| Termomechanické vlastnosti paliva s gadoliniovým vyhořívajícím absorbátorem |
Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. |
Detaily |
- Název :Termomechanické vlastnosti paliva s gadoliniovým vyhořívajícím absorbátorem
- Školitel :Ing. Dušan Kobylka, Ph.D.
- Instituce :KJR FJFI ČVUT v Praze
- Kontakt :dusan.kobylka@fjfi.cvut.cz
- Anotace :Palivové proutky s vyhořívajícím absorbátorem se v palivových souborech již řadu let používají. Oxidické palivo obsahující vyhořívající absorbátor Gd2O3 má však odlišné termomechanické vlastnosti a spolu s jiným průběhem výkonu se proto palivové proutky s touto příměsí chovají v průběho vyhořívání odlišně a mnohé jevy nejsou dosud dostatečně přesně popsány.Student se seznámí s konstrukcí jaderného paliva, jeho změnami v průběhu vyhořívání a popíše termofyzikální vlastnosti oxidického paliva UO2 s přidaným Gd2O3 (hustota, součinitel tepelné vodivosti, teplota tání, atd.). Stručně se seznámí s termomechanickými výpočetními kódy používanými na KJR a jejich možnostmi popsat palivo s Gd2O3 a v rámci praktické části provede jednoduchý výpočet ve vybraném kódu a srovnání s palivem klasickým. Práce bude pokračovat ve VU a DP
- Klíčová slova :Jaderné palivo, vyhořívající absorbátor, Gd2O3, termomechanika
- Doporučená literatura :
Bailly H., Ménessier D., Prunier C.: The Nuclear Fuel of Pressurized Water Reactors and Fast Reactors, Design and Behaviour, Lavoisier Publ. Inc., 1999
Olander D. R.: Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements, Report No. TID-26711-P1, Technical Information Center, Office of Public Affairs, Energy Research and Development Administration, Oak Ridge, TN USA, 1976
Konings R. J. M.: Comprehensive nuclear materials, volume 2, Elsevier, 2012, ISBN: 978-0-08-056027-4
|
|
Validace a verifikace neutronických výpočetních programů
|
Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Validace a verifikace neutronických výpočetních programů
-
Školitel :
Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
jan.frybort@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
Spolehlivé využívání výpočetních programů vyžaduje provedení
validace a verifikace nejen autorskou organizací ale často také
samotnými uživateli. Podstatou práce bude vysvětlení obou pojmů a
možnosti jejich provedení. Pro účely verifikace existují databáze
srovnávacích úloh (benchmarků) ICSBEP, IRPhEP, SFCOMPO a
SINDBAD, které budou v práci popsány. Jako jeden z výstupů práce
bude zpracování a vyhodnocení sady ověřovacích úloh pro Serpent,
která se využívá na KJR a popis celého procesu validace a verifikace
podle bezpečnostního návodu SÚJB BN-JB-2.4.
-
Klíčová slova :
Validace, verifikace, jaderná data, databáze benchmarků
-
Doporučená literatura :
[1] Cacuci D.G., Handbook of Nuclear Engineering, Vol. 2 Reactor Design, Springer, 2010, ISBN: 978-0387981307
[2] NEA: International Handbook of Evaluated Criticality Safety
Benchmark Experiments, Paris, OECD Nuclear Energy Agency, 2023.
[3] Holcomb A.M. et al.: NEA Working Paper Automated Conversion
of International Criticality Safety Benchmark Models: Developing a
Reproducible Serpent-2 Model Repository from MCNP Inputs, 2024.
|
| Validace analytické metody stanovení zbytkového výkonu vyhořelého jaderného paliva výpočetní cestou |
Ing. Sebastian Nývlt |
Detaily |
- Název :Validace analytické metody stanovení zbytkového výkonu vyhořelého jaderného paliva výpočetní cestou
- Školitel :Ing. Sebastian Nývlt
- Instituce :KJR FJFI ČVUT v Praze / ÚJV Řež, a.s.
