Severe accidents of third generation pressurized water reactors

Bakalářská práce se zabývá vývojem světové jaderné energetiky. Popisuje přehledně vývoj i dělení jaderných reaktorů určených k výrobě elektrické energie. Práce teoreticky popisuje rozdělení jaderných zařízení podle vývojových generací. Rozebrány jsou dané typy z pohledu technologie a principu fungování. Podrobněji jsou popsány provozní stavy jaderných reaktorů s důrazem na havarijní stavy. Další část práce seznámí s typem havárie LOCA pro tlakovodní reaktory třetí generace. Definován je samotný rozbor problematiky výpočtových kódů určených pro modelování havarijních stavů jaderných zařízení. Praktická část bakalářské práce popisuje jaderný reaktor APR1400 a uvádí jeho základní parametry, podrobněji seznamuje s modelem daného reaktoru vytvořeném pomocí výpočtového kódu MELCOR. Navazující část obsahuje citlivostní analýzu vybraných parametrů v modelu při scénáři těžké havárie, kdy dojde k havárii LOCA společně se selháním všech systémů vysokotlakého doplňování chladiva. Rozebírá jejich vliv na množství vytvořeného vodíku, průběh poškození aktivní zóny a čas protavení dna reaktorové nádoby.The bachelor thesis focuses on the development of global nuclear energy. It clearly describes the development and division of nuclear facilities used for electricity production. The theoretical part of the thesis describes the division of nuclear facilities according to the development generations, the types are discussed in terms of technology and principle of operation. The operating conditions of nuclear reactors are described in detail, with emphasis on emergency conditions. The next part of the thesis focuses on the LOCA accident type for third generation pressurized water reactors. This thesis also includes an analysis of different approaches od the computation codes used for modelling various conditions of the nuclear power plants. The practical part of the bachelor thesis describes nuclear reactor APR1400. It provides its elementary parameters. The calculation code MELCOR was used for modelling this type of the nuclear reactor. The sensitivity analysis of the severe accident was performed using selected parameters. This analysis describes the influence of these parameters on the hydrogen production, the process of damaging of the active zone, and the reactor vessel melting time.