Bakalářské práce

Kategorie Bakalářské práce

Hledané klíčové slovo

Hledat Smazání

Výsledky

Název	Školitel
Odvod zbytkového tepelného výkonu z aktivní zóny pomocí přirozené konvekce a cirkulace	Ing. Dušan Kobylka, Ph.D.	Detaily
Název : Odvod zbytkového tepelného výkonu z aktivní zóny pomocí přirozené konvekce a cirkulace Školitel : Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : dusan.kobylka@fjfi.cvut.cz Anotace : Zbytkový tepelný výkon vznikající krátce po odstavení reaktoru ale i v dlouhodobém čase ve vyhořelém jaderném palivu musí být z paliva dostatečně odváděn. Jeho nedostatečný odvod vedl již v minulosti k řadě vážných havárií. Protože nejbezpečnější systémy odvodu tepla využívají přirozené konvekce a přirozené cirkulace chladiva, klade se při návrhu nových zařízení velký důraz právě na jejich použití a konstrukci. V rámci BP se student seznámí s problematikou přirozené konvekce a cirkulace. Zaměří se především na rozdíly oproti výpočtu nucené konvekce. Udělá rešerši modelů používaných v této oblasti a v rámci praktické části provede jednoduchý výpočet na kterém bude demonstrovat základní zákonitosti odvodu tepla tímto způsobem. Práce může dále pokračovat ve VU a DP, zejména do oblasti návrhů pro malé modulární reaktory. Klíčová slova : přirozená konvekce, přirozená cirkulace, malý modulární reaktor, odvod zbytkového výkonu Doporučená literatura : [1] Todreas N.E., Kazimi M.S.: Nuclear systems, volume I, CRC Press, 2012, ISBN 978-1-4398-0887-0 [2] Todreas N.E., Kazimi M.S.: Nuclear systems, volume II, CRC Press, 2001, ISBN 978-1-56032-079-1 [3] Heřmanský B.: Termomechanika jaderných reaktorů, Academia Praha, 1986 [4] IAEA: Natural circulation data and methods for advanced water cooled nuclear power plant designs, IAEA-TECDOC-1281, 2002, ISSN 1011–4289
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
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 přírůstku fluence rychlých neutronů na tlakovou nádobu pomocí programu MOBY-DICK	Ing. Jiří Závorka	Detaily
Název : Stanovení přírůstku fluence rychlých neutronů na tlakovou nádobu pomocí programu MOBY-DICK Školitel : Ing. Jiří Závorka Instituce : ŠKODA JS a.s. Kontakt : jiri.zavorka@skoda-js.cz Anotace : V rešeršní části práce bude shrnuta problematika vlivu fluence rychlých neutronů na životnost tlakové nádoby reaktoru (TNR) se zaměřením na reaktor VVER-1000. Dalším cílem práce bude se seznámit s vybranými metodami stanovení fluence rychlých neutronů na TNR. S využitím odpovídajících funkcí programu MOBY-DICK bude dále stanoven maximální přírůstek fluence rychlých neutronů na vnitřní povrch TNR pro vybrané palivové vsázky bloků jaderné elektrárny Temelín. Klíčová slova : fluence, VVER-1000, MOBY-DICK, Thrawn 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] K. Almenas, R. Lee: Nuclear Engineering Berlin, Heidelberg: Springer Berlin Heidelberg, 1992, ISBN 978-3-642-48876-4. [3] D.G. Cacuci (Ed.) et al.: Handbook of Nuclear Engineering, Springer Science+Bussiness Media LLC, USA, New York, 2010, ISBN 978-0-387-98130-7.
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 střední části neutronového spektra ve štěpných systémech	Ing. Evžen Losa, Ph.D.	Detaily
Název : Studium střední části neutronového spektra ve štěpných systémech Školitel : Ing. Evžen Losa, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : evzen.losa@fjfi.cvut.cz Anotace : K predikci velikosti hustoty toku v energetické oblasti mezi 1 keV a 1 MeV například v jaderných reaktorech, u neutronových zdrojů, fúzních zdrojů a urychlovačů používají zejména výpočetní metody a množství experimentálních metod pro validaci vypočtených hodnot v této energetické oblasti je omezené. Problematika monitorování neutronů o středních energiích se týká medicinských aplikací, neutronové radiografie, nebo