Bakalářské práce

Kategorie Bakalářské práce

Hledané klíčové slovo

Hledat Smazání

Výsledky

Název	Školitel
Analytický přístup k výpočtům havarijních událostí s nesymetrickým generováním výkonu v aktivní zóně reaktoru spojenými výpočetními programy	Ing. Radim Meca, Ph.D.	Detaily
Název : Analytický přístup k výpočtům havarijních událostí s nesymetrickým generováním výkonu v aktivní zóně reaktoru spojenými výpočetními programy Školitel : Ing. Radim Meca, Ph.D. Instituce : ÚJV Řež, a. s. Kontakt : radim.meca@ujv.cz Anotace : Rešeše na problematiku výpočtů havárií s asymetrickým generováním neutronového výkonu v aktivní zóně jaderného reaktoru. Práce bude dále obsahovat přehled v ČR a ve světě používaných spojených výpočetních programů/kódů pro TH a NF výpočty jaderných elektráren, popis konzervativního a realistického (best-estimate) přístupu ve výpočtech havarijních a přechodových událostí, výhody/nevýhody obou přístupů. Bakalářská práce bude směřovaná na konkrétní probíhající mezinárodní projekt McSafer zaměřený mimo jiné i na výpočty spojenými programy SMR NuScale. Klíčová slova : ATHLET, DYN3D, coupling, bezpečnostní výpočty, SMR Doporučená literatura : [1] J. Hádek, R. Meca: Contribution to the validation of the VVER-1000 Temelin NPP computing model for the ATHLET/DYN3D coupled codes. Kerntechnik 83 (2018) 4, pp. 376–388. [2] J. Hádek, R. Meca: Analysis Associated with Uncontrolled Dilution of Boric Acid Concentration in the Reactor VVER-1000/320. Proceedings of the twenty-eighth Symposium of AER, Olomouc, Czech Republic, 8 – 12 October, 2018, pp. 745-769, ISBN 978-963-7351-30-3, ISBN 978-963-7351-31-0. [3] Grundmann, U., D. Lucas, U. Rohde: Coupling of the Thermohydraulic Code Athlet with the Neutron Kinetic Core Model DYN3D, In: Proceedings of the International Conference on Mathematics and Computations, Physics and Environmental Analysis, Portland, Oregon, USA, May 1995, Vol. 1, pp. 179-191.
Analýzy chování pokročilého jaderného paliva pomocí vícevrstvého mechanického modelu	Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Ing. Mojmír Valach, CSc.	Detaily
Název : Analýzy chování pokročilého jaderného paliva pomocí vícevrstvého mechanického modelu Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Ing. Mojmír Valach, CSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz Anotace : Pokročilá jaderná paliva (Accident Tolerant/Advanced Technology Fuels) se vyznačují zvýšenou odolností při provozu a havarijních stavech. Současně jsou předním tématem vědeckých konferencí a výrobci paliva již zavezli testovací palivové proutky do několika energetických reaktorů. Cílem této práce je provedení výpočetních analýz chování pokročilého paliva pro reaktory VVER-1000, APR1400/1000 a VVER-440. Prvním cílem práce je popis konceptů nových pokročilých jaderných paliv a rešerše dostupných výpočetních nástrojů k modelování jejich chování. Další cílem je seznámení s novým mechanickým modelem FRACAS-CT umožňujícím simulace mechanického chování povlakovaného pokrytí a na závěr budou pomocí tohoto modelu provedeny srovnávací výpočty pro reaktory VVER a APR. Tato práce bude součástí společného projektu s KHNP a KAERI s cílem budoucího zavedení pokročilých paliv do českých reaktorů. Klíčová slova : Jaderné palivo, Palivové pokrytí, Vícevrstvý model, FRAPCON Doporučená literatura : [1] Olander, D. R.: Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements, ISBN 0-87079-031-5 (v.1), TID-26711-P1, 1976. [2] OECD/NEA State-of-the-Art Report on Light Water Reactor Accident-Tolerant Fuels. No. NEA-- 7317. Organisation for Economic Co-Operation and Development, 2018. [3] D.-H. Kim, H. Kim, Y. Yang, C. Shin, and H. Kim, “Development of FRACAS-CT model for simulation of mechanical behaviors of ATF cladding,” WRFPM 2017, Jeju, Korea, 2017.
