Studijní plány a sylaby FJFI ČVUT v Praze

-

Aktualizace dat: 25.11.2016

english

Navazující magisterské studiumJaderné inženýrství
1. ročník
předmět kód vyučující zs ls zs kr. ls kr.

Povinné předměty

Fyzika jaderných reaktorů17FAR Frýbort, Heraltová, Sklenka 2+2 z,zk - - 5 -
Předmět:Fyzika jaderných reaktorů17FARdoc. Ing. Sklenka Ľubomír Ph.D.2+2 Z,ZK-5-
Anotace:Předmět obsahuje pokročilejší kurz reaktorové fyziky - navazuje na předmět bakalářského studia 17ZAF nebo obdobně definované předměty základního kurzu reaktorové fyziky. Seznamuje studenty s teoretickými základy transportu neutronů, pokročilejšími metodami řešení a použitím difúzní a kritické rovnice, nabízí příklady využití reaktorové fyziky v praxi.
Osnova:1. Koeficient násobení v homogenní a heterogenní soustavě, 2 přednášky
Návaznost a podrobné vysvětlení rovnice čtyř/šesti koeficientů, rozdíly mezi homogenními a heterogenními systémy, uran-moderátorový poměr. Koeficienty rovnice pro heterogenní systém, odvození a praktický výpočet.
2. Zpomalování neutronů, 2 přednášky
Podrobné modely zpomalování neutronů v různých prostředích, teorie rezonancí, letargie, podrobná odvození a příklady parametrů zpomalovacího procesu.
3. Kritická rovnice, 1 přednáška
Odvození a řešení kritické rovnice, odvození kritických množství pro různé geometrie a okrajové podmínky.
4. Transportní rovnice pro neutrony, 4 přednášky
Klasické a statistické odvození transportní rovnice, integro-diferenciální tvar, integrální tvary, způsoby řešení a využití transportní rovnice.
5. Zpomalovací jádra, 2 přednášky
Odvození obecné rovnice difúze ve formě zpomalovacích jader, transportní rovnice ve formě zpomalovacích jader, řešení rovnic, uplatnění při studiu podkritických systémů s vnějším zdrojem.
6. Poruchová teorie, sdružená úloha, 1 přednáška
Teorie poruch a její užití v reaktorové fyzice, odvození a řešení sdružené úlohy se zaměřením na sdruženou difúzní rovnici, určování koeficientů reaktivity.
7. Přednáška odborníka z praxe, 2 přednášky
Přednášky reaktorových fyziků z průmyslové praxe - ŠKODA JS, a.s., ÚJV Řež, a.s., ČEZ, a.s. (EDU, ETE).
Osnova cvičení:1. Závislost koeficientu násobení na uran-moderátorovém poměru, výpočty parametrů procesu zpomalování, řešení kritické rovnice, tvary transportní rovnice, řešení rovnic pomocí metody zpomalovacích jader pro různé soustavy se zdrojem.
2. seminární práce - odvození, dosazení a vykreslení zadaného problému s pomocí počítačového programu dle vlastního výběru.
Cíle:Znalosti:
Znalosti souvislostí ve fyzice jaderných reaktorů, porozumění problematice.

Schopnosti:
Schopnost výpočtu jednoduchým problémů reaktorové fyziky, odvození základních rovnic a jejich podmínky použitelnosti, aplikace těchto rovnic na praktické úkoly.
Požadavky:17ZAF
Rozsah práce:Rozsáhlé samostudium, odvozování, výpočty.
Kličová slova:Jaderný reaktor, reaktorová fyzika, transportní rovnice, difúzní rovnice, kritická rovnice.
Literatura:Povinná literatura:
1. Stacey, W. M.: Nuclear Reactor Physics, WILEY-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, Weinheim, 2007.
2. Reuss, P.: Neutron Physics, EdP Sciences, 2009.

Doporučená literatura:
3. Galanin, A.D.: Teorie tepelných jaderných reaktorů, SNTL, 1959.
4. anapol P.: Analytical Benchmarking in Neutron Transport Theory, Univ. of Arizona, 2009.

Provozní reaktorová fyzika17PRF Sklenka - - 2+0 z,zk - 3
Předmět:Provozní reaktorová fyzika17PRFdoc. Ing. Sklenka Ľubomír Ph.D.-2+0 Z,ZK-3
Anotace:Předmět je zaměřen na střední část palivového cyklu jaderných elektráren, zejména elektráren s tlakovodními reaktory aktuálně používanými nebo potenciálně používanými v České republice. V úvodních přednáškách je věnována pozornost zejména obecným fyzikálním aspektům provozu jaderných reaktorů jako např. izotopickým změnám paliva v průběhu kampaně, vyhoření, vlivu xenonu a samaria na provozu reaktoru apod. V následující části je věnována pozornost obecně palivovým cyklů s hlavním důrazem na palivové kampaně tlakovodních reaktorů používaných v České republice. Závěrečná část je věnována palivovým kampaním západních tlakovodních reaktorů, varným reaktorům a reaktorům CANDU a také použitím paliva typu MOX. Přední a zadní části palivového cyklu se přednáší v 17JPC - Jaderný palivový cyklus.
Osnova:1. Úvodní přednáška, 1 přednáška
uvedení do problematiky, cíle výuky, úvod do jaderného palivového cyklu stručné opakování základních pojmů z dotčených částí reaktorové fyziky.
2. Dlouhodobá kinetika, 2 přednášky
jednoduchý model dlouhodobé kinetiky, izotopické změny paliva, efektivní doba, vyhoření, závislost koeficientu násobení na době provozu reaktoru , vliv štěpných produktů na dlouhodobou kinetiky, zadání první části seminární práce, hluboké vyhoření, dlouhodobá kinetika thoriového palivového cyklu.
3. Střednědobá kinetika, 2 přednášky
xenon a samarium v provozu jaderných reaktorů, jednoduchý model střednědobé kinetiky, xenonová otrava a jodová jáma, zadání druhé části seminární práce, xenonové prostorové oscilace, provoz na teplotním a výkonovém efektu, vyhořívající absorbátory.
3. Lineární model reaktivity, 1 přednáška
lineární model reaktivity, nerovnoměrnost podílu vsázky na výkonu, respektování úniku neutronů z reaktoru, úniková reaktivita, nelineární model reaktivity.
4. Palivový cyklus a palivové kampaně energetických reaktorů, 5 přednášek
palivový cyklus a překládky paliva různých typů energetických reaktorů, kontinuální výměna paliva, kampaňová výměna paliva, legislativní požadavky na aktivní zóny reaktorů, výměna paliva, navrhování vsázek a překládek paliva, nerovnoměrnost vyhoření paliva, řízení strategie palivového cyklu, metody používané při modelování chování AZ, optimalizační metody při návrhu aktivní zóny, programy pro výpočty palivových kampaní, program Moby-dick a jeho použití při výpočtech kampaní JE Dukovany, kampaně JE Dukovany, palivové kampaně JE Temelín, palivové kampaně západních PWR, palivové kampaně BWR a CANDU.
5. Palivo typu MOX, 1 přednáška
palivo MOX, složení MOX paliva, palivový soubor MOX, provoz reaktorů s MOX palivem, použití MOX paliva ve světě, neutronové vlastnosti paliva MOX paliva, palivové vsázky s palivem typu MOX.
5. Seminární práce, 1 přednáška
ověření a diskuse platnosti fyzikální podstaty vytvořeného jednoduchého modelu dlouhodobé a střednědobé kinetiky, který v průběhu semestru vytvořil každý student.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Podrobné znalosti střední část palivového cyklu jaderných elektráren, zejména elektráren s tlakovodními reaktory aktuálně používanými nebo potenciálně používanými v České republice.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech z oblasti reaktorové fyziky, provozu a bezpečnosti jaderných elektráren.
Požadavky:17ZAF
Rozsah práce:Samostatná seminární práce nutná pro udělení zápočtu - vytvoření jednoduchého modelu dlouhodobé a střednědobé kinetiky, ověření a diskuse platnosti fyzikální podstaty vytvořeného modelu s přednášejícím.
Kličová slova:Jaderný reaktor, palivový cyklus, střední část palivového cyklu, provoz reaktoru, xenon, vyhoření, výměna paliva, překládky paliva, palivové kampaně, JE Dukovany, JE Temelín, tlakovodní reaktory, varné reaktory, reaktorů Candu, MOX palivo.
Literatura:Povinná literatura:
1. Stacey, W. M.: Nuclear Reactor Physics, Chapter 5 Nuclear Reactor Dynamics &
Chapter 6 - Fuel Burnup, WILEY-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, Weinheim, 2007.
2. John R. Lamarsh: Introduction to Nuclear Engineering, 3rd Ed., Prentice Hall, 2001
3. Sklenka, L.: Provozní reaktorová fyzika, učební texty vysokých škol, Vydavatelství ČVUT, 2000.

Doporučená literatura:
4. Core Management and Fuel Handling for Nuclear Power Plants, IAEA Safety Guide, NS-G-2.5, IAEA, Vienna, 2002.
5. Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants, IAEA Safety Guide, NS-G-1.12, IAEA, Vienna, 2005.

Studijní pomůcky:
Počítačová učebna - 2x2h, audiovizuální technika, odborné filmy na DVD.

Dynamika reaktorů17DYR Heřmanský, Huml - - 2+2 z,zk - 4
Předmět:Dynamika reaktorů17DYRprof. Ing. Heřmanský Bedřich CSc.-2+2 Z,ZK-4
Anotace:Kinetika reaktorů, zpožděné neutrony, střední doba života okamžitých neutronů, perioda reaktorů. Dynamika nulového reaktoru - formulace rovnic krátkodobé kinetiky, parametry zpožděných neutronů, zjednodušená řešení. Přenosová funkce nulového reaktoru. Koeficienty reaktivity pro různá reaktorová uspořádání, teplotní koeficienty, teplotní zpětná vazba, stabilita reaktorů, lineární a nelineární kinetika. Přenos tepla v reaktorech, reaktorová dynamika. Matematický model energetického reaktoru se zpětnou teplotní vazbou., zjednodušené modely dynamiky reaktoru, počítačové modely reaktorové dynamiky.
Osnova:1. Dynamika nulového reaktoru (krátkodobá kinetika) - 6 přednášek
Rovnice kinetiky v jednogrupovém přiblížení, bez i se zpožděnými neutrony, zpožděné neutrony, perioda reaktoru a vliv zpožděných neutronů. Parametry zpožděných neutronů. Produkční a destrukční formulace rovnice kinetiky, počáteční podmínky. Integrální tvar kinetických rovnic: Laplaceova integrální transformace. Přenosové funkce a dynamické odezvy. Parametry zpožděných neutronů a jejich korekce na energetické spektrum. Analytické řešení kinetických rovnic - impulsní charakteristika, přechodová charakteristika. Ustálená perioda reaktoru. Zvláštní případy skokové změny reaktivity. Odezva na lineární změny reaktivity. Zjednodušená forma kinetických rovnic - konstantní produkce zpožděných neutronů. Přiblížení okamžitý skok, zjednodušené odezvy na skokovou, lineární a harmonickou změnu reaktivity. Numerická řešení kinetických rovnic. Přenosová funkce nulového reaktoru - linearizovaný model: funkce G0, odezvy na skokovou a harmonickou změnu reaktivity. Frekvenční charakteristika linearizovaného nulového reaktoru. Logaritmická frekvenční charakteristika. Stabilita nulového reaktoru.
2. Vliv teplotních změn na reaktivitu reaktoru - 1 přednáška,
Dynamické systémy se zpětnou vazbou. Stabilizující účinek záporné zpětné vazby. Teplotní koeficienty reaktivity (TKR). Vliv bóru na zpětnou teplotní vazbu. Reaktorové koeficienty reaktivity.
3. Matematický model energetického reaktoru - 3 přednášky
Přenos tepla v jaderných energetických reaktorech, kvazistacionární přiblížení. Rovnice paliva a chladiva v kvazistacionárním přiblížení, adiabatický model ohřevu aktivní zóny. Matematický model reaktoru se zpětnou teplotní vazbou. Jednokanálový 2 a 3 složkový model aktivní zóny PWR. Klasifikace matematických modelů. Zjednodušené modely dynamiky reaktoru - nelineární modely, Integrální modely, linearizované modely se soustředěnými parametry.
5. Nestacionární přenos tepla v AZ - rozložené parametry - 2 přednášky,
Analytické řešení nestacionární rovnice vedení tepla - rovnice vedení tepla, počáteční a okrajové podmínky, řešení Laplaceovou transformací. Teplotní přenosy palivové tyče a jejich aproximace přenosem 1. a 2. řádu. Teplotní zpoždění palivové tyče: impulsní a přechodová charakteristika. Analytické řešení nestacionární rovnice palivového kanálu - rovnice paliva a chladiva, počáteční a okrajové podmínky, řešení Laplaceovou transformací, formulace teplotních přenosů palivového kanálu a aproximace přenosem 1. a 2. řádu. Teplotní zpoždění palivového kanálu: impulsní a přechodová charakteristika.
Osnova cvičení:Během cvičení jsou řešeny příklady z oblastí vylžených na přednášce. Cvičení zahrnuje numerické výpočty a měření procesů na školním reaktoru VR-1.
Cíle:Znalosti:
Podrobná znalost kinetiky reaktoru a vlivu teplotních změn na dynamiku reaktoru. Orientace v dynamických modelech reaktoru. Představy o problematice termohydraulické analýzy jaderných reaktorů.

