Bakalářské práce

Kategorie Bakalářské práce

Hledané klíčové slovo

Hledat Smazání

Výsledky

Název	Školitel
Analytický přístup k výpočtům havarijních událostí s nesymetrickým generováním výkonu v aktivní zóně reaktoru spojenými výpočetními programy	Ing. Radim Meca, Ph.D.	Detaily
Název : Analytický přístup k výpočtům havarijních událostí s nesymetrickým generováním výkonu v aktivní zóně reaktoru spojenými výpočetními programy Školitel : Ing. Radim Meca, Ph.D. Instituce : ÚJV Řež, a. s. Kontakt : radim.meca@ujv.cz Anotace : Rešeše na problematiku výpočtů havárií s asymetrickým generováním neutronového výkonu v aktivní zóně jaderného reaktoru. Práce bude dále obsahovat přehled v ČR a ve světě používaných spojených výpočetních programů/kódů pro TH a NF výpočty jaderných elektráren, popis konzervativního a realistického (best-estimate) přístupu ve výpočtech havarijních a přechodových událostí, výhody/nevýhody obou přístupů. Bakalářská práce bude směřovaná na konkrétní probíhající mezinárodní projekt McSafer zaměřený mimo jiné i na výpočty spojenými programy SMR NuScale. Klíčová slova : ATHLET, DYN3D, coupling, bezpečnostní výpočty, SMR Doporučená literatura : [1] J. Hádek, R. Meca: Contribution to the validation of the VVER-1000 Temelin NPP computing model for the ATHLET/DYN3D coupled codes. Kerntechnik 83 (2018) 4, pp. 376–388. [2] J. Hádek, R. Meca: Analysis Associated with Uncontrolled Dilution of Boric Acid Concentration in the Reactor VVER-1000/320. Proceedings of the twenty-eighth Symposium of AER, Olomouc, Czech Republic, 8 – 12 October, 2018, pp. 745-769, ISBN 978-963-7351-30-3, ISBN 978-963-7351-31-0. [3] Grundmann, U., D. Lucas, U. Rohde: Coupling of the Thermohydraulic Code Athlet with the Neutron Kinetic Core Model DYN3D, In: Proceedings of the International Conference on Mathematics and Computations, Physics and Environmental Analysis, Portland, Oregon, USA, May 1995, Vol. 1, pp. 179-191.
Analýza NF charakteristik paliva APR1000 / OPR1000	Ing. Pavel Suk	Detaily
Název : Analýza NF charakteristik paliva APR1000 / OPR1000 Školitel : Ing. Pavel Suk Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : pavel.suk@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem práce je seznámit studenta s principy homogenizace, kondenzace a parametrizace makroskopických účinných průřezů pro celozónové výpočty aktivních zón. Kromě rešerše výpočetních postupů a nástrojů se student seznámí také s konstrukcí aktivní zóny reaktoru APR1000 / OPR1000. V rámci teoretické části práce by měla být tato aktivní zóna popsaná s diskusí rozdílů proti stávajícím aktivním zónám s provozními zkušenostmi v ČR. Hlavní důraz při analýze konstrukce reaktoru bude kladen na regulační orgány a systémy řízení reaktivity, které se od stávajících tlakovodních reaktorů VVER, či západních PWR mírně liší. V praktické části práce budou provedeny vyhořívající výpočty základních charakteristik vybraných palivových souborů ve výpočetním kódu Serpent2. Při této práci se předpokládá navazující práce na výzkumném úkolu a diplomové práci. Práce bude rozšířena na tvorbu celozónového modelu aktivní zóny se zpětnými termohydraulickými vazbami a řešení problematiky návrhu regulačních orgánů na reaktoru APR1000/OPR1000. Klíčová slova : ATF, VR-2, pokročilá paliva, Serpent, návrh AZ Doporučená literatura : [1] Son, N. , Hoa, N. , Nguyen, T. , Tuan, T. and Raul, O. (2017) Control Rod Calibration and Worth Calculation for Optimized Power Reactor 1000 (OPR-1000) Using Core Simulator OPR1000. World Journal of Nuclear Science and Technology, 7, 15-23. doi: 10.4236/wjnst.2017.71002. [2] Hwanyeal, Y., Mohd-Syukri Y. and Yonghee K. (2016) A Reduced-Boron OPR1000 Core Based on the BigT Burnable Absorber. Nuclear Engineering and Technology, 48, 318-329. https://doi.org/10.1016/j.net.2015.12.010. [3] Leppänen, J. , Pusa, M. , Viitanen, T. ,Valtavirta, V. , and Kaltiaisenaho, T. (2015) The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. Ann. Nucl. Energy, 82, 142-150.
