Systémové upozornění
Hlavní informace

Bakalářské práce

Níže naleznete seznam dostupných bakalářských prací. Tento seznam je pravidelně doplňován a aktualizován.

Pro lepší orientaci v jednotlivých zaměřeních bakalářských prací můžete nahlédnout do úvodní prezentace ze Semináře JI, kterou naleznete ZDE .

Výsledky

Název Školitel
Aktivační a prahové reakce v neutronovém poli urychlovačem řízeného generátoru p(22)+Be Ing. Milan Štefánik, Ph.D. Detaily
  • Název : Aktivační a prahové reakce v neutronovém poli urychlovačem řízeného generátoru p(22)+Be
  • Školitel : Ing. Milan Štefánik, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : milan.stefanik@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Urychlovačem řízené zdroje neutronů představují užitečný způsob produkce dobře definovaných neutronových polí vhodných pro měření a validaci jaderných dat, pro radioanalytické aplikace a materiálový výzkum. Cílem bakalářské práce je seznámení se s metodikou aktivačních měření reakčních rychlostí využitím techniky jaderné gama-spektrometrie a s problematikou neutronových polí určených zejména pro měření a validaci jaderných dat. Student si osvojí práci s polovodičovým HPGe detektorem ze superčistého germania a stanoví jeho detekční účinnost použitím sady kalibračních standardů. Změří aktivitu a určí reakční rychlosti aktivačních fólií ozářených v poli urychlovačem řízeného neutronového generátoru s beryliovým terčem a 22 MeV svazkem protonů na Ústavu jaderné fyziky AV ČR v Řeži.

    V případě zájmu bude nabídnutá možnost pokračování v tematice ve formě výzkumného úkolu a diplomové práce s důrazem na spektrometrii nového neutronového pole.
  • Klíčová slova : aktivační měření, gama spektrometrie, neutronová spektrometrie, urychlovačem řízené zdroje neutronů
  • Doporučená literatura :
    [1] Knoll G. F.: Radiation Detection and Measurement, John Wiley & Sons, Inc., USA, 1999, ISBN 0-471-07338-5
    [2] Graves, R.G. et al., Neutron energy spectra of d(49)-Be and p(41)-Be neutron radiotherapy sources, Medical Physics 6 (1970), 123-128
    [3] Lone, M. A. et al., Thick target neutron yields and spectral distributions from 7Li(d,n), 7Li(p,n) and 9Be(d,n), 9Be(p,n) reactions, Nuclear Instruments and Methods 143 (1977), 331-344
    [4] Ibarra, A. et al., The IFMIF-DONES project: preliminary engineering design, Nuclear Fusion 58 (2018), 105002
Analýza nejistot palivových mříží pomocí nástrojů SCALE Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D. Detaily
  • Název : Analýza nejistot palivových mříží pomocí nástrojů SCALE
  • Školitel : Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : lenka.frybortova@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Jednou ze základních charakteristik palivových mříží je koeficient násobení. Přesnost stanovení koeficientu násobení závisí na složení paliva (izotopické složení, použití vyhořívajících absorbátorů) a geometrii mříže (čtvercová nebo trojúhelníková mříž, různé rozteče). Při výrobě paliva jsou jednotlivé fáze procesu zatíženy výrobní nejistotou, která se promítne i do hodnoty koeficientu násobení. Práce se bude skládat ze dvou částí. První část je rešerše nejistot, které ovlivňují koeficient násobení, a možností analýzy (vyčíslení) těchto nejistot. Druhá část práce je zaměřena na využití výpočetních nástrojů balíku SCALE pro analýzu vlivu nejistot na koeficient násobení několika typů palivových mříží s různým složením paliva.
  • Klíčová slova : SCALE, palivová mříž, nejistota, koeficient násobení
  • Doporučená literatura :
    [1] B. T. Rearden and M.A. Jessee, Eds., SCALE Code System, ORNL/TM-2005/39, Version 6.2.3, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee (2018). Available from Radiation Safety Information Computational Center as CCC-834.
    [2] G. Radulescu, D. E. Mueller, a J. C. Wagner - Sensitivity and UncertaintyAnalysis of CommercialReactor Criticals forBurnup Credit, ORNL, USA, 2008
Aplikace metody Source-Jerk s využitím neutronového generátoru na rektoru VR-1 Ing. Jan Rataj, Ph.D. Detaily
  • Název : Aplikace metody Source-Jerk s využitím neutronového generátoru na rektoru VR-1
  • Školitel : Ing. Jan Rataj, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : jan.rataj@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Cílem práce je navrhnout, zrealizovat a vyhodnotit jednoduché experimenty zaměřené na stanovení reaktivity metodou Source-Jerk s využitím D-D neutronového generátoru na reaktoru VR-1. Student se bude zabývat také neurčitostmi, které s aplikací této metody souvisí a zhodnotí její výhody a nevýhody. Dále provede rešerši metod měření reaktivity na výzkumných jaderných reaktorech s využitím neutronového generátoru.