Schopnosti:
Pochopení fyzikální podstaty procesů probíhajících při různých situací v jaderném reaktoru. Aplikace získaných znalostí v předmětu 17JBEZ.
Požadavky:17ZAF, 17JARE, 17TER
Rozsah práce:Samostatné studium povinné literatury, kontrola diskusí nad danou literaturou během přednášek.
Kličová slova:Kinetika reaktorů, zpožděné neutrony, dynamika nulového reaktoru, parametry zpožděných neutronů, přenosová funkce, koeficienty reaktivity, reaktorová dynamika, Laplaceova integrální transformace, impulsní charakteristika, přechodová charakteristika, frekvenční charakteristika.
Literatura:Povinná literatura:
1. Heřmanský B.: "Dynamika jaderných reaktorů.", Ministerstvo školství, Praha 1987.

Doporučená literatura:
2. Kropš S.: "Temelin Low Power Tests", NUSIM 2001, České Budějovice, 2001.
3. Heřmanský B.: "Termomechanika reaktorů.", 7. a 8. kapitola, Academia, Praha 1986.

Termomechanika reaktorů 17TERR Bílý, Heřmanský 2+2 z,zk - - 4 -
Předmět:Termomechanika reaktorů17TERRprof. Ing. Heřmanský Bedřich CSc.2+2 Z,ZK-4-
Anotace:Vývin tepla v jaderných reaktorech - prostorové rozložení a časový průběh, zbytkový vývin tepla. Stacionární a nestacionární vedení tepla v palivových elementech, vedení tepla v povlaku, sdílení tepla v mezeře palivo-povlak. Přestup tepla konvekcí v jaderných reaktorech a krize varu I. druhu. Rozložení teplot v palivovém kanále ve stacionárním stavu a v přechodových podmínkách. Hydrodynamika aktivní zóny. Teorie horkého kanálu. Termohydraulický výpočet reaktoru ve stacionárním stavu.

Osnova:1. Vývin tepla v reaktorech - 4 přednášky
Začlenění do studia a návaznost na jiné předměty. Energie uvolněná při štěpení. Vývin tepla v aktivní zóně. Součinitelé nerovnoměrnosti a vyrovnání. Funkce vývinu tepla. Vývin tepla na jednotku délky palivového kanálu. Vývin tepla ve válcovém reaktoru: holý válcový reaktor, vliv reflektoru, ekvivalentní reaktor, vliv absorpčních elementů, dutin a mezer, vývin tepla při kampaňové výměně paliva, vliv xenonu. Zbytkový vývin tepla v reaktorech a jeho význam pro bezpečnost.
2. Sdílení tepla v palivových elementech - 4 přednášky
Vedení tepla v palivových elementech, integrální tepelná vodivost, vlastnosti paliva, program MATPRO, vedení tepla ve válcové palivové tyči, sdílení tepla v mezeře palivo-povlak. Přestup tepla v aktivní zóně, součinitel přestupu tepla aktivní zóny reaktorů VVER.
Krize varu 1. druhu: výpočtové korelace. Chování paliva v extrémních podmínkách.
3. Stacionární rozložení teplot v palivovém kanále - 2 přednášky
Přenos tepla v palivových kanálech: energetická rovnice proudícího chladiva. Rozložení teplot chladiva, povlaku, palivové pelety. Homogenní model palivové tyče. Teorie podobnosti. Stacionární rozložení teplot v palivovém kanále. Maximální teploty. Prstencový palivový článek. Podobnost teplotních polí. Var v palivovém kanále.
4. Hydrodynamika reaktoru - 1 přednáška,
Hydraulická charakteristika aktivní zóny, reaktoru a primárního okruhu.
5. Termohydraulická analýza reaktoru - 1 přednáška,
Teorie horkého kanálu. Deterministický a statistický přístup. Analýza reaktoru ve stacionárním stavu. Omezující kritéria maximálně přípustného výkonu reaktoru.
Osnova cvičení:Obsah cvičení doplňuje látku probíranou na přednáškách o konkrétní výpočty.
1. Vývin tepla v reaktorech, 6 cvičení
Energie uvolněná při štěpení, vývin tepla ve válcovém reaktoru, chemická reakce povlaku s vodní parou.
2. Sdílení tepla v palivových elementech, 4 cvičení
Vedení tepla v palivových elementech, sdílení tepla v mezeře palivo-povlak.
3. Stacionární rozložení teplot v palivovém kanále, 3 cvičení,
Přenos tepla v palivových kanálech, stacionární rozložení teplot v palivovém kanále.
Cíle:Znalosti:
Podrobná znalost fyzikálních aspektů ovlivňujících prostorové rozložení vývinu tepla v jaderných reaktorech. Orientace v základních zákonech sdílení a přenosu tepla v aktivní zóně reaktoru. Představy o problematice termohydraulické analýzy jaderných reaktorů.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech (17DYR, 17JBEZ).
Požadavky:17ZAF, 17JARE, 17THN1,2
Rozsah práce:Samostatné studium povinné literatury, kontrola diskusí nad danou literaturou během přednášek. Řešený příklad presentovaný v rámci cvičení.
Kličová slova:Vývin tepla v jaderných reaktorech, součinitelé nerovnoměrnosti, vývin tepla na jednotku délky, xenonové oscilace, zbytkový vývin tepla, vedeni tepla, MATPRO, přestup tepla, hydrodynamika aktivní zóny, teorie horkého kanálu, termohydraulický výpočet, nucená konvekce, přirozená konvekce, bublinkový var, blánový var, krize varu, hydraulická charakteristika, teorie horkého kanálu.
Literatura:Povinná literatura:
1. Heřmanský B.: "Termomechanika reaktorů.", Academia, Praha 1986.

Doporučená literatura:
2. Tong, L.S., Weisman, J.: Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors, American Nuclear Society, Illinois USA, 1996, ISBN: 0-89448-038-3.

Experimentální reaktorová fyzika 17ERF Rataj, Sklenka - - 4 kz - 4
Předmět:Experimentální reaktorová fyzika17ERFIng. Rataj Jan Ph.D. / doc. Ing. Sklenka Ľubomír Ph.D.-4 KZ-4
Anotace:Přednášky jsou zaměřeny na experimentální metody používané při určování neutronově-fyzikálních a základních provozních parametrů jaderných reaktorů. Pozornost je věnována výzkumným jaderným reaktorům, jejich dělení, charakteristikám a využití výzkumných reaktorů v oblasti experimentální reaktorové fyziky, experimentálním metodám zaměřeným na určování reaktivity, určování charakteristiky řídicích tyčí v jaderném reaktoru, studium dynamiky jaderného reaktoru, realizaci kritického experimentu. V závěrečných přednáškách probíhá příprava základního kritického experimentu na školním reaktoru VR-1.
Přednášky jsou doplněny praktickými experimentálními úlohami na školním reaktoru VR-1: měření reaktivity, kalibrace řídicích tyčí, studium dynamiky jaderného reaktoru, určení neznámého kritického stavu. Hlavní část cvičení je věnována realizaci základního kritického experimentu na školním reaktoru VR-1.
Osnova:1. Výzkumné jaderné reaktory, 1 přednáška.
2. Měření reaktivity na jaderných reaktorech, 1 přednáška.
3. Určování charakteristiky řídicí tyče jaderného reaktoru, 1 přednáška.
4. Studium dynamiky jaderného reaktoru, 1 přednáška.
5. Příprava základního kritického experimentu na reaktoru VR-1, 2 přednášky.
Osnova cvičení:Budou probíhat praktická cvičení na školním reaktoru VR-1.
1. Měření reaktivity na reaktoru VR-1, 1 cvičení.
2. Kalibrace řídicí tyče reaktoru VR-1, 1 cvičení.
3. Studium dynamiky jaderného reaktoru, 1 cvičení.
4. Dosahování neznámého kritického stavu na reaktoru VR-1 1 cvičení.
5. Základní kritický experiment na reaktoru VR-1, 3 cvičení.
Cíle:Znalosti:
Detailní znalosti z oblasti experimentální reaktorové fyziky, znalost a osvojení metod zaměřených na určování základních neutronově-fyzikálních a provozních parametrů jaderného reaktoru.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v oblasti vědy, výzkumu a dalších předmětech s experimentální tématikou, schopnost přípravy a provedení experimentálních prací, zpracování naměřených hodnot včetně jejich analýzy a interpretace.
Požadavky:17ZAF, 17ENF
Rozsah práce:Samostatné studium povinné literatury, zpracování a analýza experimentálních dat z praktických cvičení, vypracování protokolů z praktických cvičení, vypracování programu základního kritického experimentu, kontrola diskuzí při prezentaci výsledků z praktických cvičení.

Kličová slova:Experimentální reaktorová fyzika, výzkumný reaktor, měření reaktivity, kalibrace řídicích tyčí, reaktor nulového výkonu, dynamika jaderného reaktoru, kritický experiment.
Literatura:Povinná literatura:
1. Matějka, K., et al.: Experimentální úlohy na školním reaktoru VR-1, skripta ČVUT, ČVUT, Praha 2005.
2. Weston M. Stacey: Nuclear Reactor Physics, John Wiley and Sons, Inc., New York 2001, ISBN 0-471-39127-1.

Doporučená literatura:
3. Lewis E.,E.: Fundamentals of Nuclear Reactor Physics, Elsevier Inc., USA 2008, ISBN: 978-0-12-370631-7.

Studijní pomůcky:
Školní reaktor VR-1.


