Bakalářské práce

Kategorie Bakalářské práce

Hledané klíčové slovo

Hledat Smazání

Výsledky

Název	Školitel
Neutronická odezva na deformace geometrie palivového souboru rychlého reaktoru	Ing. Petr Vácha / Ing. Sebastian Nývlt	Detaily
Název : Neutronická odezva na deformace geometrie palivového souboru rychlého reaktoru Školitel : Ing. Petr Vácha / Ing. Sebastian Nývlt Instituce : ÚJV Řež, a. s. Kontakt : petr.vacha@ujv.cz / sebastian.nyvlt@fjfi.cvut.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 TREASURE. 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 aktivační analýza na urychlovačem řízených neutronových zdrojích	doc. Ing. Milan Štefánik, Ph.D.	Detaily
Název : Neutronová aktivační analýza na urychlovačem řízených neutronových zdrojích Školitel : doc. Ing. Milan Štefánik, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze, ÚJF AVČR Kontakt : milan.stefanik@fjfi.cvut.cz Anotace : Neutronová aktivační analýza (NAA) je radioanalytická metoda sloužící ke zkoumání složení různých typů vzorků, například archeologických, geologických či environmentálních. Běžně se využívá na výzkumných jaderných reaktorech. Urychlovačem řízené zdroje rychlých neutronů představují ale užitečnou alternativu k jaderným reaktorům, jsou komplementárním nástrojem, avšak metoda NAA na těchto zařízeních zatím není běžně používána. V rámci řešení bakalářské práce se student seznámí s metodou NAA a jadernou gama spektrometrií, provede rešerši možností využití urychlovačem řízených neutronových zdrojů a neutronových generátorů pro NAA, seznámí se s neutronovými zdroji na urychlovačích Ústavu jaderné fyziky AV ČR v Řeži u Prahy, s prací s gama spektrometrem a prakticky otestuje základní možnosti NAA na urychlovači. V případě zájmu bude nabídnuta možnost pokračovat v tématu formou výzkumného úkolu a diplomové práce. Klíčová slova : Neutronová aktivační analýza, gama spektrometrie, rychlé neutrony, urchlovačem řízené neutronové zdroje Doporučená literatura : [1] Alfassi, Z. B.: Activation Analysis, CRC Press, Inc., Florida, 1990, ISBN 08493-4583-9. [2] International Atomic Energy Agency, Compact Accelerator Based Neutron Sources, IAEA-TECDOC- 1981, IAEA, Vienna (2021) [3] Kučera, J. et al.: Fluorine determination in biological and environmental samples with INAA using fast neutrons from a p(19 MeV) + Be neutron generator, Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2019, 322(3), pp. 1517–1523. [4] Kriváň, V. et al.: Radiochemical fast neutron activation analysis of high-purity metals for phosphorus, Analytical Chemistry, 1989, 61(21), pp. 2338–2341
Neutronové zobrazování v archeologii a ochraně kulturního dědictví	Ing. Jana Matoušková, Ph.D.	Detaily
Název : Neutronové zobrazování v archeologii a ochraně kulturního dědictví Školitel : Ing. Jana Matoušková, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jana.matouskova@fjfi.cvut.cz Anotace : Jak nahlédnout dovnitř starověkých artefaktů, aniž bychom je poškodili? Neutronové zobrazování otevírá nové možnosti v oblasti studia historických předmětů, kde běžné rentgenové metody selhávají. Například u kovových objektů obsahujících organický materiál nebo fosilií skrytých v železité hornině poskytuje neutronová radiografie jedinečný pohled na jejich vnitřní strukturu. Tato metoda se dnes využívá v archeologii, paleontologii i muzejnictví, kde pomáhá odhalovat tajemství minulosti bez destruktivních zásahů. V rámci bakalářské práce se student seznámí s principy neutronového zobrazování a jeho aplikací v oblasti ochrany kulturního dědictví. Teoretické znalosti následně uplatní při reálných experimentech na zařízení TRIXIE na výzkumném reaktoru LVR-15 v Řeži. Bude mít možnost pracovat s unikátními objekty a podílet se na výzkumu s interdisciplinárním přesahem. Téma je navrženo tak, aby na něj navázal výzkumný úkol a poté diplomová práce. Klíčová slova : Neutronové zobrazování, archeologie, ochrana kulturního dědictví, experimentální fyzika Doporučená literatura : [1] I. Anderson, R. McGreevy and H. Bilheux, Neutron imaging and applications: a reference for the imaging community, New York: Springer, 2008. [2] N. Chankow, Neutron Radiography, Non-Destructive Testing Methods and New Applications, London: InTech, 2012. [3] B. Schillinger, A. Beaudet, A. Fedrigo, F. Grazzi, O. Kullmer, M. Laaß, M. Makowska, I. Werneburg and C. Zanolli, ”Neutron Imaging in Cultural Heritage Research at the FRM II Reactor of the Heinz Maier-Leibnitz Center,” Journal of Imaging, vol. 4, no. 1, 2018. [4] E. Deschler-Erb, E. Lehmann and L. Pernet, “The complementary use of neutrons and X-rays for the non-destructive investigation of archaeological objects from Swiss collections,” Archaeometry, 2004.