- Kontakt :sebastian.nyvlt@fjfi.cvut.cz
- Anotace :I po odstavení jaderného reaktoru se v něm zejména vlivem rozpadu radioaktivních štěpných produktů generuje tzv. zbytkový výkon. Ten je z aktivní zóny, ale i třeba bazénu skladování vyhořelého paliva nebo skladovacího kontejneru potřeba odvádět, jinak hrozí degradace až tavení paliva a únik radioaktivity do životního prostředí.Standardním postupem pro stanovování zbytkového výkonu je v dnešní době provedení numerického výpočtu ve specializovaném SW, nicméně např. v USA se dodnes aktivně používá norma vyhodnocující vývin zbytkového tepla v čase pomocí analytického vztahu (tzv. ANSI/ANS standard), který původně pochází ze 70. let minulého století. Standard byl od té doby několikrát novelizován, nicméně experimentální validace dle dostupných informací proběhla pouze na palivech se čtvercovou mříží a s výrazně nižším vyhořením než jsou dnes běžná. Tento přístup je volen i americkou firmou Westinghouse v průvodní dokumentaci k palivu dodávanému do českých JE, a proto je tento přístup momentálně přezkoumáván.Náplní bakalářské práce bude kromě teoretického seznámení se s problematikou i provedení výpočtu zbytkového výkonu ve vybraném deterministickém či stochastickém kódu a srovnání s křivkou zbytkového výkonu napočtenou podle americké normy.(přístup k normě ANSI/ANS-5.1 poskytne ÚJV)
- Klíčová slova :zbytkový výkon, vyhořelé jaderné palivo, výpočetní kód, ANSI/ANS standard
- Doporučená literatura :
[1] N. E. Todreas, M. S. Kazimi, Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals, Third Edition. CRC Press, 2021.
[2] ANS, ANS/ANSI-5.1-2014 (R2019) American National Standard: Decay Heat Power in Light Water, 2019.
[3] 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.
[4] 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.
|
| Validace nového systému provozního měření výkonu |
doc. Ing. Martin Kropík, CSc. |
Detaily |
- Název :Validace nového systému provozního měření výkonu
- 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 validaci nového systému provozního měření výkonu na školním reaktoru VR-1. Vstupní signály systému (simulace výkonu reatkoru) budou generování pro impulzní, proudový a Campbellovský režim impulzním generátorem, proudovým generátorem a signálovým generátorem. Budou připraveny různé průběhy výkonu reaktoru pro testování, zejména bezpečnostních signálů. Data ze systému budou snímána počítačem se speciálně vyvinutým software pro zobrazování a záznam dat ze systému. Software bude vyvíjen v software Keysight VEE. Pro uchazeče je doporučen předmět 17PRE Počítačové řízení experimentů. Na bakalářskou práci by bylo možné navázat pro řešení výzkumného úkolu s tématem validace nezávislé výkonové ochrany školního reaktoru VR-1 a v diplomové práci validace celé instrumentace školního jaderného reaktoru VR-1.
- Klíčová slova :Validace, instrumentace jaderných reaktorů, provozní měření výkonu, řízení programovatelných přístrojů
- Doporučená literatura :
Bezpečnostní zpráva školního jaderného reaktoru VR-1
Keysight VEE User Manual
Provozní předpisy instrumentace jaderného reaktoru
Dokumentace systému provozního měření výkonu reaktoru
|
|
Validace účinných průřezů pomocí neutronového zdroje AmBe
|
Ing. Martin Schulc, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Validace účinných průřezů pomocí neutronového zdroje AmBe
-
Školitel :
Ing. Martin Schulc, Ph.D.
-
Instituce :
CVŘ s.r.o.
