| doc. Ing. Ľubomír Sklenka, Ph.D. |
Počítačové modelování v návrhu a provozu experimentálního zařízení pro neutronové zobrazování |
Neutronové zobrazování (také neutronová radiografie a tomografie) je nedestruktivní metoda vhodná pro zkoumání vnitřních struktur opticky neprůhledných objektů, která je využitelná v mnoha oblastech každodenního života nebo výzkumu a vývoje. Při návrhu a provozu experimentálního zařízení pro neutronové zobrazování je vhodné používat počítačové modelování, které pomáhá v zefektivňování těchto procesů. Toto počítačové modelování zahrnuje široké spektrum různých specializovaných modelovacích disciplín např. modelování svazku neutronů a jeho fluence v různých provozních podmínkách, modelování procesů v detekčním systému nebo modelování komplikovaných stínících komplexů celých zobrazovacích zařízení. Tyto modelovací disciplíny často vyžadují různé výpočetní postupy a kódy, které obecně nejsou kompatibilní. Tématem disertační práce je vytvoření jednotného systému pro počítačové modelování v návrhu a provozu experimentálního zařízení pro neutronové zobrazování, které bude možné používat na Katedře jaderných reaktorů. Jednotný systém bude ověřen na stávajícím experimentálním zařízení NIFFLER pro školní reaktor VR-1 a využit při vývoji zobrazovacího zařízení pro výzkumný reaktor vysokého výkonu LVR-15. |
| prof. Ing. Marcel Miglierini, DrSc. |
Vplyv radiácie na postup korózie v materiáloch pre jadrové zariadenia na báze železa |
Práca je zameraná na štúdium vzájomných korelácií medzi štruktúrou a magnetickým usporiadaním v materiáloch, ktoré majú potenciál pre využitie v jadrových zariadeniach. Skúmať sa budú jednak pokročilé multifázové zliatiny na báze železa, tzv. amorfné a nanokryštalické zliatiny, no aj konvenčné nehrdzavejúce ocele. Pozornosť bude sústredená na popis mikroštruktúry a jej zmien vplyvom korózie. Postup korózie bude vyšetrovaný v závislosti na stupni radiačného poškodenia materiálov po ožiarení iónmi alebo neutrónmi. |
| Ing. Milan Štefánik, Ph.D. |
Využití neutronové aktivační analýzy na reaktoru VR-1 pro výzkum v rámci mezioborových aplikací |
Jaderné reaktory nízkého výkonu vybavené suchými kanály poskytují neutronové pole využitelné pro ozařovací experimenty a nabízejí tak zázemí pro různé fyzikální úlohy od integrálních validací jaderných dat až po radioanalytické aplikace. A právě radioanalytická metoda neutronová aktivační analýza (NAA) umožňuje zkoumání cenných vzorků bez rizika jejich porušení nebo spotřeby (instrumentální NAA) a představuje mocný nástroj zejména pro analýzu předmětů kulturního dědictví. Náplní dizertační práce je výzkum cenných vzorků v rámci interdisciplinárního přístupu (vzorky historické, archeologické, paleontologické, biologické apod.) použitím instrumentální NAA na jaderném reaktoru VR-1 a zkoumání využitelnosti dat získávaných z NAA k charakterizaci analyzovaných objektů při interpretaci výsledků v jiných vědních oborech. |
| Ing. Ondřej Huml, Ph.D. |
Diagnostika reaktoru pomocí pokročilého vyhodnocování neutronových šumů a poruch |
Analýza frekvenčních spekter neutronového toku.
Změna spekter v závislosti na stavu AZ a komponent reaktoru.
Analýza prostorových závislostí spekter.
Možnost lokace poruchy v AZ pomocí pokročilých algoritmů (neuronové sítě). |
Ing. Ondřej Huml, Ph.D.