Analýza rizika rekritičnosti roztavené aktivní zóny jaderného reaktoru	Ing. Sebastian Nývlt	Detaily
Název : Analýza rizika rekritičnosti roztavené aktivní zóny jaderného reaktoru Školitel : Ing. Sebastian Nývlt Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze / ÚJV Řež, a.s. Kontakt : sebastian.nyvlt@fjfi.cvut.cz Anotace : Při těžké havárii jaderného reaktoru může dojít k částečnému nebo úplnému roztavení jaderného paliva, čímž vzniká silně heterogenní tavenina (corium). Ta se skládá z roztaveného jaderného paliva, kovového pokrytí palivových článků, degradovaných absorbátorů neutronů a dalších konstrukčních materiálů reaktoru. I s těmito extrémními scénáři je nutné počítat při tvorbě bezpečnostní dokumentace jaderných reaktorů. Jedním z důležitých kroků je analýza, zda v takto deformované konfiguraci štěpného materiálu nemůže vzniknout nadkritické množství, a tedy dojít k tzv. rekritičnosti, která by měla velmi závažné následky. Moderní výpočetní nástroje jsou proto doplňovány o generátory náhodných geometrií, jejichž cílem je co nejvěrněji simulovat tvar a heterogenní strukturu taveniny a zohlednit nejistoty - například přítomnost pórů obsahujících uvízlý moderátor či větších kusů neroztavených trosek. Práce bude zahrnovat seznámení s problematikou těžkých havárií jaderných elektráren tlakovodního typu, s neutronickým výpočetním kódem Serpent a provedení několika jednoduchých výpočtů a jejich vyhodnocení. Téma je následně možné rozvinout do navazujících ročníkových prací. Klíčová slova : Jaderný reaktor, rekritičnost, těžká havárie, Serpent Doporučená literatura : [1] B. R. Sehgal et al.: Nuclear Safety in Light Water Reactors – Severe Accident Phenomenology. 1st edition, ISBN: 978-0-12-388446-6, Great Britain, 2012. [2] OECD-NEA: Criticality Calculations in Random Geometries, NEA No. 7678, OECD Publishing, Paris, 2024. [3] J. Song et al.: Morphology and phase distributions of molten core in a reactor vessel. Journal of Nuclear Materials 542 (2020), ISSN 0022-3115, DOI: 10.1016/j.jnucmat.2020.152471. [4] Leppänen, J., et al. (2024). Status of Serpent Monte Carlo code in 2024. EPJ Nuclear Sci. Technol., 11 (2025) 3.
Analýza vlivu typu betonu na interakci s taveninou při těžké havárii v kódu ASTEC	Ing. Štěpán Tichý / Ing. Petr Vokáč	Detaily
Název : Analýza vlivu typu betonu na interakci s taveninou při těžké havárii v kódu ASTEC Školitel : Ing. Štěpán Tichý / Ing. Petr Vokáč Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : stepan.tichy@ujv.cz Anotace : Při hypotetické těžké havárii jaderného reaktoru může dojít k degradaci aktivní zóny a vzniku bazénu taveniny a pevných trosek na dně tlakové nádoby reaktoru – tuto směs souhrnně označujeme jako tzv. corium. Pokud není reaktor chlazen z vnějšku vodou, dochází k jeho protavení a následnému výtoku coria do betonové šachty, kde nastává intenzivní interakce mezi taveninou a betonem (Molten Corium Concrete Interaction, MCCI). Tento děj je spojen s postupnou erozí betonu vlivem přestupu tepla a uvolňováním plynů, což může ohrozit integritu kontejnmentu. Úkolem studenta bude v kódu ASTEC, konkrétně v modulu MEDICIS, implementovat dva typy betonu – křemičitý a vápencový a analyzovat vliv typu betonu na průběh MCCI během těžké havárie. Cílem vyhodnocení bude posoudit vliv složení betonu na hloubku eroze, charakteristiky rozhraní corium– beton a účinnost odvodu tepla z taveniny. Klíčová slova : těžká havárie, corium, MCCI, ASTEC Doporučená literatura : [1] SEHGAL, B.: Nuclear safety in light water reactors: severe accident phenomenology. Academic Press, 2012. isbn 978-0-12-388446-6. [2] NEA, State-of-the-Art Report on Molten Corium Concrete Interaction and Ex-Vessel Molten Core Coolability, 2017, OECD Publishing, Paris [3] CHAILAN, L.; LABORDE, L.: Overview of the ASTEC V3.1 integral code. 2022. Tech. zpr., IRSN/2022-00646. IRSN. [4] Commandé, A.: ASTEC V3.1.2 – MEDICIS MCCI module: USER MANUAL, IRSN, 2024.
