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 provozních vlastností malého modulárního reaktoru s pokročilým odolným palivem Ing. Pavel Suk Detaily
  • Název : Analýza provozních vlastností malého modulárního reaktoru s pokročilým odolným palivem
  • Školitel : Ing. Pavel Suk
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : pavel.suk@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Malé modulární reaktory představují klíčovou součást plánovaných energetických struktur budoucnosti. Provoz každého jaderného zařízení je navíc neoddělitelně spojen s výpočty a bezpečnostními analýzami. Zkušenosti získané z provozu velkých energetických reaktorů nemohou být beze změny aplikovány na koncepci malých modulárních reaktorů a další výzkum této oblasti je nutnou podmínkou jejich úspěšné integrace.

    Neustálý tlak na zvyšování bezpečnosti jaderných zařízení vedl k vzniku nových typů paliva označovaných ATF. Palivové koncepty ATF nabízejí lepší chování paliva při nestandardních stavech zařízení, zejména pak při havárii.

    Bakalářská práce bude zaměřena na neutronickou analýzu výhod paliv ATF a celozónové výpočty malých modulárních reaktorů s tímto palivem. Prací studenta bude vytvořit jednoduché modely palivového souboru s odolným palivem a na základě detailních výpočtů analyzovat jejich výhody. Na předem připravených modelech dále student analyzuje základní projektové a provozní charakteristiky malého modulárního reaktoru. Výstupem z bakalářské práce by mělo být zejména seznámení se s problematikou neutronických výpočtů a základní koncepcí paliva ATF. Student může v této práci pokračovat ve výzkumném úkolu a diplomové práci.

    Zadání:
    1. Seznamte se s teorií numerických simulací jaderných reaktorů, zaměřte se na využívané výpočetní zjednodušení při celozónových výpočtech.
    2. Proveďte rešerši metodik přípravy dat pro deterministické výpočty jaderných reaktorů, tj. homogenizace, kondenzace a parametrizace makroskopických účinných průřezů.
    3. Seznamte se s koncepcí paliva odolných paliv ATF a jeho možnými kandidáty.
    4. Analyzujte neutronické efekty vámi vybraných odolných paliv ATF na modelu nekonečného palivového souboru v mikrokódu.
    5. S využitím již existujícího výpočetního modelu analyzujte základní provozní charakteristiky malého modulárního reaktoru, tj. kritickou koncentraci kyseliny borité, rozložení výkonu v AZ, váhy regulačních tyčí a zpětnovazební koeficienty reaktivity.
  • Klíčová slova : malý modulární reaktor, neutronika, ATF, celozónový výpočet
  • Doporučená literatura :
    [1] Smith, K. S.: Assembly homogenization techniques for light water reactor analysis, Progress in Nuclear Energy, 1986
    [2] Wieselquist, W. A., Lefebvre, R. A., Jessee, M. A.: SCALE Code System, ORNL/TM-2005/39, Version 6.2.4, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, 2020
    [3] Downar, T., Ward, A., Xu, Y., Seker, V.: PARCS, VOLUME I: INPUT MANUAL, 2018
    [4] Reus, Paul. Neutron Physics. Francie: EDP SCIENCES, 2008. ISBN 978-2-7598-0041-4.
    [5] S. Van Den Berghe, P. Lemoine: REVIEW OF 15 YEARS OF HIGH-DENSITY LOW-ENRICHED UMo DISPERSION FUEL DEVELOPMENT FOR RESEARCH REACTORS IN EUROPE, Nuclear Engineering and Technology, Volume 46, 2014
    [6] Nicholas R. Brown, Michael Todosow, Arantxa Cuadra: Screening of advanced cladding materials and UN-U3Si5 fuel, Journal of Nuclear Materials, Volume 462, 2015,
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
Aplikace metody Source-Jerk s využitím neutronového generátoru na rektoru VR-1 Ing. Jan Rataj, Ph.D. Detaily
  • Název : Aplikace metody Source-Jerk s využitím neutronového generátoru na rektoru VR-1
  • Školitel : Ing. Jan Rataj, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : jan.rataj@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Cílem práce je navrhnout, zrealizovat a vyhodnotit jednoduché experimenty zaměřené na stanovení reaktivity metodou Source-Jerk s využitím D-D neutronového generátoru na reaktoru VR-1. Student se bude zabývat také neurčitostmi, které s aplikací této metody souvisí a zhodnotí její výhody a nevýhody. Dále provede rešerši metod měření reaktivity na výzkumných jaderných reaktorech s využitím neutronového generátoru.