    V případě zájmu bude nabídnutu možnost pokračování v tematice ve formě výzkumného úkolu a diplomové práce.
  • Klíčová slova : neutronový generátor, metoda Source Jerk, reaktivita, reaktor VR-1
  • Doporučená literatura :
    [1] Rataj, J.; Huml, O.; Sklenka, Ľ.: Experimentální neutronová a reaktorová fyzika - laboratorní cvičení. 1. vyd. Praha: České vysoké učení technické v Praze. 2016, ISBN 978-80-01-05904-3.
    [2] Thermo Fisher Scientific Inc., P 385 Neutron Generator Operation Manual. 2010. Tech. Rep. Manual P/N 120006-A 062907.
    [3] E. Profio: Experimental Reactor Physics, John Wiley and Sons, New York,1975. ISBN 0-471-70095-9
Chování pokročilých typů jaderných paliv Ing. Martin Ševeček, Ph.D. Detaily
  • Název : Chování pokročilých typů jaderných paliv
  • Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze; ALVEL a.s.
  • Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Jaderná paliva se zvýšenou odolností v havarijních stavech (Accident Tolerant Fuels) jsou v současnosti ve světě široce zkoumána a testovací palivové soubory a palivové proutky byly již zavezeny do několika amerických i evropských reaktorů. Vlivem modifikace materiálů a konstrukce paliva dochází mimo zvýšení odolnosti v havarijních stavech také k odlišnému chování při nominálním provozu a tranzientech. Cílem této práce je popis konceptů nových pokročilých jaderných paliv a hodnocení jejich chování pomocí výpočetních nástrojů v definovaných podmínkách. Pro nezávislé porovnání by mělo být provedeno hodnocení pomocí tradičního výpočetního nástroje jako FAST a pokročilého 3D systému jako například OFFBEAT.
  • Klíčová slova : jaderné palivo, palivové pokrytí, povlaky, Cr-Ni slitiny, modelování a simulace
  • Doporučená literatura :
    [1] Olander, D. R.: Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements, ISBN 0-87079-031-5 (v.1), TID-26711-P1, 1976
    [2] OECD/NEA State-of-the-Art Report on Light Water Reactor Accident-Tolerant Fuels. No. NEA--7317. Organisation for Economic Co-Operation and Development, 2018.
    [3] Porter, IE, 2017 “FAST: The Merge of NRC’s Fuel Performance Codes FRAPCON and FRAPTRAN for Scoping and Regulatory Decision Making,” 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Jeju Island, Korea
    [4] Scolaro, A., Clifford, I., Fiorina, C. and Pautz, A., 2020. The OFFBEAT multi-dimensional fuel behavior solver. Nuclear Engineering and Design, 358, p.110416.
  • Download
Deformace palivových proutků Ing. Martin Dostál, Ph.D. Detaily
  • Název : Deformace palivových proutků
  • Školitel : Ing. Martin Dostál, Ph.D.
  • Instituce : ÚJV Řež, a. s.
  • Kontakt : martin.dostal@ujv.cz
  • Anotace : Palivo lehkou vodou chlazených reaktorů (LWR) využívá palivové elementy ve formě dlouhých tenkostěnných trubek ze Zr slitiny naplněné tabletami UO2 (palivové proutky spojených v soustavu palivového souboru. Provozní zkušenost včetně českých JE ukazuje, že v některých případech dochází k nežádoucím deformacím (průhybu) proutků.

