Bakalářské práce

Kategorie Bakalářské práce

Hledané klíčové slovo

Hledat Smazání

Výsledky

Název	Školitel
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.
Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků	Mgr. Jan Klouzal	Detaily
Název : Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků Školitel : Mgr. Jan Klouzal Instituce : ÚJV Řež, a. s. Kontakt : jan.klouzal@ujv.cz Anotace : OECD Halden Reactor project od roku 1958 vyprodukoval velké množství experimentálních dat o termomechanickém chování palivových proutků rozličných typů v podmínkách od běžného provozu po mezní havárie. Cílem práce je seznámit se typy experimentů provedenými v Haldenském reaktoru, popsat je a zdůvodnit jejich vazbu na zajištění bezpečného a spolehlivého provozu energetických jaderných reaktoru. Dále student po diskusi s konzultantem zvolí jeden konkrétní experiment a provede podrobný rozbor jeho výsledků. Klíčová slova : jaderné palivo, termomechanika, OECD Halden Reactor Project Doporučená literatura : [1] J.A. Turnbull, Review of Nuclear Fuel Experimental Data, OECD NEA, 1995 online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2019-12/nea0197-fuel.pdf [2] Olander, Donald R., Arthur T. Motta, and Brian Wirth. Light water reactor materials. American Nuclear Society, 2017. [3] Nuclear Fuel Behaviour in Loss-of-coolant Accident (LOCA) Conditions State-of-the-art Report, OECD NEA 2009, online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2021-03/csni-r2009-15.pdf
Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech	Ing. Daniel Vlček	Detaily
Název : Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech Školitel : Ing. Daniel Vlček Instituce : SÚJB Kontakt : daniel.vlcek@sujb.cz Anotace : Termohydraulické analýzy lehkovodních reaktorů se už po několik desetiletí provádí zejména pomocí systémových a subkanálových výpočetních programů, které vynikají svojí robustností a rychlostí. Nevýhodou však může být hrubá výpočetní síť a jednodimenzionální způsob řešení rovnic, které jsou uzavřeny pomocí empirických korelací založených na experimentálních měřeních. Tyto korelace jsou nejen velmi drahé na vývoj, ale také mají velmi omezený rozsah platností daný typickými provozními parametry reaktoru. Z toho důvodu se současné trendy modelování aktivní zóny reaktoru stále více ubírají k multidimenzionálním přístupům, které se více spoléhají na fyzikální řešení problému. Cílem práce je seznámit se s problematikou dvoufázového sdílení tepla v tlakovodních reaktorech. Dále provést rešerši dostupných výpočetních metod pro modelování dvoufázového proudění s důrazem na moderní přístupy výpočtů. Student by měl navíc provést jednoduchý výpočet v programu ANSYS Fluent s axiálně symetrickou geometrií libovolného proutku a na základě provedené rešerše zhodnotit použití jednotlivých výpočetních metod pro termohydraulický návrh aktivní zóny. Klíčová slova : var, krize varu, dvoufázové proudění, CFD, sdílení tepla Doporučená literatura : [1] N. E. Todreas, M. S. Kazimi, Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals [2] ANSYS Fluent Manual pro verzi 2021 R1 a novější [3] E. Krepper, R. Rzehak, CFD for subcooled flow boiling: Simulation of DEBORA experiments, DOI: 10.1016/j.nucengdes.2011.07.003 [4] OECD/NEA, Best Practice Guidelines for the Use of CFD in Nuclear Reactor Safety Applications, NEA/CSNI/R(2014)11
Vývoj metodiky pro řešení analýzy nesprávného zavezení palivového souboru	Ing. Jiří Závorka	Detaily
Název : Vývoj metodiky pro řešení analýzy nesprávného zavezení palivového souboru Školitel : Ing. Jiří Závorka Instituce : ŠKODA JS a.s. Kontakt : jiri.zavorka@skoda-js.cz Anotace : Cílem práce je provést rešerši iniciační události neúmyslného nesprávného zavezení palivového souboru do buněk neodpovídajících jejich plánovaným pozicím. Neodhalení této chyby během vizuální kontroly značení palivových souborů a vyvedení aktivní zóny s takovou zavážkou na výkon může vést až k narušení podmínek bezpečného provozu. Součástí bude vypracování postupu výpočtů k analýze takové události. Praktickou součástí této studie bude aplikace na 18 měsíčních cyklech VVER-1000 s využitím programu MOBY-DICK-1000. Klíčová slova : MOBY-DICK, překládka, palivový soubor, metodika 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] Interní dokumentace ŠKODA JS a.s.
Zajištění jakosti SW	doc. Ing. Martin Kropík, CSc.	Detaily
Název : Zajištění jakosti SW Školitel : doc. Ing. Martin Kropík, CSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.kropik@fjfi.cvut.cz Anotace : Bakalářská práce by se měla věnovat rešerši nároků na jakostní software používaný v bezpečnostních systémech jaderných zařízení. Provést studium příslušných norem, standardů a doporučení, věnovat se způsobu stanovení požadavků na software, způsobu tvorby software, jeho verifikaci, validaci a vyhodnocování jeho spolehlivosti. V navazujícím výzkumném úkolu se pak očekává pokračování prací na zdokonalení software systému nezávislé výkonové ochrany na školním reaktoru VR 1, zejména v oblasti algoritmu a nastavení parametrů pro výpočet výkonu a rychlosti změny výkonu. Klíčová slova : jakost SW, verifikace, validace, testování Doporučená literatura : [1] IAEA Technical Report 397: Quality Assurance for Software Important to Safety [2] ČSN IEC 60880 Jaderné elektrárny - Systémy kontroly a řízení důležité pro bezpečnost - Softwarová hlediska počítačových systémů vykonávající funkce kategorie A [3] A. M. Neufelder: Ensuring Software Reliability [4] C. B. Rarbaughe Error Coding Cookbook