výzkumu v oblasti pokročilých energetických systémů. Cílem práce je aplikovat standardní výpočetní nástroje na problematiku určování střední části neutronového spektra a prozkoumat možnosti filtrace střední části složky neutronového spektra na reaktoru VR-1 za účelem zvýšení citlivosti bezprahových monitorů na tuto část neutronového spektra. Téma práce úzce souvisí s problematikou měření reakčních rychlostí pomocí gama spektrometrických metod. Téma bakalářské práce může být dále rozvinuto v návazném výzkumném úkolu a diplomové práci. Klíčová slova : epitermální spektrum, transport neutronů, neutronové filtry, neutronová aktivace Doporučená literatura : [1] RADULOVIĆ, V. et al., 2016. Use of boron nitride for neutron spectrum characterization and cross-section validation in the epithermal range through integral activation measurements. Nuclear instruments and methods in physics research.Section A, Accelerators, spectrometers, detectors and associated equipment. [Print ed.]. 840, 5-14. [2] BURIANOVA, N. et al., 2019, Measurement of the selected spectral averaged cross sections in a radial channel of the VR-1 reactor, Appl. Rad. and Isot., 154,108855 [3] LOSA, E., et al., 2019a. Simulations of advanced reactor cores in research light water reactor LR-0. Nucl. Eng. and Des., 342, 205-209.
Studium znečištění životního prostředí využitím neutronové aktivační analýzy hub na reaktoru VR-1	Ing. Milan Štefánik, Ph.D.	Detaily
Název : Studium znečištění životního prostředí využitím neutronové aktivační analýzy hub na reaktoru VR-1 Školitel : Ing. Milan Štefánik, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze 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
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
Testy fyzikálního spouštění jaderné elektrárny APR-1000 pomocí simulátoru jaderné elektrárny CoSi	Ing. Ondřej Novák, Ph.D.	Detaily
Název : Testy fyzikálního spouštění jaderné elektrárny APR-1000 pomocí simulátoru jaderné elektrárny CoSi Školitel : Ing. Ondřej Novák, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : ondrej.novak@fjfi.cvut.cz Anotace : V rámci bakalářské práce se student seznámí se simulátory jaderných elektráren. Provede rešerši simulátorů používaných ve světě a seznámí se s jejich důležitostí ve spojení s výcvikem personálu na jaderných elektrárnách. Hlavním tématem bakalářské práce budou testy fyzikálního a energetického spouštění jaderné elektrárny s reaktorem APR1000 na novém simulátoru CoSi. Pomocí znalostí z rešeršní části práce student provede sérii vybraných testů fyzikálního spouštění elektrárny. Zaměří se na různé metody a porovná je s metodami běžně používanými na výcvikovém reaktoru VR-1. Práce bude řešená v rámci bilaterálního projektu mezi ČVUT a KHNP. Předpokládá se pokračování v tématu v průběhu navazujícího magisterského studia se zaměřením na rozšíření možností simulátoru CoSi pro budoucí aplikaci na EDU2. Klíčová slova : Simulátor, APR-1000, testy fyzikálního spouštění, EDU2
Transport neutronů 3D tištěnými materiály	Ing. Ondřej Huml, Ph.D.	Detaily
Název : Transport neutronů 3D tištěnými materiály Školitel : Ing. Ondřej Huml, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : ondrej.huml@cvut.cz Anotace : Seznámení se s možnostmi 3D tisku a jeho využitím pro modifikaci parametrů neutronového pole (intenzita, kolimace, úhlová a energetická závislost atd.). V rámci BP proběhnou jednoduché počítačové simulace v moderních výpočetních kodech. Výsledky budou následně ověřeny experimentálně s využitím SLA 3D tiskárny, reaktorů VR-1, VR-2 a dalších zdrojů neutronů.V tématu je možné dále pokračovat ve výzkumném úkolu i diplomové práci. Klíčová slova : transport neutronů, 3D tisk, SLA, experimentální měření, simulace Doporučená literatura : [1] Tomáš Bohuslav: Využití materiálů vhodných pro třírozměrný tisk v aplikacích v jaderných reaktorech nulového výkonu, bakalářská práce 2012) https://www.ornl.gov/blog/3d-printed-collimators-neutron-scattering-enables-new-science-and-lowers-costs
