Systémové upozornění
Hlavní informace

Nejbližší předpokládaný termín pro Obhajoby disertačních prací bude leden/únor 2018.
Pro hladký průběh řízení k Obhajobě DP je třeba se řídit následujícím pravidly.

Pravidla pro odevzdávání disertačních prací na KJR:

  1. disertační práce musí splňovat náležitosti uvedené v příkazu děkana č. 2/2014
  2. měsíc před oficiálním odevzdáním je důrazně doporučeno poslat prvopis práce místopředsedovi ORO, profesoru Miglierinimu
  3. pokud je práce v pořádku, odevzdá se minimálně tři měsíce (čtyři v případě zářijového termínu) před předpokládaným termínem oficiálně na oddělení pro vědu a výzkum, kde budou doktorandovi sděleny další náležitosti

Nejbližší předpokládaný termín pro Obhajoby disertačních prací bude leden/únor 2018.
Pro hladký průběh řízení k Obhajobě DP je třeba se řídit následujícím pravidly.

Pravidla pro odevzdávání disertačních prací na KJR:

  1. disertační práce musí splňovat náležitosti uvedené v příkazu děkana č. 2/2014
  2. měsíc před oficiálním odevzdáním je důrazně doporučeno poslat prvopis práce místopředsedovi ORO, profesoru Miglierinimu
  3. pokud je práce v pořádku, odevzdá se minimálně tři měsíce (čtyři v případě zářijového termínu) před předpokládaným termínem oficiálně na oddělení pro vědu a výzkum, kde budou doktorandovi sděleny další náležitosti

