|
|
Analýza neutronového pole laboratorního AmBe zdroje s využitím měřícího stendu
Jelínek, Martin ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Diplomová práce poskytuje ucelený přehled konvenčních neutronových zdrojů z pohledu reakcí, jimiž neutrony vznikají, výhod, nevýhod, vlastností, a možného použití. Ve vztahu k sestavě laboratorního neutronového zdroje a unikátního stendu „Svíčka“ jsou nastíněny základní metody analýzy neutronového pole ve stendu a dvě z nich, neutronová aktivační analýza a výpočet pomocí softwarového kódu MCNP, jsou diskutovány do hloubky za účelem realizace a porovnání obou přístupů. Praktická část se zabývá vlastním provedením neutronové aktivační analýzy od návrhu, přes gama spektrometrii až po určení kadmiového poměru. V souladu s měřením byl proveden výpočet v kódu MCNP a na závěr byly obě metody zhodnoceny a porovnány. Výpočet je doplněn analýzou radiační situace na hranici sledovaného pásma a porovnán se zákonným limitem.
|
|
|
Výzkum a vývoj inovované matrice uranového jaderného paliva
Hrbáček, Tomáš ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Bakalářská práce je zaměřena na problematiku jaderného paliva určeného pro jaderné reaktory. Věnuje se rešerši současných trendů jaderných pelet. Jsou zde popsány kvalitativní parametry jaderných paliv, převážně však tepelná vodivost a hustota jaderného paliva. Zvláštní kapitola je věnována simulaci příměsi paliva a jeho průběhu vyhořívání. Závěrečná část bakalářské práce je věnována konkrétnímu návrhu materiálu pro testovací výzkumnou peletu.
|
|
|
Stav a limity výstavby jaderných elektráren ve světě
Novák, Martin ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá rozborem výstavby jaderných elektráren od počátku jaderné energetiky až po současnou výstavbu. V úvodu této práce jsou uvedeny historické události, které přispěly ke vzniku současné jaderné energetiky. Dále je zde shrnut současný stav jaderné energetiky ve světě a její podíl na celkové výrobě elektrické energie. V úvodu je také provedeno obecné rozdělení jaderných elektráren do generačních stupňů. V rámci výstavby dnes již trvale odstavených, ale také v současnosti provozovaných jaderných elektráren je provedeno rozdělení do dvou generačních stupňů s podrobnějším pohledem na vývoj a výstavbu jednotlivých typů jaderných reaktorů. V práci je charakterizován pojem první jaderná éra s vyhodnocením faktorů ovlivňujících vývoj a výstavbu v různých zemích. Dále je uveden celosvětový stav výstavby jaderných elektráren v současnosti se srovnáním s výstavbou v minulosti. V další části práce je zhodnoceno stáří trvale odstavených a provozovaných jaderných reaktorů s ohledem na jejich obměnu. Jsou zde uvedeny možnosti zvyšování kapacity a délky provozu u jaderných elektráren v provozu. Dále jsou zde uvedeny všechny projekty, které jsou v současné době ve výstavbě. V této práci jsou podrobně rozebrány příčiny zdržení výstavby dvou evropských jaderných elektráren Olkiluoto 3 ve Finsku a Flamanville 3 ve Francii. Vývoj událostí v jednotlivých projektech je zde chronologicky uveden až do současného stavu a je poukázáno na příčiny jejich zpoždění. Součástí podrobného rozboru je i charakterizace jednotlivých aktérů v projektu a jejich rolí. V závěrečné části práce autor popisuje výstavbu některých dalších projektů jaderných elektráren ve světě.
|
|
| |
|
|
Nové trendy ve výzkumu a vývoji stínění ionizujícího záření
Vláčil, Martin ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato práce se zabývá problematikou stínění ionizujícího záření, což je záření, které má dostatek energie postačující k ionizaci atomu nebo molekuly ozářené látky. Toto záření může vznikat v jaderných zařízeních typu jaderná elektrárna, urychlovač částic, nebo v rentgenu ve zdravotnictví. K ochraně před ionizujícím zářením se doposud používaly standardní stínící materiály nejčastěji olovo či beton. Nové trendy se pokouší nahradit tyto materiály lehčími, efektivnějšími a zdravotně nezávadnými materiály. Praktická část se věnuje měření dat pro získání základních veličin stínících materiálů, jako je součinitel zeslabení a vzrůstový faktor. Je zde popsána měřící platforma, pomocí které lze naměřit data potřebné k vypočítání těchto veličin. Výsledky měření jsou porovnávány s tabulkovými hodnotami, aby byla určena přesnost měření. Dále jsou zde uvedeny výsledky měření pěti betonových materiálů od firmy MICo, spol. s r.o. K získání teoretických hodnot byl použit simulační program MCNP6, ve kterém je možné vytvořit model měřící platformy, která byla použita v praktickém měření. Dále se nadefinuje stínící materiál, zdroj a detektor. Výsledkem jsou opět data potřebná k určení součinitele zeslabení. Výsledky dat z měření a simulace v MCNP6 jsou vyhodnoceny a graficky zpracovány do takové podoby, aby bylo možné porovnat vlastnosti stínících materiálů mezi sebou.