Nové výzvy pro analýzu rizik ohrožení jaderného zařízení tornádem	Ing. Roman Aldorf	Detaily
Název : Nové výzvy pro analýzu rizik ohrožení jaderného zařízení tornádem Školitel : Ing. Roman Aldorf Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : roman.aldorf@ujv.cz Anotace : Externí ohrožení tornádem donedávna nepředstavovalo významný prvek rizikového portfolia provozu jaderných elektráren vzhledem k očekávané nízké frekvenci vzniku takové události na území ČR. Situace se změnila po událostech červnu 2021, kdy tornádo kategorie F4 zdevastovalo území jen 80 kilometrů od jaderné elektrárny Dukovany. V bezprostřední reakci na vznik události byla provedena řada bezpečnostních analýz. Práce by měla shrnout výsledky těchto analýz a připravit vstupy pro další zpřesnění odhadů rizika generovaného tímto typem ohrožení. Speciálně by se práce měla věnovat odhadu frekvence vzniku tornáda na území ČR a jeho částech na základě historických dat, výběru, porovnání a prioritizaci možných tras průchodu tornáda přes lokalitu JE, odhadu podmíněných pravděpodobností zásahu důležitých bezpečnostních prvků JE v konkrétní lokalitě (EDU nebo ETE) tornádem a zhodnocení následků konkrétních případů tornáda různých kategorií z pohledu rizika provozu JE. Téma lze dále rozvíjet v rámci diplomové práce v souvislosti s pokračujícím řešením tohoto tématu v projektu komplexní služby „Hodnocení bezpečnosti“ zajišťovaného v ÚJV Řež pro ČEZ. Klíčová slova : vnější ohrožení, jaderná elektrárna, tornádo, riziko, bezpečnostní analýza Doporučená literatura : /bude doplněno při zadávání práce/
Ověření výpočetního řešiče pro reaktor VR-1 založeného na upraveném makrokódu MOBY-DICK	Mgr. Jakub Janoušek, Ph.D.	Detaily
Název :Ověření výpočetního řešiče pro reaktor VR-1 založeného na upraveném makrokódu MOBY-DICK Školitel :Mgr. Jakub Janoušek, Ph.D. Instituce :Škoda JS a.s. Kontakt :Jakub.Janousek@skoda-js.cz Anotace :Práce bude zaměřena na ověření možnosti použití upraveného makrokódu MOBY-DICK pro základní neutronově-fyzikální výpočty aktivní zóny školního reaktoru VR-1. Student připraví převodník difuzních dat z knihovny programu PARCS do formátu vstupního souboru c11 pro MOBY-DICK a sestaví potřebná vstupní data včetně okrajových podmínek. Následně provede sérii výpočtů pro postupně složitější konfigurace aktivní zóny, vyhodnotí konvergenci řešení a porovná získané výsledky s referenčními výpočty v programu PARCS. Součástí práce bude rovněž stručná rešerše vhodných výpočetních metod a případný návrh úprav vedoucích ke zlepšení stability nebo efektivity řešiče. Úpravy makrokódu budou prováděny ve Fortranu; pomocné převodníky a skripty může student vytvořit v programovacím jazyce dle vlastního výběru. Klíčová slova :VR-1; MOBY-DICK; PARCS; neutronová difuze; numerické metody Doporučená literatura : V. Krýsl et al. MOBY-DICK User Guide Report, Ae 10068/Dok Rev 5. Škoda JS a.s. Plzeň, 2005. R. S. Varga: Matrix Iterative Analysis, Prentice Hall, Inc., Englewood Cliffs, New Jersey, 1962. Y. Saad: Iterative Methods for Sparse Linear Systems, 2nd ed., Society for Industrial and Applied Mathematics, Philadelphia, 2003.