Jaderný palivový cyklus 17JPC Sklenka, Starý - - 2+0 kz - 2
Předmět:Jaderný palivový cyklus17JPCdoc. Ing. Sklenka Ľubomír Ph.D. / Ing. Starý Radovan2+0 KZ-2-
Anotace:Předmět je zaměřen na podrobné seznámení s přední a zadní části palivového cyklu jaderných elektráren, zejména elektráren s tlakovodními reaktory aktuálně používanými nebo potenciálně používanými v České republice. Předmět volně navazuje na úvodní předmět 17ZAF pro studenty bakalářského studia a prohlubuje znalosti posluchačů v oblasti přední a zadní části palivového cyklu. V první části přednášek je věnována pozornost přední části palivového cyklu. Po úvodním rozdělení a definicích různých typů palivových cyklů jsou přednášky zaměřeny na zdroje uranu a thoria v přírodě, jeho těžbu, mechanické i chemické zpracování do podoby žlutého koláče. Následně jsou velmi stručně popsány způsoby čištění, konverzí, obohacování a výroby (fabrikace) jaderného paliva. V druhé části, věnované zadní části palivového cyklu, je věnována pozornost možnosti využití a likvidace vyhořelého jaderného paliva, zejména jeho skladování a ukládání v kontejnerech. V závěru se předmět zabývá potenciálními možnostmi využití thoria v reaktorech a thoriovým palivovým cyklem. Střední část palivového cyklu je přednášena v předmětu17PRF - Provozní reaktorová fyzika.
Osnova:1. Úvod, 1 přednáška: Definice palivového cyklu (PC), popis PC a jeho uzlů, rozdělení různých typů PC, paliva.
2. Zásoby a těžba uranu v přírodě, 2 přednášky: Zásoby uranu ve světě, těžba uranu, způsoby těžby, těžba uranu v České republice.
3. Mechanické a chemické zpracování rudy, 1 přednáška: Mechanické zpracování rudy, loužení, různé metody separace uranu z výluhů, výroba a složení žlutého koláče.
4. Čištění žlutého koláče a konverze na UF6, 1 přednáška: Definice nukleární čistoty materiálu, metody čištění, výroba UF6.
5. Obohacování, 2 přednášky: Definice pojmů, historie, teorie obohacování, způsoby obohacování: tepelná difúze, chemická separace, elektromagnetická separace, aerodynamická separace, difúze plynu, odstřeďování, AVLIS.
6. Výroba paliva, 1 přednáška: Konverze UF6 na UO2, práškový UO2, výroba tablet, fabrikace, konstrukce souborů.
7. Zadní část palivového cyklu, 2 přednášky: Zadní část PC, otevřený PC, uzavřený PC, částečně uzavřený PC, možnosti využití a likvidace vyhořelého jaderného paliva (VJP), legislativní požadavky na VJP a na jaderná zařízení obsahující VJP, inventář VJP, programy pro výpočty inventáře VJP (SCALE, ORIGEN).
8. Skladování a ukládání vyhořelého jaderného paliva, 2 přednášky: Požadavky na skladování VJP, mezisklady VJP, suché a mokré skladování, ukládání VJP, trvalá úložiště, kontejnerové skladování VJP, aspekty provozu kontejnerů, transportní a skladovací kontejnery, kontejner CASTOR: skladování paliva z JE Dukovany a JE Temelín.
9. Thoriový palivový cyklus, 1 přednáška: thoriový PC, thoriové palivo a jeho složení, nutronové vlastnosti, provoz reaktorů s thoriovým palivem, thoriové palivo ve světě a jeho perspektiva.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Podrobné znalosti přední a zadní části palivového cyklu jaderných elektráren.

Schopnosti:
Podrobná orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech z oblasti reaktorové fyziky, provozu a bezpečnosti jaderných elektráren.
Požadavky:17ZAF
Rozsah práce:-
Kličová slova:Jaderný reaktor, palivový cyklus, přední část palivového cyklu, zadní část palivového cyklu, zásoby uranu, zásoby thoria, těžba uranu, ISL, kapalinová extrakce, žlutý koláč, obohacování, fabrikace, vyhořelé jaderné palivo, inventář vyhořelého jaderného paliva, program SCALE, program ORIGEN, skladování vyhořelého paliva, mezisklady vyhořelého paliva, mokré skladování, suché skladování, kontejnery, kontejner CASTOR, thoriový palivový cyklus
Literatura:
Povinná literatura:
1. Stacey, W. M.: Nuclear Reactor Physics, Chapter 5 Nuclear Reactor Dynamics &
Chapter 6 - Fuel Burnup, WILEY-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, Weinheim, 2007.
2. John R. Lamarsh: Introduction to Nuclear Engineering, 3rd Ed., Prentice Hall, 2001.
3. Sklenka, L.: Provozní reaktorová fyzika, učební texty vysokých škol, Vydavatelství ČVUT, 2000.
4. Štamberg K.: Technologie jaderných paliv I, Vydavatelství ČVUT, Praha, 1994.

Doporučená literatura:
5. Operation and Maintenance of Spent Fuel Storage and Transportation Casks/Containers, IAEA-TECDOC-1532, IAEA, Vienna, 2007.
6. Design of Fuel Handling and Storage Systems in Nuclear Power Plants Safety Guide, IAEA Safety Guide, NS-G-1.4, IAEA, Vienna, 2003.

Studijní pomůcky:
Audiovizuální technika, odborné filmy na DVD

Termohydraulický návrh jaderných zařízení 417THNJ4 Kobylka 3+0 z,zk - - 4 -
Předmět:Termohydraulický návrh jaderných zařízení 417THNJ4Ing. Kobylka Dušan Ph.D.3+0 Z,ZK-4-
Anotace:
Osnova:
Osnova cvičení:
Cíle:
Požadavky:
Rozsah práce:
Kličová slova:
Literatura:

Stroje a zařízení jaderných elektráren 17SAZ Kobylka 2+1 z,zk - - 3 -
Předmět:Stroje a zařízení jaderných elektráren17SAZIng. Kobylka Dušan Ph.D.-2+1 Z,ZK-3
Anotace:Předmět studenty blíže seznamuje se základními strojními zařízeními jaderných elektráren nezbytnými pro jejich provoz jako jsou: systém kompenzace objemu, čerpadla, parní i plynové turbíny, kondenzátory, regenerační výměníky, potrubí a armatury, parní generátory, výměníky tepla, atd. Seznámení probíhá jak v rovině teoretické a výpočtové, tak v popisné, kdy jsou studentům poskytovány základní informace o konstrukci, použitých materiálech a parametrech skutečných fungujících zařízení. Studenti tak získávají rovněž znalosti nezbytné pro konstrukční a výpočtářkou činnost.
Osnova:1.Systémy kompenzace objemu (KO) primárního okruhu, 1 přednáška
Funkce KO v primárním okruhu, fyzikální popis, teoretický model a výpočet KO, provozní stavy, typy kompenzátorů objemu a jejich konstrukční řešení, podsystémy KO.
2. Čerpadla, 2 přednášky
Rozdělení čerpadel, principy a hlavní charakteristiky různých typů čerpadel, fyzikální model základních typů čerpadel, konstrukční znaky a popis nejdůležitějších čerpadel na jaderné elektrárně: hlavní cirkulační čerpadla primárního okruhu, napájecí čerpadla, atd., pomocné systémy čerpadel.
3. Parní turbíny, 2 přednášky
Princip turbíny, její základní konstrukční návrh a hlavní fyzikální charakteristiky, rozdělení turbín, konstrukční popis turbín, základní výpočty a popis dílčích částí turbín, specifika konstrukce turbín na sytou páru, regulace turbín.
4. Plynové turbíny a oběhová dmychadla plynem chlazených reaktorů, 1 přednáška
Princip dmychadel, základy výpočtu, popis konstrukce dmychadel, základní charakteristiky dmychadel, plynové turbíny a specifika jejich konstrukce oproti parním turbínám.
5. Systémy kondenzace páry a přepouštěcí stanice, 1 přednáška
Kondenzátory parních turbín (tepelný výpočet, popis, konstrukce), chladící okruhy jaderných elektráren (typy chlazení, chladící věže, atd.), přepouštěcí stanice, jejich funkce a popis a základní charakteristiky.
6. Výměníky tepla, 1 přednáška
Rozdělení, konstrukční řešení, tepelný a hydraulický výpočet, regenerační ohříváky napájecí vody: konstrukce, specifika a výpočet, napájecí nádrž a její výpočet.
7. Potrubí a armatury v jaderných elektrárnách, 1 přednáška
Normalizace, základní výpočet a dělení potrubí, specifická potrubí na jaderných elektrárnách, druhy armatur a popis typických armatur na jaderné elektrárně. Fyzikální charakteristiky armatury.
8. Parní generátory (PG), 2 přednášky
Zařazení PG ve schématech JE, tepelný výpočet PG s primárním teplonosičem tlakovou vodou, parní generátory JE VVER 440 a VVER 1000, vertikální parní generátory, parní generátory v JE s plynem chlazenými reaktory a s rychlými reaktory, hydrodynamický výpočet parních generátorů a jejich fyzikální charakteristiky.
9. Další důležité součásti JE, 1 přednáška
Barbotážní věže (princip, výpočet), kontejnmenty (princip, rozdělení, výpočet), dieselgenerátorové stanice, příklady situačních a dispozičních řešení JE a jejich součástí.
Osnova cvičení:Jednotlivá vybraná zařízení (kompenzátor objemu, odstředivé čerpadlo, tepelný výměník a parní turbína) jsou v rámci cvičení zjednodušeným způsobem počítány.
Cíle:Znalosti:
Popis a konstrukce nejdůležitějších strojních zařízení jaderných elektráren, základy výpočtů vybraných strojních zařízení jaderných elektráren.

Schopnosti:
Orientace ve strojních zařízení jaderných elektráren, posouzení strojních zařízení, základních výpočtů jednotlivých strojních zařízení.
Požadavky:THN1, THN2
Rozsah práce:
Kličová slova:Kompenzátor objemu, čerpadla, parní turbína, oběhové dmychadlo, kondenzátor, přepouštěcí stanice, regenerační ohřívák, napájecí nádrž, parní generátor, Barbotážní věž, kontejnment.
Literatura:Povinná literatura:
1. Hejzlar R.: Stroje a zařízení jaderných elektráren, Díl 1, Nakladatelství ČVUT, Praha, 2000.
2. Hejzlar R.: Stroje a zařízení jaderných elektráren, Díl 2, Nakladatelství ČVUT, Praha, 2000.

Doporučená literatura:
3. Tong, L.S., Weisman, J.: Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors, American Nuclear Society, Illinois USA, 1996, ISBN: 0-89448-038-3.
4. Kadrnožka, J.: Tepelné elektrárny a teplárny, SNTL, Praha, 1984.

Exkurze v zahraničí17EXZ Frýbort - - 1 týden z - 2
Předmět:Exkurze v zahraničí17EXZIng. Frýbort Jan Ph.D.----
Anotace:
Osnova:
Osnova cvičení:
Cíle:
Požadavky:
Rozsah práce:
Kličová slova:
Literatura:

Výzkumný úkol 1, 217VUJR12 Frýbort 0+6 z 0+8 kz 6 8
Předmět:Výzkumný úkol 117VUJR1Ing. Frýbort Jan Ph.D.0+6 Z-6-
Anotace:Předmět se týká problematiky oficiálně zadaného tématu výzkumného úkolu a jeho závěrečné obhajoby. Garantem práce je její vedoucí, který zadává literaturu, kontroluje průběh a obhajitelnost práce a operativně řeší problémy práce. Student samostatně, řeší zvolený problém. Zadání práce, které zpravidla navazuje na bakalářskou práci, je odsouhlaseno vedoucím katedry. Kontaktní hodiny se týkají styku s vedoucím práce a jsou řešeny dle aktuální potřeby práce. Předmět proto není rozvrhován.
Osnova:-
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Individuální tématika podle zadání práce.