Charakterizace bloků grafitového reflektoru v referenčním poli neutronů reaktoru LR-0	Ing. Tomáš Czakoj	Detaily
Název : Charakterizace bloků grafitového reflektoru v referenčním poli neutronů reaktoru LR-0 Školitel : Ing. Tomáš Czakoj Instituce : CVŘ s.r.o. Kontakt : tomas.czakoj@cvrez.cz Anotace : Školní reaktor VR-1 je významným zdrojem neutronů, ale z pohledu kritičnosti je velice složité na něm realizovat benchmarkovou úlohu. Proto je za účelem vytvoření precizního modelu násobícího prostředí s reflektorovými bloky nutné modelované komponenty nezávisle ověřit, ideálně pomocí porovnání modelu ve statistickém kódu jako je Serpent, nebo MCNP, s výsledkem dobře popsaného experimentu na jiné benchmarkové zóně, jakou je například ta v reaktoru LR-0 v Centru výzkumu Řež. Pro zlepšení neutronové bilance na reaktoru VR-1 se dají jako reflektor použít grafitového bloky v hliníkovém pokrytí. Historické experimenty na VR-1 ukazují, že při použití grafitového reflektoru výpočty kritického parametru systematicky nadhodnocují experiment. Cílem práce je ověřit model grafitového reflektoru pomocí kritického experimentu v dobře popsané aktivní zóně reaktoru LR-0. Na základě výsledku experimentu bude nutné analyzovat výpočetní model a diskutovat možné příčiny odchylek. Doporučená literatura : [1] CZAKOJ, Tomáš, Michal KOŠŤÁL, Jan ŠIMON, Jaroslav ŠOLTÉS, Martin MAREČEK a Roberto CAPOTE. Comprehensive validation of silicon cross sections. Nuclear Engineering and Technology [online]. 2020, 52(12), 2717–2724 [vid. 2020-06-04]. ISSN 17385733. Dostupné z: doi:10.1016/j.net.2020.05.019 [2] KOŠŤÁL, Michal, Martin SCHULC, Evžen LOSA, Jan ŠIMON, Nicola BURIANOVÁ, Evžen NOVÁK, Martin MAREČEK, Jan UHLÍŘ, Tomáš CZAKOJ, Vojtěch RYPAR, Vlastimil JUŘÍČEK, Roberto CAPOTE a Andrej TRKOV. A reference neutron field for measurement of spectrum averaged cross sections. Annals of Nuclear Energy [online]. 2020, 140, 107119 [vid. 2020-03-06]. ISSN 03064549. Dostupné z: doi:10.1016/j.anucene.2019.107119 [3] E. Losa, M. Košťál, T. Czakoj, B. Jánský, E. Novák, V. Rypar, J.J. Powers, N.R. Brown, D. Mueller, Neutronic experiments with fluorine rich compounds at LR-0 reactor, Annals of Nuclear Energy, Volume 120, 2018, Pages 286-295, ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.05.056 [4] E. Losa, M. Košťál, V. Rypar, B. Jánský, E. Novák, G. Grasso, M. Sarotto, F. Lodi, Neutron propagation experiments with a lead test section inserted in the core of the LR-0 reactor, Nuclear Engineering and Design, Volume 335, 2018, Pages 151-160, ISSN 0029-5493,https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.05.022
Charakterizace izotopického zdroje neutronů Cf-252	Ing. Martin Schulc, Ph.D.	Detaily
Název : Charakterizace izotopického zdroje neutronů Cf-252 Školitel : Ing. Martin Schulc, Ph.D. Instituce : CVŘ s.r.o. Kontakt : Martin.Schulc@cvrez.cz Anotace : Izotopický zdroj Cf-252 je vhodný zdroj neutronů pro validace účinných průřezů, protože jeho spontání štěpné spektrum je považováno jako jediný standard. Typický zdroj však neobsahuje pouze izotop Cf-252, ale i další izotopy jako Cf-250 a Cm-248, které také emitují neutrony s neznámým spektrem. Jejich příspěvek se mění v čase. Dalšími aspekty ovlivňující neutronové spektrum je paladiová matrice, ve které je vázáno Cf-252, chránící pouzdro a rozpadové produkty. Student se seznámí s problematikou charakterizace neutronového spektra komerčně dostupného zdroje Cf-252 a bude schopen vyhodnotit vliv jednotlivých nuklidů na jeho spektrum a neutronovou emisi. Klíčová slova : Cf-252, neutronové spektrum, charakterizace zdroje, MCNP Doporučená literatura : [1] Investigation of the implications of 250Cf and 248Cm in 252Cf neutron sources, Neil J Roberts and Lawrence N Jones, NOVEMBER 2004, NPL report DQL RN005 [2] M. Schulc, M. Košťál et al., "Application of 252Cf neutron source for precise nuclear data experiments", Applied Radiation and Isotopes, 151, (2019), pp. 187-195. [3] Boulogne, A. R.; "Californium-252 Encapsulation and Shipping at SRL," USERDA Report CONF-720902, Applications of Californium-252, ANS National Topical Meeting, Austin, TX, September, 11-13, 1972, (1975), 36
Charakterizace polovodičového detektoru HPGe pomocí Monte Carlo kódu Geant4	Ing. Marek Zmeškal	Detaily
