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).
Vyhodnocení materiálových vlastností kória metodou CALPHAD	Ing. Petr Vokáč	Detaily
Název : Vyhodnocení materiálových vlastností kória metodou CALPHAD Školitel : Ing. Petr Vokáč Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : petr.vokac@ujv.cz Anotace : Při těžké havárii lehkovodního reaktoru s palivem UO2, pokrytím ze slitiny Zircaloy vzniká při vysokých teplotách materiál označovaný jako „kórium“. Ve fázi degradace uvnitř tlakové nádoby je kórium tvořeno hlavně U, Zr, Fe, O. Po selhání tlakové nádoby reaktoru se navíc do kória mísí produkty rozkladu betonu. Znalost materiálových vlastností kória má zásadní význam pro vyhodnocení průběhu scénářů těžkých havárií. V poslední době se pro vyhodnocení materiálových vlastností kória stále více používá metoda CALPHAD. Cílem BP bude zhodnotit aktuální možnosti metody CALPHAD pro vyhodnocení materiálových vlastností kória a realizovat testovací výpočty. Klíčová slova : CALPHAD, těžká havárie, kórium, materiálové vlastnosti Doporučená literatura : [1] H. Lukas, S.G. Fries, Bo Sundman: Computational Thermodynamics, The Calphad Method. Cambridge University Press, 2007, ISBN 978-0-521-86811-2, www.cambridge.org/9780521868112 [2] Bo Sundman, U.R. Kattner, M. Palumbo, S.G. Fries: OpenCalphad - a free thermodynamic software. Integrating Materials and Manufacturing Innovation (2015) 4:1, https://link.springer.com/article/10.1186/s40192-014- 0029-1, http://www.cambridge.org/9780521868112 [3] M. Barrachin: Corium Experimental Thermodynamics: A Review and Some Perspectives. Thermo 2021, 1, 179-204. https://doi.org/10.3390/thermo1020013. [4] Bo Sundman, Ursula R Kattner, Mauro Palumbo, Suzana G Fries: OpenCalphad - a free thermodynamic software Integrating Materials and Manufacturing Innovation (2015) 4:1 Download
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.
Výpočtové a experimentální ověření aktivní zóny podkritického reaktoru VR-2 s čtvercovou mříží odlišné rozteče.	Ing. Jan Rataj, Ph.D.	Detaily
Název : Výpočtové a experimentální ověření aktivní zóny podkritického reaktoru VR-2 s čtvercovou mříží odlišné rozteče. Školitel : Ing. Jan Rataj, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.rataj@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem práce je realizovat výpočtová a experimentální ověření aktivní zóny podkritického reaktoru VR-2 s různou velikostí rozteče palivvých proutků. Klíčová slova : podkritický reaktor, aktivní zóna, SERPENT Doporučená literatura : [1] Bezpečnostní zpráva pro provoz podkritického reaktoru VR-2 [2] Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, User's Manual
Výpočtové a experimentální ověření aktivní zóny podkritického reaktoru VR-2 s trojúhelníkovou mříží	Ing. Jan Rataj, Ph.D.	Detaily
Název : Výpočtové a experimentální ověření aktivní zóny podkritického reaktoru VR-2 s trojúhelníkovou mříží Školitel : Ing. Jan Rataj, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.rataj@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem práce je navrhnout a výpočtově charakterizovat jednoltivé kroky sestavení aktivní zóny reaktoru VR-2 s trojúhelníkovou mříží a experimentálně tyto kroky ověřit. Práce by v dalších letech pokračovala v experimentech s tímto typem aktivní zóny. Klíčová slova : podkritický reaktor, aktivní zóna, SERPENT Doporučená literatura : [1] Bezpečnostní zpráva pro provoz podkritického reaktoru VR-2 [2] Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, User's Manual
Výpočty vyhořívání palivových souborů	Ing. Jan Frýbort, Ph.D.	Detaily
Název : Výpočty vyhořívání palivových souborů Školitel : Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.frybort@fjfi.cvut.cz Anotace : V reaktorové fyzice je nezbytné mít možnost výpočetně stanovit s různou mírou detailu, jak se mění vlastnosti a složení palivových souborů v průběhu vyhořívání v reaktoru. Obvykle se oddělují výpočty na úrovni aktivní zóny reaktoru od úrovně palivových souborů. Bakalářská práce je zaměřena na vytvoření přehledu výpočetních nástrojů, které umožňují simulace vyhořívání palivových souborů. Při vypracování je nutné se soustředit na numerickou metodu řešení transportu neutronů, metodu výpočtu změn složení paliva a dalších konstrukčních součástí palivového souboru a možnost přípravy homogenizace makroskipických jaderných dat. Jedním z výstupů bude zprovoznění programu Dragon pro palivové soubory typu PWR a VVER. Klíčová slova : vyhoření, simulace, palivový soubor, jaderná data, homogenizace
