Studijní plány a sylaby FJFI ČVUT v Praze

-

Aktualizace dat: 15.10.2017

english

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

Povinné předměty

Vyhořelé jaderné palivo a radioaktivní odpady17VPO Konopásková - - 2 zk - 2
Předmět:Vyhořelé jaderné palivo a radioaktivní odpady17VPOIng. Konopásková Soňa CSc.-2 ZK-2
Anotace:Předmět je zaměřen na získání pokročilých znalostí o systému nakládání s radioaktivními odpady a vyhořelým jaderným palivem od jejich vzniku u původců RAO až k uložení na úložištích radioaktivních odpadů. Nakládání s RAO a VJP podléhá povolovacímu řízení podle Atomového zákona, jímž se řídí i možnost využití jednotlivých způsobů nakládání - sběr, třídění, úprava, zpracování, skladování a ukládání. Pro způsoby nakládání existují v České republice i ve světě provozované technologie různého typu. Seznámení se s těmito technologiemi je součástí obsahu předmětu.
Osnova:1. Původ a charakteristické vlastnosti radioaktivních odpadů: definice radioaktivních odpadů (RAO) a jejich původ. Kategorizace.
2. Nakládání s RAO v životním cyklu energetických a institucionálních RAO: přední část palivového cyklu, provoz reaktorů, zadní část palivového cyklu, vyřazování z provozu. Institucionální RAO. Zdroje ionizujícího záření.
3. Předzpracování radioaktivních odpadů: minimalizace odpadů u zdroje, sběr RAO, třídění a charakterizace odpadů. Fragmentace, dekontaminace, chemická úprava, recyklace odpadů.
4. Zpracování radioaktivních odpadů: odpařování, zahuštění ztužidlem, zpevnění, lisování, spalování, výpusti.
5. Úprava a recyklace radioaktivních odpadů a jejich uvádění do životního prostředí: nízko a středně aktivní odpady, bitumenace, cementace, polymerace, vitrifikace.
6. Přeprava radioaktivních odpadů: obalové soubory pro nízko a středně aktivní odpady, kontejnery pro vysoce aktivní látky a vyhořelé jaderné palivo.
7. Nakládání s vyhořelým jaderným palivem: mokré a suché skladování, přepracování, transport, ukládání.
8. Skladování a ukládání radioaktivních odpadů: přípovrchová úložiště, požadavky na skladování a ukládání, skladování kapalných a pevných RAO, VJP. Mezisklady.
9. Bezpečnostní aspekty nakládání s radioaktivními odpady: bezpečnost, mimořádné události, havarijní plánování, EIA, povolovací řízení.
10. Likvidace radioaktivních odpadů pomocí transmutačních technologií.
11. Dekontaminace povrchů a zacházení se vzniklými odpady. Likvidace havárií, likvidace starých ekologických zátěží. Ochrana pracovníků, obyvatelstva a životního prostředí. Monitorování.
12. Vyřazování jaderných zařízení z provozu a zneškodnění vzniklých radioaktivních odpadů.
13. Právní prostředí při nakládání s radioaktivními odpady, vztahy s veřejností: Atomový zákon a navazující vyhlášky SÚJB, legislativa mimo Atomový zákon: MAAE a NEA OECD - doporučení, apod.
Osnova cvičení:Cvičení je nedílnou součástí výuky. Zahrnuje rozbor a řešení konkrétních situací vznikajících při nakládání s radioaktivními odpady a navazuje na výklad v přednáškové části.
Cíle:Znalosti:
Podrobné znalosti systému vzniku a nakládání s vyhořelým jaderným palivem a radioaktivními odpady. Znalost způsobu posuzování nebezpečnosti odpadů a VJP v průběhu jejich životního cyklu a volby při rozhodování o jejich zneškodnění včetně uvedení do požadovaného stavu.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v dalších oblastech problematiky jaderně energetických zařízení. Dobrá orientace v Atomovém zákoně a ve vyhlášce SÚJB č. 307/2002 Sb. o radiační ochraně.
Požadavky:-
Rozsah práce:Samostatné studium povinné literatury, kontrola diskuzí nad literaturou během přednášek.
Kličová slova:Radioaktivní odpady, vyhořelé jaderné palivo, jaderná bezpečnost, radiační ochrana, bezpečnost nakládání s RAO, ukládání, skladování.
Literatura:Povinná literatura:
1. IAEA Safety Standards, Classification of radioactive waste, GSG-1, IAEA Veinna 2009.
2. Zákon č. 18/1997 Sb., o mírovém využívání jaderné energie a ionizujícího záření (atomový zákon), ve znění pozdějších předpisů.
3. Vyhláška SÚJB č. 307/2002 S. o radiační ochraně.