    Úkolem práce je seznámit se současnou konstrukcí a materiály palivových proutků LWR, podmínkami, za kterých jsou provozovány, odvodit možné mechanismy vedoucí k průhybu palivových proutků a navrhnout výpočetní postup k ocenění váhy jednotlivých mechanismů a provést jednoduchý výpočet (analytický nebo např. v kódu ABAQUS nebo ANSYS).
  • Klíčová slova : jaderné palivo, jaderná bezpečnost
  • Doporučená literatura :
    [1] Olander, D.R. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements, TID-26711-P1, University of Berkeley, 1976.
    [2] Rudy J.M. Konings: Comprehensive Nuclear Materials , ISBN 978-0-08-056033-5, 2012.
    [3] Josef Bečvář: Jaderné Elektrárny, SNTL 1981.
    [4] Š. P. Timošenko. Pružnost a pevnost, I. Díl. Technicko-vědecké vydavatelství, Praha, 1951.
Emulace radiačního poškození jaderného paliva pomocí protonu Ing. Martin Ševeček, Ph.D. Detaily
  • Název : Emulace radiačního poškození jaderného paliva pomocí protonu
  • Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze; ALVEL a.s.
  • Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Jaderné palivo je při provozu jaderných reaktorů vystaveno extrémním degradačním podmínkám jako vysoká teplota, tlak, agresivní chemické prostředí a mechanické namáhání. Zásadním degradačním jevem, který odlišuje jaderné materiály od konvenčních, je radiační poškození v důsledku rozptylových srážek rychlých neutronů s jádry materiálu. Experimenty testující radiační poškození neutrony jsou extrémně dlouhé a drahé. Pro testování lze však využít ozařování pomocí těžkých iontů či protonů, které do jisté míry radiační poškození pomocí neutronů emulují. Toto lze využít například při kvalifikaci nových jaderných paliv, kdy není čas ani prostředky na léta trvající experimenty. Cílem této práce je seznámení s radiačním poškozením materiálů pomocí neutronů a nabitých částic a popis jednotlivých doprovodných jevů a rozdílů. V ÚJF v Řeži byly již na cyklotronu provedeny dva ozařovací experimenty a ty budou přepočítány pomocí kódu SRIM a budou analyzována data z obou experimentů. Následně budou ozářené vzorky přepraveny a charakterizovány ve spolupráci s dalšími kolegy z Centra výzkumu Řež pomocí nanoindentace a transmisní elektronové mikroskopie. Výsledky těchto měření budou shrnuty v této, případně navazující práci.
  • Klíčová slova : jaderné palivo, ATF, SRIM, radiační poškození, protony, TEM
  • Doporučená literatura :
    [1] G. S. Was, Fundamentals of Radiation Materials Science. New York, NY: Springer New York, 2017.
    [2] J. F. Ziegler, M. D. Ziegler, a J. P. Biersack, „SRIM – The stopping and range of ions in matter (2010)", Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms, roč. 268, č. 11–12, s. 1818–1823, čer. 2010, doi: 10.1016/j.nimb.2010.02.091.
    [3] A. Wu et al., „HRTEM and chemical study of an ion-irradiated chromium/Zircaloy-4 interface", Journal of Nuclear Materials, doi: 10.1016/j.jnucmat.2018.01.029.
    [4] G. S. Was et al., „Emulation of neutron irradiation effects with protons: validation of principle", Journal of Nuclear Materials, roč. 300, č. 2, s. 198–216, úno. 2002, doi: 10.1016/S0022-3115(01)00751-6.
Energy Well: neutronická studie českého konceptu malého jaderného reaktoru Ing. Evžen Losa, Ph.D. Detaily
  • Název : Energy Well: neutronická studie českého konceptu malého jaderného reaktoru
  • Školitel : Ing. Evžen Losa, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : evzen.losa@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Malé jaderné reaktory se v posledních letech těší zvláštní pozornosti hlavně z důvodu vidiny ekonomické životachopnosti i v zemích s rozvinutou infrastrukturou. Energy Well je koncept tzv. mikroreaktoru, jehož primární využití se čeká v odlehlých oblastech bez možnosti k připojení k centrální elektrické síti. Koncept počítá s využitím paliva známého z vysokoteplotních reaktorů a chladiva ve formě roztavené soli. Cílem práce studenta je seznámit se podrobně s konstrukcí aktivní zóny reaktoru Energy Well a jejich variant a pomocí modelování v Monte Carlo kódu určit základní neutronické vlastnosti designových prvků jako například integrální charakteristiky řídicích prvků, odezva reaktivity na kontaminanty v chladivu a palivu, aktivace korozních a erozních produktů, stínění a radiační poškození vestaveb a další.
  • Klíčová slova : Energy Well, SMR, malý jaderný reaktor, fluoridové soli
  • Doporučená literatura :
    [1] RUŠČÁK, Martin, Otakar FRÝBORT, David HARUT, Martin MAREČEK, Guido MAZZINI, Josef PILÁT a Marek RUŠČÁK. Energy Well: Koncepční návrh malého reaktoru chlazeného roztavenou solí jako příležitost pro český průmysl. Bezpečnost jaderné energie. 2018, 26(5), 120-135. ISSN 1210-7085.
    [2] Fuel and Core Design Options to Overcome the Heavy Metal Loading Limit and Improve Performance and Safety of Liquid Salt Cooled Reactors Dostupné z: https://neup.inl.gov/SiteAssets/Final%20%20Reports/FY%202012/12-3870%20NEUP%20Final%20Report.pdf
Influence of inlet flow parameters on the DNBR for VVER-1000 Alis Musa, Ph.D Detaily
  • Název : Influence of inlet flow parameters on the DNBR for VVER-1000
  • Školitel : Alis Musa, Ph.D
  • Instituce : SÚRO, v. v. i., CVŘ s.r.o.
  • Kontakt : alis.musa@suro.cz
  • Anotace : The aim of the thesis is to investigate the changes in DNBR by varying single inlet parameter. Student will get familiarized with the flow regimes for steady state and accident conditions. Using existing data a sensitivity anaylisis will be performed on a supplied model. The code used for the subchannel analysis is SUBCHANFLOW3.5 , developed by KIT. License will be provided.