    V případě zájmu bude nabídnutu možnost pokračování v tematice ve formě výzkumného úkolu a diplomové práce.
  • Klíčová slova : neutronový generátor, metoda Source Jerk, reaktivita, reaktor VR-1
  • Doporučená literatura :
    [1] Rataj, J.; Huml, O.; Sklenka, Ľ.: Experimentální neutronová a reaktorová fyzika - laboratorní cvičení. 1. vyd. Praha: České vysoké učení technické v Praze. 2016, ISBN 978-80-01-05904-3.
    [2] Thermo Fisher Scientific Inc., P 385 Neutron Generator Operation Manual. 2010. Tech. Rep. Manual P/N 120006-A 062907.
    [3] E. Profio: Experimental Reactor Physics, John Wiley and Sons, New York,1975. ISBN 0-471-70095-9
Chování jaderných paliv při těžké havárii – simulace QUENCH experimentů pomocí MELCOR Ing. Martin Ševeček, Ph.D. Detaily
  • Název : Chování jaderných paliv při těžké havárii – simulace QUENCH experimentů pomocí MELCOR
  • Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze; ALVEL a.s.
  • Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Ve světě je vývoji množství nových typů jaderných paliv, které mají za cíl zlepšit odolnost zejména při havarijních stavech typu událostí ve Fukušimě. Protože jsou na jaderné palivo kladeny požadavky z různých oblastí není jednoduché všechny typy vzájemně porovnat. V oblasti těžkých havárií se nabízí možnost využít unikátní experiment QUENCH provozovaný v německém Karlsruhe zaměřující se na těžké havárie jaderných reaktorů a pomocí výpočetních nástrojů jako MELCOR nebo SCADAPSIM/RELAP určit výhody a nevýhody jednotlivých typů. Aby to bylo proveditelné, je nutné tyto materiály prozkoumat a implementovat do výpočetních nástrojů chybějící materiálová data a výpočetní kód verifikovat a validovat. Tyto aktivity již na KJR probíhají a student vyjde z již rozpracovaných materiálů a softwarových nástrojů.
  • Klíčová slova : jaderné palivo, palivové pokrytí, FeCrAl, Chronic, modelování a simulace, MELCOR
  • Doporučená literatura :
    [1] Zhang YP, Niu SP, Zhang LT, Qiu SZ, Su GH, Tian WX. A review on analysis of LWR severe accident. Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science. 2015 Oct 1;1(4).
    [2] Steinbrück M, Große M, Sepold L, Stuckert J. Synopsis and outcome of the QUENCH experimental program. Nuclear Engineering and Design. 2010 Jul 1;240(7):1714-27.
    [3] Gauntt, R. O., Cole, R. K., Erickson, C. M., Gido, R. G., Gasser, R. D., Rodriguez, S. B., & Young, M. F. (2000). MELCOR computer code manuals. Sandia National Laboratories, NUREG/CR, 6119.
    [4] Stuckert, J., et al. "First results of the bundle test QUENCH-19 with FeCrAl claddings." 24th International Quench Workshop, Karlsruhe,(November 2018). 2018.
Chování pokročilých typů jaderných paliv Ing. Martin Ševeček, Ph.D. Detaily
  • Název : Chování pokročilých typů jaderných paliv
  • Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze; ALVEL a.s.
  • Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Jaderná paliva se zvýšenou odolností v havarijních stavech (Accident Tolerant Fuels) jsou v současnosti ve světě široce zkoumána a testovací palivové soubory a palivové proutky byly již zavezeny do několika amerických i evropských reaktorů. Vlivem modifikace materiálů a konstrukce paliva dochází mimo zvýšení odolnosti v havarijních stavech také k odlišnému chování při nominálním provozu a tranzientech. Cílem této práce je popis konceptů nových pokročilých jaderných paliv a hodnocení jejich chování pomocí výpočetních nástrojů v definovaných podmínkách. Pro nezávislé porovnání by mělo být provedeno hodnocení pomocí tradičního výpočetního nástroje jako FAST a pokročilého 3D systému jako například OFFBEAT.
  • Klíčová slova : jaderné palivo, palivové pokrytí, povlaky, Cr-Ni slitiny, modelování a simulace
  • 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] Porter, IE, 2017 “FAST: The Merge of NRC’s Fuel Performance Codes FRAPCON and FRAPTRAN for Scoping and Regulatory Decision Making,” 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Jeju Island, Korea
    [4] Scolaro, A., Clifford, I., Fiorina, C. and Pautz, A., 2020. The OFFBEAT multi-dimensional fuel behavior solver. Nuclear Engineering and Design, 358, p.110416.