Název : Charakterizace polovodičového detektoru HPGe pomocí Monte Carlo kódu Geant4 Školitel : Ing. Marek Zmeškal Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze, CVŘ s.r.o. Kontakt : zmeskma1@fjfi.cvut.cz Anotace : V současnosti se pro gamaspektrometrická měření používají polovodičové HPGe (High Purity Germanium) detektory. Výhodou germaniových detektorů je jejich rozlišovací schopnost, která je lepší než u scintilačních detektorů. Tato vynikající rozlišovací schopnost je kompenzována horší účinností detekce v porovnání se scintilačními. Pro přesná měření vhodná pro validaci jaderných dat je potřeba stanovit účinnost detektoru s velkou přesností. K tomu lze vhodně využít Monte Carlo kódů, které simulují náhodné dráhy částic. Tento postup umožňuje dosáhnout vyšší přesnosti účinnosti měření radionuklidů a umožňuje měření vzorků neobvyklých tvarů, kde je experimentální kalibrace se standardními zdroji obtížná. Cílem práce je seznámit se s metodou gama spektroskopie pro účely aktivační analýzy a s postupem vytvoření modelu HPGe detektoru pro výpočet účinnosti pomocí MC kódu. Dále se student seznámí s výpočetním programem Geant4 a vytvoří model detektoru podle existujícího modelu v kódu MCNP a dále tyto modely srovná mezi sebou a s experimentálním měřením pomocí etalonů. Klíčová slova : HPGe, Geant4, účinnost detektoru, gamaspektroskopie, pravé sumace Doporučená literatura : [1] Jonas Boson, Göran Agren, Lennart Johansson, 2008. A detailed investigation of HPGe detector response for improved Monte Carlo efficiency calculations. Nucl. Instrum. Methods Phys. Res. Sect. A 587 (2008), 304–314. [2] Hyeonmin Lee, Si Hyeong Sung, Seung Hun Shin, Hee Reyoung Kim, Dead layer estimation of an HPGe detector using MCNP6 and Geant4, Applied Radiation and Isotopes, Volume 192, 2023, 110597, ISSN 0969-8043, https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2022.110597. [3] Knoll, G. F. Radiation detection and measurement. 3rd ed. New York: John Wiley, 2000. ISBN 0-471-07338-5. [4] Book For Application Developers [online]. Release 11.1. Geant4 Collaboration, 2022 [cit. 2023-06-27]. Dostupné z: https://geant4-userdoc.web.cern.ch/UsersGuides/ForApplicationDeveloper/fo/BookForApplicationDevelopers.pdf
Charakterizace velkoobjemových radioaktivních odpadů	Ing. Tomáš Bílý, Ph.D.	Detaily
Název : Charakterizace velkoobjemových radioaktivních odpadů Školitel : Ing. Tomáš Bílý, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : tomas.bily@fjfi.cvut.cz Anotace : Bakalářská práce se bude skládat z rešeršní a praktické části. V rešeršní se bude student zabývat problematikou nakládání s velkoobjemovými radioaktivními odpady a možnostmi jejich charakterizace. V praktické části pak provede zjednodušený výpočet ve vhodném Monte-Carlo kódu demonstrující využitelnost vybraného postupu charakterizece velkoobjemového odpadu. Klíčová slova : radioaktivní odpady, Monte Carlo simulace, gama spektrometrie Doporučená literatura : [1] OECD NEA "The Management of Large Components from Decommissioning to Storage and Disposal", A report of the Task Group on Large Components of the NEA Working Party on Decommissioning and Dismantling (WPDD), NEA/RWM/R(2012)8 [2] Frazier Bronson, C. H. P. "THE USE OF IN SITU GAMMA SPECTROSCOPY TO SAVE TIME, DOSE, AND MONEY IN OPERATING NUCLEAR FACILITIES." (2001) [3] Choi, Yoon-Ji, Seong-Cheol Lee, and Chang-Lak Kim. "Proposal for effective disposal options of very low level decommissioning waste." Progress in Nuclear Energy 94 (2017): 36-45
Experimentální chování pokročilých typů jaderného paliva během havarijních situací	Ing. Jakub Krejčí, Ph.D.	Detaily
Název : Experimentální chování pokročilých typů jaderného paliva během havarijních situací Školitel : Ing. Jakub Krejčí, Ph.D. Instituce : UJP PRAHA a.s. Kontakt : krejci@ujp.cz Anotace : Pokročilá jaderná paliva (Advance Technology Fuels) se vyznačují zvýšenou odolností při provozu a havarijních stavech. Současně jsou předním tématem vědeckých konferencí a výrobci paliva již zavezli testovací palivové proutky do několika energetických reaktorů. Cílem této práce je provedení a vyhodnocení několika jednoduchých experimentů se vzorky pokročilého jaderného paliva simulujících havárijní stav aktovní zóny reaktoru. Student se bude zabývat popisem konceptů nových pokročilých jaderných paliv a provede rešerši dostupných experimentálních výsledků. Předpokládá se pokračování v tematice ve formě výzkumného úkolu a diplomové práce. Klíčová slova : jaderné palivo, palivové pokrytí, experimenty, havárie LOCA, nadprojetkové havárie Doporučená literatura : [1] Olander, D. R.: Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements, ISBN 0-87079-031-5 (v.1), TID-26711-P1, 1976 [2] OECD/NEA State-of-the-Art Report on Light Water Reactor Accident-Tolerant Fuels. No. NEA--7317. Organisation for Economic Co-Operation and Development, 2018. [3] Savchenko, A., Karpyuk, L., Dergunova, E.: Conceptual study of fuel cycle option with composite fuel for LWR's, ICAPP 2019 – International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, France, 2019.