    /Práce bude zpracována v českém jazyce./
  • Klíčová slova : subchannel analysis, DNBR, safety, VVER-1000
  • Doporučená literatura :
    [1] Nuclear Systems I- Nuclear Thermal Hydraulic Fundaments, Neil Todreas
    [2] Nuclear Systems II - Elements of Thermal Design, Neil Todreas
    [3] Subchannel Analysis in Nuclear Reactors-Hisashi Ninokata, Masanori Aritomi, Institute of Applied Energy, 1992
Malé modulární jaderné reaktory v českém energetickém systému Mgr. Lukáš Rečka, Ph.D. Detaily
  • Název : Malé modulární jaderné reaktory v českém energetickém systému
  • Školitel : Mgr. Lukáš Rečka, Ph.D.
  • Instituce : COŽP UK
  • Kontakt : milos.tichy@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Zájem o malé modulární jaderné reaktory (SMR) roste a klíčovým tématem je hospodářská konkurenceschopnost malých a středních reaktorů oproti velkým reaktorům. Cílem práce je systematizovat současné poznání o technicko-ekonomických parametrech SMR a jejich nejistotách. Dalším cílem je pomocí těchto poznatků analyzovat konkurenceschopnost SMR v podmínkách ČR. SMR budou integrovány do modelu TIMES českého energetického systému a budou vyhodnoceny scénáře vývoje české energetiky do roku 2050 s ohledem na parametry SMR.
  • Klíčová slova : malé modulární reaktory, SMR, energetické modelování, model TIMES, ČR
  • Doporučená literatura :
    [1] Mignacca, B., & Locatelli, G. (2020). Economics and finance of Small Modular Reactors: A systematic review and research agenda. Renewable and Sustainable Energy Reviews, 118, 109519.
    [2] Vaillancourt, K., Labriet, M., Loulou, R., & Waaub, J. P. (2008). The role of nuclear energy in long-term climate scenarios: An analysis with the World-TIMES model. Energy Policy, 36(7), 2296-2307.
    [3] Vujić, J., Bergmann, R. M., Škoda, R., & Miletić, M. (2012). Small modular reactors: Simpler, safer, cheaper?. Energy, 45(1), 288-295.
    [4] Pannier, C. P., & Skoda, R. (2014). Comparison of small modular reactor and large nuclear reactor fuel cost. Energy and Power Engineering, 2014.
    [5] Vujić, J., Bergmann, R. M., Škoda, R., & Miletić, M. (2012). Small modular reactors: Simpler, safer, cheaper?. Energy, 45(1), 288-295.
    [6] Boldon, L. M., & Sabharwall, P. (2014). Small modular reactor: First-of-a-Kind (FOAK) and Nth-of-a-Kind (NOAK) Economic Analysis (No. INL/EXT-14-32616). Idaho National Lab.(INL), Idaho Falls, ID (United States).
    [7] Baker, T. E., Epiney, A. S., Rabiti, C., & Shittu, E. (2018). Optimal sizing of flexible nuclear hybrid energy system components considering wind volatility. Applied energy, 212, 498-508.
    [8] Rečka, L., & Ščasný, M. (2017). Impacts of reclassified brown coal reserves on the energy system and deep decarbonisation target in the Czech Republic. Energies, 10(12), 1947.
Mechanické testování moderního pokrytí palivových proutků Ing. Martin Dostál, Ph.D. Detaily
  • Název : Mechanické testování moderního pokrytí palivových proutků
  • Školitel : Ing. Martin Dostál, Ph.D.
  • Instituce : ÚJV Řež, a. s.
  • Kontakt : martin.dostal@ujv.cz
  • Anotace : Materiály pokrytí palivových proutků lehkou vodou chlazených reaktorů (LWR) procházejí neustálým vývojem. Při výzkumu jejich chování v různých provozních i neprovozních podmínkách tvoří důležitou součást mechanické testování neozářených i ozářených vzorků pokrytí.