Charakterizace bloků grafitového reflektoru v referenčním poli neutronů reaktoru LR-0	Ing. Tomáš Czakoj	Detaily
Název : Charakterizace bloků grafitového reflektoru v referenčním poli neutronů reaktoru LR-0 Školitel : Ing. Tomáš Czakoj Instituce : CVŘ s.r.o. Kontakt : tomas.czakoj@cvrez.cz Anotace : Školní reaktor VR-1 je významným zdrojem neutronů, ale z pohledu kritičnosti je velice složité na něm realizovat benchmarkovou úlohu. Proto je za účelem vytvoření precizního modelu násobícího prostředí s reflektorovými bloky nutné modelované komponenty nezávisle ověřit, ideálně pomocí porovnání modelu ve statistickém kódu jako je Serpent, nebo MCNP, s výsledkem dobře popsaného experimentu na jiné benchmarkové zóně, jakou je například ta v reaktoru LR-0 v Centru výzkumu Řež. Pro zlepšení neutronové bilance na reaktoru VR-1 se dají jako reflektor použít grafitového bloky v hliníkovém pokrytí. Historické experimenty na VR-1 ukazují, že při použití grafitového reflektoru výpočty kritického parametru systematicky nadhodnocují experiment. Cílem práce je ověřit model grafitového reflektoru pomocí kritického experimentu v dobře popsané aktivní zóně reaktoru LR-0. Na základě výsledku experimentu bude nutné analyzovat výpočetní model a diskutovat možné příčiny odchylek. Doporučená literatura : [1] CZAKOJ, Tomáš, Michal KOŠŤÁL, Jan ŠIMON, Jaroslav ŠOLTÉS, Martin MAREČEK a Roberto CAPOTE. Comprehensive validation of silicon cross sections. Nuclear Engineering and Technology [online]. 2020, 52(12), 2717–2724 [vid. 2020-06-04]. ISSN 17385733. Dostupné z: doi:10.1016/j.net.2020.05.019 [2] KOŠŤÁL, Michal, Martin SCHULC, Evžen LOSA, Jan ŠIMON, Nicola BURIANOVÁ, Evžen NOVÁK, Martin MAREČEK, Jan UHLÍŘ, Tomáš CZAKOJ, Vojtěch RYPAR, Vlastimil JUŘÍČEK, Roberto CAPOTE a Andrej TRKOV. A reference neutron field for measurement of spectrum averaged cross sections. Annals of Nuclear Energy [online]. 2020, 140, 107119 [vid. 2020-03-06]. ISSN 03064549. Dostupné z: doi:10.1016/j.anucene.2019.107119 [3] E. Losa, M. Košťál, T. Czakoj, B. Jánský, E. Novák, V. Rypar, J.J. Powers, N.R. Brown, D. Mueller, Neutronic experiments with fluorine rich compounds at LR-0 reactor, Annals of Nuclear Energy, Volume 120, 2018, Pages 286-295, ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.05.056 [4] E. Losa, M. Košťál, V. Rypar, B. Jánský, E. Novák, G. Grasso, M. Sarotto, F. Lodi, Neutron propagation experiments with a lead test section inserted in the core of the LR-0 reactor, Nuclear Engineering and Design, Volume 335, 2018, Pages 151-160, ISSN 0029-5493,https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.05.022
Charakterizace izotopického zdroje neutronů Cf-252	Ing. Martin Schulc, Ph.D.	Detaily