-
Kontakt :
Martin.Schulc@cvrez.cz
-
Anotace :
Fyzikální veličiny odvozené z integrálních experimentů lze měřit mnohem přesněji než ty odvozené z diferenciálních jaderných dat. Přesná znalost integrálních dat poskytuje vynikající základ pro testování a ladění diferenciálních dat jako jsou například účinné průřezy. K validaci účinných průřezů se často používá neutronový zdroj 252-Cf. Neutronové spektrum z tohoto zdroje má ale bohužel velmi nízký podíl neutronů s vysokou energií. Tento problém lze překonat použitím zdroje s větším podílem rychlých neutronů a jiným tvarem spektra. Pro tyto účely je vhodným kandidátem neutronový zdroj AmBe, jehož neutronové spektrum má relativně vysokou průměrnou energii a píkový charakter emitovaných neutronů. Student se seznámí jak zacházet s neutronovým zdrojem AmBe, návrhy ozařování v jeho poli a vyhodnocování provedených experimentů.
-
Klíčová slova :
AmBe, účinné průřezy, validace
-
Doporučená literatura :
[1] M.S. Uddin, M.R. Zaman, S.M. Hossain, I. Spahn, S. Sudár, S.M. Qaim An Am/Be neutron source and its use in integral tests of differential neutron reaction cross-section data Appl. Radiat. Isot., 68 (2010), pp. 1656-1661
[2] M.S. Uddin, I. Spahn, S.M. Hossain, M. Rumman-Uz-Zaman, M. Rakib-Uz-Zaman, S.M. Qaim Integral cross section measurements of a few threshold reactions induced by Am/Be neutrons Radiochim. Acta, 103 (5) (2015), pp. 329-334
[3] Michal Košťál, Martin Schulc, Evžen Novák, Tomáš Czakoj, Zdeněk Matěj, František Cvachovec, Filip Mravec, Bohumil Jánský and Luiz Leal. Validation of heavy water cross section using AmBe neutron source. ND 2019: International Conference on Nuclear Data for Science and Technology. Francie: EDP Sciences, 2020, 2020. p. 1-4. ISBN 978-2-7598-9106-1. doi:10.1051/epjconf/202023918008
|
| Validace účinných průřezů pro účely odklonu asteroidů |
Ing. Martin Schulc, Ph.D. |
Detaily |
- Název :Validace účinných průřezů pro účely odklonu asteroidů
- Školitel :Ing. Martin Schulc, Ph.D.
- Instituce :Centrum výzkumu Řež
- Kontakt :martin.schulc@cvrez.cz
- Anotace :Dopady asteroidů mohou mít pro život na Zemi katastrofální následky. Proto je zmírnění tohoto nežádoucího jevu zásadně důležité a jaderné zbraně představují v současnosti nejmodernější možnost řešení. Bakalářská práce se zaměřuje na validaci jaderných dat pro některé prvky hojně zastoupené v asteroidech (O, Si, Mg, Fe, Ni, Al, C, S) . Validace jaderných dat je klíčovým úkolem, protože právě jaderná data rozhodujícím způsobem ovlivňují profily depozice energie, které slouží jako vstup pro následné hydrodynamické simulace, a tím přímo ovlivňují popis odklonění asteroidu od možného dopadu na Zemi. Práce se zaměřuje na simulace pomocí MCNP a následného ověření různých knihoven s experimentálními daty.
- Klíčová slova :Účinné průřezy, odklonění asteroidu, transport gama záření a neutronů
- Doporučená literatura :
[1] L.S. Horan IV et al., “Impact of neutron energy on asteroid deflection performance”, Acta Astronautica 183, 29-42, (2021).
[2] M. Schulc et al., “Validation of SiO2 neutron cross sections for asteroid deflection purposes,” Acta Astronautica., 220, 88-93 (2024).
[3] M. E. Rising, J. C. Armstrong, S. R. Bolding, F. B. Brown, J. S. Bull, T. P. Burke, A. R. Clark, D. A. Dixon et al., MCNP® Code Version 6.3.0 Release Notes. Los Alamos National Laboratory Tech. Rep. LA-UR-22-33103, Rev. 1. Los Alamos, NM, USA. January 2023.
|
|
Vliv globálních změn klimatu na projektovou základnu JE v ČR
|
RNDr. Jaroslav Holý
|
Detaily
|
-
Název :
Vliv globálních změn klimatu na projektovou základnu JE v ČR
-
Školitel :
RNDr. Jaroslav Holý
-
Instituce :
ÚJV Řež, a.s.