    Úkolem práce je seznámit se s moderními materiály pokrytí palivových proutků LWR, podmínkami a možnými způsoby/mody namáhání při normálním provozu, v havarijních podmínkách a při skladování. Pro vybraný způsob namáhání shrnout používané mechanické testy a následně provést jednoduchý výpočet vybraného testu (analytický nebo v dostupném MKP kódu /např. COSMOSM/).
  • Klíčová slova : jaderné palivo, pokrytí, mechanické testování, jaderná bezpečnost
  • Doporučená literatura :
    [1] Olander, D.R. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements, TID-26711-P1, University of Berkeley, 1976.
    [2] Rudy J.M. Konings: Comprehensive Nuclear Materials , ISBN 978-0-08-056033-5, 2012.
    [3] Š. P. Timošenko. Pružnost a pevnost, I. Díl. Technicko-vědecké vydavatelství, Praha, 1951.
Měření spekter neutronů metodou Bonnerových sfér Ing. Miloš Tichý, CSc. Detaily
  • Název : Měření spekter neutronů metodou Bonnerových sfér
  • Školitel : Ing. Miloš Tichý, CSc.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : milos.tichy@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Metoda Bonnerových sfér je jedna z metod integrální spektrometrie neutronů. Je založena na rozdílnosti odezvy detektoru tepelných neutronů v různě velkých moderujících sférách z polyetylénu. Cílem bakalářské práce je seznámit se s metodou a ověřit existující vybavení jak detektorové tak výpočtové (unfolding spekter). Dvěma různými detektory změřit odezvy na štěpné spektrum zářiče Cf252 a provést unfolding spektra neutronů. Práce navazuje na dvě obhájené bakalářské práce. Nabízí se pokračování ve formě výzkumného úkolu resp. diplomové práce v řadě směrů: ověřování funkcí odezvy na urychlovači, vylepšování unfoldingu nebo měření různých spekter na reaktoru případně srovnávání se spektry vypočtenými.
  • Klíčová slova : neutron, spektrometrie, Bonnerovy sféry, unfolding
  • Doporučená literatura :
    [1] Alevra, A. . A. V. and Plostinaru, V. . D. (2002) ‘Characterisation of the IPNE Bonner sphere spectrometer by comparison with the PTB system’, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 476(1–2), pp. 21–25. doi: 10.1016/S0168-9002(01)01381-X.
    [2] Tichý, M. (1986) Výpočet spekter neutronů z údajů integrálních detektorů. ČVUT FJFI.
Měření výkonu výzkumných jaderných reaktorů doc. Ing. Martin Kropík, CSc. Detaily
  • Název : Měření výkonu výzkumných jaderných reaktorů
  • Školitel : doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : martin.kropik@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Cílem práce je měření výkonu (hustoty neutronového toku) na výzkumných jaderných reaktorech se zaměřením na náš školní jaderný reaktor VR-1. Student by se měl seznámit se základními typy neutronových detektorů a způsobem jejich provozu - impulzní, proudový nebo Campbellovský režim. Dále by se měl zaměřit na kalibraci měření výkonu na školním reaktoru VR 1. Pro kalibraci využít nezávislý systém měření hustoty neutronového toku na reaktoru. Výsledkem práce by mělo být vypravování metodiky kalibrace měření výkonu na školním reaktoru VR 1, která by měla být používána po změně aktivní zóny reaktoru.
  • Klíčová slova : měření výkonu, neutronové detektory, diskriminace, kalibrace
  • Doporučená literatura :
    [1] Glenn F. Knoll: Radiation Detection and Measurement
    [2] dataPartner: Systém provozního měření výkonu, uživatelská příručka
    [3] Ľubomír Sklenka a kolektiv: Bezpečnostní zpráva školního reaktoru VR-1
Mikrostruktura amorfních kovových slitin Ing. Martin Cesnek, PhD. Detaily
  • Název : Mikrostruktura amorfních kovových slitin
  • Školitel : Ing. Martin Cesnek, PhD.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : martin.cesnek@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Kovová skla vykazují unikátní magnetické vlastnosti vhodné pro řadu aplikací. Při jejich využití v jaderných zařízeních jsou často vystaveny působení vnějších faktorů. Tento projekt je zaměřena na objasnění strukturních přechodů, které se odehrávají při vyšších teplotách v kovových sklech. Korelace mezi magnetickým a mikrostrukturálním uspořádáním bude studována pomocí hyperjemných interakcí získaných pomocí jader 57Fe a 119Sn různými technikami Mössbauerovy spektroskopie včetně detekce konverzních elektronů (CEMS) a rtg. záření (CXMS). Téma je navrženo tak, aby na něj navázal výzkumný úkol a poté diplomová práce.