Název : Charakterizace izotopického zdroje neutronů Cf-252 Školitel : Ing. Martin Schulc, Ph.D. Instituce : CVŘ s.r.o. Kontakt : Martin.Schulc@cvrez.cz Anotace : Izotopický zdroj Cf-252 je vhodný zdroj neutronů pro validace účinných průřezů, protože jeho spontání štěpné spektrum je považováno jako jediný standard. Typický zdroj však neobsahuje pouze izotop Cf-252, ale i další izotopy jako Cf-250 a Cm-248, které také emitují neutrony s neznámým spektrem. Jejich příspěvek se mění v čase. Dalšími aspekty ovlivňující neutronové spektrum je paladiová matrice, ve které je vázáno Cf-252, chránící pouzdro a rozpadové produkty. Student se seznámí s problematikou charakterizace neutronového spektra komerčně dostupného zdroje Cf-252 a bude schopen vyhodnotit vliv jednotlivých nuklidů na jeho spektrum a neutronovou emisi. Klíčová slova : Cf-252, neutronové spektrum, charakterizace zdroje, MCNP Doporučená literatura : [1] Investigation of the implications of 250Cf and 248Cm in 252Cf neutron sources, Neil J Roberts and Lawrence N Jones, NOVEMBER 2004, NPL report DQL RN005 [2] M. Schulc, M. Košťál et al., "Application of 252Cf neutron source for precise nuclear data experiments", Applied Radiation and Isotopes, 151, (2019), pp. 187-195. [3] Boulogne, A. R.; "Californium-252 Encapsulation and Shipping at SRL," USERDA Report CONF-720902, Applications of Californium-252, ANS National Topical Meeting, Austin, TX, September, 11-13, 1972, (1975), 36
Charakterizace velkoobjemových radioaktivních odpadů	Ing. Tomáš Bílý, Ph.D.	Detaily
Název : Charakterizace velkoobjemových radioaktivních odpadů Školitel : Ing. Tomáš Bílý, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : tomas.bily@fjfi.cvut.cz Anotace : Bakalářská práce se bude skládat z rešeršní a praktické části. V rešeršní se student seznámí s problematikou nakládání s velkoobjemovými radioaktivními odpady a možnostmi jejich charakterizace. V praktické části se pak student na zjednodušeném příkladě bude zabývat otázkou, jak zjistit rozložení a intenzitu zdrojů záření na rozměrném objektu. Předpokládá se využití simulací ve vhodném Monte-Carlo kódu pro transport záření. Úlohu je možné doplnit o jednoduchý experiment. Klíčová slova : radioaktivní odpady, Monte Carlo simulace, gama spektrometrie Doporučená literatura : [1] OECD NEA "The Management of Large Components from Decommissioning to Storage and Disposal", A report of the Task Group on Large Components of the NEA Working Party on Decommissioning and Dismantling (WPDD), NEA/RWM/R(2012)8. [2] Frazier Bronson, C. H. P. "THE USE OF IN SITU GAMMA SPECTROSCOPY TO SAVE TIME, DOSE, AND MONEY IN OPERATING NUCLEAR FACILITIES." (2001). [3] Choi, Yoon-Ji, Seong-Cheol Lee, and Chang-Lak Kim. "Proposal for effective disposal options of very low level decommissioning waste." Progress in Nuclear Energy 94 (2017): 36-45.