Vysokoteplotní chování betonu v šachtě ETE při těžké havárii	doc. RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D.	Detaily
Název : Vysokoteplotní chování betonu v šachtě ETE při těžké havárii Školitel : doc. RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D. Instituce : ÚJV Řež, a.s., PřF UK Kontakt : vaclav.tyrpekl@ujv.cz Anotace : Práce bude zaměřená na chování betonu (reflektující složení na ETE) při těžké havárii. Student se seznámí se složením a vlastnostmi betonu a provede rešerši na téma interakce koria s betonem. Následně provede sadu vysokoteplotních experimentů zaměřených na chování, reaktivitu a rozklad prototypického betonu. Tyto výsledky budou zpracovány do formy, která bude základem poznatků implementovatelných do reálných analýz težkých havárií na ETE. Klíčová slova : beton, těžká havárie, JE Temelín, fázová analýza Doporučená literatura : [1] Nuclear Technology, Vol. 87, 1989, Issue 1, H. Mastori, Mécanismes de dégradation des bétons lors de l’Interaction Corium-Béton, Ph.D. thesis, Université Aix-Marseille, 2019
Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků	Mgr. Jan Klouzal	Detaily
Název : Využití data z OECD Halden Reactor Project pro interpretaci termomachanického chování palivových proutků Školitel : Mgr. Jan Klouzal Instituce : ÚJV Řež, a. s. Kontakt : jan.klouzal@ujv.cz Anotace : OECD Halden Reactor project od roku 1958 vyprodukoval velké množství experimentálních dat o termomechanickém chování palivových proutků rozličných typů v podmínkách od běžného provozu po mezní havárie. Cílem práce je seznámit se typy experimentů provedenými v Haldenském reaktoru, popsat je a zdůvodnit jejich vazbu na zajištění bezpečného a spolehlivého provozu energetických jaderných reaktoru. Dále student po diskusi s konzultantem zvolí jeden konkrétní experiment a provede podrobný rozbor jeho výsledků. Klíčová slova : jaderné palivo, termomechanika, OECD Halden Reactor Project Doporučená literatura : [1] J.A. Turnbull, Review of Nuclear Fuel Experimental Data, OECD NEA, 1995 online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2019-12/nea0197-fuel.pdf [2] Olander, Donald R., Arthur T. Motta, and Brian Wirth. Light water reactor materials. American Nuclear Society, 2017. [3] Nuclear Fuel Behaviour in Loss-of-coolant Accident (LOCA) Conditions State-of-the-art Report, OECD NEA 2009, online: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2021-03/csni-r2009-15.pdf
Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech	Ing. Daniel Vlček	Detaily
Název : Využití metody CFD k modelování varu v tlakovodních reaktorech Školitel : Ing. Daniel Vlček Instituce : SÚJB Kontakt : daniel.vlcek@sujb.cz Anotace : Termohydraulické analýzy lehkovodních reaktorů se už po několik desetiletí provádí zejména pomocí systémových a subkanálových výpočetních programů, které vynikají svojí robustností a rychlostí. Nevýhodou však může být hrubá výpočetní síť a jednodimenzionální způsob řešení rovnic, které jsou uzavřeny pomocí empirických korelací založených na experimentálních měřeních. Tyto korelace jsou nejen velmi drahé na vývoj, ale také mají velmi omezený rozsah platností daný typickými provozními parametry reaktoru. Z toho důvodu se současné trendy modelování aktivní zóny reaktoru stále více ubírají k multidimenzionálním přístupům, které se více spoléhají na fyzikální řešení problému. Cílem práce je seznámit se s problematikou dvoufázového sdílení tepla v tlakovodních reaktorech. Dále provést rešerši dostupných výpočetních metod pro modelování dvoufázového proudění s důrazem na moderní přístupy výpočtů. Student by měl navíc provést jednoduchý výpočet v programu ANSYS Fluent s axiálně symetrickou geometrií libovolného proutku a na základě provedené rešerše zhodnotit použití jednotlivých výpočetních metod pro termohydraulický návrh aktivní zóny. Klíčová slova : var, krize varu, dvoufázové proudění, CFD, sdílení tepla Doporučená literatura : [1] N. E. Todreas, M. S. Kazimi, Nuclear Systems Volume I: Thermal Hydraulic Fundamentals [2] ANSYS Fluent Manual pro verzi 2021 R1 a novější [3] E. Krepper, R. Rzehak, CFD for subcooled flow boiling: Simulation of DEBORA experiments, DOI: 10.1016/j.nucengdes.2011.07.003 [4] OECD/NEA, Best Practice Guidelines for the Use of CFD in Nuclear Reactor Safety Applications, NEA/CSNI/R(2014)11