Volná témata disertačních prací

školitel téma anotace
doc. Ing. Ľubomír Sklenka, Ph.D. Vybudování zařízení pro neutronovou radiografii na školním reaktoru VR-1 V návaznosti na předběžné experimenty provedené na školním reaktoru VR-1 vybudování zařízení pro neutronovou radiografii na reaktoru VR-1 pro potřeby experimentální výuky a pro výzkumné činnosti v oblasti neutronových aplikací (teoretické studium a modelování i vývoj experimentálního zařízení a provedení experimentů na reaktoru VR-1 a srovnání modelů s experimentálními výsledky)
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. Jan Rataj, Ph.D. Experimenty s pulzním zdrojem neutronů na reaktoru VR-1 Cílem dizertační práce je studium (experimentální i teoretické) odezvy reaktoru VR-1 na různé provozní stavy pulzního zdroje neutronů. Dále pak aplikace metod pulzního zdroje neutronů za účelem určování kinetických parametrů reaktoru VR-1.
RNDr. Vladimír Wagner, CSc. Studium reakcí neutronů důležitých pro pokročilé jaderné systémy Budoucí reaktory čtvrté generace, urychlovačem řízené systémy i termojaderné reaktory produkují intenzivní toky neutronů s relativně vysokými energiemi. Je tak velice důležité znát účinné průřezy reakcí těchto neutronů s palivem, konstrukčními materiály i materiály, které se využívají jako aktivační detektory neutronů. Právě pro prahové reakce neutronů s energiemi přesahujícími deset megaelektronvoltů je jen velmi málo experimentálních dat. Ústav jaderné fyziky AV ČR má několik kvazimonoenergetických zdrojů neutronů, které umožňují studovat neutronové reakce až po energii 38 MeV. V nedávné době zde byl nainstalován nový cyklotron poskytující intenzivní svazky, na kterém se buduje nový neutronový zdroj. Je také možno využít některé ze zahraničních neutronových zdrojů a studovat reakce neutronů s vyššími energiemi (provádíme například experimenty na neutronovém zdroji v Uppsale, Švédsko). PhD práce je zaměřena na experimentální studium reakcí neutronů pomocí aktivačních metod s využitím spektrometrie gama. Získaná data jsou využívána pro kontrolu modelů a programů popisujících neutronové reakce (například programu TALYS).
Ing. Dušan Kobylka, Ph.D. Termomechanika palivového proutku lehkovodního reaktoru s tekutým kovem v mezeře palivo-pokrytí Jednou z nejvýznamnějších nevýhod současné konstrukce palivových proutků lehkovodních reaktorů je nízký součinitel sdílení tepla v plynové mezeře palivo-pokrytí. Řešením je provedení této mezery s kapalnou výplní. Cílem disertační práce je zjistit aktuální stav výzkumu v této oblasti, prostudovat vhodné kapaliny (tekuté kovy) a zejména zeširoka provést termomechanické analýzy takto konstruovaného palivového proutku při provozních i havarijních situacích. Tato zejména teoretická práce by měla být rovněž doplněna dílčími experimenty některých vybraných jevů, které bude zapotřebí následně modelovat.
Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Příprava jaderných dat pro celozónové výpočty výzkumných a energetických reaktorů Studium makroskopických jaderných dat a jejich přípravy pro celozónové výpočty výzkumných a energetických reaktorů (teoretické studium a modelování i provedení experimentů a srovnání s experimentálními výsledky) na různých typech reaktorů a s využitím různých výpočetních kódů (SCALE, SERPENT, PARCS, DYN3D) a vypracování příslušných metodik.
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. Milan Štefánik, Ph.D. Studium neutronového pole urychlovačem řízeného zdroje na cyklotronu TR-24 V Ústavu jaderné fyziky AV ČR v Řeži probíhá vývoj výkonného neutronového zdroje na bázi reakce protonů s beryliovým terčem. Svazek protonů s energiemi do 24 MeV je produkován na nově instalovaném výkonném cyklotronu TR-24. Predikovaný energetický rozsah neutronových polí spojitého spektra (En ≤ 22 MeV) spolu s vysokou intenzitou řádu 1012 n/s má poskytnout nové možnosti výzkumu aktivace materiálů, funkce a provozní spolehlivosti technologických komponent termojaderných reaktorů (ITER, DEMO) a rychlých reaktorů pokročilých koncepcí (reaktorů – ADS transmutorů). Přítomnost vysokoenergetické komponenty ve spektru pole generátoru optimálně simuluje primární neutronové spektrum těchto zařízení a poskytne unikátní nástroj pro experimentální výzkum vlivu neutronových reakcí typu (n,p) a (n,4He) s vyšším energetickým prahem, jejichž empirická databáze není úplná a benchmark-testy v experimentech s užitím tepelných reaktorů jsou řádově méně efektivní. Náplní dizertační práce je výzkum zdrojové reakce p(24 MeV)+Be a příslušného radiačního pole cyklotronem řízeného zdroje, stanovení nového spojitého spektra rychlých neutronů aktivační technikou s podpůrnými výpočetními nástroji, a výzkum reakcí (n,p) a (n,a) na konstrukčních materiálech pro jadernou a termojadernou energetiku v poli vysokoenergetických neutronů.
Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Spojené neutronické a termohydraulické výpočty aktivní zóny solného reaktoru Moderní výpočetní kódy pracují na propojení neutroniky výpočtu aktivní zóny reaktorů s dalšími aspekty: termomechanika, termohydraulika a chemie provozu reaktoru. Specifickým případem jsou solné reaktory s proudícím palivem, kdy je neutronika nezbytně spojená s termohydraulikou aktivní zóny. Cílem práce je vytvoření postupů a metodiky pro provádění spojených neutronických a termohydraulických výpočtů aktivní zóny solného reaktoru pomocí kódů Serpent a OpenFOAM. Dále ocenit vliv kontinuálního přepracovávání paliva na charakteristiky aktivní zóny reaktoru.
Ing. Radim Vočka, Ph.D. Validace výpočetních kódů pro výpočty podkritičnosti systémů s vyhořelým
palivem pomocí dat ze spouštění a provozu energetických reaktorů
Jedním z nejzásadnějších problémů implementace metodiky Burnup Credit (BUC) a výpočtů kritičnosti systémů s vyhořelým palivem je naprostý nedostatek experimentálních dat, které by bylo možné použít pro validaci
příslušných výpočetních nástrojů - jak pro predikci izotopického složení, tak samotných výpočtů kritičnosti pro systém, který obsahuje ozářené jaderné palivo. K dispozici je pouze velmi omezená množina radiochemických měření (PIE) a kritické experimenty s vyhořelým palivem nebo alespoň se štěpnými produkty nejsou k dispozici vůbec. Jako zdroj dat pro validaci lze ovšem využít data ze spouštění a provozu energetických reaktorů (reactor criticals). Jsou však pouze nepřímým zdrojem informací, poskytují integrální měření velmi složitého systému, jehož přesný přepočet validovanými kódy (pro určení zdrojového členu a pro výpočet kritičnosti) je velmi náročný a kromě toho není snadné kvantifikovat podobnost reaktorového systému a například skladovacích systémů z důvodu naprosto odlišného spektra i izotopického inventáře.
Cílem navrhované doktorské práce je navrhnout metodiku pro využití reactor criticals k validaci nástrojů pro implementaci metodiky BUC ve skladovacích zařízeních a provést pilotní implementaci pro výpočetní komplex SCALE a bazén skladování reaktoru VVER.
Ing. Jan Frýbort, Ph.D. Analýza dopadů regulace výkonu jaderných bloků s reaktory VVER-1000 a VVER-1200 podle okamžité spotřeby na jejich výpočetní analýzu, palivový cyklus i provozní podmínky paliva Nestabilita řady obnovitelných zdrojů elektrické energie přináší nutnost přizpůsobovat výkon i jaderných elektráren okamžité spotřebě v rozvodné síti. To přináší nové požadavky na výpočetní analýzu jaderných reaktorů v podobě delší doby provozu bloku mimo nominální výkon. Bude vytvořen přehled možných provozních režimů jaderných elektráren a navržen vhodný způsob provedení manévrů reaktoru. Dále bude výpočetně analyzováno, zda tyto cyklické výkonové změny neovlivňují negativně integritu paliva.