Systémové upozornění
Hlavní informace

Bakalářské práce

Níže naleznete seznam dostupných bakalářských prací. Tento seznam je pravidelně doplňován a aktualizován.

Pro lepší orientaci v jednotlivých zaměřeních bakalářských prací můžete nahlédnout do úvodní prezentace ze Semináře JI, kterou naleznete ZDE .

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.
Analýza sdílení tepla kondukcí v heterogenním materiálu Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Detaily
  • Název : Analýza sdílení tepla kondukcí v heterogenním materiálu
  • 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 tohoto typu postačí uvažovat materiál jako vodivě homogenní i izotropní. V některých případech však není tento předpoklad splněn, resp. oprávněn, a je zapotřebí provádět analýzy jinými metodami. Příkladem mohou být výpočty odvodu tepla krystalinickými horninami v hlubinném úložišti vyhořelého jaderného paliva nebo výpočty kondukce v některých pokročilých typech jaderných paliv.

    Student se v rámci BP seznámí s problematikou kondukce se zaměřením na popis kondukce a výpočty teplotního pole v heterogenním materiálu. Nastuduje problematiku určení efektivního součinitele tepelné vodivosti materiálu i možnosti analýzy teplotního pole v takovém materiálu. V dalších pracích (VU a DP) by získané vědomosti uplatnil při výpočtech pokročilých jaderných paliv nebo při výpočtech odvodu tepla krystalinickými horninami v hlubinném úložišti, podle vlastních preferencí.
  • Klíčová slova : hlubinné úložiště, sdílení tepla, součinitel tepelné vodivost, heterogenní materiály
  • 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
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
Chlazení aktivní zóny pomocí přirozené konvekce a cirkulace Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Detaily
  • Název : Chlazení 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
  • Klíčová slova : přirozená konvekce, přirozená cirkulace, malý modulární reaktor, odvod zbytkového výkonu
  • Doporučená literatura :
    [1] Heřmanský B.: Jaderné reaktory I., Reaktory II. generace, Praha, 2012
    [2] Bailly H., Ménessier D., Prunier C.: The Nuclear Fuel of Pressurized Water Reactors and Fast Reactors, Design and Behaviour, Lavoisier Publ. Inc., 1999, ISBN: CEA 2-7272-0198-2
    [3] Seghal B.R.: Nuclear Safety in Light Water Reactors - Severe Accident Phenomenology, Elsevier, 2012, ISBN: 978-0-12-388446-6
    [4] Jacquemain D. et al: Nuclear Power Reactor Core Melt Accidents - Current State of Knowledge, IRSN, 2015, ISBN: 978-2-7598-1835-8
Detekce nebezpečných látek pomocí přenosných generátorů neutronů Ing. Tomáš Bílý, Ph.D. Detaily
  • Název : Detekce nebezpečných látek pomocí přenosných generátorů neutronů
  • Školitel : Ing. Tomáš Bílý, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : tomas.bily@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Práce se bude zabývat možnostmi přenosných neutronových generátorů pro on-site detekci nebezpečných látek (zejména s důrazem na látky obsahující Cl, F, S, P, As). Student se seznámí s technologií neutronových generátorů, provede rešerši pokrývající možnosti detekce výše uvedených prvků pomocí neutronových interakcí a sekundárního gama záření. Dále student vytvoří jednoduchý model v kódu Phits, demonstrující schopnosti kódu simulovat výše uvedené fyzikální děje a navrhne strategii pro jejich detekci s experimentálním vybavením dostupným na KJR.
  • Klíčová slova : detekce nebezpečných látek pomocí přenosných generátorů neutronů
  • Doporučená literatura :
    [1] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Neutron Generators for Analytical Purposes, IAEA Radiation Technology Reports No. 1, IAEA, Vienna (2012)
    [2] G.F. Knoll. Radiation Detection and Measurement 4th Edition, 2010
    [3] V.D. Aleksandrov, et al. Application of neutron generators for high explosives, toxic agents and fissile material detection, Applied Radiation and Isotopes, Volume 63, Issues 5–6, 2005
    [4] T. R. Twomey, A. J. Caffrey, D. L. Chichester. Nondestructive Identification of Chemical Warfare Agents and Explosives by Neutron Generator-Driven PGNAA, INL/CON-07-12304, 2007
Experimentální chování pokročilých typů jaderného paliva Ing. Jakub Krejčí, Ph.D. Detaily
  • Název : Experimentální chování pokročilých typů jaderného paliva
  • 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.
Influence of mixed fuel core on radionuclides masses releases and hydrogen production for VVER 1000 Ing. Alain Flores y Flores PhD. Detaily
  • Název : Influence of mixed fuel core on radionuclides masses releases and hydrogen production for VVER 1000
  • Školitel : Ing. Alain Flores y Flores PhD.
  • Instituce : SÚRO, v. v. i.
  • Kontakt : alain.flores@suro.cz
  • Anotace : Since the start of the Ukraine-Russia conflict, the western countries with VVER technology have to look to different fuel vendors in order to ensure the fuel supply for their reactors. This aspect opens the possibility to have mixed cores with fuel assemblies manufactured by different vendors and with different features. The mixing can be applied to standard batch of fuel assemblies (a quarter of the core for VVER 1000, a sextant of the core for VVER 440 per year) or specific batch supplied in a case of any fuel shortage (with a limited number of assemblies) The proposed topic aims to compare the behaviour of VVER-1000 NPPs in DEC-A/B conditions with different fuel assemblies used and mixed cores of them.