Citlivost neutronických výpočtů na jaderná data	Ing. Jan Frýbort, Ph.D.	Detaily
Název : Citlivost neutronických výpočtů na jaderná data Školitel : Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.frybort@fjfi.cvut.cz Anotace : Výsledky výpočtů transportu neutronů závisí na mnoha faktorech a jedním z nejdůležitějších jsou samotná jaderná data pro neutrony. V rámci bakalářské práce bude sledován vliv na koeficient násobení pro vybrané významné nuklidy. Dále samotný teoretický základ citlivostní analýzy a implementace ve výpočetních programech. V rámci práce bude proveden základní citlivostní výpočet, který umožní popsat vliv účinných průřezů i v závislosti na energii neutronu. Další data budou získána z mezinárodní databáze kritických ověřovacích úloh, kde se využívají pro srovnávání jednotlivých systémů a bude proveden jejich rozbor. Klíčová slova : Citlivost, neutron, mikroskopický účinný průřez, výpočet, energie Doporučená literatura : [1] Cacuci D.G.: Handbook of Nuclear Engineering, Karlsruhe: Springer, 2010. [2] Rochman D., Leray O., Hursin M. et al.: Nuclear Data Uncertainties for Typical LWR Fuel Assemblies and a Simple Reactor Core, Nuclear Data Sheets, 2017. [3] Huang D., Mertyurek U., Abdel-Khalik H.: Verification of the sensitivity and uncertainty-based criticality safety validation techniques: ORNL’s SCALE case study, Nuclear Engineering and Design, 2020.
Hodnocení alternativních limitů pro udržení integrity jaderného paliva při suchém skladování	Ing. Jakub Krejčí, Ph.D./Ing. Martin Ševeček, Ph.D.	Detaily
Název : Hodnocení alternativních limitů pro udržení integrity jaderného paliva při suchém skladování Školitel : Ing. Jakub Krejčí, Ph.D./Ing. Martin Ševeček, Ph.D. Instituce : UJP PRAHA a.s. Kontakt : krejci@ujp.cz Anotace : V moderních výzkumných programech zaměřených na hodnocení vyhořelého jaderného paliva při suchém skladování (EPRI/DOE DEMO nebo PSI STARS) bylo prokázáno, že současné metodiky a limity pro zajištění integrity palivového proutku při suchém skladování jsou extrémně konzervativní a neodpovídají současnému vědeckému poznání. V důsledku toho jsou současné postupy používané pro hodnocení nefyzikální a příliš konzervativní. Tato práce bude mít za cíl experimentálně a výpočetně zhodnotit alternativní limity (až 500 °C) a postupy (testy tečení s konstantním množstvím plynu) pro hodnocení chování palivového pokrytí při suchém skladování. Klíčová slova : Jaderné palivo, Palivové pokrytí, Vyhořelé jaderné palivo, Suché skladování, FRAPCON 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] C. Cozzo, P. Konarski, G. Khvostov, B. Mervin, H. Ferroukhi.: Implementation of dry storage models in Falcon: cladding creep, annealing of cladding irradiation damage, and fuel helium- swelling, Progress in Nuclear Energy, Volume 187, 2025. [3] EPRI.: "Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT) Exercise for Spent Fuel Cladding Alternate Fuel Performance Metrics", Report 000000003002023961, 2024
Hodnocení mechanických vlastností SiC pokrytí jaderného paliva	Mgr. Jan Klouzal	Detaily
Název : Hodnocení mechanických vlastností SiC pokrytí jaderného paliva Školitel : Mgr. Jan Klouzal Instituce : ÚJV Řež, a. s. Kontakt : jan.klouzal@ujv.cz Anotace : Materiály na bázi kompozitů SiC představují perspektivní typ pokytí palivových proutků současné generace reaktorů i reaktorů Gen IV. V rámci bakalářské práce se student seznámí se způsoby namáhání pokrytí jaderného paliva za normálního provozu i během havarijních podmínek a specificky s přepokládaným chováním SiC v těchto stavech. Pro vybraný způsob namáhání provede v laboratořích horkých komor CVŘ Řež testy vzorku pokrytí na bázi SiC-SiCf (čerstvým/ozářeným), vyhodnotí získané výsledky a navrhne jejich aplikaci pro modelování chování totoho typu pokrytí. Klíčová slova : Jaderné palivo, palivové pokrytí, SiC, mechanické vlastnosti, termomechanika Doporučená literatura : [1] Olander, Donald R., Arthur T. Motta, and Brian Wirth. Light water reactor materials. American Nuclear Society, 2017. [2] Koyanagi, T. et al. Handbook of LWR SiC/SiC Cladding Properties - Revision 1. ORNL/TM- 2018/912. [3] Rohmer, E. et al. Mechanical properties of SiC/SiC braided tubes for fuel cladding, Journal of Nuclear Materials, Volume 453, Issues 1-3, 2014. [4] ASTM E453-79 (2001) Standard Practice for Examination of Fuel Element Cladding Including the Determination of the Mechanical Properties (Withdrawn 2008).