Experimentální ověření množství absorbátoru ve stínících materiálech s využitím generátorů neutronů	Ing. Tomáš Bílý, Ph.D.	Detaily
Název : Experimentální ověření množství absorbátoru ve stínících materiálech s využitím generátorů neutronů Školitel : Ing. Tomáš Bílý, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : tomas.bily@fjfi.cvut.cz Anotace : Práce se bude věnovat experimentálnímu ověření množství boru a lithia v materiálech na bázi polyetylenu používaných jako stínění proti neutronům. Student bude provádět výpočty ve vybraném Monte Carlo kódu pro transport záření. Pro danou geometrii stínícího materiálu bude studovat vliv průchodu a odrazu neutronů v závislosti na množství absorbátoru v materiálu stínění, možnost využití rozdílné doby života neutronů a možnost stanovit množství absorbátoru ve stínícím materiálu pomocí sekundárního gama záření po ozáření neutrony. Součástí práce bude i provedení jednoduchého experimentu s přenosným elektronickým generátorem neutronů (DD nebo DT) demonstrující využitelnost detekce neutronů a gama spektroskopie pro daný účel. Klíčová slova : Monte Carlo simulace, neutronové generátory, aplikace neutronů, detekce neutronů, gama spektroskopie Doporučená literatura : [1] IAEA: Neutron Generators for Analytical Purposes, IAEA Radiation Technology Reports Series No. 1 2012. [2] KNOLL, Glenn F. Radiation detection and measurement. John Wiley & Sons, 2010. [3] LEPPÄNEN, Jaakko, et al. Serpent–a continuous-energy Monte Carlo reactor physics burnup calculation code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2013, 4.
Jaderná paliva lehkovodních SMR a limitní charakteristiky	Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Ing. Mojmír Valach, CSc.	Detaily
Název : Jaderná paliva lehkovodních SMR a limitní charakteristiky Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Ing. Mojmír Valach, CSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz Anotace : Prakticky všechny vyvíjené lehkovodní malé modulární reaktory uvažují jako palivo tradiční kombinaci UO2+Zr slitina. Existuje však několik konstrukčních (délka palivových souborů) a provozních (load-follow režim, výkonová hustota) rozdílů ovlivňujících limitní charakteristiky provozovaného paliva. Cílem této práce bude popsat konstrukční rozdíly mezi tradičními and SMR palivy pro vybrané reaktory (BWRX-300, Rolls Royce a AP300), dále popsat provozní parametry těchto reaktorů a na základě rozdílů mezi tradičními a SMR reaktory zhodnotit provozní a limitní charakteristiky SMR paliv. Výstupy práce budou zahrnuty do běžící aktivity OECD/NEA " Status Report on Water Cooled Small Modular Reactor Fuel Design and Safety Evaluation Relevant Issues" Klíčová slova : Jaderné palivo, palivové pokrytí, SMR, dlouhodobé vyhořívání, PCI, load-follow provoz Doporučená literatura : [1] OECD/NEA, Nuclear Fuel Safety Criteria Technical Review – 2012 [2] CSNI Technical Opinion Paper No. 19 “Applicability of Nuclear Fuel Safety Criteria to Accident-Tolerant Fuel Designs,” 2020 [3] NEA Small Modular Reactor Dashboard, 2023 [4] CSNI Technical Opinion Paper No. 21 “Research Recommendations to Support the Safe Deployment of Small Modular Reactors” in September 2023 [5] State of the Art report on Nuclear Fuel Behavior in Loss-of-coolant Accident (LOCA), 2024 [6] State of the Art report on Nuclear Fuel Behavior in reactivity initiated accidents (RIA), 2023
Kondukce tepla v materiálech s heterogenními termofyzikálními vlastnostmi	Ing. Dušan Kobylka, Ph.D.	Detaily
Název : Kondukce tepla v materiálech s heterogenními termofyzikálními vlastnostmi Školitel : Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : dusan.kobylka@fjfi.cvut.cz Anotace : Sdílení tepla kondukcí je základním způsobem přenosu tepla v pevných materiálech a jeho výpočet je proto součástí mnohých úloh praxe jaderného inženýra. Při řešení většiny úloh se zjednodušeně uvažuje materiál jako homogenní a izotropní avšak v mnohých případech není tento předpoklad splněn, resp. oprávněn, a je zapotřebí provádět analýzy složitějšími metodami. Příkladem mohou být výpočty kondukce v některých pokročilých typech jaderných paliv nebo kondukce horninami v hlubinném úložišti. Student se v rámci BP seznámí s problematikou popisu heterogenního materiálu a možnostmi výpočtu kondukce a výpočtu teplotního pole v heterogenním materiálu. Provede rešerši jak metod analytických, tak numerických či jejich kombinací a nastuduje problematiku určení efektivního součinitele tepelné vodivosti materiálu. V rámci praktické části provede zjednodušený výpočet pomocí zvolené metody. V dalších pracích (VU