PROGRAMME

Thursday 30. 5. 2019

9:00 – 9:20 Registrace a prezence účastníků
9:25 – Přivítání a úvodní slovo (A. Kecek)
9:30 – 9:50 Štefan Zajac (ČVUT, FJFI) – „Ke 100. výročí narození profesora Čestmíra Šimáněho“
9:50 – 9:55 Organizační pokyny (M. Ševeček)

Session – Modelling and Simulation (Chairman – V. Caha)

10:00 – 10:15 Ondřej Novák (ČVUT, FJFI) – „Výpočty přechodových procesů pomocí kódu Serpent“
10:20 –10:35 Michal Zeman (ZČU) – „Comparison of IBA and IFBA Burnable Absorbers Composed of Two Elements for Evolutionary Power Reactor“
10:35 –10:50 Daniel Vlček (ČVUT, FJFI) – „Subkanálová analýza a navazující experimentální činnost“

10:50 – 11:10 COFFEE BREAK
10:50 – 11:10 Poster session I.

11:10 –11:25 Adam Kecek (ČVUT, FJFI) – „Status of the COCOSYS Validation at UJV“
11:30 –11:45 Ondřej Šťastný (VUT, FEKT) – „Analýza neutronových polí generovaných ve spalačních terčích v experimentálním zařízení B-URAN pomocí metody Monte Carlo“
11:45 –12:00 Jana Šošková (ČVUT, FJFI) – „Stanovení zbytkového tepelného výkonu paliva SMR Energy Well “

Session – Uses of Ionising Radiation (Chairman – A. Kecek)

12:05 –12:20 Kamil Števanka (VUT, FEKT) – „Effect of NaCl on neutron flux density in graphite block“

12:20 – 13:15 OBĚD
13:00 – 13:15 Poster session II.

13:15 –13:30 Martin Cesnek (ČVUT, FJFI) – „Effects of Xe Ions on Metallic Glasses“
13:35 –13:50 Anna Fořtová (ZČU) – „Ex-core Neutron Flux Monitoring System in Graphite Prism for GenIV. Reactors“
13:50 –14:05 Dominika Tatarová (UKom, PřF) – „Optimalizácia experimentu na fykoremediáciu alfa rádionuklidov“
14:10 –14:35 Jiří Fleischhans – „Měření výkonu na jaderné elektrárně Temelín“

14:35 – 15:10 COFFEE BREAK
14:35 – 15:10 Poster session III.

Session – Nuclear Fuels (Chairman – M. Valach)

15:10 – 15:25 Jakub Krejčí (UJP Praha) – „Experimental Behavior of Cr-coated Cladding Materials“
15:30 – 15:45 Gautier Bourdon (Grenoble INP) – „High-temperature Oxidation of New Cladding Materials“
15:50 –16:05 Adéla Chalupová (ČVUT, FJFI) – „Chování palivového pokrytí s ochrannou vrstvou v podmínkách vysokoteplotního přechodu“
16:10 –16:25 Pavel Vrbka (ČVUT, FJFI) – „Vysokoteplotní oxidace ze slitiny E110 na vzduchu a v jeho směsích s párou“
16:30 –16:45 Martin Ševeček (ČVUT, FJFI) – „Round Robin Exercise of the Candidate ATF Cladding Materials within the IAEA ACTOF Project“

16:45 – 17:00 COFFEE BREAK
16:45 – 17:00 Poster session IV.

17:00 – 17:15 Vyhlášení nejlepších příspěvků konference

17:30 – 18:15 Technical Tour –  Tokamak GOLEM

18:30 – společné setkání – Haštalský dědek (Haštalská 731/20)

 List of posters:

  • Pavel Suk (ČVUT, FJFI): „Reflector Effect on the Full Core Deterministic Calculations“
  • Denisa Kubaniová (UK, MFF): „Contrast agents for MRI: Zn-doped maghemite-magnetite nanoparticles“
  • Martina Malá (Centrum Výzkumu Řež): „Debris-Fretting Test of Coated and Uncoated E110“
  • Martin Ševeček (ČVUT, FJFI): „Accident Tolerant Fuels for Light Water Reactors“
  • Aubrey Grace Means (MIIS): „Delayed Neutrons Yield and Enrichment Levels of Uranium“

 

Friday 31. 5. 2018

9:00 – 11:00 Technical Tour – UJP Praha (Nad Kamínkou 1345, Praha-Zbraslav)

 

LIST OF ABSTRACTS

Modelling and Simulation

Ondřej Novák (ČVUT, FJFI) – „Výpočty přechodových procesů pomocí kódu Serpent“
Monte Carlo přístup k výpočtu přechodových procesů přináší nové možnosti ve studiu přechodových procesů, hlavně ve studiu prostorové závislosti. Studium přechodového procesu způsobeného pádem tyče přináší mnoho zajímavých poznatků, které jsou důležité mimo jiné i pro experimentální měření váhy tyče. Tyto aspekty a první poznatky o prostorovém průběhu tranzitu budou prezentovány v příspěvku.