  • Download
Deformace palivových proutků Ing. Martin Dostál, Ph.D. Detaily
  • Název : Deformace palivových proutků
  • Školitel : Ing. Martin Dostál, Ph.D.
  • Instituce : ÚJV Řež, a. s.
  • Kontakt : martin.dostal@ujv.cz
  • Anotace : Palivo lehkou vodou chlazených reaktorů (LWR) využívá palivové elementy ve formě dlouhých tenkostěnných trubek ze Zr slitiny naplněné tabletami UO2 (palivové proutky) spojených v soustavu palivového souboru. Provozní zkušenost včetně českých JE ukazuje, že v některých případech dochází k nežádoucím deformacím (průhybu) proutků.

    Úkolem práce je seznámit se současnou konstrukcí a materiály palivových proutků LWR, podmínkami, za kterých jsou provozovány, odvodit možné mechanismy vedoucí k průhybu palivových proutků a navrhnout výpočetní postup k ocenění váhy jednotlivých mechanismů a provést jednoduchý výpočet (analytický nebo v dostupném MKP kódu).
  • Klíčová slova : jaderné palivo, 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] Josef Bečvář: Jaderné Elektrárny, SNTL 1981.
    [4] Š. P. Timošenko. Pružnost a pevnost, I. Díl. Technicko-vědecké vydavatelství, Praha, 1951.
Emulace radiačního poškození jaderného paliva pomocí protonu Ing. Martin Ševeček, Ph.D. Detaily
  • Název : Emulace radiačního poškození jaderného paliva pomocí protonu
  • Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze; ALVEL a.s.
  • Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Jaderné palivo je při provozu jaderných reaktorů vystaveno extrémním degradačním podmínkám jako vysoká teplota, tlak, agresivní chemické prostředí a mechanické namáhání. Zásadním degradačním jevem, který odlišuje jaderné materiály od konvenčních, je radiační poškození v důsledku rozptylových srážek rychlých neutronů s jádry materiálu. Experimenty testující radiační poškození neutrony jsou extrémně dlouhé a drahé. Pro testování lze však využít ozařování pomocí těžkých iontů či protonů, které do jisté míry radiační poškození pomocí neutronů emulují. Toto lze využít například při kvalifikaci nových jaderných paliv, kdy není čas ani prostředky na léta trvající experimenty. Cílem této práce je seznámení s radiačním poškozením materiálů pomocí neutronů a nabitých částic a popis jednotlivých doprovodných jevů a rozdílů. V ÚJF v Řeži byly již na cyklotronu provedeny dva ozařovací experimenty a ty budou přepočítány pomocí kódu SRIM a budou analyzována data z obou experimentů. Následně budou ozářené vzorky přepraveny a charakterizovány ve spolupráci s dalšími kolegy z Centra výzkumu Řež pomocí nanoindentace a transmisní elektronové mikroskopie. Výsledky těchto měření budou shrnuty v této, případně navazující práci.
  • Klíčová slova : jaderné palivo, ATF, SRIM, radiační poškození, protony, TEM
  • Doporučená literatura :
    [1] G. S. Was, Fundamentals of Radiation Materials Science. New York, NY: Springer New York, 2017.
    [2] J. F. Ziegler, M. D. Ziegler, a J. P. Biersack, „SRIM – The stopping and range of ions in matter (2010)", Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms, roč. 268, č. 11–12, s. 1818–1823, čer. 2010, doi: 10.1016/j.nimb.2010.02.091.
    [3] A. Wu et al., „HRTEM and chemical study of an ion-irradiated chromium/Zircaloy-4 interface", Journal of Nuclear Materials, doi: 10.1016/j.jnucmat.2018.01.029.
    [4] G. S. Was et al., „Emulation of neutron irradiation effects with protons: validation of principle", Journal of Nuclear Materials, roč. 300, č. 2, s. 198–216, úno. 2002, doi: 10.1016/S0022-3115(01)00751-6.