Doporučená literatura:
4. Dlouhý Z.: Nakládání s radioaktivním odpadem a vyhořelým jaderným palivem, VUT v Brně, nakladatelství VUTIUM, IBSN 978-80-214-3629-9, 2009.

Operátorský kurs na reaktoru VR-117OPK Rataj, Kropík 4 z,zk - - 4 -
Předmět:Operátorský kurz na reaktoru VR-117OPKIng. Rataj Jan Ph.D.4 Z,ZK-4-
Anotace:Přednášky jsou zaměřeny na výzkumné a experimentální reaktory, jejich typická experimentální vybavení, paliva pro výzkumné reaktory, systémy kontroly a řízení jaderných reaktorů, provoz výzkumných reaktorů. Hlavní část je věnována reaktoru
VR-1 a jeho provozu a bezpečnosti výzkumných jaderných reaktorů.
Přednášky jsou doplněny praktickými cvičeními na reaktoru VR-1, které zahrnují praktické seznámení s reaktorem VR-1, seznámení se s obsluhou technologických systémů reaktoru VR-1, uvádění do provozu a provoz reaktoru VR-1, nácvik ovládání reaktoru VR-1.
Osnova:1. Výzkumné a experimentální reaktory, 1 přednáška
Výzkumné a experimentální reaktory. Typická experimentální vybavení výzkumných reaktorů. Paliva pro výzkumné reaktory. Systémy ochran a řízení výzkumných reaktorů. Dozimetrie a radiační monitorovací systémy výzkumných reaktorů.
2. Školní reaktor VR-1 - popis a konstrukce, 2 přednášky
Reaktor VR-1: detailní popis reaktoru, všech jeho konstrukčních částí a zařízení důležitých pro provoz reaktoru.
Experimentální vybavení reaktoru VR-1: kompletní přehled a popis experimentálního vybavení reaktoru.
3. Školní reaktor VR-1 - provoz a jeho organizace, 3 přednášky
Bezpečnostní a provozní dokumentace reaktoru VR-1: bezpečnostní zpráva, limity a podmínky, vnitřní havarijní plán, provozní předpisy.
Organizace provozu reaktoru: pravidla směnového provozu, příprava provozního personálu, zabezpečování jakosti při provozu reaktoru, provozní kontroly. Bezpečný provoz reaktoru VR-1: zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany, fyzická ochrany a havarijní připravenosti reaktoru.
4. Bezpečnost výzkumných jaderných zařízení, 2 přednášky
Právní úprava v České republice, zásady jaderné bezpečnosti při uvádění do provozu jaderných zařízení a jejich provozu. Zásady zabezpečování jakosti jaderných zařízení, zajištění havarijní připravenosti jaderných zařízení, zajištění radiační ochrany na jaderných zařízení.
Osnova cvičení:1. Reaktor VR-1
Rozsah: 1 cvičení
Téma cvičení: Praktické seznámení s reaktorem VR-1, reaktorové nádoby, palivo
IRT-4M, regulační tyče, neutronový zdroj, ovládací zařízení reaktoru, vodní hospodářství, dozimetrické systémy, systém fyzické ochrany, pomocné systémy reaktoru

2. Obsluha technologických systémů reaktoru a manipulace na reaktoru VR-1
Rozsah: 1 cvičení
Téma cvičení: Obsluha technologických systémů reaktoru (vodní hospodářství, rozvod vzduchu, elektrosoučásti), manipulátory používané na reaktoru, manipulace s palivem, manipulace s regulační tyčí, manipulace s experimentálním vybavením reaktoru.