Schopnosti:
Samostatná práce na zadaném úkolu, orientace v dané problematice, sestavení vlastního odborného textu.

Požadavky:Ukončené bakalářské studium.

Rozsah práce:Předmět je dán samostatnou činností studenta na zadaném tématu. Práce jsou průběžně kontrolovány školitelem a příslušnou katedrou.
Kličová slova:-
Literatura:Literatura a další pomůcky jsou dány zadáním práce.

Předmět:Výzkumný úkol 217VUJR2Ing. Frýbort Jan Ph.D.-0+8 KZ-8
Anotace:Předmět se týká problematiky oficiálně zadaného tématu výzkumného úkolu a jeho závěrečné obhajoby. Garantem práce je její vedoucí, který zadává literaturu, kontroluje průběh a obhajitelnost práce a operativně řeší problémy práce. Student samostatně, řeší zvolený problém. Zadání práce, které zpravidla navazuje na bakalářskou práci, je odsouhlaseno vedoucím katedry. Kontaktní hodiny se týkají styku s vedoucím práce a jsou řešeny dle aktuální potřeby práce. Předmět proto není rozvrhován.
Osnova:-
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Individuální tématika podle zadání práce.

Schopnosti:
Samostatná práce na zadaném úkolu, orientace v dané problematice, sestavení vlastního odborného textu.
Požadavky:Ukončené bakalářské studium.
Rozsah práce:Předmět je dán samostatnou činností studenta na zadaném tématu. Práce jsou průběžně kontrolovány školitelem a příslušnou katedrou.
Kličová slova:
Literatura:Literatura a další pomůcky jsou dány zadáním práce.

Volitelné předměty

Přístroje jaderné techniky17PRJT Miglierini, Tichý 2+0 zk - - 2 -
Předmět:Přístroje jaderné techniky17PRJTprof. Ing. Miglierini Marcel DrSc. / Ing. Tichý Miloš CSc.-2+0 ZK-2
Anotace:Předmět je zaměřen na přístrojové vybavení pro detekci neutronů a spektrometrii záření gama používané při reaktorových experimentech a v neutronové instrumentaci jaderných zařízení. Přednáška je doplněna o praktické ukázky přístrojového vybavení používaného na pracovišti reaktoru VR-
Osnova:1. Přístrojové vybavení pro detekci neutronů a spektrometrii záření gama v reaktorových aplikacích, 1 přednáška
Uvedení do problematiky, rozdělení a využití přístrojů jaderné techniky. Způsob ovládání a měření, výpočet aktivity radionuklidu gama z naměřeného dávkového příkonu záření gama.
2. Metody analogového zpracování signálu z detektoru, 4 přednášky
Detekce a spektrometrie signálu, impulsní, proudový a cambelovský pracovní režim detektoru. Zpracování signálu. Analýza signálu digitálním osciloskopem, scintilační a polovodičová gama spektrometrie s detektory typu NaI/Tl, BGO, HPGe, koincidence/antikoincidence, aktivní a pasivní metody stínění, měření malých proudů, diskriminace záření ve směsných polích, detekce neutronů s kompenzovanými a nekomp. ionizačními komorami B10, U235, proporcionálními detektory He3, B10, koronovými detektory B10. Určení parametrů upořádání detektor - měřící přístroj. Campbellovské měření neutronů ve směsných polích.
3. Digitální zpracování signálu, 1 přednáška
Digital Signal Processing, přínos a požadavky, převodníky, systémy pro zpracování signálu z detektoru. Diagnostika měřícího zařízení. Analýza neutronových šumů v reaktorové fyzice.
4. Metody kalibrace měřícího systému, 3 přednášky
Linearita odezvy, korekce nelinearit, návaznost měřících rozsahů. Mrtvá doba impulsního systému, energetická a účinnostní kalibrace, metrologické ověření, širokorozsahové detekční systémy pro řízení zařízení s požadavkem na vysokou spolehlivost. Stanovení linerity odezvy pro neutronový detekční systém s širokým měřícím rozsahem, návaznost měřících rozsahů.
5. Neutronová instrumentace jaderné elektrárny, 3 přednášky
In-Core a Ex-Core měření, používané detektory, rozsah měření, uspořádání. Kalibrace na výkon reaktoru, neutronová instrumentace tlakovodního a varného reaktoru, Neutronová instrumentace reaktoru VVVR-1000, EPR.
6. Přístroje pro měření odezvy pulsních polí záření, 1 přednáška
Problematika detekce záření pro zařízení pracující v pulsním režimu. Nejistoty měření, vliv nelinearit, výběr detektoru. Přístrojové vybavení na reaktoru VR-1. Odezva detektoru a měřícího přístroje v mezních stavech.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Získat přehled o používaných přístrojích a instrumentaci v oblasti reaktorových aplikací a o optimálním způsobu jejich použití v praktických aplikacích.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí při experimentálním měření. Získání praktických znalosti o způsobu nastavení přístrojů pro měření v laboratorní a průmyslových aplikacích.
Požadavky:-
Rozsah práce:Samostatné studium doplňující literatury.
Kličová slova:Detekce neutronů, spektrometrie, plynový detektor, polovovodičový detektror, scintilační detektor, neutronová instrumentace.
Literatura:Povinná literatura:
1. Knoll G. F.: Radiation Detection and Measurement, 3rd ed., John Wiley & Sons, Inc., 2003.

Doporučená literatura:
2. Polushkin V. Nuclear Electronics, Superconducting Detectors and Processing Techniques, John Wiley & Sons, Inc., 2004.
3. Calibration of Radiation Protection Monitoring Instruments, Safety reports series No. 16, Vienna: International Atomic Energy Agency, 1999.
4. Internetové zdroje: www.canberra.com, www.ortec-online.com, www.berthold.com.

Studijní pomůcky:
Scintilační NaI/Tl a polovodičový HPGe gamaspektrometrický systém. Přenosné dozimetrické přístroje Rados RDS200, Berthold LB122, Tesla NB3201. Plynové detektory ionizujícího záření He3, B10, U235. Impulsní a proudový systém pro detekci neutronů (TEMA EMK310, TEMA LCM310), digitální osciloskop Hawlet Packard, zdroj proudu Keithley 2435A, elektrometr Keithley 6517A.

Počítačové řízení experimentu17PRE Kropík 2+1 z,zk - - 3 -
Předmět:Počítačové řízení experimentů17PREdoc. Ing. Kropík Martin CSc.2+1 Z,ZK-3-
Anotace:Přednáška podává informace o standardních rozhraní osobních počítačů - paralelní, sériové, USB a speciálních kartách rozhraní počítače, samostatných přístrojích s komunikací s počítači prostřednictvím seriové linky, IEEE488, VME, VXI rozhraní, diskutuje jejich výhody a nevýhody. Dále se zabývá programováním měřicích systémů - jednoúčelovými programy, vyššími programovacími jazyky a zejména grafickými vývojovými prostředky (Agilent VEE a LabView), sběrem a vyhodnocováním naměřených dat. Na závěr studenti připraví samostatný projekt sběru a vyhodnocení dat.
Osnova:1. Samostatné přístroje, karty do PC a měřicí systémy se sběrnicemi. Příklady měřicích přístrojů, jejich vlastností a možnosti řízení počítačem.
2. Paralelní, sériové, USB, LAN a Firewire rozhraní pro komunikaci mezi PC a přístroji, příklady a praktické ukázky.
3. Rozhraní GPIB (IEEE488.2), systémy na bázi sběrnic VME and VXI včetně praktických demonstrací.
4. Příklady měřicích přístrojů a jejich řízení počítačem pomocí standardních komunikačních programů a jednoúčelových software.
5. Grafické vývojové prostředí Agilent VEE 1, základy vývojového prostředí, programování ve VEE, rozhraní pro vstupy a výstupy.
6. Grafické vývojové prostředí Agilent VEE 2, ovládání přístrojů, I/O drivery, práce se soubory.
7. Grafické vývojové prostředí Agilent VEE 3, práce s proměnnými, rozšířené funkce pro zpracování experimentálních dat, hierarchická struktura programů.
8. Grafické vývojové prostředí LabView 1, seznámení s vývojovým prostředím National Instruments Labview, způsob tvorby programů, rozdíly oproti Agilent VEE.
9. Grafické vývojové prostředí LabView 2, ovládání přístrojů, sběr dat a jejich zpracování.
10. Demonstrace systému pro validaci software bezpečnostního a řídicího systému školního reaktoru VR 1 řízeného programovým vybavením na bázi Agilent VEE.
Projekt sběru a vyhodnocení dat.
11.-13. Práce na samostatném projektu studentů pod vedením vyučujícího.
Osnova cvičení:Studenti si budou průběžně osvojovat práci s měřicími přístroji, vývojovými softwarovými systémy a v závěru předmětu budou vypracovávat samostatný softwarový projekt pro řízení experimentu, sběř a vyhodnocování dat.
Cíle:Znalosti:
Podrobné znalosti dostupných přístrojů pro řízení experimentů, snímání elektrických veličin a sběr dat, znalost programování v graficky orientovaných vývojových systémech určených pro řízení experimentů, sběr a zpracování získaných dat.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, schopnost prakticky využít získané znalosti při vlastní experimentální práci.
Požadavky:17ZEL
Rozsah práce:Práce na samostatném softwarovém projektu, jeho ověření při zkoušce.
Kličová slova:Graficky orientované vývojové prostředky Agilent VEE a LabView, sběr a vyhodnocování dat, rozhraní, systémy se sběrnicemi USB, GPIB, LAN a VXI
Literatura:Povinná literatura:
1. Agilent VEE Pro User?s Guide, Agilent Technologies, 2005.
2. Getting Started with LabVIEW, National Instruments, 2009.

Doporučená literatura:
3. Robert Helsel: Visual Programming with HP VEE, Prentice Hall, 1997.
4. Advanced Programming Techniques, Agilent Technologies, 2000.
5. Hewlett Packard/Agilent Instruments Documentation.