Ing. Tomáš Bílý, Ph.D. |
Studium složení vzorků pomocí přenosných uzavřených neutronových generátorů typu DD a DT |
Uzavřené neutronové generátory typu DD a DT jsou moderní, přenosné, komerčně dostupné zdroje neutronů s typickou emisní četností 1E5 až 1E9 n/s umožňující provoz v pulsním i kontinuálním režimu. Díky tomu mají potenciál pro využití v radioanalytických metodách využívajících detekci či spektroskopii promptního a zpožděného gama a/nebo neutronového záření. Náplní dizertační práce je rozvoj a výzkum těchto metod a s nimi spojených aplikací. |
| Ing. Ondřej Huml, Ph.D. |
Časově-prostorová závislost šíření neutronů prostředím |
Cílem práce bude studium, modelování a experimentální měření provázané časové i prostorové závislosti rozložení neutronů v násobícím i nenásobícím prostředí. V modelování bude využit jak klasický deterministický přístup, tak moderní Monte-Carlo metody. Pro experimenty budou využity DD a DT generátory pracující v pulzním režimu a detektory neutronů. Sběr dat z generátorů a detektorů pro časově-prostorovou analýzu bude realizován prostřednictvím moderních analyzátorů na bázi FPGA. |
| Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. |
Efektivní součinitel tepelné vodivosti a jeho použití pro výpočty obalových |
Disertační práce bude zaměřená na upřesnění a rozšíření metody efektivního součinitele tepelné vodivosti při výpočtech teplotních polí v obalových souborech pro VJP. Upřesnění by mělo posoudit zejména vliv cirkulace plynné náplně v obalovém souboru na výsledky. Rozšíření metody by mělo umožnit ocenění nehomogenního generování tepelného výkonu v jednotlivých proutcích palivových souborů a rovněž by se mělo zabývat problematikou výpočtů nestacionárních úloh např. při havarijních analýzách. |
| Ing. Lenka Frýbortová, Ph.D. |
Porovnání predikce šíření radionuklidů kódem MACCS s jinými kódy a stanovení zóny havarijního plánování pro ETE/EDU v ČR |
V posledních desetiletích se staly jaderné havárie stále více aktuálními tématy. Jedním z hlavních problémů při haváriích v jaderných elektrárnách je predikce šíření radionuklidů v prostředí a odhad dávek záření. K tomuto účelu existuje několik nástrojů, včetně kódu MACCS, JRODOS a COSYMA. |
| Ing. Jan Frýbort, Ph.D. |
Využití bayesovských metod ve výpočtech neutronově-fyzikálních charakteristik aktivních zón |
Z hlediska plánování provozu jaderných elektráren a bezpečnostního hodnocení palivových vsázek je podstatné co nejpřesněji predikovat neutronově-fyzikální charakteristiky aktivních zón. S využitím metod bayesovské statistiky lze na základě měřených provozních dat a jejich korelací zpřesnit uvedené predikce. Bayesovské metody lze jednak aplikovat na přímou opravu predikovaných odezev, ale také na opravu účinných průřezů použitých pro predikce neutronově-fyzikálních charakteristik. Podstata opravy je taková, že jsou určeny kovarianční matice mezi odezvami, pro které jsou známa experimentální data, a perturbačních vektorů účinných průřezů. Mezi další perspektivní aplikace, ve kterých je možné využít bayesovské metody spojené s výpočty neutronově-fyzikálních charakteristik aktivních zón, patří například rekonstrukce rozložení výkonu v rámci monitorování aktivní zóny jaderných reaktorů. |
|
Ing. Ondřej Huml, Ph.D.
Ing. et Ing. Adam Kecek, Ph.D.
|
3D neutronová kinetika a vazba na výpočty systémovými kódy u úloh s nerovnoměrným rozložením výkonu v reaktoru |
Práce se soustředí na rozvoj nástrojů a metodik zaměřených na události s prostorovými disturbancemi výkonu v aktivní zóně reaktorů PWR či VVER. Součástí práce je podrobné seznámení se s problematikou spojenou se zpětnými vazbami mezi termohydraulickými parametry aktivní zóny a celého systému primárního okruhu JE v návaznosti na prostorové rozložení vývinu tepla. Současné výpočetní nástroje umožňují různé úrovně simulace těchto vazeb za pomoci dostupných přístupů, ať už se jedná o bodovou či 3D kinetiku. Právě míra detailu je zásadním faktorem v tvorbě modelu a odpovídající metodiky. Nedílnou součástí problematiky je ověření aplikovaných předpokladů a postupů v rámci odpovídajících validačních úloh ať už na validačních experimentech či provozních datech z JE. |
|
Ing. Martin Ševeček, Ph.D.
Ing. Miroslav Urbánek, Ph.D. (COMTES FHT)
|
Kvalifikace a hodnocení aditivně vyrobených komponent aktivních zón jaderných reaktorů |
Metody aditivní výroby se v posledním desetiletí staly nedílnou součástí mnoha průmyslových oblastí. Díky své flexibilitě, rychlosti a univerzálnosti si získávají čím dál větší pozornost také v jaderné energetice. Nicméně využití aditivních metod pro výrobu komponent se vztahem k jaderné bezpečnosti zejména pro komponenty palivových souborů naráží na několik výzev spojených s odlišnými vlastnostmi těchto technologií jako je anizotropie, vyšší rozptyl materiálových vlastností, nutnost povrchových úprav nebo tepelného zpracování apod. Cílem této dizertační práce bude výpočetní i experimentální optimalizace výrobních postupů a parametrů pro vybrané komponenty palivových souborů typu VVER a PWR a návrh postupů pro jejich kvalifikaci v ČR v souladu s normativně technickou dokumentací A.S.I., standardy ASME, ASTM a ISO a projektovou dokumentací jaderného paliva pro VVER a PWR (APR1000) reaktory. |