Hodnocení provozních událostí na jaderných zařízeních	Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D.	Detaily
Název : Hodnocení provozních událostí na jaderných zařízeních Školitel : Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : lenka.frybortova@fjfi.cvut.cz Anotace : Práce bude zaměřena na popis a identifikaci provozních událostí na jaderných zařízeních. Součástí práce bude stanovení bezpečnostních významu provozních událostí, jejich hodnocení, možnosti stanovení nápravných opatření a popis analýz určení příčinných faktorů a kořenových příčin. Klíčová slova : Zpětná vazba, provozní události Doporučená literatura : [1] Kletz T.: Learning from Accidents, Third edition, Butterworth-Heinemann, Oxford, 2001. [2] Heřmanský B.: Bezpečnost jaderných elektráren, učební texty k přednáškám, Praha, 2013. [3] Ferjenčík M.: Zpětná vazba provozních událostí 2, seminář SÚJB, Praha, 2015.
Kondukce tepla v materiálech s heterogenními termofyzikálními vlastnostmi	Ing. Dušan Kobylka, Ph.D.	Detaily
Název : Kondukce tepla v materiálech s heterogenními termofyzikálními vlastnostmi Školitel : Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : dusan.kobylka@fjfi.cvut.cz Anotace : Sdílení tepla kondukcí je základním způsobem přenosu tepla v pevných materiálech a jeho výpočet je proto součástí mnohých úloh praxe jaderného inženýra. Při řešení většiny úloh se zjednodušeně uvažuje materiál jako homogenní a izotropní avšak v mnohých případech není tento předpoklad splněn, resp. oprávněn, a je zapotřebí provádět analýzy složitějšími metodami. Příkladem mohou být výpočty kondukce v některých pokročilých typech jaderných paliv nebo kondukce horninami v hlubinném úložišti. Student se v rámci BP seznámí s problematikou popisu heterogenního materiálu a možnostmi výpočtu kondukce a výpočtu teplotního pole v heterogenním materiálu. Provede rešerši jak metod analytických, tak numerických či jejich kombinací a nastuduje problematiku určení efektivního součinitele tepelné vodivosti materiálu. V rámci praktické části provede zjednodušený výpočet pomocí zvolené metody. V dalších pracích (VU a DP) mohou být získané vědomosti uplatněny při výpočtech pokročilých jaderných paliv nebo při výpočtech odvodu tepla krystalinickými horninami v hlubinném úložišti. Klíčová slova : sdílení tepla kondukcí, heterogenní materiál, efektivní součinitel tepelné vodivosti Doporučená literatura : [1] Hejzlar, R.: Sdílení tepla, Vydavatelství ČVUT, Praha, 1999 [2] Kakaç S., Yener Y., Cotta C. P.: Heat Conduction, Fifth Edition, CRC Press, 2018, ISBN 978-1-138-94384-1 [3] Bakker K.: Using the finite element method to compute the influence of complex porosity and inclusion structures on the thermal and electrical conductivity, lnt. J. Heat Mass Transfer. Vol. 40, No. 15, pp. 3503-3511, 1997 [4] Hökmark H. et al: Strategy for thermal dimensioning of the final repository for spent nuclear fuel, SKB Rapport R-09-04, Svensk Kärnbränslehantering AB, 2009, ISSN 1402-3091
Konstrukce radioizotopových generátorů pro vesmírné aplikace a jejich tepelná analýza	Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Jiří Zyka	Detaily
Název : Konstrukce radioizotopových generátorů pro vesmírné aplikace a jejich tepelná analýza Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Jiří Zyka Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz Anotace : Radioizotopové generátory (RPS) se využívají k produkci elektrické (RTG) i tepelné (RHU) energie pro vesmírné i terestriální aplikace od 50.let 20.století, primárně byly vyvíjený v Rusku a USA. Z důvodu soběstačnosti vyvíjí ESA vlastní řešení na bázi Am-241, jehož první ostrý test by měl proběhnout v rámci mise Rosalind Franklin na Mars. Cílem této práce je popsat historický vývoj konstrukčních řešení RPS s důrazem na materiálové složení a chování v definovaných stavech a porovnat je s aktuální ESA konstrukcí. Dále bude v rámci práce provedena