method is investigated, which could be more suitable compared to the currently used one.

Tato diplomová práce se zabývá vlivem rotace palivových kazet na optimalizaci aktivní zóny jaderného reaktoru VVER-440. První část této práce obsahuje stručný popis a projektové parametry jaderného reaktoru VVER-440. Dále je popsána aktivní zóna reaktoru tohoto typu provozovaného na jaderné elektrárně Dukovany s vývojem palivových vsázek a jejich optimalizacemi. Praktická část obsahuje porovnání palivové vsázky bez rotace kazet a s jejich rotací. Dále je praktická část věnovaná tzv. vícenásobné rotaci, která by v určitých ohledech mohla být vhodnější než současně používaná jednoduchá rotace., This thesis is focused on effect of fuel assembly rotation on the reactor core optimization in VVER-440 reactor. In the first part of this thesis, a brief description and main parameters of VVER-440 reactor are introduced. Next chapter is focused on the Dukovany NPP reactor core design, where these reactors are in operation, together with evolution of used fuel assemblies and reactor core design optimization. The practical part of this thesis includes a comparison of reactor core design optimization with and without fuel assemblies‘ rotation. Furthermore, a so-called multiple rotation method is investigated, which could be more suitable compared to the currently used one.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.

Tato bakalářská práce se zabývá využitím spotřebovaného jaderného paliva v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených jaderných elektrárnách a přeměnou tohoto paliva v elektrickou energii. V úvodu jsou uvedeny základní fyzikální a teoretické poznatky o jaderných reaktorech spolu s jejich základním rozdělením a celosvětovým rozložením. Jako další bod jsou urychlovačem řízené systémy, kde je vedle jejich stručného vývoje osvětlena jejich základní koncepce a možnosti využití, jak v jaderných elektrárnách, tak pro transmutační technologie. Uvedeny jsou některé celosvětové projekty, které se tímto systémem zabývají a provádí výzkumy. Více je rozveden bod ohledně evropských projektů MYRRHA a ESS, jelikož se jedná o důležité výzkumné stavby v rámci celosvětového měřítka. Na řadu následně přicházejí projekty s tekutým terčem, jako velmi perspektivním mediem. Poslední část se zabývá výpočtem základních parametrů ADS v programu MCNPX a jejich aplikováním., This bachelor’s thesis deals with utilization of spent nuclear fuel in nuclear power plants of new generation – accelerator driven nuclear power plants and of conversion of this fuel into electrical energy. In the introduction are listed basic physical and theoretical knowledge of nuclear reactors along with their basic division and global distribution. As another point accelerator driven systems are described with their brief development and the basic concept and usage on both the nuclear power plants and transmutation technologies. Some global projects are mentioned here dealing with this system and conduct research. More into detail is point about European projects MYRRHA and ESS, because there are important research facilities worldwide. The next are projects with liquid target as a very promising medium. The last part deals with the calculation of basic parameters of ADS in the MCNPX and its applying.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.

Tato bakalářská práce se zabývá využitím spotřebovaného jaderného paliva v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených jaderných elektrárnách a přeměnou tohoto paliva v elektrickou energii. V úvodu jsou uvedeny základní fyzikální a teoretické poznatky o jaderných reaktorech spolu s jejich základním rozdělením a celosvětovým rozložením. Jako další bod jsou urychlovačem řízené systémy, kde je vedle jejich stručného vývoje osvětlena jejich základní koncepce a možnosti využití, jak v jaderných elektrárnách, tak pro transmutační technologie. Uvedeny jsou některé celosvětové projekty, které se tímto systémem zabývají a provádí výzkumy. Více je rozveden bod ohledně evropských projektů MYRRHA a ESS, jelikož se jedná o důležité výzkumné stavby v rámci celosvětového měřítka. Na řadu následně přicházejí projekty s tekutým terčem, jako velmi perspektivním mediem. Poslední část se zabývá výpočtem základních parametrů ADS v programu MCNPX a jejich aplikováním., This bachelor’s thesis deals with utilization of spent nuclear fuel in nuclear power plants of new generation – accelerator driven nuclear power plants and of conversion of this fuel into electrical energy. In the introduction are listed basic physical and theoretical knowledge of nuclear reactors along with their basic division and global distribution. As another point accelerator driven systems are described with their brief development and the basic concept and usage on both the nuclear power plants and transmutation technologies. Some global projects are mentioned here dealing with this system and conduct research. More into detail is point about European projects MYRRHA and ESS, because there are important research facilities worldwide. The next are projects with liquid target as a very promising medium. The last part deals with the calculation of basic parameters of ADS in the MCNPX and its applying.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.