3. Uvádění do provozu reaktoru VR-1
Rozsah: 1 cvičení
Téma cvičení: Seznámení se s uživatelským rozhraním ovládacího zařízení reaktoru, varovnými a ochrannými signály reaktoru, příkazy a hlášení ovládacího zařízení reaktoru, režimy provozu reaktoru, nastavení reaktoru před spouštěním a spouštění reaktoru.

4. Provoz reaktoru VR-1
Rozsah: 1 cvičení
Téma cvičení: Uvedení reaktoru do provozu, provoz ručně a automaticky, zvyšování a snižování výkonu, odstavení reaktoru, prověrky a kontroly ovládacího zařízení.
Cíle:Znalosti:
Detailní znalosti z oblasti provozu výzkumných zařízení a jaderné bezpečnosti výzkumných zařízení, kompletní znalost reaktoru VR-1 a jeho jednotlivých zařízení, znalost provozní dokumentace reaktoru VR-1 a organizace jeho provozu.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, uvádění reaktoru VR-1 do provozu a jeho provoz.
Požadavky:17EXRF, 17DYR
Rozsah práce:Samostatné studium povinné literatury, kontrola diskuzí nad danou literaturou během přednášek.
Kličová slova:Výzkumný jaderný reaktor, ovládací zařízení reaktoru, jaderné palivo, školní reaktor VR-1, jaderná bezpečnost, radiační ochrana, fyzická ochrana, havarijní připravenost.
Literatura:Povinná literatura:
1. Učební texty a soubory otázek pro přípravu a zkoušky vybraných pracovníků výzkumných jaderných zařízení - Sešit č. 3 Výzkumné a experimentální reaktory, SÚJB, Praha 2004.
2. Učební texty a soubory otázek pro přípravu a zkoušky vybraných pracovníků výzkumných jaderných zařízení - Sešit č. 4 Technické popisy českých výzkumných reaktorů, SÚJB, Praha 2004.
3. Učební texty a soubory otázek pro přípravu a zkoušky vybraných pracovníků výzkumných jaderných zařízení - Sešit č. 5 Bezpečnost a provoz výzkumných reaktorů, SÚJB, Praha 2004.
4. Požadavky Státního úřadu pro jadernou bezpečnost na výzkumná jaderná zařízení pro zajištění jaderné bezpečnosti radiační ochrany, fyzické ochrany a havarijní připravenosti, bezpečnostní návod, SÚJB Praha, 2004.

Doporučená literatura:
5. Bezpečnostní zpráva školního reaktoru VR-1, ČVUT - FJFI, Praha 2007.
Matějka, K., et al.: Experimentální úlohy na školním reaktoru VR-1, skripta ČVUT, ČVUT, Praha 2005.

Studijní pomůcky:
Školní reaktor VR-1.