Využití systémového kódu RELAP pro simulaci systémů reaktorů APR	Ing. Jakub Mátl	Detaily
Název : Využití systémového kódu RELAP pro simulaci systémů reaktorů APR Školitel : Ing. Jakub Mátl Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze, CVŘ s.r.o. Kontakt : matljaku@cvut.cz Anotace : Bezpečnostní analýzy představují nedílnou součást hodnocení spolehlivosti a odolnosti jaderných elektráren při provozních i havarijních stavech. K jejich provádění se využívají různé výpočetní řetězce včetně systémových termo- hydraulických kódů, které umožňují simulaci dynamického chování reaktorových a podpůrných systémů. V rámci těchto analýz se uplatňují různé metodické přístupy, které zohledňují odlišnou míru nejistot a používají různá hodnoticí kritéria přijatelnosti. Bakalářská práce poskytne studentovi základní vhled do problematiky bezpečnostních analýz a vytvoří výchozí rámec pro navazující výpočty. V rámci práce student provede rešerši systémů reaktorů APR. Dále se student seznámí se základy výpočtů pro bezpečnostní analýzy pomocí kódů RELAP5, včetně iniciačních událostí, výpočetních řetězců či kritérií přijatelnosti. V další části bakalářské práce se student provede rešerši využívání kódu RELAP5 pro systémy reaktorů APR. Cílem práce je vypracování podkladů pro použití kódu RELAP5 v bezpečnostních analýzách reaktoru APR1000 plánovaného pro výstavbu v ČR. Klíčová slova : termo-hydraulika, bezpečnostní analýzy, RELAP5, APR1400, APR1000 Doporučená literatura : [1] N. E. Todreas, M. S. Kazimi, M. Massoud: Nuclear Systems Volume II – Elements of Thermal Hydraulic Design. 2nd edition, CRC Press, ISBN: 978-1-4822-6108-6, USA, 2021. [2] U.S. NRC: RELAP5/MOD3.3 Code Manual, Volumes I–VIII, NUREG/CR-5535, Idaho National Laboratory, USA, 2006. [3] Korea Electric Power Corporation (KEPCO): APR1400 Design Control Document Tier 2, Chapter 15 – Transient and Accident Analyses, APR1400-K-X-FS-14002-NP, Revision 0, December 2014.
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.
Vývoj zesillovačů pro diamantové a plynové detektory	Ing. Ondřej Novák, Ph.D. / doc. Ing. Martin Kropík, CSc.	Detaily
Název : Vývoj zesillovačů pro diamantové a plynové detektory Školitel : Ing. Ondřej Novák, Ph.D. / doc. Ing. Martin Kropík, CSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : ondrej.novak@fjfi.cvut.cz Anotace : Práce se bude zabývat terstováním a vývojem zesilovačů signálu pro plynové a diamantové detektory neutronů. Předpokládá se otestování a optimalizace již existujících experimentálních zesilovačů na KJR a vyhodnocení. Součástí práce bude i rešerše na toto téma. Klíčová slova : Zesilovače, neutronová detekce, instrumentace Doporučená literatura : [1] Knoll, Glenn F. "Radiation detection and measurement." John & Wiley Sons Inc (2010). [2] Novak, O., "Development of an experimental device for the study of neutron flux density deformation due to the drop of the control rod into the reactor core" Dissertation thesis. Prague: Czech Technical University in Prague, 2024.
Zajištění jakosti SW	doc. Ing. Martin Kropík, CSc.	Detaily
Název : Zajištění jakosti SW Školitel : doc. Ing. Martin Kropík, CSc. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : martin.kropik@fjfi.cvut.cz Anotace : Bakalářská práce by se měla věnovat rešerši nároků na jakostní software používaný v bezpečnostních systémech jaderných zařízení. Provést studium příslušných norem, standardů a doporučení, věnovat se způsobu stanovení požadavků na software, způsobu tvorby software, jeho verifikaci, validaci a vyhodnocování jeho spolehlivosti. V navazujícím výzkumném úkolu se pak očekává pokračování prací na zdokonalení software systému nezávislé výkonové ochrany na školním reaktoru VR 1, zejména v oblasti algoritmu a nastavení parametrů pro výpočet výkonu a rychlosti změny výkonu. Klíčová slova : jakost SW, verifikace, validace, testování Doporučená literatura : [1] IAEA Technical Report 397: Quality Assurance for Software Important to Safety [2] ČSN IEC 60880 Jaderné elektrárny - Systémy kontroly a řízení důležité pro bezpečnost - Softwarová hlediska počítačových systémů vykonávající funkce kategorie A [3] A. M. Neufelder: Ensuring Software Reliability [4] C. B. Rarbaughe Error Coding Cookbook