Tato bakalářská práce se zabývá využitím spotřebovaného jaderného paliva v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených jaderných elektrárnách a přeměnou tohoto paliva v elektrickou energii. V úvodu jsou uvedeny základní fyzikální a teoretické poznatky o jaderných reaktorech spolu s jejich základním rozdělením a celosvětovým rozložením. Jako další bod jsou urychlovačem řízené systémy, kde je vedle jejich stručného vývoje osvětlena jejich základní koncepce a možnosti využití, jak v jaderných elektrárnách, tak pro transmutační technologie. Uvedeny jsou některé celosvětové projekty, které se tímto systémem zabývají a provádí výzkumy. Více je rozveden bod ohledně evropských projektů MYRRHA a ESS, jelikož se jedná o důležité výzkumné stavby v rámci celosvětového měřítka. Na řadu následně přicházejí projekty s tekutým terčem, jako velmi perspektivním mediem. Poslední část se zabývá výpočtem základních parametrů ADS v programu MCNPX a jejich aplikováním., This bachelor’s thesis deals with utilization of spent nuclear fuel in nuclear power plants of new generation – accelerator driven nuclear power plants and of conversion of this fuel into electrical energy. In the introduction are listed basic physical and theoretical knowledge of nuclear reactors along with their basic division and global distribution. As another point accelerator driven systems are described with their brief development and the basic concept and usage on both the nuclear power plants and transmutation technologies. Some global projects are mentioned here dealing with this system and conduct research. More into detail is point about European projects MYRRHA and ESS, because there are important research facilities worldwide. The next are projects with liquid target as a very promising medium. The last part deals with the calculation of basic parameters of ADS in the MCNPX and its applying.

Tato diplomová práce se zabývá vlivem rotace palivových kazet na optimalizaci aktivní zóny jaderného reaktoru VVER-440. První část této práce obsahuje stručný popis a projektové parametry jaderného reaktoru VVER-440. Dále je popsána aktivní zóna reaktoru tohoto typu provozovaného na jaderné elektrárně Dukovany s vývojem palivových vsázek a jejich optimalizacemi. Praktická část obsahuje porovnání palivové vsázky bez rotace kazet a s jejich rotací. Dále je praktická část věnovaná tzv. vícenásobné rotaci, která by v určitých ohledech mohla být vhodnější než současně používaná jednoduchá rotace., This thesis is focused on effect of fuel assembly rotation on the reactor core optimization in VVER-440 reactor. In the first part of this thesis, a brief description and main parameters of VVER-440 reactor are introduced. Next chapter is focused on the Dukovany NPP reactor core design, where these reactors are in operation, together with evolution of used fuel assemblies and reactor core design optimization. The practical part of this thesis includes a comparison of reactor core design optimization with and without fuel assemblies‘ rotation. Furthermore, a so-called multiple rotation method is investigated, which could be more suitable compared to the currently used one.

Tato diplomová práce se zabývá vlivem rotace palivových kazet na optimalizaci aktivní zóny jaderného reaktoru VVER-440. První část této práce obsahuje stručný popis a projektové parametry jaderného reaktoru VVER-440. Dále je popsána aktivní zóna reaktoru tohoto typu provozovaného na jaderné elektrárně Dukovany s vývojem palivových vsázek a jejich optimalizacemi. Praktická část obsahuje porovnání palivové vsázky bez rotace kazet a s jejich rotací. Dále je praktická část věnovaná tzv. vícenásobné rotaci, která by v určitých ohledech mohla být vhodnější než současně používaná jednoduchá rotace., This thesis is focused on effect of fuel assembly rotation on the reactor core optimization in VVER-440 reactor. In the first part of this thesis, a brief description and main parameters of VVER-440 reactor are introduced. Next chapter is focused on the Dukovany NPP reactor core design, where these reactors are in operation, together with evolution of used fuel assemblies and reactor core design optimization. The practical part of this thesis includes a comparison of reactor core design optimization with and without fuel assemblies‘ rotation. Furthermore, a so-called multiple rotation method is investigated, which could be more suitable compared to the currently used one.