Porovnání experimentální a simulované charakterizace polovodičového HPGe detektoru	Ing. Ján Kozic	Detaily
Název : Porovnání experimentální a simulované charakterizace polovodičového HPGe detektoru Školitel : Ing. Ján Kozic Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze, ÚJF AVČR Kontakt : kozicjan@cvut.cz Anotace : Polovodičové HPGe detektory představují vhodný nástroj pro analýzu ozářených vzorků v rámci všech druhů aktivačních měření díky své vynikající energetické rozlišovací schopnosti. Nevýhodou HPGe detektorů je nižší detekční účinnost ve srovnání se scintilačními detektory. Přesná znalost detekční účinnosti píků úplného pohlcení je nezbytná při kvantitativní analýze aktivačních měření a lze ji stanovit experimentálně pomocí kalibračních etalonů nebo simulací ve vhodně zvoleném výpočetním kódu. Cílem práce je stanovení křivek detekční účinnosti vybraného polovodičového HPGe detektoru (neutronová laboratoř nebo laboratoř NAA) pomocí kalibračních etalonů a její porovnání s výsledky simulace získané pomocí vhodně zvoleného stochastického výpočetního kódu. Student se v rámci práce seznámí s metodikou měření na polovodičovém HPGe detektoru, stanoví křivky detekční účinnosti pomocí kalibračních etalonů, vytvoří model detektoru ve vhodném výpočetním kódu a porovná výsledky. Klíčová slova : Gama spektrometrie, HPGe, kalibrační etalón, stochastický kód, detekční účinnost Doporučená literatura : [1] Knoll, G.F. (2010) Radiation Detection and Measurement. 4th Edition, Wiley, Hoboken. [2] Gilmore, G.R. (2008) Practical Gamma-Ray Spectrometry, 2nd ed. John Wiley & Sons, Ltd. [3] Sato, T., Iwamoto, Y., Hashimoto, S., Ogawa, T., Furuta, T., Abe, S. I., ... Niita, K. (2023) Recent improvements of the particle and heavy ion transport code system – PHITS version 3.33, Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), 127–135, DOI: https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2275736.
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
Simulace transportu neutronů radiálním kanálem reaktoru VR-1	Ing. Evžen Losa, Ph.D.	Detaily
Název :Simulace transportu neutronů radiálním kanálem reaktoru VR-1 Školitel :Ing. Evžen Losa, Ph.D. Instituce :Katedra jaderných reaktorů Kontakt :evzen.losa@fjfi.cvut.cz Anotace :Výzkumný reaktor VR-1 disponuje radiálním kanálem určenýmm pro vyvedení svazku neutronů k ozařování nebo testování detektorů. Cílem práce je seznámit se s konstrukcí reaktoru VR-1 a s možnostmi efektivního modelování transportu neutronů v tomto svazku pomocí Monte Carlo metod. Student vytvoří výpočetní model radiálního kanálu reaktoru v programu Serpent nebo GEANT a provede porovnání s experimentálními výsledky pro vybrané konfigurace experimentálního uspořádání. Součástí práce bude posouzení výpočetní náročnosti a konvergence simulací, návrh a ověření vhodných technik redukce variance, případně vytvoření zjednodušených modelů umožňujících efektivnější výpočty. Výsledkem bude doporučená metodika pro simulaci neutronového pole v radiálním kanálu reaktoru VR-1 a vyhodnocení její přesnosti a výpočetní efektivity. Klíčová slova :VR-1, radiální kanál, MonteCarlo Doporučená literatura : Manuály k výpočetnímu SW 1. Leppänen, J.: Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, User's Manual. VTT Technical Research Centre of Finland. 2. Agostinelli, S. et al.: GEANT4 – A Simulation Toolkit., Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 506 (2003), 250–303.Výsledky experimentů: 3. Košťál M., et al., Broomstick experiment with copper in VR-1 reactor, Annals of Nuclear Energy, Volume 211, 2025, 110993, ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110993. 4. Losa E., et al.: Validation of the fast neutron field in the radial channel of the VR-1 reactor ASME J. Nucl. Rad. Sci., 7 (2) (2021), Article 021503, https://doi.org/10.1115/1.4048906
Simulace zdrojové reakce p+Be	Ing. Ján Kozic	Detaily