a DP) mohou být získané vědomosti uplatněny při výpočtech pokročilých jaderných paliv nebo při výpočtech odvodu tepla krystalinickými horninami v hlubinném úložišti. Klíčová slova : sdílení tepla kondukcí, heterogenní materiál, efektivní součinitel tepelné vodivosti Doporučená literatura : [1] Hejzlar, R.: Sdílení tepla, Vydavatelství ČVUT, Praha, 1999 [2] Kakaç S., Yener Y., Cotta C. P.: Heat Conduction, Fifth Edition, CRC Press, 2018, ISBN 978-1-138-94384-1 [3] Bakker K.: Using the finite element method to compute the influence of complex porosity and inclusion structures on the thermal and electrical conductivity, lnt. J. Heat Mass Transfer. Vol. 40, No. 15, pp. 3503-3511, 1997 [4] Hökmark H. et al: Strategy for thermal dimensioning of the final repository for spent nuclear fuel, SKB Rapport R-09-04, Svensk Kärnbränslehantering AB, 2009, ISSN 1402-3091
Konstrukce radioizotopových generátorů pro vesmírné aplikace a jejich tepelná analýza	Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Jiří Zyka	Detaily
Název : Konstrukce radioizotopových generátorů pro vesmírné aplikace a jejich tepelná analýza Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Jiří Zyka Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz Anotace : Radioizotopové generátory (RPS) se využívají k produkci elektrické (RTG) i tepelné (RHU) energie pro vesmírné i terestriální aplikace od 50.let 20.století, primárně byly vyvíjený v Rusku a USA. Z důvodu soběstačnosti vyvíjí ESA vlastní řešení na bázi Am-241, jehož první ostrý test by měl proběhnout v rámci mise Rosalind Franklin na Mars. Cílem této práce je popsat historický vývoj konstrukčních řešení RPS s důrazem na materiálové složení a chování v definovaných stavech a porovnat je s aktuální ESA konstrukcí. Dále bude v rámci práce provedena zjednodušená tepelná analýza evropského RPS řešení s palivem na bázi Am-241 a budou ověřeny limitní teploty pro jednotlivé postulované stavy. Klíčová slova : Radioizotopové generátory, RHU, RTG, vnitřní pokrytí, slitiny Pt-Rh, tepelná analýza Doporučená literatura : [1] A. Barco, “Safety Studies for European Space Nuclear Power Systems,” thesis, University of Leicester, 2024. doi: 10.25392/leicester.data.25053455.v1. [2] D. Freis, K. Popa, J. Manaud, R. Konings, A. Cambriani, and E. J. Watkinson, “Research in Support of European Radioisotope Power System Development at the European Commission’s Joint Research Centre,” Oct. 2023, Accessed: Jul. 10, 2024. [Online]. Available: https://figshare.le.ac.uk/articles/conference_contribution/Research_in_Support_of_European_Radioisotope_Power_System_Development_at_the_European_Commission_s_Joint_Research_Centre/24288685/1 [3] T. G. George, R. E. Tate, and T. A. Cull, “LIGHT-WEIGHT RADIOISOTOPE HEATER UNIT (LWRHU)-- DEVELOPMENT AND APPLICATION.,” Los Alamos National Laboratory (LANL), Los Alamos, NM (United States), LA-UR-86-3313, Sep. 1986. Accessed: Jul. 10, 2024. [Online]. Available: https://www.osti.gov/biblio/1088365 [4] G. H. Rinehart, “Design characteristics and fabrication of radioisotope heat sources for space missions,” Progress in Nuclear Energy, vol. 39, no. 3, pp. 305–319, Jan. 2001, doi: 10.1016/S0149-1970(01)00005-1.
Měření spekter neutronů metodou Bonnerových sfér	Ing. Miloš Tichý, CSc.	Detaily
Název : Měření spekter neutronů metodou Bonnerových sfér Školitel : Ing. Miloš Tichý, CSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : milos.tichy@fjfi.cvut.cz Anotace : Metoda Bonnerových sfér je jedna z metod integrální spektrometrie neutronů. Je založena na rozdílnosti odezvy detektoru tepelných neutronů v různě velkých moderujících sférách z polyetylénu. Cílem bakalářské práce je seznámit se s metodou a ověřit existující vybavení jak detektorové tak výpočtové (unfolding spekter). Dvěma různými detektory změřit odezvy na štěpné spektrum zářiče Cf252 a provést unfolding spektra neutronů. Práce navazuje na dvě obhájené bakalářské práce. Nabízí se pokračování ve formě výzkumného úkolu resp. diplomové práce v řadě směrů: ověřování funkcí odezvy na urychlovači, vylepšování unfoldingu nebo měření různých spekter na reaktoru případně srovnávání se spektry vypočtenými. Klíčová slova : neutron, spektrometrie, Bonnerovy sféry, unfolding Doporučená literatura : [1] Alevra, A. . A. V. and Plostinaru, V. . D. (2002) ‘Characterisation of the IPNE Bonner sphere spectrometer by comparison with the PTB system’, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 476(1–2), pp. 21–25. doi: 10.1016/S0168-9002(01)01381-X. [2] Tichý, M. (1986) Výpočet spekter neutronů z údajů integrálních detektorů. ČVUT FJFI.