    Zadání:
    1. Seznámit se s principy Mössbauerovy spektrometrie a zvládnout její měřící techniky.
    2. Posoudit možnosti Mössbauerovy spektrometrie při vyšetřování mikrostruktury vybraných kovových slitin s důrazem na jejich povrchové stavy.
    3. Zpracovat přehled využití technik CEMS a CXMS při studiu kovových skel.
  • Klíčová slova : Mössbauerova spektrometrie, kovová skla, hyperjemné interakce
  • Doporučená literatura :
    [1] Mössbauer Spectroscopy, Tutorial Book, Y. Yoshida and G. Langouche (eds.) Springer, 2013, ISBN 978-3-642-32219-8, ISBN 978-3-642-32220-4 (eBook), DOI 10.1007/978-3-642-32220-4
    [2] Mössbauer Spectroscopy and Transition Metal Chemistry, Fundamentals and Applications, Ph. Guetlich, E. Bill and A. X. Trautwein, Springer, 2011, ISBN 978-3-540-88427-9, e-ISBN 978-3-540-88428-6, DOI 10.1007/978-3-540-88428-6
    [3] The Rudolf Mössbauer Story, M. Kalvius and P. Kienle (eds.), Springer, 2012, ISBN 978-3-642-17951-8, e-ISBN 978-3-642-17952-5, DOI 10.1007/978-3-642-17952-5
Modelování betonu jako stínícího materiálu tělesa obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivo Ing. Martin Lovecký, Ph.D. Detaily
  • Název : Modelování betonu jako stínícího materiálu tělesa obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivo
  • Školitel : Ing. Martin Lovecký, Ph.D.
  • Instituce : ŠKODA JS a.s.
  • Kontakt : martin.lovecky@skoda-js.cz
  • Anotace : Beton jako stínící materiál tělesa obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivo je složen z vlastního materiálu betonu pro stínění neutronů a z železných kuliček nasypaných do objemu tělesa, které stíní fotony. V Monte Carlo transportních kódech, které řeší průchod částic vrstvami stínění pro určení příkonu dávkového ekvivalentu v okolí obalového souboru, je standardně využíváno homogenizace všech složek betonu. Monte Carlo kód Serpent umožňuje heterogenní modelování směsi betonu a železných kuliček podobně jako je v něm modelováno TRISO palivo vysokoteplotních reaktorů, kde jsou obalovaná zrníčka uranu rozptýlena v grafitové matrici. Cílem práce je rešerše na téma obalových souborů pro vyhořelé jaderné palivo se zaměřením na tlakovodní reaktory a materiály těles. Po seznámení se s metodikou výpočtů stínění fotonů a neutronů v kódu Serpent bude proveden jednoduchý výpočet stínění pro různé materiály tělesa obalového souboru.
  • Klíčová slova : Monte Carlo, vyhořelé jaderné palivo, Serpent
  • Doporučená literatura :
    [1] J. Leppänen, M. Pusa, T. Viitanen, V. Valtavirta, T. Kaltiaisenaho: The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013, Annals of Nuclear Energy 82 (2015) 142-150.
    [2] D. D. DiJulio, C. P. Cooper-Jensen, I. Llamas-Jansa, S. Kazi, P. M. Bentleyac: Measurements and Monte-Carlo simulations of the particle self-shielding effect of B4C grains in neutron shielding concrete, Radiation Physics and Chemistry 147 (2018) 40-44.
Návrh a hodnocení účinnosti zabezpečení hypotetického zařízení s vysokoaktivním zdrojem Ing. Radovan Starý Detaily
  • Název : Návrh a hodnocení účinnosti zabezpečení hypotetického zařízení s vysokoaktivním zdrojem
  • Školitel : Ing. Radovan Starý
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : radovan.stary@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Zabezpečení vysokoaktivních radionuklidových zdrojů nabývá na důležitosti z hlediska důsledků ztráty kontroly nebo neoprávněných manipulací. Cílem práce bude popis teorie návrhu a způsobu hodnocení zabezpečení radionuklidových zdrojů a dále popis stávajícího systému zabezpečení zařízení HYPO. V další části se student zaměří na hodnocení zabezpečení pomocí jednocestného i vícecestného modelu a navrhne možné úpravy vzhledem k zvýšení účinnosti systému. Během práce bude využívat vybavení učebny fyzické ochrany.

    Zadání:
    1. Popis kategorizace radionuklidových zdrojů a způsobu jejich zabezpečení a to z hlediska teorie i legislativních nároků.
    2. Zařazení radionuklidového zdroje v zařízení HYPO, popis základní hrozby a jejich možných důsledků. Popis stávajícího stavu z hlediska zabezpečení a hodnocení jednocestným i vícecestným modelem.
    3. Na základě vlastního testování a výpočtů v učebně fyzické ochrany proběhne návrh úpravy systému zabezpečení a následné hodnocení účinnosti.
  • Klíčová slova : radionuklidový zdroj, zabezpečení, krádež, hrozba, hodnocení účinnosti
  • Doporučená literatura :
    [1] GARCIA, Mary Lynn. The design and evaluation of physical protection systems. 2nd ed. Boston: Elsevier/Butterworth-Heinemann, c2008. ISBN 075068352X.
    [2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Security of Radioactive Sources, IAEA Nuclear Security Series No. 11, IAEA, Vienna (2009)
    [3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Nuclear Security Assessment Methodologies for Regulated Facilities, IAEA-TECDOC-1868, IAEA, Vienna (2019)
    [4] Česká republika, Vyhláška č. 422/2016 Sb. Vyhláška o radiační ochraně a zabezpečení radionuklidového zdroje, In: Sbírka zákonů České republiky. 2016.
Neutronická odezva na deformace geometrie palivového souboru rychlého reaktoru Ing. Petr Vácha Detaily
  • Název : Neutronická odezva na deformace geometrie palivového souboru rychlého reaktoru
  • Školitel : Ing. Petr Vácha
  • Instituce : ÚJV Řež, a. s.
  • Kontakt : petr.vacha@ujv.cz
  • Anotace : Neutronické návrhy aktivních zón jaderných reaktorů se běžně připravují za použití dat od výrobce paliva, bez započítání případných deformací a dalších nežádoucích změn geometrie, které mohou během provozu nebo v důsledku přechodových procesů nastat. Úkolem této práce je teoreticky vyhodnotit, jak se tyto změny geometrie mohou projevit v neutronice rychlého reaktoru, a provést jednoduchý výpočet pomocí specializovaného výpočetního software k ověření teoretických předpokladů.