Studijní pomůcky:
elektronická laboratoř KJR, graficky orientované vývojové systémy Agilent VEE a LabView

Nové jaderné zdroje17NJZ Bílý 3+0 zk - - 3 -
Předmět:Nové jaderné zdroje17NJZIng. Bílý Tomáš Ph.D.3+0 ZK-3-
Anotace:
Osnova:1.úvodní přednáška, 2 přednášky
úvod do problematiky nových jaderných zdrojů, jaderné reaktory generace III+, jaderné reaktory generace IV, urychlovačem řízené systémy, fúzní systémy, palivové cykly pro nové jaderné zdroje palivové cykly nových jaderných zdrojů - požadavky, udržitelnost, možnosti, výhody, nevýhody
3.reaktory generace 3+ : tlakovodní systémy, 1 přednáška
Požadavky na jaderné reaktory III. generace, projekty reaktorů EPR, AP-1000 a AES-2006 (VVER-1200) - základní charakteristiky, bezpečnostní systémy a principy, uspořádání reaktoru
4.reaktory generace 3+ : varné reaktory a pokročilé reaktory CANDU, 1 přednáška
projekty pokročilých varných reaktorů ABWR, ESBWR, SWR-1000, projekt pokročilého CANDU reaktoru (ACR) - základní charakteristiky, bezpečnostní systémy a principy, uspořádání reaktoru, vývoj, současnost, výhled
5.reaktory IV. generace, 6 přednášek
Rychlé reaktory chlazené sodíkem, Plynem chlazené rychlé reaktory, Olovem chlazené rychlé reaktory, Vysokoteplotní reaktory, Reaktory chlazené tekutými solemi, Reaktory chlazené nadkritickou vodou - vždy základní koncepce, charakteristiky, bezpečnostní systémy a principy, uspořádání reaktoru, dosavadní vývoj, současný stav, výhled
6.urychlovačem řízené systémy, 1 přednáška
urychlovačem řízené systémy - základní koncepce, charakteristiky, bezpečnostní systémy a principy, uspořádání reaktoru, dosavadní vývoj, současný stav, výhled
7.fúzní systémy - tokamaky, 1 přednáška
fúzní systémy s tokamaky: princip, základní charakteristiky, dosavadní vývoj, současný tav, výhled, projekt ITER,
8.laserové fúzní systémy, 1 přednáška
princip laserové fúze, základní charakteristiky, dosavadní vývoj, současný stav, výhled, projekt HiPER
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Přehled o nových jaderných zdrojích. Orientace v různých nových a navrhovaných typech reaktorů - přednosti, nedostatky, současný stav, výhledy.

Schopnosti:
orientace v dané problematice, představy o problematice stavu vývoje nových jaderných systémů
Požadavky:-
Rozsah práce:
Kličová slova:Nové jaderné zdroje, reaktory generace III+, reaktory IV. generace, urychlovačem řízené systémy, fúzní systémy.
Literatura:Povinná literatura:
1. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, 2002

Doporučená literatura:
2. "Generation IV Roadmap Technology Goals for Generation IV Nuclear Energy Systems". US DOE NERAC, GIF-019, December 2002.
3. "International Conference on Innovative Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power (INPRO)" 23-26 June 2003, Vienna.

Stochastické metody v reaktorové fyzice17SMRF Huml 2+2 kz - - 4 -
Předmět:Stochastické metody v reaktorové fyzice17SMRFIng. Huml Ondřej Ph.D.2+2 KZ-4-
Anotace:Předmět je zaměřen na přípravu jaderných dat pro matematické modelování ve fyzice jaderných reaktorů, analytická a numerická řešení různých deterministických metod v reaktorových systémech, statistické metody ve fyzice jaderných reaktorů a modelování vyhoření v jaderných reaktorech. V rámci předmětu je kladen důraz na praktické ukázky, cvičení a na samostatnou práci studentů při řešení modelových příkladů. Posluchači, kteří předmět absolvují, získají kromě teoretických znalostí i praktické zkušenosti s různými metodami a přístupy při modelování neutronově fyzikálních charakteristik jaderných zařízení a jejich aplikaci na reálné reaktorové soustavy.
Osnova:Statistické metody matematického modelování ve fyzice jaderných reaktorů
Rozsah: 8 přednášek
Témata přednášek:
využití metody Monte Carlo v řešení inženýrských problémů - princip metody Monte Carlo, náhodné veličiny, matematická statistika a přesnost, normální rozdělení, transformace na libovolné rozdělení (Gaussovo, Poissonovo apod.), náhodná a pseudonáhodná čísla a jejich testování, využití metody Monte Carlo pro řešení jednoduchého fyzikálního problému

využití metody Monte Carlo v neutronických výpočtech reaktorových systémů - základní principy modelování transportu částic v prostředí (transport a volná dráha, absorpce, štěpení, rozptyl), neutrony, nabité částice

program MCNP a jeho využití pro neutronické výpočty reaktorových systémů - princip činnosti programu MCNP, algoritmizace fyzikálního problému a jeho převedení do prostředí MCNP, definice vstupů, práce s výstupními soubory

řešení úloh na kritičnost - výpočty efektivního koeficientu násobení kef pro různé reaktorové systémy programem MCNP, přesnost výpočtů a intervaly spolehlivosti, definice zdrojů neutronů pro výpočty kef, definice materiálového složení různých reaktorových systémů

složité geometrické struktury - definice složitých geometrických struktur v programu MCNP, opakované struktury, čtvercové a trojúhelníkové mříže, modulární přístup k tvorbě složité geometrie

pre-procesory a post-procesory pro zjednodušení vstupů a výstupů - programy Sabrina a MCNPVised pro zjednodušení tvorby vstupní geometrie pro program MCNP, program MONACO pro tvorbu verifikovaných vstupů reaktoru VR-1 a pro zpracování výstupních souborů

řešení úloh pro určení toků neutronů - výpočty hustot toků neutronů a fluencí částic v reaktorových systémech, toky a proudy v jednoduchých a složitých geometrických strukturách, možnosti zpracování vypočtených hodnot programem TECPLOT

optimalizace výpočtů - optimalizační postupy pro zrychlení výpočtů programem MCNP, symetrické a nesymetrické úlohy a definice různých rozhraní, ruská ruleta a další metody pro ušetření výpočetního času

2. Matematické modelování vyhoření v jaderných reaktorových systémech
Rozsah: 4 přednášky
Témata přednášek:
Jednoduché modely vyhořívaní v reaktorových systémech - Řešení rovnic krátkodobé a dlouhodobé kinetiky v reaktorech s využitím programu MATLAB

Modelování vyhoření difuzními a transportními metodami - použití programu WIMS pro výpočty vyhoření, definice úlohy na vyhoření v elementární buňce, složité geometrie

Výpočetní systém SCALE v modelování vyhoření jaderných reaktorů - Použití výpočetního systému SCALE v neutronově fyzikálních výpočtech jaderných reaktoru, přehled základních modulů, popis a charakteristika modulů KENO, TWOONEDAT a ORIGEN, použití modulu ORIGEN pro výpočty vyhoření, definice úlohy, práce se vstupními daty, definice geometrie, výpočet vyhoření paliva ve výzkumných reaktorech, vyhoření paliva v tlakovodních reaktorech

Výpočetní program HELIOS - Použití výpočetního programu HELIOS v neutronově fyzikálních výpočtech jaderných reaktorů, popis a charakteristika programu HELIOS a použitého matematického modelu, charakteristika vstupních a výstupních souborů pro výpočet vyhoření paliva v reaktorových systémech tlakovodního a varného typu

3. Návštěva pracoviště pro neutronické výpočty jaderných reaktorů
Rozsah: 1 přednáška
Témata přednášek:
návštěva pracoviště pro neutronické výpočty jaderných reaktorů v Ústavu jaderného výzkumu v Řeži nebo oddělení reaktorových výpočtů ve Škoda Jaderné strojírenství Plzeň
Osnova cvičení:Témata cvičení:
možnosti zpracování dat získaných výpočtem (či měřením), práce s velkými objemy dat, použití programů TECPLOT, ORIGIN a ROOT, prezentace výsledků
program JANIS a práce s knihovnami jaderných dat
základní používání programu MCNP, definice geometrie a materiálů, jednoduché úlohy na kritičnost a odhady koeficientu násobení
úloha na složité geometrických struktury, úloha na opakované geometrické struktury
použití programů Sabrina, MCNPVised a MONACO
dvě úlohy na výpočty hustot toků neutronů a fluencí částic, zpracování a analýza výsledků programem TECPLOT
dvě úlohy na optimalizaci výpočtu ? symetrie a ruská ruleta
využití programu MATLAB pro řešení jednoduchých úloh na vyhoření v jaderném reaktoru
použití programu WIMS pro modelování vyhoření, úloha na vyhoření paliva ve výzkumném reaktoru
základní používání výpočetního systému SCALE, moduly, definice úloh, geometrie a materiálů, jednoduchá úloha na výpočet vyhoření paliva ve výzkumném reaktoru
úloha na výpočet vyhoření paliva v tlakovodním reaktoru typu VVER-440 v modulu ORIGEN
seminární práce - vytvoření modelu reálné reaktorového problému, jeho řešení a přehledné zpracování výsledků v programu TECPLOT
prezentace seminárních prací studentů z oblasti numerických řešení deterministických metod
Cíle:Znalosti:
podrobné znalosti matematického modelování ve fyzice jaderných reaktorů, statistické metody ve fyzice jaderných reaktorů a modelování vyhoření v jaderných reaktorech.

Schopnosti:
orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech z oblasti teoretické reaktorové fyziky
Požadavky:17ZAF - Fyzika jaderných reaktorů - nutná podmínka
18MOCA - Metoda Monte Carlo - doporučený předmět
Rozsah práce:
Kličová slova:jaderný reaktor, reaktorová fyzika, jaderná data, statistické metody, vyhoření, transport neutronů, metoda Monte Carlo
Literatura:Povinná literatura:
Stacey, W. M.: Nuclear Reactor Physics, WILEY-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, Weinheim, 2007

Christian P. Robert, George Casella: Monte Carlo Statistical Methods (Springer Texts in Statistics), Springer, 2005

Doporučená literatura
Jerome Spanier: Monte Carlo principles and neutron transport problems, Addison-Wesley Pub. Co, 1969

James E. Gentle: Random Number Generation and Monte Carlo Methods (Statistics and Computing), Springer, 2004

Deterministické metody v reaktorové fyzice17DERF Frýbort - - 2+2 kz - 4
Předmět:Deterministické metody v reaktorové fyzice17DERFIng. Frýbort Jan Ph.D.----
Anotace:Předmět je zaměřen na přípravu jaderných dat pro matematické modelování ve fyzice jaderných reaktorů, analytická a numerická řešení různých deterministických metod v reaktorových systémech, statistické metody ve fyzice jaderných reaktorů a modelování vyhoření v jaderných reaktorech. V rámci předmětu je kladen důraz na praktické ukázky, cvičení a na samostatnou práci studentů při řešení modelových příkladů. Posluchači, kteří předmět absolvují, získají kromě teoretických znalostí i praktické zkušenosti s různými metodami a přístupy při modelování neutronově fyzikálních charakteristik jaderných zařízení a jejich aplikaci na reálné reaktorové soustavy.
Osnova:1. Úvod do matematického modelování ve fyzice jaderných reaktorů
Rozsah: 2 přednášky
Témata přednášek:
úvodní přednáška - uvedení do problematiky, začlenění přednášky do studia a návaznost na jiné předměty, cíle výuky a stanovení seminárních prací, základní přístupy při neutronických výpočtech reaktorových systémů, analytická a numerická řešení difuzní a transportní rovnice, statistické metody metodologie matematického modelování ve fyzice jaderných reaktorů - analýza řešeného problému, volba metody řešení, fyzikální model, matematický model, algoritmizace

zpracování a analýza výsledků, jejich srovnání s experimentem, validace matematického modelu - Metody zpracování a analýzy výsledů, obecné zpracování výstupních souborů výpočetních kódů, práce s programy zaměřenými na analýzu dat (TECPLOT, ORIGIN, ROOT), analýza chyb výpočtu, metody validace matematického modelu, význam benchmark testů v matematickém modelování reaktorových systémů