Měření výkonu výzkumných jaderných reaktorů	doc. Ing. Martin Kropík, CSc./Ing. Ondřej Huml, Ph.D.	Detaily
Název : Měření výkonu výzkumných jaderných reaktorů Školitel : doc. Ing. Martin Kropík, CSc./Ing. Ondřej Huml, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.kropik@fjfi.cvut.cz/ondrej.huml@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem práce je měření výkonu (hustoty neutronového toku) na výzkumných jaderných reaktorech se zaměřením na náš školní jaderný reaktor VR-1. Student by se měl seznámit se základními typy neutronových detektorů a způsobem jejich provozu - impulzní, proudový nebo Campbellovský režim. Dále by se měl zaměřit na kalibraci měření výkonu na školním reaktoru VR-1. Pro kalibraci využít nezávislý systém měření hustoty neutronového toku na reaktoru. V rámci bakalářské práce by student měl provést kalibraci impulzního systému měření výkonu reaktoru, ve výzkumném úkolu by pak měl provést měření v proudovém režimu a v rámci diplomové práce pak řešit Campbellovský režim a navrhnout kalibraci celého výkonového rozsahu měření výkonu na školním jaderném reaktoru VR-1. Klíčová slova : měření výkonu, neutronové detektory, diskriminace, kalibrace Doporučená literatura : [1] Glenn F. Knoll: Radiation Detection and Measurement [2] Kaše, M.: PMV Systém provozního měření výkonu jaderného reaktoru, Uživatelská příručka, dataPartner České Budějovice, 2007 [3] Chmela, M.: N708 Převodník pro neutronovou komoru, Uživatelská a servisní příručka, dataPartner České Budějovice, 2008 [4] Ľubomír Sklenka a kolektiv: Bezpečnostní zpráva školního reaktoru VR-1
Metody výpočtu efektivního multiplikačního koeficientu pro úlohu na čtvercové síti	Mgr. Jakub Janoušek, Ph.D.	Detaily
Název : Metody výpočtu efektivního multiplikačního koeficientu pro úlohu na čtvercové síti Školitel : Mgr. Jakub Janoušek, Ph.D. Instituce : ŠKODA JS a.s. Kontakt : jakub.janousek@skoda-js.cz Anotace : Student připraví vhodnou testovací úlohu ve 2D čtvercové geometrii a na ní otestuje a vyhodnotí použití různých metod výpočtu efektivního multiplikačního koeficientu k-eff. Jedná se vlastně o úlohu nalezení největšího vlastního čísla, proto bude cílem prověřit přínosy a úskalí použití klasické mocninné metody (s případným urychlováním) proti některým modernějším krylovovským metodám (Arnoldi, Lanczos, Krylov-Schur apod.). V rámci teoretické přípravy se student seznámí se zmíněným problémem a metodami řešení a následně otestuje a posoudí použitelnost a možný přínos uvedených modernějších numerických metod. Klíčová slova : multiplikační koefcient, mocninná metoda, krylovovské metody Doporučená literatura : [1] P. Fraňková, V. Krýsl, P. Mikoláš, D. Sprinzl, J. Šůstek, K. Vlachovský: Popis programu MOBY-DICK s úpravami pro VVER-1000. Zpráva Ae 12489/Dok, Rev. 3, Škoda JS a.s., Plzeň, 2018. [2] E. J. Duintjer Tebbens, I. Hnětynková, M. Plešinger, Z. Strakoš, P. Tichý: Analýza metod pro maticové výpočty: základní metody. Matfyzpress, Praha, 2012.