    /Práce bude zpracována v českém jazyce./
  • Klíčová slova : research reactors, severe accidents
  • Doporučená literatura :
    [1] Dye, M., Shah, H., 2015. Enhanced Westinghouse WWER-1000 Fuel Design for Ukraine Reactors, in: 11th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support Proceedings. Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy, Bulgaria, p. 712.
    [2] Höglund, J., Latorre, R., Davis, D., Jansson, A., 2015. Performance of the Westinghouse WWER-1000 Fuel Design, in: Conference: 9th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Burgas, Bulgaria.
Mechanické testování moderního pokrytí palivových proutků Ing. Martin Dostál, Ph.D. Detaily
  • Název : Mechanické testování moderního pokrytí palivových proutků
  • Školitel : Ing. Martin Dostál, Ph.D.
  • Instituce : ÚJV Řež, a. s.
  • Kontakt : martin.dostal@ujv.cz
  • Anotace : Materiály pokrytí palivových proutků lehkou vodou chlazených reaktorů (LWR) procházejí neustálým vývojem. Při výzkumu jejich chování v různých provozních i neprovozních podmínkách tvoří důležitou součást mechanické testování neozářených i ozářených vzorků pokrytí.

    Úkolem práce je seznámit se s moderními materiály pokrytí palivových proutků LWR, podmínkami a možnými způsoby/mody namáhání při normálním provozu, v havarijních podmínkách a při skladování. Pro vybraný způsob namáhání shrnout používané mechanické testy a následně provést jednoduchý výpočet vybraného testu (analytický nebo v dostupném MKP kódu).
  • Klíčová slova : jaderné palivo, pokrytí, mechanické testování, jaderná bezpečnost
  • Doporučená literatura :
    [1] Olander, D.R. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements, TID-26711-P1, University of Berkeley, 1976.
    [2] Rudy J.M. Konings: Comprehensive Nuclear Materials , ISBN 978-0-08-056033-5, 2012.
    [3] Š. P. Timošenko. Pružnost a pevnost, I. Díl. Technicko-vědecké vydavatelství, Praha, 1951.
    [4] J. Desquines et al. The issue of stress state during mechanical tests to assess cladding performance during a reactivity-initiated accident (RIA), Journal of Nuclear Materials 412 (2011).
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.
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. Detaily
  • Název : Modelování uvolňování štěpných produktů z vodních jímek při těžké havárii kódem MELCOR
  • Školitel : Ing. Miroslav Kotouč, Ph.D.
  • 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.
Možnosti strojového učení při detekci a identifikaci prvků neutronovým a gama zářením Ing. Tomáš Bílý, Ph.D. Detaily
  • Název : Možnosti strojového učení při detekci a identifikaci prvků neutronovým a gama zářením
  • Školitel : Ing. Tomáš Bílý, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : tomas.bily@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Práce se bude zabývat možnostmi aplikace strojového učení při identifikaci prvků s využitím neutronového a gama záření. Zejména bude směřovat k možnostem aplikace strojového učení u aktivního zkoumání materiálu neutrony pomocí přenosných generátorů neutronů. Student se seznámí s technikami aktivního zkoumání materiálu neutrony pomocí přenosných generátorů neutronů, a provede rešerši aplikací strojového učení při identifikaci prvků s využitím neutronového a gama záření. Seznámí se s vybraným výpočetním kódem pro transport záření, který bude schopen poskytovat trénovací a testovací data. Na závěr bude diskutovat možnosti aplikace strojového učení u aktivního zkoumání materiálu neutrony pomocí přenosných generátorů neutronů.
  • Klíčová slova : strojové učení, radiační metody, generátory neutronů, aktivační analýza
  • Doporučená literatura :
    [1] S.M. Galib, P.K. Bhowmik, A.V. Avachat, H.K. Lee, A comparative study of machine learning methods for automated identification of radioisotopes using NaI gamma-ray spectra, Nuclear Engineering and Technology, Volume 53, Issue 12, 2021