Tato diplomová práce se zabývá vlivem rotace palivových kazet na optimalizaci aktivní zóny jaderného reaktoru VVER-440. První část této práce obsahuje stručný popis a projektové parametry jaderného reaktoru VVER-440. Dále je popsána aktivní zóna reaktoru tohoto typu provozovaného na jaderné elektrárně Dukovany s vývojem palivových vsázek a jejich optimalizacemi. Praktická část obsahuje porovnání palivové vsázky bez rotace kazet a s jejich rotací. Dále je praktická část věnovaná tzv. vícenásobné rotaci, která by v určitých ohledech mohla být vhodnější než současně používaná jednoduchá rotace., This thesis is focused on effect of fuel assembly rotation on the reactor core optimization in VVER-440 reactor. In the first part of this thesis, a brief description and main parameters of VVER-440 reactor are introduced. Next chapter is focused on the Dukovany NPP reactor core design, where these reactors are in operation, together with evolution of used fuel assemblies and reactor core design optimization. The practical part of this thesis includes a comparison of reactor core design optimization with and without fuel assemblies‘ rotation. Furthermore, a so-called multiple rotation method is investigated, which could be more suitable compared to the currently used one.

Tato bakalářská práce se zabývá využitím spotřebovaného jaderného paliva v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených jaderných elektrárnách a přeměnou tohoto paliva v elektrickou energii. V úvodu jsou uvedeny základní fyzikální a teoretické poznatky o jaderných reaktorech spolu s jejich základním rozdělením a celosvětovým rozložením. Jako další bod jsou urychlovačem řízené systémy, kde je vedle jejich stručného vývoje osvětlena jejich základní koncepce a možnosti využití, jak v jaderných elektrárnách, tak pro transmutační technologie. Uvedeny jsou některé celosvětové projekty, které se tímto systémem zabývají a provádí výzkumy. Více je rozveden bod ohledně evropských projektů MYRRHA a ESS, jelikož se jedná o důležité výzkumné stavby v rámci celosvětového měřítka. Na řadu následně přicházejí projekty s tekutým terčem, jako velmi perspektivním mediem. Poslední část se zabývá výpočtem základních parametrů ADS v programu MCNPX a jejich aplikováním., This bachelor’s thesis deals with utilization of spent nuclear fuel in nuclear power plants of new generation – accelerator driven nuclear power plants and of conversion of this fuel into electrical energy. In the introduction are listed basic physical and theoretical knowledge of nuclear reactors along with their basic division and global distribution. As another point accelerator driven systems are described with their brief development and the basic concept and usage on both the nuclear power plants and transmutation technologies. Some global projects are mentioned here dealing with this system and conduct research. More into detail is point about European projects MYRRHA and ESS, because there are important research facilities worldwide. The next are projects with liquid target as a very promising medium. The last part deals with the calculation of basic parameters of ADS in the MCNPX and its applying.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.

Táto bakalárska práca popisuje konštrukciu aktívnej zóny jadrového reaktora VVER 1000 a zaoberá sa spracovaním výsledkov z výpočtov neutrónového kódu PARCS v rozhraní SNAP. V dnešnej dobe je pri návrhu alebo zmenách na jadrovom reaktore dôležité vopred si overiť správanie budúceho nového alebo zmeneného zariadenia. Na to slúžia rôzne výpočtové programy určené špeciálne na tieto výpočty. Na prácu s nimi je ale potrebné rozumieť konštrukcii aktívnej zóny, aby používateľ vedel, čo sa počíta a porozumel výsledkom výpočtu. Tie môžu byť buď vo forme textových súborov, alebo je ich možné spracovať do podoby grafov alebo animácií pomocou rôznych aplikácií, v prípade tejto práce v rozhraní SNAP., This bachelor thesis describes core design of nuclear reactor VVER 1000 and deals with processing of results calculated by neutronics code PARCS in SNAP application suite. Nowadays, while designing or modifying nuclear reactor, it is very important to verify behavior of newly designed or modified parts in anticipation. For this purpose there are various computing programmes designed especially for these computations. However, to work with them is necessary to be familiar with the construction of the reactor core, because it is important to understand the results of the calculations. These can be shown either in form of text files or or processed into form of graphs and animations using various applications, in this case in SNAP application suite.