-
Kontakt :
jaroslav.holy@ujv.cz
-
Anotace :
Podrobné kvantitativní (statistické) analýzy prokazují, že dochází ke globálním změnám klimatu. Tyto změny nejsou spojeny pouze s obecně diskutovaným fenoménem oteplování přinášejícím specifické výzvy pro projekt a způsob provozování jaderných elektráren ve světě (vyšší teploty, sucho = potenciální nedostatek chladiva apod.) ale i obecný nárůst dynamiky procesů probíhajících v atmosféře (častější případy ohrožení extrémním větrem, tornáda v lokalitách dříve tornádem nepoznamenaných, ale i třeba větší pravděpodobnost extrémně nízké teploty, obecně vyšší pravděpodobnost vzniku kombinace externích ohrožení apod.). Cílem prací je shrnout současný stav řešení problematiky ve světě, definovat vlivy změn klimatu na bezpečnost provozu JE v ČR, kvalitativně analyzovat dopady změn na bezpečnost provozu JE v ČR a demonstrovat dopad změn na riziko na vybraném příkladu, včetně kvantitativní PSA analýzy s využitím speciálního software.
-
Klíčová slova :
změny klimatu, vnější ohrožení, jaderná elektrárna, riziko, PSA, bezpečnostní analýza
-
Doporučená literatura :
/bude doplněno při zadávání práce/
|
|
Vliv ozáření na mikrostrukturu a mechanické vlastnosti zirkoniového palivového pokrytí s Cr povlakem
|
Ing. Martin Cesnek, Ph.D. / Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Vliv ozáření na mikrostrukturu a mechanické vlastnosti zirkoniového palivového pokrytí s Cr povlakem
-
Školitel :
Ing. Martin Cesnek, Ph.D. / Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
martin.cesnek@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
V rámci vývoje pokročilých jaderných paliv
(Accident Tolerant Fuels, ATF) jsou zirkoniové
slitiny s povlakem chromu považovány za
perspektivní materiál pro palivové pokrytí díky své
zvýšené odolnosti vůči oxidaci při havarijních
teplotách. Jejich chování v ozářeném stavu je však stále předmětem výzkumu. Tato bakalářská práce
je zaměřena na hodnocení mikrostrukturních
změn a degradace mechanických vlastností
způsobených iontovým ozářením. Student se
seznámí se základními mechanismy radiačního
poškození materiálů. Cílem je identifikovat změny
ve struktuře a jejich dopad na vlastnosti materiálu
a diskutovat jejich význam pro bezpečnost pokrytí
paliva v jaderném reaktoru.
Zadání:
1. Seznámit se se základními mechanismy
radiačního poškození materiálů a metodami
iontového ozáření.
2. Zpracovat přehled využití SEM a nanoindentace
při hodnocení vlastností ozářených materiálů.
3. Interpretovat změny mikrostruktury slitiny
Optimized ZIRLOTM s Cr povlakem po iontovém
ozáření.
-
Klíčová slova :
Accident Tolerant Fuels, palivové pokrytí, ozáření
těžkými ionty, poškození způsobené zářením,
mikrostruktura
-
Doporučená literatura :
[1] Ziegler, J. F., Biersack, J. P. The Stopping and
Range of Ions in Matter. Springer, 1985.
[2] Fazi, A., et al. Cold sprayed Cr-coating on
Optimized ZIRLOTM claddings. J. Nucl. Mater., 2022.
[3] Was, G. S. Fundamentals of Radiation Materials
Science: Metals and Alloys. Springer, 2007.
[4] Dabney, T., et al. Microstructural evolution in
ion irradiated cold spray Cr coated Zr-alloy. J. Nucl.
