Bakalářské práce

Kategorie Bakalářské práce

Hledané klíčové slovo

Hledat Smazání

Výsledky

Název	Školitel
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.
Vytváření mnohagrupových knihoven jaderných dat	Ing. Jan Frýbort, Ph.D.	Detaily
Název : Vytváření mnohagrupových knihoven jaderných dat Školitel : Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.frybort@fjfi.cvut.cz Anotace : Výpočty v reaktorové fyzice vyžadují simulace interakcí neutronů s látkovým prostředím. V ideálním případě je možné použít jaderná data, která závisí spojitě na energii nalétávajícího neutronu. Deterministické výpočty řešící rovnice popisující chování neutronů ovšem vyžadují data, která jsou průměrována přes jistý rozsah energií (energetická grupa). Tato práce bude zaměřena na rešerši a analýzu běžně používaných grupových struktur. Student popíše postup tvorby grupové knihovny jaderných data a na vhodném příkladu demonstruje význam parametrů grupové knihovny na výsledky výpočtů. Závěry práce poslouží pro zpřesnění a zrychlení výpočtů vyhoření paliva na KJR. Klíčová slova : jaderná data, grupová struktura, transport neutronů Doporučená literatura : [1] Cacuci, D. G.: Handbook of Nuclear Engineering Volume I. Springer. 2010. [2] Tholakele P. Ngeleka et al. Examination and refinement of fine energy group structure for high temperature reactor analysis. Annals of Nuclear Energy (80). 2015.
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 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 radionuklidového zdroje neutronů typu Cf-252 pro výukové a výzkumné účely	Ing. Jan Rataj, Ph.D.	Detaily
Název : Využití radionuklidového zdroje neutronů typu Cf-252 pro výukové a výzkumné účely Školitel : Ing. Jan Rataj, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jan.rataj@fjfi.cvut.cz Anotace : Hlavním cílem práce je provést detailní rešerši zaměřenou na využití radionuklidového zdroje neutronů typu Cf-252 pro výukové a výzkumné účely. Student v práci popíše detailně fyzikální i technické vlastnosti zdroje a metody využívající tento zdroj pro výukové a výzkumné účely, včetně potřebného přístrojového vybavení. Součástí práce bude také návrh, realizace a vyhodnocení jednoduchého experimentu, který bude demonstrovat aplikaci zdroje Cf-252 pro výukové účely. V případě zájmu bude nabídnuta možnost pokračování v tematice ve formě výzkumného úkolu a diplomové práce. Klíčová slova : neutronový zdroj, Cf-252, štěpné spektrum, výuka, výzkum 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] Californium-252 Source Technology, Scientificand Industrial Applications, Proceedings of the Paris Symposium of the International Symposium on Californium-252 Utilization, CONF-760436, April 22-24, 1976, Brussels, Belgium, April 26-28, 1976, Paris, France [3] Hall, E.J. and Rossi H.H.: Californium-252 in Teaching and Research, Vienna, IAEA, 1974, ISBN-92-0-115174-8 [4] BECKURTS, K. H. and K. WIRTZ. Neutron Physics. Berlin, Heidelberg: Springer-Verlag Berlin Heidelberg GmbH, 1964, 455 p.
Využití technologie 3D tisku v neutronovém zobrazování	Ing. Jana Matoušková	Detaily
Název : Využití technologie 3D tisku v neutronovém zobrazování Školitel : Ing. Jana Matoušková Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : jana.matouskova@fjfi.cvut.cz Anotace : 3D tisk neboli aditivní výroba je výrobní technolgie objektů z digitálního souboru. Technologie 3D tisku je v současnosti velice rozšířená a dostává se i do oblastí jako je jaderná energetika nebo neutronové aplikace. V rámci bakalářské práce se student seznámí s problematikou technologie 3D tisku a jejím použití v oblasti neutronového zobrazování. Student provede rešerši různých metod 3D tisku a materiálů vhodných k použití tímto způsobem výroby a seznámí se s problematikou neutronového zobrazování. Získané znalosti pak student využije k provedení experimentálního srovnání detekčních systémů pro neutronové zobrazování vyrobených klasickými výrobními metodami a metodami 3D tisku. Klíčová slova : 3D tisk, neutronové zobrazování, aditivní výroba 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