2. Jaderná data pro matematické modelování ve fyzice jaderných reaktorů
Rozsah: 3 přednášky
Témata přednášek:

jaderná data pro matematické modelování ve fyzice jaderných reaktorů - úvod do teorie účinných průřezů, experimentální měření účinných průřezů, stanovování účinných průřezů výpočtem (kódy GNASH, TALYS apod.), knihovny ?zhodnocených (evaluated)? jaderných dat (JEFF, JENDL, ENDF/B), knihovny ostatních jaderných dat (ENDSF, EXFOR), celkový přehled a dělení knihoven jako zdrojů dat,

práce s knihovnami jaderných dat - programy na hledání a vizualizaci knihovních dat, zejména účinných průřezů (JEF-PC, JANIS, NDX), internetové zdroje dat, kódy na speciální práci s jadernými daty, zejména převod dat z obecného formátu do formátů pro výpočetní kódy (důraz na data pro MCNP), program NJOY (základní program pro převody a úpravy účinných průřezů)

úprava jaderných dat - program PREPRO (alternativa k NJOY, méně obecný kód, hlavně pro MCNP), dále seznámení s kódy CALENDF a TRANSX (pro tvorbu grupových dat pro speciální kódy), tvorba aktivačních dat pro kódy SAND a UMG a základ práce s těmito programy

3. Deterministické metody matematického modelování ve fyzice jaderných reaktorů ? analytická řešení
Rozsah: 2 přednášky
Témata přednášek:
analytické metody pro řešení rovnic reaktorové fyziky - použitelnost analytického řešení rovnic reaktorové fyziky v praxi, odvození jednotlivých použitelných rovnic

analytické řešení rovnic reaktorové fyziky s pomocí programů MAPLE, MATLAB - historie analytických řešení (programů) a jejich využití v reaktorové fyzice, základy programů MAPLE a jeho možnosti při řešení transportu částic v jaderných reaktorech, charakteristika matematického aparátu

4. Deterministické metody matematického modelování ve fyzice jaderných reaktorů ? numerická řešení
Rozsah: 6 přednášek
Témata přednášek:

přehled numerických metod řešení transportu částic v jaderných reaktorech - obecný úvod do problematiky využití numerických metod v matematickém modelování, přehled numerických metod s ohledem na jejich využití při řešení transportu částic v jaderných reaktorech, definice počátečních a okrajových podmínek numerického řešení transportu částic

numerické řešení difúzní rovnice - uvedení do problematiky numerického řešení difúzní rovnice, přehled a výběr vhodných metod pro numerické řešení difúzní rovnice, specifikace a volba počátečních a okrajových podmínek, popis způsobu řešení difúzní rovnice vybranými numerickými metodami, rozbor výsledků řešení a analýza jejich přesnosti

numerické řešení transportní rovnice - uvedení do problematiky numerického řešení transportní rovnice, přehled a výběr vhodných metod pro numerické řešení transportní rovnice, specifikace a volba počátečních a okrajových podmínek, popis způsobu řešení transportní rovnice vybranými numerickými metodami, rozbor výsledků řešení a analýza jejich přesnosti

numerické řešení transportu částic v jaderných reaktorech s využitím programu MATLAB - uvedení do základů programu MATLAB a jeho možnostech při řešení transportu částic v jaderných reaktorech, charakteristika matematického aparátu programu MATLAB pro numerická řešení transportu částic, definice, způsob a nastavení podmínek řešení v programu MATLAB, rozbor a zpracování výstupů řešení v programu MATLAB

výpočetní kódy založené na numerických metodách řešení transportu částic ? výpočty neutronově fyzikálních charakteristik reaktorových systémů - Přehled výpočetních kódů využívajících numerických metod k výpočtu neutronově fyzikálních charakteristik reaktorových systémů. Popis a charakteristika výpočetních kódů WIMS, TWODANT-SYS.DANTYS, CITATION. Vytváření vstupních souborů do těchto kódů pro výpočty neutronově-fyzikálních charakteristik reaktorových systémů. Popis a analýza výstupních souborů.

Výpočetní kódy založené na numerických metodách řešení transportu částic ? výpočty stínění jaderných zařízení - Přehled výpočetních kódu využívajících numerických metod k výpočtu stínění jaderných zařízení. Popis a charakteristika výpočetních kódů ANISN-ORNL, TORT-DORT. Vytváření vstupních souborů do těchto kódů pro výpočty parametrů stínění jaderných zařízení. Popis a analýza výstupních souborů.
Osnova cvičení:Témata cvičení:
možnosti zpracování dat získaných výpočtem (či měřením), práce s velkými objemy dat, použití programů TECPLOT, ORIGIN a ROOT, prezentace výsledků

program JANIS a práce s knihovnami jaderných dat

program NJOY, převod dat z obecného formátu do formátu MCNP, tvorba grupových dat pro uživatelem specifikované hranice grup, export z NJOY do kvalitních PS obrázků pro publikace či prezentace výsledků

použití programů MATLAB a MAPLE pro analytická řešení rovnic reaktorové fyziky a vykreslení výsledků programem TECPLOT

řešení difúzní rovnice programem MATLAB pro vybrané modelové uspořádání reaktorového systému, analýza a grafické zpracování výsledku řešení

práce s výpočetním kódem WIMS včetně řešení konkrétního problému z oblasti reaktorové fyziky,

práce s výpočetním kódem TWODANT-SYS.DANTYS včetně řešení konkrétního problému z oblasti reaktorové fyziky

práce s výpočetním kódem CITATION včetně řešení konkrétního problému z oblasti reaktorové fyziky

práce s výpočetním kódem ANISN-ORNL včetně výpočtu parametrů a charakteristik stínění jaderného zařízení

práce s výpočetním kódem TORT-DORT včetně výpočtu parametrů a charakteristik stínění jaderného zařízení

seminární práce - vytvoření modelu a řešení reálného reaktorového problému jedním z výše uvedených kódů, analýza a zpracování výsledků programem TECPLOT

prezentace seminárních prací studentů z oblasti numerických řešení deterministických metod
Cíle:Znalosti:
podrobné znalosti matematického modelování ve fyzice jaderných reaktorů, analytických a numerických řešení různých deterministických metod v reaktorových systémech

Schopnosti:
orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech z oblasti teoretické reaktorové fyziky
Požadavky:
Rozsah práce:
Kličová slova:
Literatura:John R. Lamarsh: Introduction to Nuclear Engineering, 3rd Ed., Prentice Hall, 2001

Elmer E. Lewis: Fundamentals of Nuclear Reactor Physics, Academic Press, Amsterdam, 2008

Stacey, W. M.: Nuclear Reactor Physics, WILEY-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, Weinheim, 2007

Weston M. Stacey, jr.: Variational Methods in Nuclear Reactor Physics, Academic Press, New York, 1974

Joe D. Hoffman: Numerical Methods for Engineers and Scientists, Second Edition, Marcel Dekkor Press, New York, 2001

Číslicové bezpečnostní systémy jaderných reaktorů17CIBS Kropík 2+0 z,zk - - 2 -
Předmět:Číslicové bezpečnostní systémy17CIBSdoc. Ing. Kropík Martin CSc.-2+0 Z,ZK-2
Anotace:Přednášky jsou věnovány použití počítačů v bezpečnostních systémech jaderných reaktorů, požadavkům na jejich technické a programové vybavení. Pozornost je věnována životnímu cyklu programového vybavení, požadavkům, návrhu, kódování, integraci HW/SW, verifikaci a validaci, údržbě i správě konfigurace. Rovněž jsou řešeny požadavky a omezení na použití programovacích jazyků při kódování programového vybavení. Do přednášek je zařazena i problematika využití programovatelných obvodů (CPLD, FPGA) v bezpečnostních a řídicích systémech (I&C) jaderných reaktorů. Výuka předmětu je doplněna demonstrací validace kanálů provozního měření výkonu a nezávislé výkonové ochrany na VR 1.

Osnova:1. Počítače v systémech důležitých pro jadernou bezpečnost a požadavky na technické vybavení
2-3. Požadavky na programové vybavení pro bezpečnostní systémy: IEC 60880, specifikace, návrh, kódování, verifikace, integrace, validace, provoz a údržba, zajištění jakosti, správa konfigurace, testování.
4.-5. Kódování programového vybavení: metodika kódování jakostního programového vybavení, spolehlivost, robustnost, údržba a metody jejich dosažení při kódování, programovací jazyky a jejich použití.
6. Inovace bezpečnostního a řídicího systému školního reaktoru VR 1, tvorba požadavků na technické i programové vybavení, tvorba programového vybavení, zajištění jakosti.
7. Správa konfigurace dat na školním reaktoru VR 1, nastavení systému provozního měření výkonu, nezávislé výkonové ochrany, řídicího systému i rozhraní člověk stroj, použitá metodika i nástroje.
8. Exkurze na školním reaktoru VR 1; demonstrace vlastností číslicového bezpečnostního a řídicího systému.
9.-10. Validace systémů důležitých pro jadernou bezpečnost: metodika validace, simulace vstupních signálů, testování odezvy systémů na ně, dostupné technické a programové prostředky pro validaci.
11.-12. Počítačové bezpečnostní a řídicí systémy v jaderných elektrárnách: komerční počítačové bezpečnostní systémy pro jaderné elektrárny Siemens Teleperm XS a systém tvorby programového vybavení.
13. Programovatelné obvody (CPLD a FPGA) v bezpečnostních a řídicích systémech, výhody a nevýhody, návrh obvodů, jazyk VHDL, jakost, kvalifikace a testování.
Osnova cvičení:Exkurze na školním reaktoru VR 1 (bod 8.), demonstrace validace systémů (bod 10.), diskuze nad povinnou literaturou.
Cíle:Znalosti:
Problematika číslicových bezpečnostních systémů jaderných reaktorů, jejich odlišnosti ve srovnání s "pevně zadrátovanými systémy", požadavky na technické i programové vybavení, testování systémů, správa konfigurace.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech z oblasti reaktorové fyziky, problematiky jaderných elektráren i operátorském kurzu v rámci dalšího vzdělávání.
Požadavky:17ZAF, 17BES
Rozsah práce:Samostatné studium povinné literatury, kontrola diskuzí nad danou literaturou během přednášek.
Kličová slova:Jaderná bezpečnost, počítačové bezpečnostní systémy jaderných reaktorů, zajištění jakosti, životní cyklus software, kódování, správa konfigurace.
Literatura:Povinná literatura:
1. Jaderné elektrárny - Systémy kontroly a řízení důležité pro bezpečnost - Softwarová hlediska počítačových systémů vykonávajících funkce kategorie A, ČSN IEC 60880 (356587), 2008.
2. Nuclear power plants - Instrumentation and control systems important to safety - Software aspects for computer-based systems performing category A functions, IEC60880, 2006.
3. Review Guidelines on Software Languages for Use in Nuclear Power Plant Safety Systems, NUREG/CR-6463, 1996.

Doporučená literatura:
4. Jaderné elektrárny - Instrumentace a řízení důležité pro bezpečnost - Softwarová hlediska pro systémy využívající počítače vykonávající funkce kategorie B nebo C, ČSN IEC 62138, 2005.
5. Nuclear power plants - Instrumentation and control important for safety - Software aspects for computer-based systems performing category B or C functions, IEC62138, 2004.
6. Standard Criteria for Digital Computers in Safety Systems of Nuclear Power Generating Stations, IEEE-7.4.3.2-2010.

Studijní pomůcky:
Laboratoř školního jaderného reaktoru VR-1, elektronická laboratoř KJR se systémem pro validaci počítačových systémů.