Mater., 2025.
|
|
Vliv radioaktivního záření na elektronické prvky
|
doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
|
Detaily
|
-
Název :
Vliv radioaktivního záření na elektronické prvky
-
Školitel :
doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
martin.kropik@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
Cílem práce je měření vyhodnocení vlivu záření na elektronické prvky. V první fázi by měla být provedena aktuální rešerše problematiky, bude možné využít i práce z minulého období na katedře. Zkoumány by měly být jak klasické elektronické prvky - odpory, kondenzátory, diody, tranzistory, tak zejména číslicové paměťové obvody a programovatelná logická pole. Bakalářská práce by se měla zaměřit především na podrobnou rešerši, to však nevylučuje některé dílčí ozařovací experimenty. Zásadní ozařovací experimenty a jejich vyhodnocování jsou předpokládány při řešení navazujícího výzkumného úkoly a diplomové práce.
-
Klíčová slova :
degradace zářením, dávkový příkon, polovodičové paměti, vratné a nevratné změny
-
Doporučená literatura :
[1] Lamarsh J., Barana A.: Introduction to Nuclear Engineering
[2] Claeys C., Simoen E.: Radiation Effects in Advanced Semiconductor materials and Devices
[3] Holmes Siedle A., Adams L.: Handbook of radiation effects
[4] Bělohlávek, A.: Studium vlivu záření na elektronické prvky, diplomová práce, FJFI ČVUT v Praze
|
|
Vliv teploty vody na transport a zpomalování neutronů
|
Ing. Ondřej Huml, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Vliv teploty vody na transport a zpomalování neutronů
-
Školitel :
Ing. Ondřej Huml, Ph.D.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
ondrej.huml@cvut.cz
-
Anotace :
Seznámení se základy transportu a zpomalování
neutronů ve vodním prostředí s důrazem na
teplotní (hustotní) závislost. Analyzována bude
prostorově-časová závislost neutronů při
proměnné teplotě (hustotě) vodního prostředí. V
rámci BP proběhnou jednoduché počítačové
simulace v moderních výpočetních kodech.
Výsledky budou následně ověřeny
experimentálně s využitím nově spuštěného
podkritického reaktoru VR-2 neutronového DD
generátoru. V tématu je možné dále pokračovat
ve výzkumném úkolu i diplomové práci.
-
Klíčová slova :
transport neutronů, teplota vody, experimentální měření, simulace
-
Doporučená literatura :
[1] Miloslav Šípek: Studium vlivu teploty na difúzi
neutronů ve vodním prostředí, diplomová práce,
2013
|
|
Vliv vodíku na mechanické vlastnosti pokrytí
|
Ing. Bc. Martin Dostál, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Vliv vodíku na mechanické vlastnosti pokrytí
-
Školitel :
Ing. Bc. Martin Dostál, Ph.D.
-
Instituce :
ÚJV Řež, a. s.
-
Kontakt :
martin.dostal@ujv.cz
-
Anotace :
Materiály Zr pokrytí palivových proutků lehkou vodou chlazených reaktorů (LWR) za provozu korodují a do pokrytí se dostává vodík, který precipituje na hydridy. Přítomnost vodíku/hydridů způsobuje změny mechanických vlastností, což může mít negativní dopad na chování proutku při abnormálním provozu, v havarijních stavech i při skladování. V závislosti na teplotě a napěťovém stavu se mohou hydridy reorientovat a umožnit šíření trhliny.
Student se ve své práci seznámí s problematikou difuze vodíku a precipitace hydridů v pokrytí palivového proutku a vlivu vodíku na mechanické vlastnosti pokrytí. Nastuduje model použitý ve výpočetním kódu FAST (FRAPTRAN) a následně připraví relevantní vstupní soubor a analyzuje výsledky pro různé obsahy vodíku v pokrytí.
-
Klíčová slova :
pokrytí, vodík, difuze, hydrid, precipitace
-
Doporučená literatura :
[1] Olander, Donald R., Arthur T. Motta, and Brian Wirth. Light water reactor materials. American Nuclear Society, 2017.
