Full metadata record
DC FieldValueLanguage
dc.contributor.advisorLovecký Martin, Ing. Ph.D.
dc.contributor.authorForgáč, Jan
dc.contributor.refereeZávorka Jiří, Ing. Ph.D.
dc.date.accepted2023-6-14
dc.date.accessioned2023-08-02T10:41:42Z-
dc.date.available2022-10-7
dc.date.available2023-08-02T10:41:42Z-
dc.date.issued2023
dc.date.submitted2023-5-26
dc.identifier92742
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/11025/53066-
dc.description.abstractCílem této práce je nastínit způsoby nakládání s vyhořelým jaderným palivem a druhy obalových souborů, které se za tímto účelem používají. Dále je porovnán nově navržený stínicí materiál na bázi betonu s příměsí polyetylénu a karbidu bóru s používanou tvárnou litinou. Za účelem porovnání byl použit existující obalový soubor Škoda 440/84. Tento soubor je dále nasimulován z pohledu stínění pomocí transportního Monte Carlo softwaru Serpent. Na závěr byly výsledné hodnoty příkonu dávkového ekvivalentu zanalyzovány a porovnány, a to za účelem určení, zda by měl beton s příměsí karbidu perspektivní využití jako stínící materiál u tohoto druhu obalových souborů. V poslední řadě je určen jaký vliv má použití homogenního materiálu místo nehomogenního materiálu na výsledky výpočtů.cs
dc.format55 s.
dc.language.isocs
dc.publisherZápadočeská univerzita v Plzni
dc.rightsPlný text práce je přístupný bez omezení
dc.subjectvyhořelé jaderné palivocs
dc.subjectobalové souborycs
dc.subjectmonte carlocs
dc.subjectserpentcs
dc.subjectmezisklad jaderného palivacs
dc.subjectdávkový příkoncs
dc.titleBeton s příměsí polyetylénu a karbidu bóru jako stínící materiál tělesa obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivocs
dc.title.alternativeA polythene-B4C based concrete as a shielding material for spent fuel cask wallen
dc.typediplomová práce
dc.thesis.degree-nameIng.
dc.thesis.degree-levelNavazující
dc.thesis.degree-grantorZápadočeská univerzita v Plzni. Fakulta elektrotechnická
dc.thesis.degree-programVýkonové systémy a elektroenergetika
dc.description.resultObhájeno
dc.description.abstract-translatedThe aim of this work is to outline the methods of handling spent nuclear fuel and the types of spent fuel casks used for this purpose. Furthermore, a newly designed shielding material based on concrete with the addition of polyethylene and boron carbide is compared with the commonly used cast iron. For the purpose of comparison, the existing Škoda 440/84 dry storage cask was used as a base. This dry storage cask is further simulated in terms of shielding using the Serpent Monte Carlo transport software. Finally, the resulting values of the dose rate equivalent were analyzed and compared in order to determine whether concrete with the addition of carbide has prospective use as a shielding material for this type of packaging assembly. Lastly, the influence of using a homogeneous material instead of a non-homogeneous material on the calculation results is determined.en
dc.subject.translatedspent nuclear fuelen
dc.subject.translateddry storage casken
dc.subject.translatedmonte carloen
dc.subject.translatedserpenten
dc.subject.translatednuclear fuel intermediate storageen
dc.subject.translateddose rateen
Appears in Collections:Diplomové práce / Theses (KEE)

Files in This Item:
File Description SizeFormat 
DP_Forgac_Final.pdfPlný text práce24,15 MBAdobe PDFView/Open
PosudekOponentaSTAG.pdfPosudek oponenta práce65,02 kBAdobe PDFView/Open
PosudekVedoucihoSTAG.pdfPosudek vedoucího práce59,78 kBAdobe PDFView/Open
ProtokolSPrubehemObhajobySTAG.pdfPrůběh obhajoby práce41,4 kBAdobe PDFView/Open
Show simple item record


Please use this identifier to cite or link to this item: http://hdl.handle.net/11025/53066

Items in DSpace are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.

search
navigation
  1. DSpace at University of West Bohemia
  2. Vysokoškolské kvalifikační práce / Theses
  3. Fakulta elektrotechnická / Faculty of Electrical Engineering
  4. Katedra elektroenergetiky / Department of Electrical Power Engineering
  5. Diplomové práce / Theses (KEE)