Mikrostruktura amorfních kovových slitin	Ing. Martin Cesnek, PhD.	Detaily
Název : Mikrostruktura amorfních kovových slitin Školitel : Ing. Martin Cesnek, PhD. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.cesnek@fjfi.cvut.cz Anotace : Kovová skla vykazují unikátní magnetické vlastnosti vhodné pro řadu aplikací. Při jejich využití v jaderných zařízeních jsou často vystaveny působení vnějších faktorů. Tento projekt je zaměřena na objasnění strukturních přechodů, které se odehrávají při vyšších teplotách v kovových sklech. Korelace mezi magnetickým a mikrostrukturálním uspořádáním bude studována pomocí hyperjemných interakcí získaných pomocí jader 57Fe a 119Sn různými technikami Mössbauerovy spektroskopie včetně detekce konverzních elektronů (CEMS) a rtg. záření (CXMS). Téma je navrženo tak, aby na něj navázal výzkumný úkol a poté diplomová práce. Zadání: 1. Seznámit se s principy Mössbauerovy spektrometrie a zvládnout její měřící techniky. 2. Posoudit možnosti Mössbauerovy spektrometrie při vyšetřování mikrostruktury vybraných kovových slitin s důrazem na jejich povrchové stavy. 3. Zpracovat přehled využití technik CEMS a CXMS při studiu kovových skel. Klíčová slova : Mössbauerova spektrometrie, kovová skla, hyperjemné interakce Doporučená literatura : [1] Mössbauer Spectroscopy, Tutorial Book, Y. Yoshida and G. Langouche (eds.) Springer, 2013, ISBN 978-3-642-32219-8, ISBN 978-3-642-32220-4 (eBook), DOI 10.1007/978-3-642-32220-4 [2] Mössbauer Spectroscopy and Transition Metal Chemistry, Fundamentals and Applications, Ph. Guetlich, E. Bill and A. X. Trautwein, Springer, 2011, ISBN 978-3-540-88427-9, e-ISBN 978-3-540-88428-6, DOI 10.1007/978-3-540-88428-6 [3] The Rudolf Mössbauer Story, M. Kalvius and P. Kienle (eds.), Springer, 2012, ISBN 978-3-642-17951-8, e-ISBN 978-3-642-17952-5, DOI 10.1007/978-3-642-17952-5
Modelování betonu jako stínícího materiálu tělesa obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivo	Ing. Martin Lovecký, Ph.D.	Detaily
Název : Modelování betonu jako stínícího materiálu tělesa obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivo Školitel : Ing. Martin Lovecký, Ph.D. Instituce : ŠKODA JS a.s. Kontakt : martin.lovecky@skoda-js.cz Anotace : Beton jako stínící materiál tělesa obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivo je složen z vlastního materiálu betonu pro stínění neutronů a z železných kuliček nasypaných do objemu tělesa, které stíní fotony. V Monte Carlo transportních kódech, které řeší průchod částic vrstvami stínění pro určení příkonu dávkového ekvivalentu v okolí obalového souboru, je standardně využíváno homogenizace všech složek betonu. Monte Carlo kód Serpent umožňuje heterogenní modelování směsi betonu a železných kuliček podobně jako je v něm modelováno TRISO palivo vysokoteplotních reaktorů, kde jsou obalovaná zrníčka uranu rozptýlena v grafitové matrici. Cílem práce je rešerše na téma obalových souborů pro vyhořelé jaderné palivo se zaměřením na tlakovodní reaktory a materiály těles. Po seznámení se s metodikou výpočtů stínění fotonů a neutronů v kódu Serpent bude proveden jednoduchý výpočet stínění pro různé materiály tělesa obalového souboru. Klíčová slova : Monte Carlo, vyhořelé jaderné palivo, Serpent Doporučená literatura : [1] J. Leppänen, M. Pusa, T. Viitanen, V. Valtavirta, T. Kaltiaisenaho: The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013, Annals of Nuclear Energy 82 (2015) 142-150. [2] D. D. DiJulio, C. P. Cooper-Jensen, I. Llamas-Jansa, S. Kazi, P. M. Bentleyac: Measurements and Monte-Carlo simulations of the particle self-shielding effect of B4C grains in neutron shielding concrete, Radiation Physics and Chemistry 147 (2018) 40-44.
Modelování uvolňování štěpných produktů z vodních jímek při těžké havárii kódem MELCOR	Ing. Miroslav Kotouč, Ph.D./Ing. Sebastian Nývlt	Detaily
Název : Modelování uvolňování štěpných produktů z vodních jímek při těžké havárii kódem MELCOR Školitel : Ing. Miroslav Kotouč, Ph.D./Ing. Sebastian Nývlt Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : miroslav.kotouc@ujv.cz Anotace : Při hypotetické těžké havárii na jaderné elektrárně dochází k vážnému poškození jaderného paliva vedoucímu až k případné relokaci roztavené aktivní zóny (tzv. coria, či taveniny) do dna reaktoru. Pokud není reaktor chlazen z vnějšku vodou, dochází k jeho protavení a následnému výtoku coria do betonové šachty. Jednou ze strategií pro zastavení následného napadání betonu coriem je zalití taveniny vodou. Z coria však pokračuje únik štěpných produktů, a to právě do vody nad taveninou. Aktuální modely v kódu pro simulace těžkých havárií MELCOR neumožňují uvolněné štěpné produkty transportovat z vody dále do vznosu, nicméně jejich únik lze jednoduchými postupy naprogramovat. Úkolem studenta tak bude do kódu MELCOR implementovat zjednodušené modely úniku štěpných produktů rozpuštěných ve vodních jímkách. Cílem vyhodnocení následně provedené simulace těžké havárie (na základě předpřipravených vstupních dat) bude ocenit vliv nastavení nově implementovaných modelů na celkové množství radioaktivních látek uvolňovaných do vznosu v ochranné obálce jaderné elektrárny při postulované těžké havárii. Klíčová slova : těžká havárie, corium, štěpné produkty, kód MELCOR Doporučená literatura : [1] B. R. Sehgal et al.: Nuclear Safety in Light Water Reactors – Severe Accident Phenomenology. 1st edition, ISBN: 978-0-12-388446-6, Great Britain, 2012. [2] L. L. Humphries et al.: MELCOR Computer Code Manuals: Users‘ Guide and Reference Manual, Version 2.2 r2023.0. Sandia National Laboratory, SAND2023-10997O, Albuquerque, NM, USA, January 2023. [3] L. Soffer et al.: Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants. Final Report. NUREG-1465, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, USA, February 1995.