[2] Motta, A.T. et al. Hydrogen in zirconium alloys: a review, J. Nucl. Mater. 518 (2019) pp440–460, doi:10.1016/J.JNUCMAT.2019.02.042.
[3] Geelhood, K.J. et al. FAST-1.2: A Computer Code for Thermal-Mechanical Nuclear Fuel Analysis under Steady-state and Transients. Developed under NQA-1-2017. PNNL-33994, March 2023.
[4] Courty, O. et al. Modeling and simulation of hydrogen behavior in Zircaloy-4 fuel cladding. Journal of Nuclear Materials 452 (2014).
|
|
Výpočet odezev neutronů pro scintilační detektor neutronů
|
Ing. Miloš Tichý, CSc.
|
Detaily
|
-
Název :
Výpočet odezev neutronů pro scintilační detektor neutronů
-
Školitel :
Ing. Miloš Tichý, CSc.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
milos.tichy@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
Spektrometrie neutronů metodou odražených protonů je založena na pružnému rozptylu neutronů na vodíku a následné scintilaci protonem excitovaných atomů scintilátoru. Foton registrovaný na fotokatodě fotonásobiče způsobí puls, který je jiný pro inicializující neutrony a doprovázející gama záření. Pro metodu je klíčová znalost odezvy detektoru na neutrony a gama záření energií v daném rozsahu (předpokládá s 0,5-10MeV). Výpočet je obvykle prováděn metodou Monte Carlo. Mimo speciálně vyvinuté kódy se používají universální programy. Cílem práce je seznámení se s metodou, rešerše metod výpočtu, nezbytných dat a jeho realizace ve zjednodušené geometrii. Předpokládá se pokračování jako výzkumný úkol a diplomová práce (není podmínkou). Znalost programování výhodou.
-
Klíčová slova :
neutron, spektrometrie, scintilační detektory, unfolding, diskriminace podle tvaru pulsu
-
Doporučená literatura :
[1] Přednáška 17DEZ: Spektrometrie neutronů, https://lenochod.fjfi.cvut.cz/mydms/out/out.Login.php
[2] Cvachovec, F., Cvachovec, J. and Tajovsky, P. (2002) ‘Anisotropy of light output in response of stilbene detectors’, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 476(1–2), pp. 200–202. doi: 10.1016/S0168-9002(01)01431-0.
[3] Naeem, S. F., Clarke, S. D., & Pozzi, S. A. (2013). Validation of Geant4 and MCNPX-PoliMi simulations of fast neutron detection with the EJ-309 liquid scintillator. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 714, 98–104. https://doi.org/10.1016/j.nima.2013.02.017
[4] Neumann, S. et al. (2002) ‘Neutron and photon spectrometry in monoenergetic neutron fields’, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 476(1–2), pp. 353–357. doi: 10.1016/S0168-9002(01)01469-3.
|
|
Výpočty vyhořívání palivových souborů
|
Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Výpočty vyhořívání palivových souborů
-
Školitel :
Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
jan.frybort@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
V reaktorové fyzice je nezbytné mít možnost výpočetně stanovit s různou mírou detailu, jak se mění vlastnosti a složení palivových souborů v průběhu vyhořívání v reaktoru. Obvykle se oddělují výpočty na úrovni aktivní zóny reaktoru od úrovně palivových souborů. Bakalářská práce je zaměřena na vytvoření přehledu výpočetních nástrojů, které umožňují simulace vyhořívání palivových souborů. Při vypracování je nutné se soustředit na numerickou metodu řešení transportu neutronů, metodu výpočtu změn složení paliva a dalších konstrukčních součástí palivového souboru a možnost přípravy homogenizace makroskipických jaderných dat. Jedním z výstupů bude zprovoznění programu Dragon pro palivové soubory typu PWR a VVER.
-
Klíčová slova :
vyhoření, simulace, palivový soubor, jaderná data, homogenizace
|
|
Vysokoteplotní chování betonu v šachtě ETE při těžké havárii
|
doc. RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D.
|
Detaily
|
-
Název :
Vysokoteplotní chování betonu v šachtě ETE při těžké havárii
-
Školitel :
doc. RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D.