Název : Simulace zdrojové reakce p+Be Školitel : Ing. Ján Kozic Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze, ÚJF AVČR Kontakt : kozicjan@cvut.cz Anotace : Berýlium je jedním z vhodných materiálů, které se používají jako terč produkující neutrony při reakcích s urychlenými nabitými částicemi v kompaktních neutronových zdrojích řízených urychlovačem. Neutronové spektrum zdrojové reakce p+Be vykazuje spornou energetickou oblast pod 7 MeV, kde lze pozorovat dva píky. Existují dvě interpretace těchto píků: první tvrdí, že je lze přiřadit rozpadu excitovaných stavů vznikajících při vícečásticových rozpadech; druhá je, že jde o artefakt nepřesných jaderných dat. Jelikož rekonstrukce neutronového spektra z měření dozimetrickými fóliemi nebo scintilačními detektory vyžaduje apriorní informaci o spektru, která se nejčastěji získává ze simulací ve stochastických výpočetních kódech, je nutné pečlivě zvolit knihovnu jaderných dat pro přípravu této apriorní informace. Cílem práce je vytvořit model zdrojové reakce p+Be ve zvoleném stochastickém výpočetním kódu s využitím různých knihoven jaderných dat, výsledky simulací vzájemně porovnat a následně je srovnat s naměřenými daty publikovanými jinými autory. Klíčová slova : Berýlium, protony, jaderná data, stochastický výpočetní kód Doporučená literatura : [1] Stefanik M., Bem P., Majerle M., Novak J., Simeckova E., Stursa J. (2019) Neutron field study of p(35) + Be source reaction at the NPI Rez, Radiation Physics and Chemistry, 155, 294-298, ISSN 0969-806X, DOI: https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2018.06.0 46. [2] Majerle M., Ansorge M., Bém P., Koliadko D., Mrázek J., Novák J., Šimečková E., Štefánik M., Košt’ál M., Matěj Z., Chohan H., Wong O. (2023) Measurements of the neutron spectra from the p+Be neutron generator of the NPI CAS, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 1053, 168314, ISSN 0168-9002, DOI: https://doi.org/10.1016/j.nima.2023.168314. [3] Lone M. A., Bigham C. B., Fraser J. S., Schneider H.R., Alexander T. K., Ferguson A. J., McDonald A. B. (1977) Thick target neutron yields and spectral distributions from the 7Li(pd, n) and 9Be(pd, n) reactions, Nuclear Instruments and Methods, 143(2), 331-344, ISSN 0029-554X, DOI: https://doi.org/10.1016/0029-554X(77)90616-4. [4] Brede H. J., Dietze G., Kudo K., Schrewe U. J., Tancu F., Wen C. (1989) Neutron yields from thick Be targets bombarded with deuterons or protons, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 274(1–2), 332-344, ISSN 0168-9002, DOI: https://doi.org/10.1016/0168-9002(89)90399-9.
SMR reaktor LDR 50 pro Prahu	Ing. Ondřej Novák, Ph.D.	Detaily
Název :SMR reaktor LDR 50 pro Prahu Školitel :Ing. Ondřej Novák, Ph.D. Instituce :KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt :Ondrej.novak@fjfi.cvut.cz Anotace :Práce má za cíl analyzovat možnosti umístění reaktoru LDR-50 do nebo v blízkosti městské zástavby v legislativních podmínkách České Republiky. Předpokládá se prostudování případu umístění v Helsinkách a následně prověření možností umístění v ČR. Klíčová slova :SMR, LDR-50 Doporučená literatura : [1] Renko, Joonatan. "LDR-50 design basis for protection against external hazards." (2025).[2] Komu, Rebekka. "Design and evaluation of load-follow control schemes for a small district heating reactor LDR lite." Nuclear Engineering and Design 451 (2026): 114848.[3] čská legislativa
Spolehlivostní analýzy digitálních systémů SKŘ	Ing. Milan Jaroš	Detaily
Název : Spolehlivostní analýzy digitálních systémů SKŘ Školitel : Ing. Milan Jaroš Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : milan.jaros@ujv.cz Anotace : Digitalizace řídících systémů (SKŘ) je celosvětovým trendem, který se nevyhýbá ani jaderné oblasti. To se týká nejen nově budovaných elektráren, ale i modernizace stávajících z důvodu postupného technického zastarávání původních analogových systémů kontroly a řízení (SKŘ), ale také např. i z důvodu nedostupnosti náhradních dílů. Tento posun přináší řadu nových vlastností a funkcí, které v analogových systémech neexistují, jako je např. software, pokročilá diagnostika (např. automatické testování) a síťová komunikace. Obecně se předpokládá, že digitální systémy SKŘ přispějí k zvýšení spolehlivosti a bezpečnosti, avšak digitalizace přináší také nové způsoby poruch, které je třeba analyzovat, aby byl zajištěn bezpečný provoz řízené technologie. Cílem práce je shrnout současný stav problematiky spolehlivostních analýz systémů digitálního SKŘ, jako jsou např. přístupy k modelování, zdroje spolehlivostních dat, řešení poruch se společnou příčinnou (CCF), vazby projektového řešení SKŘ na problematiku lidského faktoru apod. Součástí práce bude i příklad modelu spolehlivostní analýzy fiktivního digitálního SKŘ. Klíčová slova : SKŘ, digitální, DI&C, spolehlivostní analýzy Doporučená literatura : [1] Introduction to Systems Engineering for the Instrumentation and Control of Nuclear Facilities, IAEA Nuclear Energy Series No. NR-T-2.14, IAEA, Vienna (2022) (https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1694_web.pdf) [2] Introduction to Systems Engineering for the Instrumentation and Control of Nuclear Facilities, IAEA Nuclear Energy Series No. NR-T-2.14, IAEA, Vienna (2022) (https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1694_web.pdf) [3] Digital I&C PSA – Comparative Application of Digital I&C Modelling Approaches for PSA, NEA/CSNI(2024) (https://one.oecd.org/document/NEA/CSNI/R(2021)14/en/pdf)