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
Zjednodušené numerické simulace rozlivu roztavené aktivní zóny v betonové šachtě reaktoru při těžké havárii	Ing. Tomáš Janda/Ing. Sebastian Nývlt	Detaily
Název : Zjednodušené numerické simulace rozlivu roztavené aktivní zóny v betonové šachtě reaktoru při těžké havárii Školitel : Ing. Tomáš Janda/Ing. Sebastian Nývlt Instituce : ÚJV Řež, a.s. Kontakt : tomas.janda@ujv.cz Anotace : Student se nejprve seznámí s problematikou rozlivu koria (neboli roztavené aktivní zóny reaktoru) v betonové šachtě reaktoru, ke kterému může dojít při hypotetické těžké havárii na jaderném zařízení po protavení dna tlakové nádoby reaktoru. K tomuto účelu bude provedena rešerše v přehledové literatuře, zabývající se zejména mezinárodními experimentálními projekty zaměřenými na téma rozlivu koria. Náplní praktické části BP pak budou zjednodušené numerické simulace rozlivu koria mechanistickým (tj. fenomenologicky úzce zaměřeným) kódem MELTSPREAD: student se seznámí se základními fyzikálními modely a dostane k dispozici předpřipravený soubor vstupních parametrů pro konkrétní úlohu rozlivu. Poté se zaměří na několik vybraných vstupních parametrů, jejichž úprava ovlivňuje např. rychlost tečení, míru tuhnutí koria včetně náchylnosti na tvorbu krusty či maximální vzdálenost dotečení. Spočtené výsledky budou názorně vizualizovány pomocí 2D map a videí, konečným výstupem BP pak bude identifikace parametrů majících na rozliv koria největší vliv. Klíčová slova : těžká havárie, korium, teplota koria, chemické složení koria, kód MELTSPREAD 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] Kolektiv autorů: State-of-the-Art Report on Molten Corium Concrete Interaction and Ex-Vessel Molten Core Coolability. NEA No. 7392, France, 2017. [3] M. T. Farmer: MELTSPREAD code user’s manual. Argonne National Laboratory, USA, 2019. Download
Změny vyhořelého jaderného paliva při uložení v hlubinném úložišti	Ing. Dušan Kobylka, Ph.D.	Detaily
Název : Změny vyhořelého jaderného paliva při uložení v hlubinném úložišti Školitel : Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Instituce : KJR FJFI ČVUT v Praze Kontakt : dusan.kobylka@fjfi.cvut.cz Anotace : Cílem práce je popsat předpokládané změny vyhořelého jaderného paliva za podmínek uložení v hlubinném úložišti (HÚ), tj. v období od cca 60 let od vytažení z aktivní zóny reaktoru do delších časových období. Student se seznámí se stavem palivového souboru i proutku při převzetí v HÚ, bude se zabývat procesy, ke kterým v palivu dochází v dlouhodobém časovém měřítku a které mohou vést k jeho degradaci. Tyto procesy rešeršně popíše. Seznámí se rovněž s navrhovanými ukládacími soubory a podmínkami, kterým může být vyhořelé palivo po uložení v HÚ vystaveno a současným stavem výzkumu v této oblasti. Klíčová slova : vyhořelé jaderné palivo, hlubinné úložiště, ukládací obalový soubor Doporučená literatura : [1] Ferry C. et al.: Synthesis on the spent fuel long term evolution, CEA Saclay, CEA-R-6084, 2005, ISSN 0429-3460 [2] IAEA: Long term storage of spent nuclear fuel — Survey and recommendations, IAEA-TECDOC-1293, VIENNA, 2002, ISSN 1011–4289 [3] Hardin E. et al., Repository Reference Disposal Concepts and Thermal Load Management Analysis, FCRD-UFD-2012-00219 Rev. 2, Sandia National Laboratories, 2012 [4] Posiva, SKB: Safety functions, performance targets and technical design requirements for a KBS-3V repository: Conclusions and recommendations from a joint SKB and Posiva working group, SKB ID 1547856, Posiva ID POS-023249, 2017, ISSN 2489-2742