-
Instituce :
ÚJV Řež, a.s., PřF UK
-
Kontakt :
vaclav.tyrpekl@ujv.cz
-
Anotace :
Práce bude zaměřená na chování betonu (reflektující složení na ETE) při těžké havárii. Student se seznámí se složením a vlastnostmi betonu a provede rešerši na téma interakce koria s betonem. Následně provede sadu vysokoteplotních experimentů zaměřených na chování, reaktivitu a rozklad prototypického betonu. Tyto výsledky budou zpracovány do formy, která bude základem poznatků implementovatelných do reálných analýz težkých havárií na ETE.
-
Klíčová slova :
beton, těžká havárie, JE Temelín, fázová analýza
-
Doporučená literatura :
[1] Nuclear Technology, Vol. 87, 1989, Issue 1, H. Mastori, Mécanismes de dégradation des bétons lors de l’Interaction Corium-Béton, Ph.D. thesis, Université Aix-Marseille, 2019
|
|
Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků
|
Mgr. Jan Klouzal
|
Detaily
|
-
Název :
Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků
-
Školitel :
Mgr. Jan Klouzal
-
Instituce :
ÚJV Řež, a. s.
-
Kontakt :
jan.klouzal@ujv.cz
-
Anotace :
OECD Halden Reactor project od roku 1958 vyprodukoval velké množství experimentálních dat o termomechanickém chování palivových proutků rozličných typů v podmínkách od běžného provozu po mezní havárie. Cílem práce je seznámit se typy experimentů provedenými v Haldenském reaktoru, popsat je a zdůvodnit jejich vazbu na zajištění bezpečného a spolehlivého provozu energetických jaderných reaktoru. Dále student po diskusi s konzultantem zvolí jeden konkrétní experiment a provede podrobný rozbor jeho výsledků.
-
Klíčová slova :
jaderné palivo, termomechanika, OECD Halden Reactor Project
-
Doporučená literatura :
[1] J.A. Turnbull, Review of Nuclear Fuel Experimental Data, OECD NEA, 1995 online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2019-12/nea0197-fuel.pdf
[2] Olander, Donald R., Arthur T. Motta, and Brian Wirth. Light water reactor materials. American Nuclear Society, 2017.
[3] Nuclear Fuel Behaviour in Loss-of-coolant Accident (LOCA) Conditions State-of-the-art Report, OECD NEA 2009, online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2021-03/csni-r2009-15.pdf
|
|
Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech
|
Ing. Daniel Vlček
|
Detaily
|
-
Název :
Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech
-
Školitel :
Ing. Daniel Vlček
-
Instituce :
SÚJB
-
Kontakt :
daniel.vlcek@sujb.cz
-
Anotace :
Termohydraulické analýzy lehkovodních reaktorů se už po několik desetiletí provádí zejména pomocí systémových a subkanálových výpočetních programů, které vynikají svojí robustností a rychlostí. Nevýhodou však může být hrubá výpočetní síť a jednodimenzionální způsob řešení rovnic, které jsou uzavřeny pomocí empirických korelací založených na experimentálních měřeních. Tyto korelace jsou nejen velmi drahé na vývoj, ale také mají velmi omezený rozsah platností daný typickými provozními parametry reaktoru. Z toho důvodu se současné trendy modelování aktivní zóny reaktoru stále více ubírají k multidimenzionálním přístupům, které se více spoléhají na fyzikální řešení problému.
Cílem práce je seznámit se s problematikou dvoufázového sdílení tepla v tlakovodních reaktorech. Dále provést rešerši dostupných výpočetních metod pro modelování dvoufázového proudění s důrazem na moderní přístupy výpočtů. Student by měl navíc provést jednoduchý výpočet v programu ANSYS Fluent s axiálně symetrickou geometrií libovolného proutku a na základě provedené rešerše zhodnotit použití jednotlivých výpočetních metod pro termohydraulický návrh aktivní zóny.