Energy Well: neutronická studie českého konceptu malého jaderného reaktoru Ing. Evžen Losa, Ph.D. Detaily
  • Název : Energy Well: neutronická studie českého konceptu malého jaderného reaktoru
  • Školitel : Ing. Evžen Losa, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : evzen.losa@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Malé jaderné reaktory se v posledních letech těší zvláštní pozornosti hlavně z důvodu vidiny ekonomické životachopnosti i v zemích s rozvinutou infrastrukturou. Energy Well je koncept tzv. mikroreaktoru, jehož primární využití se čeká v odlehlých oblastech bez možnosti k připojení k centrální elektrické síti. Koncept počítá s využitím paliva známého z vysokoteplotních reaktorů a chladiva ve formě roztavené soli. Cílem práce studenta je seznámit se podrobně s konstrukcí aktivní zóny reaktoru Energy Well a jejich variant a pomocí modelování v Monte Carlo kódu určit základní neutronické vlastnosti designových prvků jako například integrální charakteristiky řídicích prvků, odezva reaktivity na kontaminanty v chladivu a palivu, aktivace korozních a erozních produktů, stínění a radiační poškození vestaveb a další.
  • Klíčová slova : Energy Well, SMR, malý jaderný reaktor, fluoridové soli
  • Doporučená literatura :
    [1] RUŠČÁK, Martin, Otakar FRÝBORT, David HARUT, Martin MAREČEK, Guido MAZZINI, Josef PILÁT a Marek RUŠČÁK. Energy Well: Koncepční návrh malého reaktoru chlazeného roztavenou solí jako příležitost pro český průmysl. Bezpečnost jaderné energie. 2018, 26(5), 120-135. ISSN 1210-7085.
    [2] Fuel and Core Design Options to Overcome the Heavy Metal Loading Limit and Improve Performance and Safety of Liquid Salt Cooled Reactors Dostupné z: https://neup.inl.gov/SiteAssets/Final%20%20Reports/FY%202012/12-3870%20NEUP%20Final%20Report.pdf
Experimentální chování pokročilých typů jaderného paliva Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Ing. Jakub Krejčí, Ph.D. Detaily
  • Název : Experimentální chování pokročilých typů jaderného paliva
  • Školitel : Ing. Martin Ševeček, Ph.D./Ing. Jakub Krejčí, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze; ALVEL a.s./UJP Praha a.s.
  • Kontakt : martin.sevecek@fjfi.cvut.cz/krejci@ujp.cz
  • Anotace : Pokročilá jaderná paliva (Accident Tolerant/Advanced Technology Fuels) se vyznačují zvýšenou odolností při provozu a havarijních stavech. Současně jsou předním tématem vědeckých konferencí a výrobci paliva již zavezli testovací palivové proutky do několika energetických reaktorů. Cílem této práce je provedení a vyhodnocení několika jednoduchých experimentů se vzorky pokročilého jaderného paliva simulujících havarijní stav aktivní 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 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.
Gama spektrometrie vzorků ozářených pomocí neutronového zdroje 252-Cf Ing. Martin Schulc, Ph.D. Detaily
  • Název : Gama spektrometrie vzorků ozářených pomocí neutronového zdroje 252-Cf
  • Školitel : Ing. Martin Schulc, Ph.D.
  • Instituce : CVŘ s.r.o.
  • Kontakt : Martin.Schulc@cvrez.cz
  • Anotace :
    1. Proveďte rešerši vhodné literatury ke gama spektrometrii. Popište fyzikální charakteristiky použitého spektrometru.
    2. Seznamte se s experimentálními možnostmi neutronového zdroje 252-Cf. Popište způsoby použití tohoto zdroje a jeho fyzikální charakteristiky.
