Bakalářské práce

Kategorie Bakalářské práce

Hledané klíčové slovo

Hledat Smazání

Výsledky

Název	Školitel
Neuronové sítě pro predikci koeficientu násobení štěpných systémů	Ing. Ondřej Huml, Ph.D.	Detaily
Název : Neuronové sítě pro predikci koeficientu násobení štěpných systémů Školitel : Ing. Ondřej Huml, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : ondrej.huml@cvut.cz Anotace : Seznámení se s typy neuronových sítí, základy jejich návrhu a tréninku. Zkoumání jejich použitelnosti pro predikci násobících schopností štěpných soustav. V rámci BP proběhne pokus o vytvoření jednoduché neuronové sítě pro využití s jaderným palivem IRT-4M v reaktoru VR-1.V tématu je možné dále pokračovat ve výzkumném úkolu i diplomové práci. Klíčová slova : neuronové sítě, koeficient násobení, simulace štěpných systémů Doporučená literatura : [1] Robert E. Uhrig: NEURAL NETWORKS AND THEIR POTENTIAL APPLICATIONS TO NUCLEAR POWER PLANTS, IAEA, 1991.
Neutronová aktivační analýza promptního gama záření a krátkodobého zpožděného gama záření s využitím elektronických neutronových generátorů	Ing. Tomáš Bílý, Ph.D.	Detaily
Název : Neutronová aktivační analýza promptního gama záření a krátkodobého zpožděného gama záření s využitím elektronických neutronových generátorů Školitel : Ing. Tomáš Bílý, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : tomas.bily@fjfi.cvut.cz Anotace : Práce se bude zabývat rešerší využití přenosných elektronických neutronových generátorů typu DD a DT k neutronové aktivační analýze promptního gama záření a krátkodobého zpožděného gama záření (experimentální uspořádání, typy vzorků, používané detekční systémy). Druhou částí práce bude předběžný návrh experimentální sestavy pro neutronovou aktivační analýzu promptního gama záření a krátkodobého zpožděného gama záření s využitím elektronických neutronových generátorů na KJR. Součástí návrhu budou výpočty Monte Carlo kódem pro transport záření demonstrující realizovatelnost navrženého konceptu. Klíčová slova : Monte Carlo simulace, neutronové generátory, aplikace neutronů, PGNAA, DGNAA 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. [4] BERGAOUI, K., et al. Prompt gamma-ray neutron activation analysis of boron using Deuterium–Deuterium (D–D) neutron generator. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2015, 303: 115-121.
Nové výzvy pro analýzu rizik ohrožení jaderného zařízení tornádem	Ing. Roman Aldorf	Detaily
Název : Nové výzvy pro analýzu rizik ohrožení jaderného zařízení tornádem Školitel : Ing. Roman Aldorf Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : roman.aldorf@ujv.cz Anotace : Externí ohrožení tornádem donedávna nepředstavovalo významný prvek rizikového portfolia provozu jaderných elektráren vzhledem k očekávané nízké frekvenci vzniku takové události na území ČR. Situace se změnila po událostech červnu 2021, kdy tornádo kategorie F4 zdevastovalo území jen 80 kilometrů od jaderné elektrárny Dukovany. V bezprostřední reakci na vznik události byla provedena řada bezpečnostních analýz. Práce by měla shrnout výsledky těchto analýz a připravit vstupy pro další zpřesnění odhadů rizika generovaného tímto typem ohrožení. Speciálně by se práce měla věnovat odhadu frekvence vzniku tornáda na území ČR a jeho částech na základě historických dat, výběru, porovnání a prioritizaci možných tras průchodu tornáda přes lokalitu JE, odhadu podmíněných pravděpodobností zásahu důležitých bezpečnostních prvků JE v konkrétní lokalitě (EDU nebo ETE) tornádem a zhodnocení následků konkrétních případů tornáda různých kategorií z pohledu rizika provozu JE. Téma lze dále rozvíjet v rámci diplomové práce v souvislosti s pokračujícím řešením tohoto tématu v projektu komplexní služby „Hodnocení bezpečnosti“ zajišťovaného v ÚJV Řež pro ČEZ. Klíčová slova : vnější ohrožení, jaderná elektrárna, tornádo, riziko, bezpečnostní analýza Doporučená literatura : /bude doplněno při zadávání práce/
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
Palivo HALEU s obohacením nad 5% pro reaktory VVER	Ing. Martin Lovecký, Ph.D.	Detaily
Název : Palivo HALEU s obohacením nad 5% pro reaktory VVER Školitel : Ing. Martin Lovecký, Ph.D. Instituce : ŠKODA JS a.s. Kontakt : martin.lovecky@skoda-js.cz Anotace : Evoluční vývoj paliva nejen pro velké energetické bloky zahrnuje zvýšení obohacení paliva nad 5% až do legislativního limitu 20% pro zvýšení udržitelnosti palivového cyklu. Vyšší obohacení paliva HALEU vede k vyššímu vyhoření paliva, prodloužení palivových cyklů a tím i snížení počtu zavážených palivových souborů během odstávky. Palivo HALEU snižuje celkovou spotřebu uranu a zvyšuje kapacitní faktor elektrárny. Na druhou stranu palivo HALEU vyžaduje nový design vyhořívajících absorbátorů a možné úpravy transportních a skladovacích zařízení pro čerstvé i použité jaderné palivo. Pro ocenění vlivu obohacení paliva VVER bude využita výpočetní metoda Monte Carlo v kódu Serpent. Cílem práce je srovnání vyhoření použitého jaderného paliva a