Michal Zeman (ZČU) – „Comparison of IBA and IFBA Burnable Absorbers Composed of Two Elements for Evolutionary Power Reactor“
Nowadays the study of absorbing materials and nuclear fuel is a very current topic. The research of burnable absorbers (sometimes called burnable poisons), control rods and soluble absorbers is very important. This paper describes the possibility of using a combination of materials as a burnable absorber and a different type of burnable absorbers (IBA/IFBA). Burnable absorber has a significant impact on regulation and control of the reactor. They serve in the reactor to compensate initial excess reactivity and thus it is possible to prolong the fuel cycle with higher enrichment of the fuel. In the first part of this paper, the burnable absorber composed of 2 elements is described and the best combination is selected based on the depletion calculations. The second part describes the use of IFBA, as well as the calculation with different layer thickness of burnable absorber. Then the obtained results are evaluated. Finally, the comparison between the results for IBA and IFBA is made and the most suitable solution for the EPR is chosen.

Daniel Vlček (ČVUT, FJFI) – „Subkanálová analýza a navazující experimentální činnost“
Prezentace se bude zabývat subkanálovou analýzou při výpočtech parametrů aktivní zóny tlakovodních reaktorů. Stávající úroveň poznatků této problematiky bude představena a spolu s ní také aktuální problémy. Zmíněna bude též aplikace cfd výpočtů. Jelikož je nutné každý výpočetní kód či korelaci před možným použitím validovat, hrají při termohydraulickém modelování velikou roli experimety na testovacích smyčkách. Druhá část prezentace se bude zabývat právě jimi. Konkrétně zde bude představena experimentální smyčka MRCHA, která bude od léta tohoto roku v provozu na brněnském VUT.

Adam Kecek (ČVUT, FJFI) – „Status of the COCOSYS Validation at UJV“
Computer codes are an essential part of a safety analysis procedure. The validity and verification of the computational models as well as the overall approach should be checked against several validation experiments. The experiments can be divided into two main fields, i.e. single effect and integral tests. This presentation deals with the current status of COCOSYS containment code validation at UJV on several single effect and integral tests from the OECD NEA data bank.

Ondřej Šťastný (VUT, FEKT) – „Analýza neutronových polí generovaných ve spalačních terčích v experimentálním zařízení B-URAN pomocí metody Monte Carlo“
Cílem tohoto článku je představit experimentální zařízení B-URAN a výsledky Monte Carlo simulací neutronových polí, která v tomto zařízení budou vznikat při použití různých spalačních terčů. Toto experimentální zařízení bylo vytvořeno ve Spojeném ústavu jaderných problémů v Dubně u Moskvy za účelem výzkumu problematiky urychlovačem řízených systémů, přičemž má být použit svazek protonů o energii 660 MeV. Na VUT v Brně byl vytvořen model tohoto zařízení v kódu MCNP 6.2. Cílem je získat data potřebná k predikci reakčních rychlostí v materiálech aktivačních detektorů, které mají být umístěné v experimentálních kanálech B-URANu. Tato data pak budou posléze experimentálně ověřena. Dále byly provedeny simulace radiační situace v okolí experimentálního zařízení.

Jana Šošková (ČVUT, FJFI) – „Stanovení zbytkového tepelného výkonu paliva SMR Energy Well“
Zbytkové teplo ovlivňuje provoz reaktoru různě v odlišných režimech. Je rozdíl mezi normálním provozem, havarijním stavem a dlouhodobým skladováním paliva. Reaktory chlazené tekutou solí využívají jejích termodynamických vlastností, které pozitivně přispívají k dochlazování reaktoru po odstavení. Pro reaktor typu Energy Well byl proveden výpočet zbytkového tepelného výkonu pomocí deterministického kódu SCALE a stochastického kódu SERPENT. Zjištěný zbytkový tepelný výkon bude dále aplikován do termo-hydraulického kódu TRACE a bude proveden výpočet odstavení reaktoru.