zjednodušená tepelná analýza evropského RPS řešení s palivem na bázi Am-241 a budou ověřeny limitní teploty pro jednotlivé postulované stavy. Klíčová slova : Radioizotopové generátory, RHU, RTG, vnitřní pokrytí, slitiny Pt-Rh, tepelná analýza Doporučená literatura : [1] A. Barco, “Safety Studies for European Space Nuclear Power Systems,” thesis, University of Leicester, 2024. doi: 10.25392/leicester.data.25053455.v1. [2] D. Freis, K. Popa, J. Manaud, R. Konings, A. Cambriani, and E. J. Watkinson, “Research in Support of European Radioisotope Power System Development at the European Commission’s Joint Research Centre,” Oct. 2023, Accessed: Jul. 10, 2024. [Online]. Available: https://figshare.le.ac.uk/articles/conference_contribution/Research_in_Support_of_European_Radioisotope_Power_System_Development_at_the_European_Commission_s_Joint_Research_Centre/24288685/1 [3] T. G. George, R. E. Tate, and T. A. Cull, “LIGHT-WEIGHT RADIOISOTOPE HEATER UNIT (LWRHU)-- DEVELOPMENT AND APPLICATION.,” Los Alamos National Laboratory (LANL), Los Alamos, NM (United States), LA-UR-86-3313, Sep. 1986. Accessed: Jul. 10, 2024. [Online]. Available: https://www.osti.gov/biblio/1088365 [4] G. H. Rinehart, “Design characteristics and fabrication of radioisotope heat sources for space missions,” Progress in Nuclear Energy, vol. 39, no. 3, pp. 305–319, Jan. 2001, doi: 10.1016/S0149-1970(01)00005-1.
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./Ing. Ondřej Huml, Ph.D.	Detaily
Název : Měření výkonu výzkumných jaderných reaktorů Školitel : doc. Ing. Martin Kropík, CSc./Ing. Ondřej Huml, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.kropik@fjfi.cvut.cz/ondrej.huml@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. V rámci bakalářské práce by student měl provést kalibraci impulzního systému měření výkonu reaktoru, ve výzkumném úkolu by pak měl provést měření v proudovém režimu a v rámci diplomové práce pak řešit Campbellovský režim a navrhnout kalibraci celého výkonového rozsahu měření výkonu na školním jaderném reaktoru VR-1. Klíčová slova : měření výkonu, neutronové detektory, diskriminace, kalibrace Doporučená literatura : [1] Glenn F. Knoll: Radiation Detection and Measurement [2] Kaše, M.: PMV Systém provozního měření výkonu jaderného reaktoru, Uživatelská příručka, dataPartner České Budějovice, 2007 [3] Chmela, M.: N708 Převodník pro neutronovou komoru, Uživatelská a servisní příručka, dataPartner České Budějovice, 2008 [4] Ľubomír Sklenka a kolektiv: Bezpečnostní zpráva školního reaktoru VR-1
Metody výpočtu efektivního multiplikačního koeficientu pro úlohu na čtvercové síti	Mgr. Jakub Janoušek, Ph.D.	Detaily
Název : Metody výpočtu efektivního multiplikačního koeficientu pro úlohu na čtvercové síti Školitel : Mgr. Jakub Janoušek, Ph.D. Instituce : ŠKODA JS a.s. Kontakt : jakub.janousek@skoda-js.cz Anotace : Student připraví vhodnou testovací úlohu ve 2D čtvercové geometrii a na ní otestuje a vyhodnotí použití různých metod výpočtu efektivního multiplikačního koeficientu k-eff. Jedná se vlastně o úlohu nalezení největšího vlastního čísla, proto bude cílem prověřit přínosy a úskalí použití klasické mocninné metody (s případným urychlováním) proti některým modernějším krylovovským metodám (Arnoldi, Lanczos, Krylov-Schur apod.). V rámci teoretické přípravy se student seznámí se zmíněným problémem a metodami řešení a následně otestuje a posoudí použitelnost a možný přínos uvedených modernějších numerických metod. Klíčová slova : multiplikační koefcient, mocninná metoda, krylovovské metody Doporučená literatura : [1] P. Fraňková, V. Krýsl, P. Mikoláš, D. Sprinzl, J. Šůstek, K. Vlachovský: Popis programu MOBY-DICK s úpravami pro VVER-1000. Zpráva Ae 12489/Dok, Rev. 3, Škoda JS a.s., Plzeň, 2018. [2] E. J. Duintjer Tebbens, I. Hnětynková, M. Plešinger, Z. Strakoš, P. Tichý: Analýza metod pro maticové výpočty: základní metody. Matfyzpress, Praha, 2012.