obsah vyhořívajících absorbátorů v závislosti na obohacení paliva. Klíčová slova : HALEU, vyhořívající absorbátory, prodloužené cykly Doporučená literatura : [1] Light Water Reactor Fuel Enrichment beyond the Five Per Cent Limit: Perspectives and Challenges. IAEA-TECDOC-1918, Vienna, 2020. [2] A. Dandi, M. H. Kim: Feasibility of innovative design concepts of Burnable poison pins for 24-month cycle PWR. Annals of Nuclear Energy 171 (2022) 109031. [3] H. Khalefih, T. Oh, Y. Jeong, Y. Kim: LEU+ loaded APR1400 using accident tolerant fuel cladding for 24-month two-batch fuel management scheme. Nuclear Engineering and Technology 55 (2023) 2578-2590. [4] J. R. Burns, R. Hernandez, K.A. Terrani, A. T. Nelson, N. R. Brown: Reactor and fuel cycle performance of light water reactor fuel with 235U enrichments above 5%. Annals of Nuclear Energy 142 (2020) 107423.
Pokročilé možnosti použití vyhořívajících absorbátorů v SMR reaktorech	Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D.	Detaily
Název : Pokročilé možnosti použití vyhořívajících absorbátorů v SMR reaktorech Školitel : Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : lenka.frybortova@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem je seznámit se s technologií SMR, především s návrhem aktivní zóny a jejich palivovým cyklem. Dále nastudovat možnosti využití vyhořívajících absorbátorů, ať už stávajících, jejich kombinace nebo nové prvky, které jsou ve stádiu zkoumání. V rámci BP proveďte jednoduchý výpočet vyhořívání v Serpentu, kde se optimalizuje použití vyhořívajících absorbátorů s ohledem na maximální délku palivové kampaně a minimální změny reaktivity v průběhu vyhořívání. Klíčová slova : SMR, palivový cyklus, vyhořívající absorbátory Doporučená literatura : [1] Cacuci, D. G. Handbook of nuclear engineering, London: Springer, 2010, ISBN: 978-0-387-98149-9 [2] J. Leppänen, M. Pusa, T. Viitanen, V. Valtavirta, and T. Kaltiaisenaho. "The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013." Ann. Nucl. Energy, 82 (2015) 142-150
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 materiálů jaderných zařízení metodou Mössbauerovy spektrometrie	prof. Ing. Marcel Miglierini, DrSc.	Detaily
Název : Studium materiálů jaderných zařízení metodou Mössbauerovy spektrometrie Školitel : prof. Ing. Marcel Miglierini, DrSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : marcel.miglierini@fjfi.cvut.cz Anotace : Nerezavějící oceli patří k technologicky důležitým kovovým slitinám, které jsou charakterizovány speciálními povrchovými vlastnostmi zahrnujícími odolnost vůči korozi, chemickým vlivům a/nebo ozáření. Obzvláště oceli typu Fe-Cr jsou vhodné do namáhavých prostředí. Pomocí hyperjemné interakcí byla potvrzena rozdílná rozpustnost Cr v železe po jejich žíhání při zvýšených teplotách po delší dobu. Změny v atomárním složení v objemu a na povrchu nerezavějících ocelí budou studovány pomocí technik Mössbauerovy spektrometrie. 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 nerezavějících ocelí. 3. Nastudovat tvorbu a vlastnosti oxidů a hydroxidů železa. 4. Nastudovat vliv ozáření na modifikaci struktury vybraných materiálů. Klíčová slova : Mössbauerova spektrometrie, nerezavějící oceli, 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
Subkanálová analýza proudění chladiva v reaktorech PWR	Ing. Jiří Čížek	Detaily
Název : Subkanálová analýza proudění chladiva v reaktorech PWR Školitel : Ing. Jiří Čížek Instituce : UJP Praha Kontakt : jiri.cizek@ujp.cz Anotace : Tato bakalářská práce se zabývá subkanálovou analýzou proudění chladiva v aktivní zóně tlakovodních reaktorů (PWR). Subkanálová analýza se používá pro výpočet lokálních parametrů chladiva, což je klíčové pro zajištění odvodu tepla a bezpečného provozu reaktoru. Student nejprve provede teoretický úvod do problematiky, včetně popisu matematických a fyzikálních modelů řešení proudění chladiva a přehledu doplňujících výpočetních vztahů se zaměřením na krizi varu. Praktická část práce zahrnuje modelování experimentálního svazku , tvorbu vstupních souborů, výpočet pomocí vybraného subkanálového kódu a vyhodnocení získaných výsledků. Výpočet bude také porovnán s experimentálními daty. Cílem práce je, aby student získal hlubší porozumění v oblasti subkanálové analýzy, naučil se pracovat s vybraným subkanálovým kódem a dokázal správně interpretovat dosažené výsledky. Klíčová slova : subkanálová analýza, krize varu, PWR, proudění chladiva Doporučená literatura : [1] Todreas, Neil E., and Mujid S. Kazimi. Nuclear Systems Volume I Thermal Hydraulic Fundamentals, Third Edition. 3rd ed, Taylor & Francis Group, 2021. [2] Todreas, Neil E. Nuclear Systems. Volume II : Elements of Thermal Hydraulic Design. Second edition, CRC Press, 2022. [3] C.F.Figetti, D.G.Reddy: "Parametric Study of CHF Data", Vol. 3, Part 2" "Critical Heat Flux Data", EPRI-NP-2609, Columbia University, Research Project 813, Final Report, N.Y. 1982.
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