Uses of Ionizing Radiation

Kamil Števanka (VUT, FEKT) – „Effect of NaCl on neutron flux density in graphite block“
This paper focuses on the effect of NaCl on the neutron flux density in graphite block. The effect was measured using Au and In foils and In wire. NaCl was put into holes that were drilled into the graphite block. MCNP was used to determine number of holes, their diameter and pitch between holes. Altogether 40 holes were drilled, 39 for NaCl and one for the neutron source, which was placed at one end of the block. Irradiation of samples lasted for 7 days.

Martin Cesnek (ČVUT, FJFI) – „Effects of Xe Ions on Metallic Glasses“
Influence of swift Xe ion irradiation (ion energy of 11.1 MeV/u, ion fluences from 2.5 × 1012 to 1.0 × 1013 ions/cm2) on the local structural arrangement of a VITROPERM alloy is investigated using Mössbauer spectroscopy. The results revealed that Xe ion bombardment of studied material affected mostly orientation of hyperfine magnetic field and slightly its mean value. It seems that the mean value of isomer shift was not significantly affected. That means that Xe ion irradiation did not caused any changes in chemical environment of 57Fe nuclei. However, the irradiation triggered some changes of local atomic arrangement.

Anna Fořtová (ZČU) – „Ex-core Neutron Flux Monitoring System in Graphite Prism for GenIV. Reactors“
Nowadays Gen. IV reactors are attracting more attention, and so the same attention should be given to the safety and security requirements of these reactors. One of the most critical safety criteria is connected to the control of the chain reaction and thus to the neutron flux monitoring system. The neutron flux monitoring system is an integral part of the instrumentation and control system (I&C) on reactor that has to be able to provide a full monitoring range information throughout the whole operation cycle. Neutron flux can be in general monitored via ex-core or in-core instrumentation. The measurement can be conducted by fission chambers, self- powered neutron detectors (SPND), proportional counters, ionization chambers and other detectors such as plastic organic scintillators etc. The accurate positioning of neutron flux detectors has to be determined for each type of Gen. IV reactor with respect to all technical and physical aspects. This paper is aimed on ex-core measurement of neutron flux of Gen IV graphite moderated reactors, while discussing the international standards, safety requirements, technical requirements, quality requirements etc. This research will be applied to the molten salt modular reactor. The specification of the neutron flux monitoring system together with possible positioning is discussed with respect to the modular reactor dimensions and power. In the final part, first steps towards to the ex-core measurements for Gen IV are made. In order to be
able to determine the correct position of the detector, the model of the reactor, where preliminary test will be made is created in Serpent code and this model is validated.

Dominika Tatatová (UKom, PrF) – „Optimalizácia experimentu na fykoremediáciu alfa rádionuklidov“
Prítomnosť rádionuklidov v životnom prostredí pochádzajúcich z činnosti palivového cyklu, nehôd na jadrových zariadeniach spojených s nekontrolovaným únikom rádioaktívnych látok, ako aj z iných antropogénnych činností, zaťažuje životné prostredie. Súčasná prax dekontaminácie sa zameriava najmä na chemické alebo fyzikálne odstraňovanie kontaminantov. Vzhľadom na to, že takýto proces dekontaminácie môže byť zaťažujúci pre životné prostredie, do popredia sa dostavajú environmentálne akceptovateľnejšie techniky, medzi ktoré patria aj bioremediácie, súčasťou ktorých je aj fykoremediácia. Pri bioremediáciách sa využívajú metabolická činnosť organizmov a mikroorganizmov na dekontamináciu prostredia. V našej práci sme sa zamerali na elimináciu dvoch najvýznamnejších alfa žiarenie emitujúcich rádionuklidov, 241Am a 239Pu, z kontaminovaného roztoku pomocou mikroriasy Chlorella vulgaris. Výsledný pokles aktivity 241Am v roztoku bol o 90 % a aktivita 239Pu klesla o 70 %.