    3. Seznamte se s metodami vyhodnocení aktivit ozářených vzorků pomocí programu MCNP6.
    4. Vyhodnoťte aktivity ozářených vzorků z ozařovacího experimentu s neutronovým zdrojem 252-Cf.
  • Klíčová slova : gama spektrometrie, neutronový zdroj 252-Cf
  • Doporučená literatura :
    [1] Schulc, M. Košťál et al., Application of 252Cf neutron source for precise nuclear data experiments, Applied Radiation and Isotopes 151, pp. 187-195, (2019)
    [2] Šimon J., “ Měření aktivačních materiálů ve spektrometrické laboratoři 211-Pracovní postupy”, interní dokument CV Řež, 2020
    [3] CANBERRA, 2012. Genie 2000 Operations Manual. Canberra Industries, Meriden
    [4] Gilmore G.: Practical Gamma-ray spectrometry, John Wiley&Sons, 2008
Jaderné reaktory a radioizotopové zdroje energie pro výzkum vesmíru Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Detaily
  • Název : Jaderné reaktory a radioizotopové zdroje energie pro výzkum vesmíru
  • Školitel : Ing. Jan Frýbort, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : jan.frybort@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Výzkum vesmíru vyžaduje spolehlivý zdroj elektrické energie. Dlouhodobě se využívají radioizotopé zdroje a v poslední době pokročil také výzkum mikroreaktorů využitelných ve vesmíru. Předmětem práce bude rešerše historie a technologie radiozotopových zdrojů. Student dále provede přehled aktuálních projektů mikroreaktorů zvažovaných pro vesmírné mise. Ve vlastní práci bude student demonstrovat rozdíly mezi radionulidovými zdroji a vytvoří základní neutronický model zvoleného mikroreaktoru v programu Serpent.
  • Klíčová slova : vesmír, mikroreaktor, radioizotopový zdroj
  • Doporučená literatura :
    [1] Lamarsh J., Baratta A. Introduction to Nuclear Engineering (third edition). Pearson New International. ISBN: 978-1-292-02581-0. 2014
    [2] IAEA, The Role of Nuclear Power and Nuclear Propulsion in the Peaceful Exploration of Space, , IAEA, Vienna (2005).
    [3] World Nuclear Association. Nuclear Reactors and Radioisotopes for Space. https://world-nuclear.org/information-library/non-power-nuclear-applications/transport/nuclear-reactors-for-space.aspx. citováno 11. června 2021
Kritické teploty v průběhu těžké havárie lehkovodního reaktoru Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Detaily
  • Název : Kritické teploty v průběhu těžké havárie lehkovodního reaktoru
  • Školitel : Ing. Dušan Kobylka, Ph.D.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : dusan.kobylka@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Těžká havárie jaderného reaktoru je vždy doprovázena vzrůstem teplot ať již z důvodu špatného odvodu tepla a/nebo zvýšeným tepelným výkonem, v závislosti na typu havárie. Protože je jaderný reaktor tvořen velkým množstvím různých materiálů (oxidické palivo, zirkoniové pokrytí a konstrukční materiály, regulační orgány, konstrukční ocelové materiály) a jeho složení se s vyhoříváním kvůli vzniku štěpných produktů částečně mění, lze definovat řadu různých teplot při kterých dojde k tavení jednotlivých součástí aktivní zóny a dalších částí reaktoru. Cílem bakalářské práce je popsat tyto "kritické" teploty. Při vypracování bakalářské práce se student podrobně seznámí s konstrukcí lehkovodních reaktorů a materiály, ze kterých se skládá, včetně vyhořívání jaderného paliva a jeho změnami. Nastuduje průběhy typických těžkých havárií a seznámí se s fenomenologií, která těžké havárie doprovází. Na základě uvedených zkušeností určí teploty, při kterých může dojít k tavení různých částí aktivní zóny i jaderného reaktoru, včetně vlivu vzniku eutektických slitin.
  • Klíčová slova : těžká havárie, teplota tavení, jaderné palivo, konstrukční materiál, eutektická slitina
  • 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
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.
Měření výkonu výzkumných jaderných reaktorů doc. Ing. Martin Kropík, CSc. Detaily
  • Název : Měření výkonu výzkumných jaderných reaktorů
  • Školitel : doc. Ing. Martin Kropík, CSc.
  • Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze
  • Kontakt : martin.kropik@fjfi.cvut.cz
  • Anotace : Cílem práce je měření výkonu (hustoty neutronového toku) na výzkumných jaderných reaktorech se zaměřením na náš školní jaderný reaktor VR-1. Student by se měl seznámit se základními typy neutronových detektorů a způsobem jejich provozu - impulzní, proudový nebo Campbellovský režim. Dále by se měl zaměřit na kalibraci měření výkonu na školním reaktoru VR 1. Pro kalibraci využít nezávislý systém měření hustoty neutronového toku na reaktoru. Výsledkem práce by mělo být vypravování metodiky kalibrace měření výkonu na školním reaktoru VR 1, která by měla být používána po změně aktivní zóny reaktoru.
  • Klíčová slova : měření výkonu, neutronové detektory, diskriminace, kalibrace
  • Doporučená literatura :
    [1] Glenn F. Knoll: Radiation Detection and Measurement
    [2] dataPartner: Systém provozního měření výkonu, uživatelská příručka
    [3] Ľubomír Sklenka a kolektiv: Bezpečnostní zpráva školního reaktoru VR-1
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.
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.