    [2] M. Kamuda, J. Zhao, K. Huff, A comparison of machine learning methods for automated gamma-ray spectroscopy, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, Volume 954, 2020
    [3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Neutron Generators for Analytical Purposes, IAEA Radiation Technology Reports No. 1, IAEA, Vienna (2012)
    [4] G.F. Knoll. Radiation Detection and Measurement 4th Edition, 2010
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 a optimalizace stínění jaderného reaktoru pro elektrický pohon vesmírných plavidel Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Detaily
  • Název : Návrh a optimalizace stínění jaderného reaktoru pro elektrický pohon vesmírných plavidel
  • Školitel : Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : jan.frybort@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Navrhované podoby jaderných reaktorů pro pohon vesmírných plavidel se vyznačují kompaktními rozměry s důrazem na nízkou celkovou hmotnost. Nezbytnou součástí návrhu reaktoru je stínění proti neutronům a gama záření, které musí chránit posádku a radiačně citlivé části vybavení plavidla. Cílem práce je seznámit se s vlastnostmi radiačního pole v okolí vesmírného jaderného reaktoru a s navrhovanými možnostmi realizace stínění jaderného reaktoru ve vesmíru. Výpočty stínění jsou v současnosti nejčastěji realizovány metodami Monte-Carlo s nutností zvýšit četnost výskytu částic v analyzované části modelu pomocí metod redukce variance. Součástí práce bude i vlastní simulace takového stínění a ukázka implementace metody redukce variance ve výpočetním programu Serpent.
  • Klíčová slova : stínění, neutrony, gamma záření, jaderný reaktor, redukce variance
  • Doporučená literatura :
    [1] Cacuci D.G., Handbook of Nuclear Engineering, Vol. 2 Reactor Design, Springer, 2010, ISBN: 978-0387981307
    [2] Mason L., S. Oleson, D. Jacobson, P. Schmitz, L. Qualls, M. Smith, B. Ade and J. Navarro, Nuclear Power Concepts and Development Strategies for High-Power Electric Propulsion Missions to Mars, Nuclear Technology, 2022, DOI: 10.1080/00295450.2022.2045180
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.
Neutronová radiografie s využitím neutronových generátorů typu D-D a D-T doc. Ing. Ľubomír Sklenka, Ph.D. Detaily
  • Název : Neutronová radiografie s využitím neutronových generátorů typu D-D a D-T
  • Školitel : doc. Ing. Ľubomír Sklenka, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : lubomir.sklenka@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Neutronová radiografie (neutronové zobrazování) jako významná nedestruktivní jaderná analytická metoda se používá pro zjištění struktury předmětů, vzorků nebo materiálů. Nejčastěji se jako zdroj neutronů využívají výzkumné jaderné reaktory, ale lze využít i generátory neutronů. Bakalářská práce je zaměřena na popsaní současného stavu využívaní neutronových generátorů jako zdrojů neutronů pro neutronovou radiografii. Součástí práce bude i analýza, včetně zjednodušených výpočtů, možnosti využití neutronových generátorů typu D-D a D-T, které jsou k dispozici na KJR, pro neutronovou radiografii.

    V případě zájmu bude mít student/ka možnost pokračovat v tématu neutronové radiografie s využitím neutronových generátorů typu D-D a D-T v rámci výzkumném výzkumného úkolu a diplomové práci.

    Konzultantkou bakalářské práce bude Ing. Jana Matoušková, KJR FJFI ČVUT v Praze.
  • Klíčová slova : neutronová radiografie, neutronové zobrazování, neutronový generátor
  • Doporučená literatura :
    [1] Anderson, I. S. – McGreevy, R. L. – Bilheux, H. Z.: Neutron Imaging and Applications, A reference for the Imagining Community, Springer, 2009, ISBN 978-0-387-78692-6
    [2] Neutron Imaging: A Non-Destructive Tool for Materials Testing, IAEA-TECDOC-1604, IAEA Vienna, September 2008
    [3] Liang, L. - Rinaldi, R. – Schober, H.: Neutron Applications in Earth, Energy and Environmental Sciences, Springer, 2009, ISBN 978-0-387-09415-1