Nuclear Fuels

Jakub Krejčí (UJP Praha) – „Experimental Behavior of Cr-coated Cladding Materials“
Development of nuclear fuels with enhanced accident tolerance is one of the main current objectives of researchers around the world. The contribution focuses on Cr-coated cladding concept developed in cooperation of UJP PRAHA a.s., CTU in Prague and CEZ a.s. utility. Results presented in the past showed highly protective behavior of thin Cr-layers against high temperature steam oxidation and improved mechanical ductility of samples after transients. A more complex approach to simulate LOCA transient is applied in presented study. A set of experiments was performed to understand with the behavior of Cr-coated claddings during the whole phenomena. The presented results show the influence of coatings on high-temperature creep, ballooning size, time to burst, cracking of coating, high temperature oxidation through cracked and intact coating. Secondary oxidation and hydriding from inner uncoated surface after cladding failure is discussed as well. Microhardness and microstructure analysis of the material after testing revealed local cladding damage. The mechanical properties of cladding after LOCA can locally deteriorate due to cracks in coating, but the influence on the bulk mechanical behavior of the whole fuel cladding needs to be further investigated.

Gautier Bourdon (Grenoble INP) – „High-temperature Oxidation of New Cladding Materials“
In several types of accidents there is high temperature oxidation of the fuel cladding. In order to improve safety, new materials are being studied. Oxidation tests on these materials are carried out in order to study their oxidation behaviour and to implement their new properties in calculation codes.

Adéla Chalupová (ČVUT, FJFI) – „Chování palivového pokrytí s ochrannou vrstvou v podmínkách vysokoteplotního přechodu“
Havárie jaderných zařízení v minulých letech poukázaly na potenciální hrozbu úniku radioaktivity způsobenou fyzikálním a chemickým znehodnocením paliva při vystavení extrémním podmínkám během nadprojektové havárie. V reakci na tato rizika se v současnosti dostává do popředí studium degradačních procesů a chování paliva během havárie. S cílem zvýšit bezpečnost, se ověřuje možnost využití paliv se zvýšenou odolností, která by méně podléhala poškození. Existují různé přístupy ke zvyšování odolnosti paliva. Jedním z nich je depozice tenkých ochranných vrstev z kovu či keramických materiálů na stávající palivové pokrytí. Práce se zabývá experimenty provedenými na Zr-slitině s nanesenými ochrannými vrstvami Cr, CrN a jejich kombinací. Nanesení ochranných vrstev bylo provedeno metodou fyzikální depozice z plynné fáze a metodou coldspray. Na vzorcích byly následně provedeny burst-testy simulující vysokoteplotní přechod při havárii LOCA. Hodnocení bylo zaměřeno zejména na vliv ochranné vrstvy na dobu do protržení palivového pokrytí, rychlost a velikost deformace a velikosti trhliny.

Pavel Vrbka (ČVUT, FJFI) – „Vysokoteplotní oxidace ze slitiny E110 na vzduchu a v jeho směsích s párou“
Práce je zaměřena na vysokoteplotní oxidaci palivového pokrytí ze slitiny E110 vyrobené ze zirkonia z houby na vzduchu a v jeho směsích s párou. Zkoumá se vliv podílu vzduchu ve směsi, před-oxidace a průtoku na mechanické vlastnosti pokrytí v teplotním rozmezí 800–1200 °C. Dosažené výsledky jsou použity k odvození prediktivního vztahu pro stanovení hmotnostního přírůstku. Získaná korelace je porovnána s jinými korelacemi predikující oxidaci jiných zirkoniových slitin.

Martin Ševeček (ČVUT, FJFI) – „Round Robin Exercise of the Candidate ATF Cladding Materials within the IAEA ACTOF Project“
The presentation presents a summary of the round robin test activity organized within the IAEA ACTOF project. The test conditions and sample matrix were finalized during fall 2017 and the tests have been performed during the next 14 months. Two fundamental experimental tests related to normal operating conditions and accidental conditions of LWRs were defined: High-temperature steam oxidation and Long-term corrosion tests. Originally, four laboratories/institutes joined the round robin exercise – CTU in Prague, KIT, VTT, and INCT. Later, also MTA EK joined the activity. Zircaloy-2 substrate was provided by Westinghouse Electric Company and two institutes applied their protective coatings on its surface (CTU – pure Cr coating and INCT – ZrSi-Cr coating). KIT applied MAX phase coating on Zircaloy-4 substrate. Additionally, AISI 348 steel provided by USP, Brazil was tested. The geometry of the samples varied based on the needs of particular institutes. Long-term corrosion tests were performed by three laboratories in PWR and VVER chemistry for at least 63 cumulative days. High-temperature steam oxidation tests were performed by four institutes at three pre-defined conditions. Participants performed pre- and post-characterization of the material based on their standard procedures and available techniques. The paper summarizes motivation, plans, sample matrix, materials, testing conditions and preliminary results including lessons learnt. Full reports will be published in the ACTOF TECDOC under preparation.