    Výsledky této práce budou využity při vývoji konceptu rychlého plynem chlazeného reaktoru, na němž se ÚJV Řež podílí v rámci mezinárodního konsorcia V4G4 CoE a evropského projektu H2020 SafeG.
  • Klíčová slova : neutronová fyzika, rychlý reaktor, zpětnovazební koeficienty reaktivity
  • Doporučená literatura :
    [1] Lamarsh, J. R., Baratta, A. J.: Introduction to Nuclear Engineering, Third Edition, ISBN 978-0201824988, 2001.
    [2] Olander, D.R. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements, TID-26711-P1, University of Berkeley, 1976.
    [3] Rudy J.M. Konings: Comprehensive Nuclear Materials , ISBN 978-0-08-056033-5, 2012.
    [4] Z. Perkó et al: Core neutronics characterization of the GFR2400 Gas Cooled Fast Reactor, Progress in Nuclear Energy 83, 2015.
    [5] Josef Bečvář: Jaderné Elektrárny, SNTL 1981.
Neutronová radiografie s využitím neutronových generátorů typu D-D a D-T doc. Ing. Ľubomír Sklenka, Ph.D. Detaily
  • Název : Neutronová radiografie s využitím neutronových generátorů typu D-D a D-T
  • Školitel : doc. Ing. Ľubomír Sklenka, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : lubomir.sklenka@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Neutronová radiografie (neutronové zobrazování) jako významná nedestruktivní jaderná analytická metoda se používá pro zjištění struktury předmětů, vzorků nebo materiálů. Nejčastěji se jako zdroj neutronů využívají výzkumné jaderné reaktory, ale lze využít i generátory neutronů. Bakalářská práce je zaměřena na popsaní současného stavu využívaní neutronových generátorů jako zdrojů neutronů pro neutronovou radiografii. Součástí práce bude i analýza, včetně zjednodušených výpočtů, možnosti využití neutronových generátorů typu D-D a D-T, které jsou k dispozici na KJR, pro neutronovou radiografii.

    V případě zájmu bude mít student/ka možnost pokračovat v tématu neutronové radiografie s využitím neutronových generátorů typu D-D a D-T v rámci výzkumném výzkumného úkolu a diplomové práci.

    Konzultantkou bakalářské práce bude Ing. Jana Matoušková, KJR FJFI ČVUT v Praze.
  • Klíčová slova : neutronová radiografie, neutronové zobrazování, neutronový generátor
  • Doporučená literatura :
    [1] Anderson, I. S. – McGreevy, R. L. – Bilheux, H. Z.: Neutron Imaging and Applications, A reference for the Imagining Community, Springer, 2009, ISBN 978-0-387-78692-6
    [2] Neutron Imaging: A Non-Destructive Tool for Materials Testing, IAEA-TECDOC-1604, IAEA Vienna, September 2008
    [3] Liang, L. - Rinaldi, R. – Schober, H.: Neutron Applications in Earth, Energy and Environmental Sciences, Springer, 2009, ISBN 978-0-387-09415-1
Optimalizace radiační ochrany při práci v nádobách školního reaktoru VR-1 Ing. Radovan Starý Detaily
  • Název : Optimalizace radiační ochrany při práci v nádobách školního reaktoru VR-1
  • Školitel : Ing. Radovan Starý
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : radovan.stary@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Aktivní zóna reaktoru a ozářené jaderné palivo patří z hlediska radiační ochrany k nejvíce problematickým místům. Cílem bakalářské práce je popis prostor, činností a manipulací s ozářeným palivem a popis možné radiační zátěže pracovníků. Pomocí dostupné měřící techniky bude provedeno měření předmětných míst a na základě výsledků student navrhne optimální postupy při manipulacích a činnostech z hlediska radiační ochrany.