Stanovení dávkových příkonů na zasahující personál v podmínkách těžké havárie jaderné elektrárny	Ing. Sebastian Nývlt	Detaily
Název :Stanovení dávkových příkonů na zasahující personál v podmínkách těžké havárie jaderné elektrárny Školitel :Ing. Sebastian Nývlt Instituce :KJR FJFI ČVUT v Praze / ÚJV Řež, a.s. Kontakt :sebastian.nyvlt@fjfi.cvut.cz Anotace :V rámci zvládání potenciálních těžkých havárií jaderných elektráren se počítá se zásahy specializovaného personálu, jejichž úkolem je odvrátit další propagaci havárie (např. zastavit tavení jaderného paliva v reaktoru) tím, že využijí speciální k tomu určené (tzv. diverzní) prostředky - speciální mobilní dieselgenerátory, mobilní čerpadla a nádrže s chladivem atp. Tento zasahující personál by nicméně při výkonu dané činnosti byl pravděpodobně vystaven zvýšené radiační zátěži, kterou je potřeba dopředu alespoň orientačně stanovit s ohledem na posouzení realističnosti takového zásahu a event. optimalizaci těchto zásahových činností (z pohledu stanovení max. délky zásahu na osobu, požadavků na ochranný oblek, masku a obuv atp.).Úkolem bakalářské práce by bylo provést stručnou rešerši na téma těžkých havárií JE s tlakovodním reaktorem a dále na téma výpočetního stanovování dávkových příkonů od různých typů záření (především beta a gama). Práce by vyvrcholila zjednodušeným výpočtem dávkového příkonu na osobu při výkonu zásahové činnosti v kódu MCNP.(kód MCNP zajistí ÚJV) Klíčová slova :dávkový příkon, těžká havárie, accident management, jaderná elektrárna, MCNP 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] LANL, MCNP — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5 Volume I: Overview and Theory, 2003. [3] D. A. Dixon a H. G. Hughes, „Validation of MCNP6 for Electron Energy Deposition in Extended Media,“ 2015.
Studie možností výpočtu transportu elektronů v samonapájecím neutronovém detektoru metodou Monte Carlo	Ing. Jiří Závorka, Ph.D.	Detaily
Název :Studie možností výpočtu transportu elektronů v samonapájecím neutronovém detektoru metodou Monte Carlo Školitel :Ing. Jiří Závorka, Ph.D. Instituce :Škoda JS a.s. Kontakt :Jiri.Zavorka@skoda-js.cz Anotace :Práce bude zaměřena na možnosti modelování odezvy samonapájecího neutronového detektoru metodou Monte Carlo. Student provede rešerši fyzikálního principu, konstrukce a využití těchto detektorů při měření neutronového toku. Dále zpracuje přehled výpočetních nástrojů vhodných pro transport neutronů a zejména elektronů, například programů MCNP a PENELOPE, a posoudí jejich použitelnost pro řešenou úlohu. Pro vybraný nástroj připraví zjednodušený geometrický a materiálový model detektoru a provede základní výpočty transportu neutronů a reakcí vedoucích ke vzniku beta záření. V návaznosti na získané výsledky prověří možnosti modelování transportu vznikajících elektronů. Podle dostupnosti výpočetních nástrojů, jaderných dat a dosažených výsledků připraví demonstrační výpočet nebo metodický návrh stanovení pravděpodobnosti úniku beta částic. Klíčová slova :samonapájecí neutronový detektor; metoda Monte Carlo; transport neutronů; transport elektronů; beta escape Doporučená literatura : P. Leppänen: ,Serpent – a Continuous – energy Monte Carlo reactor Physics Burnup Calculation Code, VTT Reserach Center of Finland, Helsinky, 2015. J. A. Kulesza, at all: MCNP® Code Version 6.3.0 Theory & User Manual, Los Alamos National Laboratory Tech, Rep. LA-UR-22-30006, Rev. 1. Los Alamos, 2022. Hyunsuk Lee, Sooyoung Choi, Kyoon-Ho Cha, Kwangho Lee & Deokjung Lee: New calculational model for self-powered neutron detector based on Monte Carlo simulation, Journal of Nuclear Science and Technology, 52:5, 660-669, 2015, DOI: 10.1080/00223131.2014.975766.