Transport štěpných produktů v jaderných elektrárnách během havárií s únikem chladiva	Ing. et Ing. Adam Kecek	Detaily
Název : Transport štěpných produktů v jaderných elektrárnách během havárií s únikem chladiva Školitel : Ing. et Ing. Adam Kecek Instituce : ÚJV Řež, a. s. Kontakt : adam.kecek@ujv.cz Anotace : Transport štěpných produktů uvnitř jaderných elektráren během havárií s únikem chladiva představuje rozsáhlou problematiku, která je důkladně řešena v řetězci bezpečnostních analýz. Výstupem těchto analýz je určení zdrojového členu, který je využit v posledním článku řetězce, analýzách radiačních následků. Pro korektní určení zdrojového členu je potřeba důkladně rozumět chování štěpných produktů uvnitř primárního a sekundárního okruhu a dále i kontejnmentu, včetně určení cest, které mohou vést k uvolnění štěpných produktů do životního prostředí. Student se v rámci práce bude aktivně zapojovat do EU projektu R2CA. Klíčová slova : štěpné produkty, LOCA, AC2 Doporučená literatura : [1] Denk L., Kecek A.: Metodika výpočtů zdrojového členu z kontejnmentu pro určení radiačních následků nehod JE, ÚJV Z 5300 T, ÚJV Řež, a. s. 2009. [2] Cantrel, Laurent & Ducros, G. & Funke, Friedhelm & Herranz, Luis E. & Rydl, A. & Weber, Gunter & Wren, Jungsook: State of the art report on iodine chemistry. OECD/NEA/CSNI/R(2007)1, OECD NEA 2007. [3] Allelein, H.J. & Auvinen, Ari & Ball, Joanne & Guentay, Salih & Herranz, Luis E. & Hidaka, Akihide & Jones, A. & Kissane, Martin & Powers, Dana & Weber, Gunter: State of the art report on nuclear aerosols. OECD/NEA/CSNI/R(2009)5, OECD NEA 2009
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
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 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 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
Využití B4C filtru na reaktoru LR-0 pro validaci účinných průřezů	Ing. Tomáš Czakoj	Detaily
Název : Využití B4C filtru na reaktoru LR-0 pro validaci účinných průřezů Školitel : Ing. Tomáš Czakoj Instituce : CVŘ s.r.o. Kontakt : tomas.czakoj@cvrez.cz Anotace : Neutronový tok se experimentálně stanovuje pomocí neutronové aktivační analýzy, která se spoléhá na různé dozimetrické reakce. Přesnost stanovení toku závisí na přesnosti použitých účinných průřezů. Nicméně neexistují téměř žádné dozimetrické reakce citlivé v rezonanční/epitermální oblasti energií. Možné řešení je použít neutronové filtry (např. B4C), které posunou energetickou citlivost reakce tím, že prostřednictvím záchytových reakcí sníží podíl tepelných neutronů. Student se seznámí s validací účinných průřezů a bude provedena validace vybrané dozimetrické reakce s využitím B4C neutronového filtru na reaktoru LR-0. Klíčová slova : B4C, účinné průřezy, LR-0, neutronový filtr Doporučená literatura : [1] KOŠŤÁL, Michal, et al. Testing of various neutron filters in reference neutron field in LR-0 reactor for nuclear data validation and verification. Applied Radiation and Isotopes, 2021, 169: 109566. [2] EHMANN, W.; BRÜCKNER, J.; MCKOWN, D. Epithermal neutron activation analysis using a boron carbide irradiation filter. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 1980, 57.2: 491-502. [3] RADULOVIĆ, Vladimir, et al. Use of boron nitride for neutron spectrum characterization and cross-section validation in the epithermal range through integral activation measurements. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 2016, 840: 5-14. [4] KOŠŤÁL, Michal, et al. A reference neutron field for measurement of spectrum averaged cross sections. Annals of Nuclear Energy, 2020, 140: 107119.