Využití výzkumných reaktorů17VYRR Sklenka - - 2+0 zk - 2
Předmět:Využívání výzkumných reaktoru pro výzkum a průmysl17VYRRdoc. Ing. Sklenka Ľubomír Ph.D.-2+0 ZK-2
Anotace:PPředmět je zaměřen na podrobné seznámení s výzkumnými jadernými zařízeními a jejich využití pro výzkum a průmysl. Předmět volně navazuje na úvodní předmět 17VYR pro studenty bakalářského studia a prohlubuje znalosti posluchačů v oblasti konstrukce a využívání výzkumných reaktorů. Posluchači se dále podrobně seznámí s legislativními požadavky na provoz výzkumných jaderných reaktorů, s potřebným s experimentálním vybavením pro jednotlivé aplikace a jeho specifiky. Součástí předmětu je exkurze na pracoviště výzkumného reaktoru.
Osnova:1. Úvodní přednáška, 1 přednáška
Přehled výzkumných reaktorů ve světě, specifika provozu výzkumného reaktoru, státní dozor a výzkumné reaktory, výzkumné reaktory a atomová legislativa a mezinárodní doporučení IAEA.
2. Typy výzkumných reaktorů, 1 přednáška
Využívání výzkumných reaktorů - typy činností: studium vlastností aktivních zón/vybraných částí reaktorů, reaktor jako zdroj záření; typy experimentů (in-core a off-core).
3. Neutronová aktivační analýza, 1 přednáška
Kvalitativní a kvantitativní NAA, typy NAA, oblasti využití NAA.
4. Výroba radioizotopů, 1 přednáška
Výroba radioizotopů ve výzkumných reaktorech a jejich použití v průmyslu, medicíně, zemědělství, výzkum a vývoj.
5. Neutronová radiografie, 1 přednáška
Neutronová radiografie a tomografie - princip metody a typy.
6. Neutronová záchytová terapie, 1 přednáška
Neutronová záchytová terapie a její využití v medicíně.
7. Studium struktury materiálů, 1 přednáška
Studium struktury materiálů - koncept využití rozptylů neutronů, metoda SANS.
8. Neutronové transmutace, 1 přednáška
Dopování křemíku, barvení vzácných kamenů, ozařování materiálů, princip metod, aplikace v praxi, design zařízení pro transmutace.
9. Testování jaderného paliva a materiálů, 1 přednáška
Testování paliva a materiálů, vliv záření, vývoj nových paliv a materiálů, podpora provozu jaderných elektráren: testování instrumentace, metodologie měření.
10. Získávání jaderných dat, 1 přednáška
Účinné průřezy, tříštivé reakce, výtěžky štěpení, rozpadová data, zpožděné neutrony.
11. Další aplikace na výzkumných reaktorech, 1 přednáška
Geochronologie - určování stáří, reaktor jako zdroj pozitronů.
12. Využívání výzkumných reaktoru v praxi, 2 přednášky
Návštěva vybraného výzkumný reaktor s důrazem na jeho využívání.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Podrobné znalosti o typech výzkumných reaktorů a jejich možném využívání pro výzkum a průmysl.

Schopnosti:
Podrobná orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech z oblasti konstrukce a využívání výzkumných reaktorů.
Požadavky:-
Rozsah práce:Individuální práce se nezadává.
Kličová slova:Jaderný reaktor, výzkumný reaktor, školní reaktor, využívání výzkumných reaktorů, neutronová aktivační analýza, výroba radioizotopů, neutronová radiografie, neutronová záchytová terapie, studium struktury materiálů, neutronové transmutace, testování jaderného paliva a materiálů, získávání jaderných dat, pozitronové zdroje.
Literatura:Povinná literatura:
1. Utilization Related Design Features of Research Reactors: A Compendium, Technical Report Series, IAEA-TSR-455, IAEA, Vienna, 2007.

Doporučená literatura:
2. The applications of research reactors, IAEA-TecDoc-1234, IAEA, Vienna, 2001.

Studijní pomůcky:
Audiovizuální technika, vybraný výzkumný reaktor.

Energetika a energetické zdroje17EEZ Kobylka, Tichý - - 2+1 z,zk - 3
Předmět:Energetika a energetické zdroje17EEZIng. Kobylka Dušan Ph.D. / Ing. Tichý Miloš CSc.-2+1 Z,ZK-3
Anotace:Předmět dává studentům základní informace o energetice jako oboru hospodářství, o jeho šíři, jednotlivých významných částech i zákonitostech kterými se energetika řídí. Výklad v úvodu postupuje logicky od definice pojmu energetika ke potřebě energie a ke zdrojům energie na zemi, těžbě paliv a vlivu těžby na životní prostředí až k přeměně energie z paliv na ušlechtilejší druhy energií. Předmět popisuje elektrárny, ovšem pouze jako zařízení sloužící k transformaci energie především z pohledu jejich charakteristik pro zapojení do energetických sítí, vlivu na životní prostředí, ekonomiku apod. Zaměřuje se rovněž na jednotlivé typy jaderných reaktorů a jejich zapojení do palivových cyklů. Součástí výkladu je rovněž charakteristika sítí pro transport energií a jejich struktury a řízení, popis energetických sítí v Evropě i České republice. Závěr předmětu je věnován energetice České republiky a státní energetické koncepci.
Osnova:1. Pojem "energetika", její rozdělení a spotřeba energie, 1 přednáška.
2. Zdroje a těžba paliv na Zemi, 2 přednášky.
3. Spotřeba energie na Zemi, elektrická energie, 2 přednášky.
4. Jaderná energetika ve světě, 3 přednášky.
5. Elektrárny využívající obnovitelné zdroje energie, 1 přednáška.
6. Elektrárny na fosilní paliva a biomasu, 1 přednáška.
7. Energetické sítě, vodíková energetika, 1 přednáška.
8. Energetika v ČR a státní energetická koncepce, 2 přednášky.
Osnova cvičení:Principy tvorby a výpočty energetických soustav a jejich optimalizace podle různých hledisek, použití programu DESAE pro výpočty a optimalizace energetických soustav
Cíle:Znalosti:
Základní znalosti o energetice, energetických zdrojích a surovinách, přeměnách energií a jejich vlivu na životní prostředí, znalosti základního popisu různých typů elektráren a jejich charakteristik, popis energetiky v české republice a její výhled do budoucna, výpočty a optimalizace energetických soustav.

Schopnosti:
Orientace v problematice, schopnost logického uvažování v oblasti energetiky, návrh a optimalizace energetické soustavy pomocí kódu DESAE.
Požadavky:17THN1, 17JARE
Rozsah práce:Referát vypracovaný samostatně na zadané téma a přednesený na cvičení. Výpočet a optimalizace zadané úlohy v kódu DESAE, kontrola při udělování zápočtu.
Kličová slova:Energetika, elektrická energie, zdroje energie, uhlí, ropa, zemní plyn, těžba, jaderná elektrárna, kotel, obnovitelné zdroje energie, fotovoltaika, přenosová soustava, energetika v České republice, státní energetická koncepce, DESAE.
Literatura:Povinná literatura:
1. BP: BP Statistical Review of World Energy, London, 2009.
2. Augusta P. a kol.: Velká kniha o energii, L.A. Consulting Agency, Praha, 2001, ISBN: 80-238-6578-1.
3. Ministerstvo průmyslu a obchodu: Energetická vize ČR, Nakladatelství Arch, Praha 2005, ISBN: 80-86165-98-1.

Doporučená literatura:
4. Ministerstvo průmyslu a obchodu: Aktualizace Státní energetické koncepce, Posouzení vlivů koncepce na životní prostředí, dle zákona č. 244/1992 Sb., studie,5030-000-2/2-BX-01, Ministerstvo průmyslu a obchodu, Praha, 2003.
5. Webové stránky Energetického regulačního úřadu: http://www.eru.cz/.

Studijní pomůcky:
Počítačová učebna KJR a výpočetní kód DESAE.

Vybrané partie z legislativy17VPL Bílková, Fuchsová - - 2+0 z - 2
Předmět:Vybrané partie z legislativy17VPLRNDr. Bílková Hana / Ing. Fuchsová Dagmar-2 Z-2
Anotace:Přednášky jsou zaměřeny na platnou legislativu ČR v oblasti mírového využívání jaderné energie a ionizujícího záření, tj. především na Atomový zákon a prováděcí předpisy k tomuto zákonu. Pozornost je věnována struktuře Atomového zákona, základním definicím a seznámení se s legislativními požadavky pro různé oblasti regulace jako jsou např. jaderná bezpečnost, radiační ochrana, havarijní připravenost, atd.
Osnova:1. Legislativa v oblasti využívání jaderné energie a ionizujícího záření, 2 přednášky
Státní úřad pro jadernou bezpečnost, zákony v gesci SUJB, přehled prováděcích předpisů k Atomovému zákonu, základní pojmy z Atomového zákona, struktura a obsah Atomového zákona.
2. Zabezpečování jakosti, 1 přednáška
Vyhláška o systému jakosti při provádění a zajišťování činností souvisejících s využíváním jaderné energie a radiačních činností a o zabezpečení jakosti vybraných zařízení, zavedení systému jakosti a jeho rozsah, požadavky na systém jakosti.
3. Radiační ochrana, 3 přednášky
Cíle a principy radiační ochrany, vyhláška o radiační ochraně, veličiny, parametry a skutečnosti důležité z hlediska radiační ochrany, nakládání s radioaktivními odpady.
4. Radiační monitorovací síť, 1 přednáška
Vyhláška o funkci a organizaci celostátní radiační monitorovací sítě, základní pojmy, činnost a organizace radiační monitorovací sítě, síť včasného zjištění, zaštění činnosti. 5. Životní cyklus jaderných zařízení, 1 přednáška
Definice jaderného zařízení, umísťování, výstavba jaderného zařízení, uvádění do provozu a provoz jaderného zařízení, vyřazování z provozu, povolení a legislativa k jednotlivým činnostem.
6. Jaderná bezpečnost, 1 přednáška
Vyhláška o požadavcích na jaderná zařízení k zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany a havarijní připravenosti, vyhláška o zajištění jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jaderných zařízení při jejich uvádění do provozu a při jejich provozu.
7. Havarijní připravenost, 1 přednáška
Vyhláška o podrobnostech k zajištění havarijní připravenosti jaderných zařízení a pracovišť se zdroji ionizujícího záření, klasifikace mimořádných událostí.
8. Fyzická ochrana, 1 přednáška
Vyhláška o fyzické ochraně jaderných materiálů a jaderných zařízení, zajištění fyzické ochrany jaderných materiálů při přepravě, dokumentace schvalovaná SÚJB.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Přehled legislativních předpisů ČR z oblasti mírového využívání jaderné energie a ionizujícího záření, základní pojmy používané v dané legislativě, základní legislativní požadavky.

Schopnosti:
Orientace v legislativních předpisech pro oblast mírového využívání jaderné energie a ionizujícího záření, aplikace legislativních ustanovení v praxi.
Požadavky:-
Rozsah práce:Samostatné studium povinné literatury, kontrola diskuzí během přednášek.
Kličová slova:Státní úřad pro jadernou bezpečnost, Atomový zákon, prováděcí předpisy k Atomovému zákonu, jaderná bezpečnost, radiační ochrana, fyzická ochrana, havarijní připravenost, radiační monitorovací síť, zabezpečení jakosti.
Literatura:Povinná literatura:
1. Zákon č. 18/1997 Sb., o mírovém využívání jaderné energie a ionizujícího záření (atomový zákon), ve znění pozdějších předpisů.