Studie využití 3D tisku v jaderné energetice	Ing. Josef Hodek, Ph.D. / Ing. Antonín Prantl, CSc.	Detaily
Název : Studie využití 3D tisku v jaderné energetice Školitel : Ing. Josef Hodek, Ph.D. / Ing. Antonín Prantl, CSc. Instituce : COMTES FHT Kontakt : jhodek@comtesfht.cz / antonin.prantl@comtesfht.cz Anotace : Studie se zaměřuje na oblasti jaderné energetiky, kde může 3D tisk přinést významné přínosy, včetně výroby náhradních dílů, snížení výrobních nákladů a zkrácení dodacích lhůt. Dále zkoumá potenciál pro zlepšení bezpečnosti a efektivity provozu jaderných zařízení prostřednictvím přesnějšího a rychlejšího vývoje komponent. Cílem bakalářské práce je shrnutí stávajících poznatků a návrhy možných aplikací 3D tisku. Klíčová slova : additive manufacturing, DED, microstructure, mechanical properties, PB Doporučená literatura : [1] Considerations for Application of Additive Manufacturing to Nuclear Reactor Core Components : ORNL/TM-2019/1190. [2] Microstructure and Mechanical Properties of AISI 316L Produced by Directed Energy Deposition-Based Additive Manufacturing: A Review : Applied Sciences · May 2020.
Studium chemických forem železa v environmentálních vzorcích metodou Mössbauerovy spektrometrie	prof. Ing. Marcel Miglierini, DrSc.	Detaily
Název : Studium chemických forem železa v environmentálních vzorcích metodou Mössbauerovy spektrometrie Školitel : prof. Ing. Marcel Miglierini, DrSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : marcel.miglierini@fjfi.cvut.cz Anotace : Přírodní a syntetické materiály s obsahem redukovaného železa přirozeně podléhají (bio) korozivním procesům, v jejichž důsledku se mění distribuce jeho minerálních fází. Cílem práce je využití mikroorganismů (mikroskopických hub) ke studiu těchto změn v laboratorních podmínkách. Kromě kvantitativních změn mohou však tyto látky vyvolávat změny v kvalitě chemických forem železa vázaného v biotě a v environmentálních matricích. Právě jaderná technika Mӧssbauerovej spektroskopie je dostatečně citlivá na hodnocení takových možných změn při analýze minerálních forem železa. 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. Zpracovat přehled využití technik Mössbauerovy spektrometrie na studium chemických forem železa v environmentálních vzorcích. 3. Nastudovat tvorbu a vlastnosti oxidů a hydroxidů železa. Klíčová slova : Mössbauerova spektrometrie, hydrooxidy železa, železo obsahující minerály, 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
Studium chování podkritického reaktoru VR-2 s generátorem neutronů typu D-T	Ing. Jan Rataj, Ph.D.	Detaily
Název : Studium chování podkritického reaktoru VR-2 s generátorem neutronů typu D-T Školitel : Ing. Jan Rataj, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.rataj@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem práce je navrhnout a výpočtově charakterizovat experimenty na podkritickém reaktoru VR-2 s generátorem neutronů typu D-T. Dále pak provést srovnání s generátorem typu D-D. Práce by v dalších letech navazovala experimentálními ověřeními na reaktoru VR-2 Klíčová slova : podkritický reaktor, generátor neutronů, SERPENT Doporučená literatura : [1] Bezpečnostní zpráva pro provoz podkritického reaktoru VR-2 [2] MP320 Neutron Generator, Operation manual [3] Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, User's Manual
Studium lithiových baterií s využitím neutronového zobrazování	Ing. Jana Matoušková, Ph.D.	Detaily
Název : Studium lithiových baterií s využitím neutronového zobrazování Školitel : Ing. Jana Matoušková, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jana.matouskova@fjfi.cvut.cz Anotace : Moderní bateriové technologie jsou klíčové pro elektromobilitu, obnovitelné zdroje i spotřební elektroniku. Abychom mohli vyvíjet efektivnější a spolehlivější baterie, je nezbytné porozumět jejich vnitřním procesům, degradaci a selhávání materiálů. Neutronové zobrazování je unikátní metoda, která umožňuje nahlédnout dovnitř baterií s možností studia dynamických procesů během jejich provozu – díky vysoké citlivosti na lithium a elektrolyt umožňuje odhalit jevy, které jsou běžnými metodami neviditelné. V rámci této bakalářské práce se student seznámí s metodami neutronového zobrazování a jejich využitím ve výzkumu baterií. Získané znalosti uplatní při experimentech na zařízení TRIXIE na výzkumném reaktoru LVR-15 v Řeži, kde bude mít možnost pracovat s reálnými daty a podílet se na analýze výsledků. Téma je navrženo tak, aby na něj navázal výzkumný úkol a poté diplomová práce. Klíčová slova : Neutronové zobrazování, lithiové baterie, experimentální fyzika Doporučená literatura : [1] I. Anderson, R. McGreevy and H. Bilheux, Neutron imaging and applications: a reference for the imaging community, New York: Springer, 2008. [2] N. Chankow, Neutron Radiography, Non-Destructive Testing Methods and New Applications, London: InTech, 2012. [3] R. Ziesche, N. Kardjilov, W. Kockelmann, D. Brett and P. Shearing: Neutron imaging of lithium batteries,” Joule, vol. 6, no. 1, pp. 35-52, 2022.