-
Klíčová slova :
var, krize varu, dvoufázové proudění, CFD, sdílení tepla
-
Doporučená literatura :
[1] N. E. Todreas, M. S. Kazimi, Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals
[2] ANSYS Fluent Manual pro verzi 2021 R1 a novější
[3] E. Krepper, R. Rzehak, CFD for subcooled flow boiling: Simulation of DEBORA experiments, DOI: 10.1016/j.nucengdes.2011.07.003
[4] OECD/NEA, Best Practice Guidelines for the Use of CFD in Nuclear Reactor Safety Applications, NEA/CSNI/R(2014)11
|
| Vývoj reaktimetru pro podkritický reaktor VR-2 |
Ing. Jan Rataj, Ph.D. |
Detaily |
- Název :Vývoj reaktimetru pro podkritický reaktor VR-2
- Školitel :Ing. Jan Rataj, Ph.D.
- Instituce :KJR FJFI ČVUT
- Kontakt :jan.rataj@fjfi.cvut.cz
- Anotace :Cílem práce je vytvořit model vycházející z inverzní kinetiky jaderného reaktoru, který umožní stanovovat reaktivitu podkritického reaktoru VR-2 na základě měření neutronového toku.
- Klíčová slova :podkritický reaktor VR-2, reaktivita, reaktimetr, inverzní kinetika
- 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] Hetrick, D. L.: Dynamics of Nuclear Reactors, American Nuclear Society, 1993, ISBN: (978-0894484537
[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.
|
|
Vývoj zesillovačů pro diamantové a plynové detektory
|
Ing. Ondřej Novák, Ph.D. / doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
|
Detaily
|
-
Název :
Vývoj zesillovačů pro diamantové a plynové detektory
-
Školitel :
Ing. Ondřej Novák, Ph.D. / doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
-
Instituce :
KJR FJFI ČVUT v Praze
-
Kontakt :
ondrej.novak@fjfi.cvut.cz
-
Anotace :
Práce se bude zabývat terstováním a vývojem
zesilovačů signálu pro plynové a diamantové
detektory neutronů. Předpokládá se otestování a
optimalizace již existujících experimentálních
zesilovačů na KJR a vyhodnocení. Součástí práce
bude i rešerše na toto téma.
-
Klíčová slova :
Zesilovače, neutronová detekce, instrumentace
-
Doporučená literatura :
[1] Knoll, Glenn F. "Radiation detection and
measurement." John & Wiley Sons Inc (2010).
[2] Novak, O., "Development of an experimental device for the study of neutron flux density
deformation due to the drop of the control rod
into the reactor core" Dissertation thesis. Prague:
Czech Technical University in Prague, 2024.
|
|
Zajištění jakosti SW
|
doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
|
Detaily
|
-
Název :
Zajištění jakosti SW
-
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 rešerši nároků na jakostní software používaný v bezpečnostních systémech jaderných zařízení. Provést studium příslušných norem, standardů a doporučení, věnovat se způsobu stanovení požadavků na software, způsobu tvorby software, jeho verifikaci, validaci a vyhodnocování jeho spolehlivosti. V navazujícím výzkumném úkolu se pak očekává pokračování prací na zdokonalení software systému nezávislé výkonové ochrany na školním reaktoru VR 1, zejména v oblasti algoritmu a nastavení parametrů pro výpočet výkonu a rychlosti změny výkonu.
-
Klíčová slova :
jakost SW, verifikace, validace, testování
-
Doporučená literatura :
[1] IAEA Technical Report 397: Quality Assurance for Software Important to Safety
[2] ČSN IEC 60880 Jaderné elektrárny - Systémy kontroly a řízení důležité pro bezpečnost - Softwarová hlediska počítačových systémů vykonávající funkce kategorie A
[3] A. M. Neufelder: Ensuring Software Reliability
[4] C. B. Rarbaughe Error Coding Cookbook
|