Doporučená literatura:
1. Prováděcí předpisy k Atomovému zákonu.
2. Výroční zprávy SÚJB

Ekonomické hodnocení JE17EHJE Starý 2+0 zk - - 2 -
Předmět:Ekonomické hodnocení JE17EHJEIng. Starý Radovan2 ZK-2-
Anotace:Předmět je zaměřen na ekonomické hodnocení jaderných zdrojů elektrické energie. Úvodní přednášky se zabývají úvodem do ekonomie a dále na dílčí partie základního kurzu mikroekonomie. Přednášky pokračují náhledem do podnikové a manažerské ekonomiky, vysvětlení pojmů výnosy, náklady apod. a jejich aplikace v hodnocení zdrojů el. energie. Druhá polovina přednášek je zaměřena na samotné hodnocení jaderných elektráren - palivový cyklus a provoz zdroje.
Osnova:1. Úvod do ekonomie, 1 přednáška
Úvodní přednáška - uvedení do problematiky, vysvětlení základních pojmů. Rozdíl mezi ekonomií a ekonomikou, základní pojmy z mikroekonomie a makroekonomie.
2. Úvod do mikroekonomie, 2 přednášky
Trh a základní elementy trhu, nabídka a poptávka, rovnováha ekonomiky. Celkové,
průměrné, fixní, variabilní a mezní náklady a výnosy. Chování spotřebitele, teorie firmy, tvorba cen. Dokonalá a nedokonalá konkurence. Příklady nedokonalé konkurence, monopol, oligopol. Cena a cenová regulace.
3. Úvod do podnikové ekonomiky, 2 přednášky
Majetková a kapitálová struktura podniku. Výnosy, náklady a výsledek hospodaření podniku. Zisk a vztahy mezi základními ekonomickými veličinami podniku. Analýza bodu zvratu, provozní a finanční páka. Investiční činnost a metody oceňování investic a majetku. Příklady.
4. Ekonomika výroby el. energie, 3 přednášky
Nabídka a poptávka po elektřině, typické roční a denní průběhy spotřeby. Fixní, variabilní a externí náklady jednotlivých zdrojů elektrické energie. Konstrukce nabídkové funkce elektrické energie. Posuny nabídkové funkce. Příklady podle vybraného trhu s el. energií. Příklady cenových regulací. Rozdíly mezi jednotlivými zdroji el. energie. Koeficienty ročního využití zdrojů. Energetické politiky států. Přenos el. energie.
5. Ekonomika jaderných energetických zdrojů, 5 přednášek
Investiční, provozní a palivové náklady na jaderné elektrárny a jejich porovnání s ostatními zdroji. Palivový cyklus jaderných elektráren a jeho hodnocení - těžba, konverze, obohacení, fabrikace. Hodnocení přepracování paliva a trvalého úložiště. Příklady.
Osnova cvičení:Nejsou cvičení, pouze diskuze nad příklady z praxe podle jednotlivých témat přednášek.
Cíle:Znalosti:
Porozumění základním tématům mikroekonomie a podnikové ekonomiky. Orientace v rozdílech mezi hodnocením jednotlivých zdrojů el. energie. Znalost způsobů obchodování s el. energií. Porozumění ekonomickému hodnocení palivového cyklu a provozu JE.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších předmětech z oblasti jaderných zařízení.
Požadavky:-
Rozsah práce:Samostatné studium literatury a internetových zdrojů, kontrola diskuzí nad danou literaturou během přednášek.
Kličová slova:Elektrická energie, burza, nabídka, poptávka, trh, spotřeba, výroba, náklady, base load, peak load, cena, palivový cyklus.
Literatura:Povinná literatura:
1. SCHILLER, Bradley R. Mikroekonomie dnes. Brno : Computer Press, 2004. 412 s. ISBN 80-251-0169-X.
2. KIRSCHEN, Daniel S., STRBAC, Goran. Fundamentals of Power System Economics. 1st edition. Chichester England : John Wiley & Sons Ltd., 2004. 296 s. ISBN 0-470-84572-4.
3. SYNEK, Miloslav.Manažerská ekonomika. 4. vydání. Grada Publishing House, 2007. 452 s. ISBN 978-80-247-1992-4.
4. NORD POOL. Elspot Market Data [online]. Oslo : Dostupné z WWW: .

Doporučená literatura:
1. STOFT, Steven. Power System Economics : Designing Markets for Electricity. 1st edition. : Wiley-IEEE Press, 2002. 496 s. ISBN 0-471-15040-1.
2. CHEMIŠINEC, Igor, et al. Obchod s elektřinou. 1. vydání Praha : Conte spol. s r. o. , 2010. 201 s. ISBN 978-80-254-6695-7.

Studijní pomůcky:
Počítačová učebna.

Informatika pro moderní fyziky17IMF Havlůj 0+3 kz - - 3 -
Předmět:Informatika pro moderní fyziky17IMFIng. Havlůj František0+3 KZ-3-
Anotace:Přestože se výpočetní technika stala běžnou a naprosto integrální součástí vědecké a inženýrské práce, její využití se zhusta omezuje na ?kancelářské? činnosti a na specializované inženýrské a výpočetní programy. Překvapivě malá část vědeckotechnických pracovníků je schopná plně využít možnosti výpočetní techniky pro automatizované zpracování dat a významně tím zvýšit efektivitu svojí práce.
Předmět formou cvičení seznamuje studenty se základními principy automatizace a to jak na úrovni zpracování dat, tak v oblasti přípravy vstupních dat pro výpočetní programy nebo generování výstupních dokumentů a prezentace výsledků.
Každá lekce začíná krátkou přednáškou a zadáním problému, který následně studenti samostatně pod vedením vyučujícího řeší. Maximální důraz je kladen na samostatnou práci a na přípravu studentů pro praktické využití nabytých dovedností.

Osnova:
Osnova cvičení:1. Základy automatizace a skriptování
Rozsah: 3 cvičení
Témata cvičení:
Principy a metody automatizace. Úvod do jazyka Ruby. Základní datové formáty a načítání datových souborů. Tvorba grafů pomocí gnuplotu. Vytváření tabulkových souborů. Zpracování textu.

2. Komunikace s výpočetními programy
Rozsah: 2 cvičení
Témata cvičení:
Získávání dat z výstupních souborů výpočetních programů. Metody použití šablon pro přípravu vstupních souborů. Komplexní úloha ? výpočet kritických poloh regulačních tyčí pomocí MCNP.

3. Automatizovaná tvorba dokumentů
Rozsah: 3 cvičení
Témata cvičení:
Základy procesoru LaTeX. Šablonový systém ERb. Automatizovaná tvorba PDF dokumentů včetně tvorby tabulek a grafů.

4. Interaktivní dokumenty
Rozsah: 3 cvičení
Témata cvičení:
Využití jazyka HTML pro automatizovanou tvorbu dokumentů. Základy stylování ? CSS. Základy javaScriptu a knihovny jQuery. Komplexní úloha ? interaktivní databáze provozních dat z reaktoru.

5. Pokročilé softwarové nástroje pro inženýry
Rozsah: 1 cvičení
Témata cvičení:
Problematika kódování jazyků v informatice. Systémy pro správu zdrojového kódu. Představení problematiky webových aplikací.
Cíle:Znalosti: Studenti se orientují v problematice automatického zpracování dat a základním portfoliu souvisejících nástrojů. Získají základní představu o automatizaci procesů a o klíčových metodách v automatizaci.

Schopnosti: Po absolvování předmětu jsou studenti samostatně schopni navrhnout a implementovat základní automatizační procesy, počínaje jednoduchým zpracováním textových a numerických dat. Kromě toho ovládají základní postupy automatického generování výstupních dokumentů a to jak textových (s využitím procesoru LaTeX), tak interaktivních (na bázi HTML). Ovládají skriptovací jazyk Ruby v míře dostatečné pro základní inženýrské úkoly a orientují se v příslušných informačních zdrojích tak, aby si mohli samostatně svoje znalosti rozšiřovat.
Požadavky:úspěšné absolvování předmětu Základy reaktorové fyziky 1
Rozsah práce:
Kličová slova:
Literatura:Povinná literatura:
Dave Thomas, with Chad Fowler and Andy Hunt, Programming Ruby 1.9 & 2.0 (4th edition): The Pragmatic Programmers' Guide, Pragmatic Programmers, 2013
Andrew Hunt, David Thomas, The Pragmatic Programmer: From Journeyman to Master, Addison-Wesley, 1999

Doporučená literatura:
Philipp K. Janert, Gnuplot in Action - Understanding Data with Graphs, Manning Publications, 2009
Brian Marick, Everyday Scripting with Ruby: For Teams, Testers, and You, Pragmatic Programmers, 2007

Nauka o materiálech pro reaktory14NMR Haušild - - 2+0 zk - 2
Předmět:Nauka o materiálech pro reaktory14NMRdoc. Dr. Ing. Haušild Petr----
Anotace:Materiály pro klasické a fúzní reaktory
Osnova:1. Radiační poškození: druhy záření, účinky záření na materiály; interakce záření s krystalovou mříží; vliv teploty ozáření; mechanické vlastnosti ozářených materiálů.
2. Materiálová koncepce jaderných reaktorů: základní požadavky na materiály a svarové spoje TNR; přehled používaných materiálů; degradační mechanismy; krátkodobé a dlouhodobé vlastnosti; specifika materiálů a konstrukce TNR typu VVER; svědečný program ozářených vzorků při provozu JR; požadavky na svědečné programy reaktorů typů PWR a VVER; konstrukce svědečných programů typu PWR a VVER; neutronová dozimetrie pro svědečné programy; kontrola teploty svědečných vzorků; nedestruktivní kontroly TNR.
3. Zr-slitiny: výroba, typy, použití, PWR, VVER; vlastnosti povlakové trubky ze Zr-slitin v normálních provozních podmínkách (koroze, absorpce vodíku), abnormálních provozních podmínkách (var, krátkodobé přehřevy) a havarijních podmínkách (RIA, LOCA); nadprojektové havárie spojené s tavením aktivní zóny.
4. Jaderná fúze: interakce plazmatu s materiály, přechodové události; požadavky na materiály pro vnitřní komponenty; specifické materiály pro vnitřní komponenty; první stěna, obálka, chladící systém; wolfram, beryllium, uhlíkové kompozity; spojování materiálů; plazmové stříkání (princip, použití); specifické materiály pro další aplikace; vakuová nádoba; supravodivé cívky; materiály pro elektrickou izolaci; speciální materiály ve vývoji a mimo ITER.
Osnova cvičení:Příprava metalografických vzorků,
tahová zkouška.
Cíle:Znalosti:
Materiálová koncepce klasických a fúzních jaderných reaktorů.

Schopnosti:
Orientace v problematice materiálů klasických a fúzních jaderných reaktorů.
Požadavky:14NMA nebo 14SVM.
Rozsah práce:Protokol z laboratorních cvičení (Příprava metalografických vzorků, Tahová zkouška)
Kličová slova:Interakce záření s krystalovou mřížkou, radiační poškozování, materiály pro jaderné reaktory, Zr slitiny, interakce plasmatu s materiálem, materiály pro jadernou fúzi.
Literatura:Doporučená literatura:
[1] G.S. Was, Fundamentals of Radiation Materials Science Metals and Alloys, Springer-Verlag 2007.
[2] J. Koutsky and J. Kocik , Radiation Damage of Structural Materials. Material Science Monographs 79, Elsevier 1994.