Studium možností použití paliva s obohacením vyšším než 5 % U235	Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D.	Detaily
Název : Studium možností použití paliva s obohacením vyšším než 5 % U235 Školitel : Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : lenka.frybortova@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem práce bude provést studii možností zvýšení obohacení paliva v energetických reaktorech nad 5 % a s tím spojené výhody a nevýhody. Součástí rešerše by mělo být také zjištění technických, ekonomických a legislativních překážek s tímto spojených. Vliv výše obohacení na koeficient násobení bude hodnocen výpočtem v kódu Serpent. Klíčová slova : obohacení nad 5%, dlouhé kampaně Doporučená literatura : [1] Cacuci, D. G. Handbook of nuclear engineering, London: Springer, 2010, ISBN: 978-0-387-98149-9
Studium vlivu reflektoru na násobící schopnost aktivní zóny reaktoru VR-2	Ing. Jan Rataj, Ph.D.	Detaily
Název :Studium vlivu reflektoru na násobící schopnost aktivní zóny reaktoru VR-2 Školitel :Ing. Jan Rataj, Ph.D. Instituce :KJR FJFI ČVUT Kontakt :jan.rataj@fjfi.cvut.cz Anotace :Cílem práce je výpočtově i experimentálně stanovit vliv reaflektoru na násobící schopnost aktivní zóny reaktoru VR-2. Klíčová slova :podkritický reaktor VR-2, reaktivita, reflektor Doporučená literatura : [1] RATAJ, J.; FEJT, F.; FRÝBORT, J. Bezpečnostní zpráva VR-2; Bezpečnostní zpráva pro provoz podkritického reaktoru VR-2, CTU-14117-P/2-11-22. 2023. Tech. zpr. ČVUT v Praze. [2] Stacey, M.: Nuclear Reactor Physics, John Wiley & Sons, 2001, ISBN: 0- 471-39127- [3] Rataj, J.; Huml, O.; Sklenka, L.: Experimentalni neutronová a reaktorová fyzika - laboratorni cvičení. 1. vyd. Praha, České vysoké učeni technické v Praze. 2016, ISBN 978-80-01-05904-3 [4] LEPPÄNEN, J.; VALTAVIRTA, V.; RINTALA, A.; TUOMINEN, R. Status of serpent monte carlo code in 2024. EPJ Nuclear Sciences & Technologies. 2025, roč. 11, s. 3. Dostupné také z: https://doi.org/10.1051/epjn/2024031.
Studium znečištění životního prostředí využitím neutronové aktivační analýzy hub na reaktoru VR-1	doc. Ing. Milan Štefánik, Ph.D.	Detaily
Název : Studium znečištění životního prostředí využitím neutronové aktivační analýzy hub na reaktoru VR-1 Školitel : doc. Ing. Milan Štefánik, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze, ÚJF AVČR Kontakt : milan.stefanik@fjfi.cvut.cz Anotace : Houby je možné využít jako indikátor znečištění životního prostředí zejména díky jejich schopnosti bioakumulace vybraných těžkých kovů. V rámci bakalářské práce se student seznámí s radioanalytickou metodou neutronové aktivační analýzy, kterou využije na školním jaderném reaktoru VR-1 pro účely studia složení hub (environmentálních vzorků), především pro kvalitativní analýzu obsahu polutantů. Provede rešerši možností využití výzkumných reaktorů pro zkoumání složení hub z různých lokalit pomocí neutronové aktivační analýzy. V experimentální části si osvojí práci s polovodičovým HPGe detektorem a vykoná kalibraci jeho detekční účinnosti. Kromě analýzy vzorků změří aktivitu a určí i reakční rychlosti standardních aktivačních fólií ozářených v neutronovém poli školského reaktoru VR-1 a získá tak i základní parametry neutronového pole reaktoru. V případě zájmu bude nabídnutá možnost pokračování v tematice ve formě výzkumného úkolu a diplomové práce. Klíčová slova : neutronová aktivační analýza, gama spektrometrie, environmentální vzorky, radioanalytické metody Doporučená literatura : [1] Greenberg R. R., Bode P., De Nadai Fernandes E. A.: Neutron Activation Analysis: A Primary Method of Measurement, Spectrochimica Acta Part B, 2011 [2] Knoll G. F.: Radiation Detection and Measurement, John Wiley & Sons, Inc., USA, 1999, ISBN 0-471-07338-5 [3] Řanda, Z., Kučera, J.: Trace elements in higher fungi (mushrooms) determined by activation analysis, Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol. 259, No. 1 (2004) 99-107 [4] Mejía-Cuero, R., García-Rosales, G., Longoria-Gándara, L. C., et al: Application of Neutron Activation Analysis for Determination of As, Cr, Hg, and Se in Mosses in the Metropolitan Area of the Valley of Toluca, Mexico, Journal of Chemistry 2015 (2015), 278326