POSTERS:

Denisa Kubaniová (UK, MFF): „Contrast agents for MRI: Zn-doped maghemite-magnetite nanoparticles“
We report the synthesis and characterization of ZnxFe3-x-δδO4 nanoparticles with x being 0, 0.05 and 0.36 with an application potential in theranostics as a contrast agent for T2-weightened nuclear magnetic resonance imaging (MRI). The particles’ morphology and size distribution as observed via transmission electron microscopy corresponds well to the log-normal distribution with mean diameters being ~ 11 nm. The distribution of cations in Zn-doped magnetite nanoparticles, 57Fe hyperfine parameters and magnetic response is investigated in-depth by means of in-field Mössbauer spectroscopy (MS), XRD, XRF, AAS and SQUID magnetometry at various temperatures. The distribution of non-magnetic Zn cations within the tetrahedral (A) and octahedral [B] sites significantly influences the predominant A-B magnetic interactions, causing the change in magnetic structure and giving rise to novel magnetic properties. Regardless of the Zn preference to occupy A sites in bulk material, the synthesis of nanoparticles at temperatures below 300 °C by controlled two-step thermal decomposition, followed by rapid cooling, leads to metastable cation distribution. Based on the analysis of MS spectra, the Zn2+ cations evenly populates A and B crystallographic sites. The subsequent coating of magnetic cores (x=0.36) by diamagnetic amorphous silica shell of varying thickness (5-9 nm) provides colloidally stable particles whose transverse relaxivity (r2) is analyzed with respect to the temperature and applied magnetic field (0.5-11.75 T). The encapsulation at higher temperatures takes advantage of NPs being in a superparamagnetic regime, leading to lower clustering and consequently preparation of single-core coated magnetic nanoparticles with homogeneous silica coating, which saturate in relatively low magnetic fields. The presence of zinc atoms in the structure led to an overall increase of saturated magnetization and transversal relaxivity compared to magnetite/maghemite NPs. The highest observed r2 value of about 324 Fe mM−1s−1 at 3 T is slightly higher than those previously reported for other contrast agents with iron oxide cores. The work is financially supported by Czech Science Foundation (grant number 19-02584S).

Pavel Suk (ČVUT, FJFI) „Reflector effect on the full core deterministic calculations“
3D deterministic calculation of the core represents important category of the nuclear fuel cycle and safety operation of the Nuclear Power Plant. The appropriate solution of the homogenization problem was not found in the history and data preparation for non-fuel elements of core still represents a challenge for the scientists. This report briefly introduce to the problematics of the data preparation process and gives the information about new input format for macrocode PARCS (PMAXS). The calculations are provided on the special test geometry consisting of 8 fuel assemblies and one moderator/reflector region. The results contain the eigenvalue comparison and flux comparison of each region.

Martina Malá (CVŘ) “Debris-Fretting Test of Coated and Uncoated E110”
This poster paper summarizes the experiments performed in Centrum výzkumu Řež on fuel cladding tube specimens. The tube segments made of uncoated and coated E110 were exposed to fretting tests simulating the wire-debris vibrations impact on cladding during the reactor operation. The goal of these tests is to obtain results about the differences in wear resistance of uncoated and coated E110. This paper shows the testing procedure in the air at room temperature and obtained impact markings on the specimens‘ surfaces.

Martin Ševeček (ČVUT, FJFI) „Accident Tolerant Fuels for Light Water Reactors“
The motivation for exploring the potential development of accident tolerant fuels in light water reactors to replace existing Zr alloy clad monolithic (U, Pu) oxide fuel is outlined. The evaluation includes a brief review of core degradation processes under design-basis and beyond-design-basis transient conditions. Three general strategies for accident tolerant fuels are being explored: modification of current state-of-the-art zirconium alloy cladding to further improve oxidation resistance (including use of coatings), replacement of Zr alloy cladding with an alternative oxidation-resistant high-performance cladding, and replacement of the monolithic ceramic oxide fuel with alternative fuel forms.

Aubrey Grace Means (MIIS) „Delayed Neutrons Yield and Enrichment Levels of Uranium“
Detecting levels of uranium enrichment is one of the primary responsibilities of safeguards inspectors of the IAEA when visiting the declared nuclear facilities of participating Members-States to the NPT. The parameters for delayed neutron relative yields vary between different fissile materials. This research seeks to determine if there is any correlation between different enrichment levels of a single fissile material (e.g. uranium) and the delayed neutron yield.