Návrh a hodnocení účinnosti zabezpečení hypotetického zařízení s vysokoaktivním zdrojem	Ing. Radovan Starý	Detaily
Název : Návrh a hodnocení účinnosti zabezpečení hypotetického zařízení s vysokoaktivním zdrojem Školitel : Ing. Radovan Starý Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : radovan.stary@fjfi.cvut.cz Anotace : Zabezpečení vysokoaktivních radionuklidových zdrojů nabývá na důležitosti z hlediska důsledků ztráty kontroly nebo neoprávněných manipulací. Cílem práce bude popis teorie návrhu a způsobu hodnocení zabezpečení radionuklidových zdrojů a dále popis stávajícího systému zabezpečení zařízení HYPO. V další části se student zaměří na hodnocení zabezpečení pomocí jednocestného i vícecestného modelu a navrhne možné úpravy vzhledem k zvýšení účinnosti systému. Během práce bude využívat vybavení učebny fyzické ochrany. Zadání: 1. Popis kategorizace radionuklidových zdrojů a způsobu jejich zabezpečení a to z hlediska teorie i legislativních nároků. 2. Zařazení radionuklidového zdroje v zařízení HYPO, popis základní hrozby a jejich možných důsledků. Popis stávajícího stavu z hlediska zabezpečení a hodnocení jednocestným i vícecestným modelem. 3. Na základě vlastního testování a výpočtů v učebně fyzické ochrany proběhne návrh úpravy systému zabezpečení a následné hodnocení účinnosti. Klíčová slova : radionuklidový zdroj, zabezpečení, krádež, hrozba, hodnocení účinnosti Doporučená literatura : [1] GARCIA, Mary Lynn. The design and evaluation of physical protection systems. 2nd ed. Boston: Elsevier/Butterworth-Heinemann, c2008. ISBN 075068352X. [2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Security of Radioactive Sources, IAEA Nuclear Security Series No. 11, IAEA, Vienna (2009) [3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Nuclear Security Assessment Methodologies for Regulated Facilities, IAEA-TECDOC-1868, IAEA, Vienna (2019) [4] Česká republika, Vyhláška č. 422/2016 Sb. Vyhláška o radiační ochraně a zabezpečení radionuklidového zdroje, In: Sbírka zákonů České republiky. 2016.
Návrh experimentálního paliva ATF pro podkritický reaktor VR-2	Ing. Pavel Suk	Detaily
Název : Návrh experimentálního paliva ATF pro podkritický reaktor VR-2 Školitel : Ing. Pavel Suk Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : pavel.suk@fjfi.cvut.cz Anotace : Hlavním tématem bakalářské práce jsou pokročilá jaderná paliva známá pod zkratkou ATF (Advanced Technology/Accident Tolerant Fuel). Tato paliva nyní prochází rozsáhlým testováním jak ve výzkumných reaktorech, tak také v energetických reaktorech. V rámci bakalářské práce se student seznámí s těmito typy pokročilých paliv a možnostmi testování v jejich neutron-fyzikálních charakteristik v podkritickém reaktoru VR-2. V další fázi bakalářské práce se student seznámí s modelem podkritického reaktoru VR-2 a s pomocí vedoucího práce provede výpočet aktivní zóny VR- 2 s různým počtem a geometrií pokročilého paliva ATF. Na základě výsledků navrhne vhodné varianty pro výrobu experimentálních palivových proutků. Práce bude řešená v rámci projektu Národní centra kompetence v úzké spolupráci se společností UJP Praha, které experimentální proutky vyrobí. Předpokládá se pokračování studenta v tématu s reálným zavedením nových proutků v rámci navazujícího magisterského studia. Klíčová slova : ATF, VR-2, pokročilá paliva, Serpent, návrh AZ
Návrh jaderného reaktoru pro vesmírné základny	Ing. Jan Frýbort, Ph.D.	Detaily
Název : Návrh jaderného reaktoru pro vesmírné základny Školitel : Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.frybort@fjfi.cvut.cz Anotace : Jaderné reaktory představují stabilní a výkonný zdroj elektrické energie pro zásobování vesmírných základen na povrchu Měsíce či Marsu. Cílem bakalářské práce je shrnout na základě studia literatury aktuální vývoj v této oblasti a popsat návrhy jaderných reaktorů vhodných pro potřeby základen ve vesmíru. Vlastnosti reaktorů určených pro vesmírné základny budou srovnány s lehkovodními i alternativními návrhy malých modulárních rektorů (SMR). Bude ukázáno, zda existuje nějaká podobnost mezi těmito systémy. Součástí práce bude i vlastní výpočet aktivní zóny zvoleného návrhu vesmírného reaktoru v programu Serpent 2. Cílem je ukázat reaktivitu aktivní zóny, rozložení výkonu a účinnost regulace výkonu. Klíčová slova : Návrh jaderného reaktoru pro vesmírné základny