Termodynamická speciace cesia a jódu v přítomnosti UO2	Doc. RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D.	Detaily
Název :Termodynamická speciace cesia a jódu v přítomnosti UO2 Školitel :Doc. RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D. Instituce :FJFI ČVUT Kontakt :tyrpevac@fjfi.cvut.cz Anotace :Popis fyzikálně-chemického chování štěpných produktů je důležité z více pohledů, např. stavu vyhořelého paliva před uložením do hlubinného úložiště, nebo analýze zdrojového členu při nadprojektové havárii. Práce si klade za cíl základní teoretický popis chování jódu a cesia v palivové matrici. Bude připravena a provedena sada termodynamických výpočtů pomocí programu Thermocalc (s datábází TD Nuclea) v různých jednoduchých systémech obsahující Cs, I a UO2. Výsledky budou analyzovány a konfrontovány s experimentálními výsledky v literatuře. Klíčová slova :Štěpné produkty, termodynamické modelování, vyhořelé palivo Doporučená literatura : H. Kleykamp, The chemical state of the fission products in oxide fuels, Journal of Nuclear Materials, 131, 221-246, 1985 Bal Raj Sehgal, P. Piluso: Sarnet lecture notes on nuclear reactor severe accident phenomenology, Rapport CEA-R-6194
Termohydraulické modely výzkumných reaktorů a jejich experimentální ověření	Ing. Filip Fejt, Ph.D.	Detaily
Název : Termohydraulické modely výzkumných reaktorů a jejich experimentální ověření Školitel : Ing. Filip Fejt, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : filip.fejt@fjfi.cvut.cz Anotace : Termohydraulické výpočty výzkumných reaktorů vyžadují interpretaci reálného systému za pomoci předdefinovaných komponent v termohydraulických kódech (např. RELAP5), které vždy obsahují řadu limitujících zjednodušení. Volba komponent, jejich propojení a celkové sestavení systému ovlivňuje získané výsledky. V rámci práce se student seznámí s obvyklými postupy, které jsou využívány jak pro provozní výpočty, tak pro potřeby bezpečnostních analýz. Téma se zaměřuje zejména na problematiku přirozeného proudění ve velkých objemech. Klíčová slova : termohydraulika, RELAP5 Doporučená literatura : [1] Fejt, F.: Analýza termohydraulických modelů reaktoru VR-1 s využitím trojrozměrné kinetiky. Disertační práce. FJFI. ČVUT. 2019. [2] Petruzzi, A., D‘Auria, F.: Thermal-Hydraulic System Codes in Nuclear Reactor Safety and Qualification Procedures [3] Hedayat, A.: Simulation and transient analyses of a complete passive heat removal system in a downward cooling pool-type material testing reactor against a complete station blackout and long-term natural convection mode using the RELAP5/3.2 code
Termohydraulika kanálů nekruhového průřezu	Ing. Dušan Kobylka, Ph.D.	Detaily
Název : Termohydraulika kanálů nekruhového průřezu Školitel : Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : dusan.kobylka@fjfi.cvut.cz Anotace : Student se seznámí s problematikou proudění a konvekce v kanálech nekruhového průřezu (trojúhelníkový, čtvercový, mříž palivových proutků, uzavřený kanál, atd. ). Rešeršně prostuduje možnosti jejího řešení analytického i numerického. Provede stručnou rešerši dostupných experimentálních dat. Seznámí se s problematikou CFD termohydraulického výpočtu a se CFD modelováním v systému ANSYS. V rámci bakalářské práce vytvoří jednoduchý model, provede výpočet a jeho vyhodnocení. Klíčová slova : kanál nekruhového průřezu, konvekce, součinitel tření, součinitel přestupu tepla, CFD Doporučená literatura : [1] Todreas N.E., Kazimi M.S.: Nuclear systems, volume I, CRC Press, 2012, ISBN 978-1-4398-0887-0 [2] Rohsenow W. M., Hartnett J. P., Cho Y. I.: Handbook of heat transfer, 3rd ed., McGraw-Hill, 1998, ISBN 0-07-053555-8 [3] Wang P., Yang M., Wang Z., Zhang Y.: A New Heat Transfer Correlation for Turbulent Flow of Air With Variable Properties in Noncircular Ducts, Journal of Heat Transfer, OCTOBER 2014, Vol. 136 [4] Mahato S. K., Rana S. C., Barman R. N., Goswami S.: Numerical Analysis of Heat Transfer and Fluid Flow through Twisted Hexagonal and Square Duct and their Comparisons, Chemical Engineering Transactions, vol.71, 2018, DOI: 10.3303/CET1871226