|
|
|
Simulace a měření neutronového toku pomocí Bonnerových sfér
Arbeit, Vít ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
Obsahem této diplomové práce je představení, vysvětlení a praktická ukázka simulací vytvořených prostřednictvím programu PHITS. První část práce je zaměřena na neutrony a s nimi spjatou problematikou jejich detekce, a následně se práce věnuje také typům neutronovým zdrojů. Další část práce je zaměřena na program PHITS, a to na jak jeho základní, tak i rozšířené funkce. Praktická část práce se zabývá simulováním Bonnerových sfér a jejich odezev na neutrony o různých energiích za různých podmínek. Dále porovnává výsledky získané prostřednictvím simulací s reálně naměřenými hodnotami.
|
|
|
Study of alternative ending of nuclear fuel cycle in the Czech Republic
Michalica, Jaroslav ; Radil, Lukáš (oponent) ; Šťastný, Ondřej (vedoucí práce)
This bachelor thesis deals with the alternative end of the nuclear fuel cycle in the Czech Republic. At the beginning of the work, the nuclear fuel cycle is explained, then the radioactive waste, how it is produced, and how we divide it. This is followed by a chapter that deals with the removal of the used nuclear fuel, from its extraction from the reactor through its temporary storage until its final disposal in an underground waste repository. The work then explains the alternative of direct disposal of used nuclear fuel, namely reprocessing of used nuclear fuel. It explains the existing methods for the reprocessing of used nuclear fuel which are currently being used, and where the used nuclear fuel reprocessing plants are located. The conclusion of the thesis deals with the economic comparison of direct final disposal of used nuclear fuel with reprocessing and final disposal of radioactive waste.
|
|
|
Analýza teplotního pole podkritického jaderného reaktoru řízeného urychlovačem
Majer, Šimon ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Svoboda, Josef (vedoucí práce)
Cieľom bakalárskej práce je diskutovať problematiku podkritických jadrových reaktorov, popísať možnosti merania teploty, vytvoriť model spalačného terča QUINTA v programe Inventor a uskutočniť výpočet pomocou programu Ansys. Teoretická časť je zameraná na jadrovú energetiku a jej možnosti do budúcna a plynule prechádza do problematiky urýchľovačom riadených systémov (ADS), kde diskutuje o možnosti využitia daného systému. Práca je spracovaná z pohľadu elektroenergetiky, so zameraním na problematiku generovania a možnosti monitorovania tepla. Sú tu diskutované možnosti merania teploty za účelom výpočtu a simulácie prestupu tepla. Praktická časť bakalárskej práce je spracovaná s pomocou Spojeného ústavu jadrového výskumu v Dubne, kde prebieha výskum zameraný na ADS. Vstupné dáta a veľkosť geometrie boli poskytnuté výskumným tímom z SÚJV a boli použité pre simuláciu prestupu tepla pomocou programu Ansys. Výsledky zo simulácie sú graficky spracované v poslednej kapitole bakalárskej práce.
|
|
|
Determination of nuclear reactions' microscopic cross-sections using an accelerator-driven neutron source
Filová, Vendula ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Král, Dušan (vedoucí práce)
The thesis focuses on a determination of microscopic cross-sections of interactions of neutrons with indium. The theoretical part of the thesis summarizes neutron sources used in science and industry, describes principles of their function and presents examples of their usage. The practical part describes the evaluation procedure of microscopic cross-sections, including individual corrections. Data from three experiments were evaluated, neutrons were produced via interaction of proton with the thin lithium target. Sandwiches of various foils were irradiated by these quasi mono-energetic neutrons, and products of interactions were measured via gamma spectroscopy. Resultant microscopic cross-sections are compared to data from libraries of evaluated data and with values from the EXFOR library.
|
|
| |
host ::
RSS.