    Zadání:
    1. Seznámit se s místem aktivní zóny, nádobami H01 a H02 a manipulacemi s jaderným palivem na reaktoru VR-1 a s příslušnou provozní dokumentací.
    2. Provést měření z hlediska možných rizikových radiačních činnosti za provozu i odstávky zařízení.
    3. Návrh optimalizace pro nejdůležitější manipulace a činnosti z hlediska radiační ochrany.
  • Klíčová slova : radiační ochrana, jaderné palivo, optimalizace, radiační činnost
  • Doporučená literatura :
    [1] MARTIN, Alan D., Samuel A. HARBISON, K. BEACH a Peter COLE. An Introduction to Radiation Protection. Sixth edition. Boca Raton, FL: CRC Press, Taylor & Francis Group, 2019. ISBN 9781444146073
    [2] Česká republika, Vyhláška č. 422/2016 Sb. Vyhláška o radiační ochraně a zabezpečení radionuklidového zdroje, In: Sbírka zákonů České republiky. 2016.
    [3] STARÝ, R. Dílčí provozní předpis č. 8 - Radiační ochrana a dozimetrie na školním reaktoru VR-1, CTU-14117-P-043-18. Praha: KJR FJFI ČVUT v Praze, 2018.
    [4] LOSA, E. Program monitorování pracoviště školního reaktoru VR-1, CTU-14117-S-051-18 Praha: KJR FJFI ČVUT v Praze, 2018
Použití programovatelných obvodů v jaderně bezpečnostních aplikacích doc. Ing. Martin Kropík, CSc. Detaily
  • Název : Použití programovatelných obvodů v jaderně bezpečnostních aplikacích
  • Školitel : doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : martin.kropik@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Bakalářská práce by se měla věnovat problematice použití programovatelných polí CPLD a FPGA v aplikacích souvisejících s jadernou bezpečností. V práci by měla bát provedena rešerše programovacích nástrojů pro tvorbu programovatelných obvodů a požadavků na zajištění jakosti při návrzích obvodů. Pozornost by měla bát věnována programovacímu jazyku VHDL, popřípadě i Verilog. V navazujícím výzkumném úkolu a diplomové práci se pak očekává použití získaných vědomostí při tvorbě praktických aplikací s programovatelnými obvody.
  • Klíčová slova : programovatelná pole CPLD a FPGA, jazyk VHDL, syntéza návrhu programovatelných polí
  • Doporučená literatura :
    [1] IAEA Nuclear Energy Series Application of Field Programmable Gate Arrays in Instrumentation and Control Systems of Nuclear Power Plants
    [2] P. J. Ashenden: The VHDL Cookbook
    [3] D. Perry: VHDL
Příprava makroskopických dat pro radiální reflektory PWR reaktorů Ing. Pavel Suk Detaily
  • Název : Příprava makroskopických dat pro radiální reflektory PWR reaktorů
  • Školitel : Ing. Pavel Suk
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : pavel.suk@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Nodální kódy stále představují nedílnou součást provozu jaderných elektráren, ale i některých výzkumných reaktorů. Komplexní výpočet kritičnosti a rozložení výkonu v aktivní zóně je rozdělen do dvou zcela oddělených částí, kde první částí je homogenizace a příprava makroskopických dat. Druhou částí jsou 3D celozónové výpočty. Tvorba homogenizovaných dat pro reflektory je komplikovaná a prozatím není stanovena metoda jak tato data připravovat. Příprava dat pro reflektory se obyčejně provádí pomocí 1D přístupu. Složitější a výpočetně náročnější 2D přístupy mohou geometricky přesněji popsat periferní oblasti aktivní zóny. Cílem teoretické práce je seznámit se s metodami homogenizace a jejího využití při celozónových výpočtech, seznámit se s používanými výpočetními kódy a jejich metodikou a prostudovat metody 1D a 2D přístupu k tvorbě dat pro radiální reflektory PWR. V praktické části by byly vytvořeny modely radiálního reflektoru pro přípravu dat. Na základě zhodnocení výsledků celozónových výpočtů by bylo rozhodnuto o přínosu 2D popisu radiálního reflektoru.
  • Klíčová slova : homogenizace, 3D full core výpočty, reflektory, makroskopické účinné průřezy, SCALE
  • Doporučená literatura :
    [1] K.S.Smith, Assembly homogenization techniques for light water reactor analysis (1985).
    [2] TAHARA, Yoshihisa & KANAGAWA, Takashi & Sekimoto, Hiroshi. (2000). Two-Dimensional Baffle/Reflector Constants for Nodal Code in PWR Core Design. Journal of Nuclear Science and Technology
    [3] Clerc, Thomas & Hébert, Alain & Leroyer, Hadrien & Argaud, Jean-Philippe & Bouriquet, Bertrand & Ponçot, Agélique. (2014). An Advanced Computational Scheme for the Optimization of 2D Radial Reflectors in Pressurized Water Reactors.
    [4] B. T. Rearden, M. Jessee, SCALE Code System, ORNL/TM-2005/39, 2016