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.
Modelování uvolňování štěpných produktů z vodních jímek při těžké havárii kódem MELCOR	Ing. Miroslav Kotouč, Ph.D./Ing. Sebastian Nývlt	Detaily
Název : Modelování uvolňování štěpných produktů z vodních jímek při těžké havárii kódem MELCOR Školitel : Ing. Miroslav Kotouč, Ph.D./Ing. Sebastian Nývlt Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : miroslav.kotouc@ujv.cz Anotace : Při hypotetické těžké havárii na jaderné elektrárně dochází k vážnému poškození jaderného paliva vedoucímu až k případné relokaci roztavené aktivní zóny (tzv. coria, či taveniny) do dna reaktoru. Pokud není reaktor chlazen z vnějšku vodou, dochází k jeho protavení a následnému výtoku coria do betonové šachty. Jednou ze strategií pro zastavení následného napadání betonu coriem je zalití taveniny vodou. Z coria však pokračuje únik štěpných produktů, a to právě do vody nad taveninou. Aktuální modely v kódu pro simulace těžkých havárií MELCOR neumožňují uvolněné štěpné produkty transportovat z vody dále do vznosu, nicméně jejich únik lze jednoduchými postupy naprogramovat. Úkolem studenta tak bude do kódu MELCOR implementovat zjednodušené modely úniku štěpných produktů rozpuštěných ve vodních jímkách. Cílem vyhodnocení následně provedené simulace těžké havárie (na základě předpřipravených vstupních dat) bude ocenit vliv nastavení nově implementovaných modelů na celkové množství radioaktivních látek uvolňovaných do vznosu v ochranné obálce jaderné elektrárny při postulované těžké havárii. Klíčová slova : těžká havárie, corium, štěpné produkty, kód MELCOR Doporučená literatura : [1] B. R. Sehgal et al.: Nuclear Safety in Light Water Reactors – Severe Accident Phenomenology. 1st edition, ISBN: 978-0-12-388446-6, Great Britain, 2012. [2] L. L. Humphries et al.: MELCOR Computer Code Manuals: Users‘ Guide and Reference Manual, Version 2.2 r2023.0. Sandia National Laboratory, SAND2023-10997O, Albuquerque, NM, USA, January 2023. [3] L. Soffer et al.: Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants. Final Report. NUREG-1465, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, USA, February 1995.
Mössbauerova spektroskopie slitin připravených mechanickým legováním	Ing. Martin Cesnek, PhD.	Detaily
Název : Mössbauerova spektroskopie slitin připravených mechanickým legováním Školitel : Ing. Martin Cesnek, PhD. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.cesnek@fjfi.cvut.cz Anotace : Amorfní slitiny na bázi železa připravené mechanickým legováním vykazují díky vysokému stupni neuspořádanosti velmi dobré magnetické vlastnosti. Cílem práce je studium mikrostruktury těchto slitin pomocí Mössbauerovy spektrometrie, která využívá jádro 57Fe jako lokální sondu v materiálu. Pozornost bude věnována zejména vlivu doby mletí na vývoj mikrostruktury a magnetického uspořádání. Zadání: 1. Seznámit se s principy Mössbauerovy spektrometrie a zvládnout její měřicí techniky. 2. Posoudit možnosti Mössbauerovy spektrometrie při vyšetřování mikrostruktury vybraných kovových slitin. 3. Zpracovat přehled využití Mössbauerovy spektrometrie v oblasti analýz amorfních slitin připravených mechanickým legováním. Klíčová slova : Mössbauerova spektroskopie, mechanické legování, amorfní slitiny, 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.