Jaderná bezpečnost17JBEZ Heřmanský, Kříž 4+0 zk - - 4 -
Předmět:Jaderná bezpečnost17JBEZprof. Ing. Heřmanský Bedřich CSc.4 ZK-4-
Anotace:Úvod: Historie a vývoj bezpečnosti jaderných elektráren (BJE). Klasifikace , události, nehod, poruch a havárií, havárie americké jaderné elektrárny TMI-2, havárie JE Černobyl. Základy jaderné bezpečnosti - legislativní přístup: bezpečnostní principy jaderných elektráren, legislativní rámec BJE, mezinárodní požadavky na BJE, ochrana do hloubky, kultura bezpečnosti, klasifikace stavů JE a kritéria přijatelnosti, bezpečnostní rozbory.Těžké havárie JE s tlakovodními reaktory -inž. fyz. přístup: havárie se ztrátou chladiva (LOCA), očekávané nehody bez odstavení reaktoru (ATWS).Bezpečnostní systémy moderních JE s tlakovodními reaktory: VVER, EPR, AP-1000. V současné době předmět v rozsahu 4 hod přednášek týdně má dvě části: první zajišťuje prof. B. Heřmanský, druhou zajišťuje skupina externích lektorů z ÚJV a SÚJB, kterou koordinuje Ing, Z. Kříž (ÚJV). Lektoři jsou vesměs přední odborníci u nás na různé oblasti jaderné bezpečnosti, kteří působí v oblasti nejméně 30 let,někteří z nich pracovali v mezinárodních organizacích-MAAE,NEA
Osnova:1. Úvodní přednáška: začlenění a návaznosti, princip ALARA a linearizace účinků záření, vývoj bezpečnostní filosofie.
2. Klasifikace havárií: třídění nehod a havárií, klasifikace podle inženýrsko-fyzikálních hledisek a INES, seznam iniciačních událostí pro havarijní analýzu.
3. Havárie jaderné elektrárny TMI-2: Reaktory Babcock-Wilcox, konstrukce a bezpečnostní systémy, průběh havárie a její příčiny, technické aspekty havárie. Závěry a poučení.
4. Havárie JE Černobyl: reaktory RBMK, konstrukce a bezpečnostní systémy, průběh havárie a její příčiny, analýzy havárie, nápravná zařízení, sarkofág a současný stav, následky.
5. Základy jaderné bezpečnosti (2 přednášky): bezpečnostní principy a legislativní rámec bezpečnosti, Atomový zákon, vyhláška č. 195, evropské právo a využívání jaderné energie, IAEA Safety Standards Series, EUR, Asociace dozorných orgánů (WENRA), atd.
6. Hloubková ochrana jaderných elektráren a kultura bezpečnosti: princip hloubkové ochrany. Pět úrovní ochrany do hloubky, reaktory III. generace. Kultura bezpečnosti.
7. LOCA a těžké havárie (2 přednášky): fenomenologický popis průběhu LBLOCA, těžké havárie JE s tavením paliva.
8. Bezpečnostní systémy jaderných elektráren (3 přednášky): systémy: VVER (440, 1000, III. generace), JE III. generace (EPR, AP-1000).
9. Dozor nad jadernou bezpečností: historický vývoj a situace ve světě a u nás.
10. Schvalovací proces pro jaderná zařízení.
11. Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti: deterministické/ pravděpodobnostní hodnocení, metodika PSA.
12. Bezpečnost jaderného paliva: požadavky na palivo, kritéria přijatelnosti a jejich ověření, vliv vyššího obohacení a vyššího vyhoření.
13. Výzkum pro bezpečnost: národní a mezinárodní výzkumné programy, potřeba výzkumu pro bezpečnost, témata výzkumu, zkušenosti a přínos pro jaderný program ČR.
14. Personál v jaderných zařízeních: požadavky na personál, vybraní pracovníci, ověřování způsobilosti personálu - licence, praktické zkušenosti.
15. Principy zajištění bezpečnosti (2 přednášky).
16. Radioaktivní odpady, 1 přednáška.
17. Využívání provozních zkušeností (2 přednášky).
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Orientace v třídění a průběhu nehod, poruch a havárií JE. Podrobná znalost příčin, průběhu a následků dvou největších havárií JE. Ovládnutí základů jaderné bezpečnosti. Přehled o bezpečnostních systémech jaderných elektráren a jejich odolnosti proti potenciálním nehodám a haváriím.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, pochopení významu těžkých havárií pro globální bezpečnost jaderné energetiky. Přehled o problémech zajištění bezpečnosti jaderných elektráren II. generace a III. generace.
Požadavky:17ZAF, 17JARE, 17TER, 17DYR, 17PRF
Rozsah práce:
Kličová slova:Bezpečnost jaderných elektráren, jaderná bezpečnost, bezpečnostní systémy jaderných zařízení, havárie JE Černobyl havárie TMI-2, ochrana do hloubky, hloubková ochrana, kultura bezpečnosti, redundance, diverzita, jednoduchá porucha, chyba ze společné příčiny kritéria přijatelnosti, bezpečnostní rozbory, havarijní analýza, těžké havárie, LOCA, ATWS, VVER, EPR, AP-1000, INES.
Literatura:Povinná literatura:
1. Heřmanský B.: "Bezpečnost jaderných elektráren I., II., III., IV." Učební texty, 2009.

Doporučená literatura:
2. "Basic Safety Principles for NPP", Rev.1. INSAG-12 report, IAEAVienna 1999.
3. "European Utlities Safety Requirements", Vol.1, Rev. C, state 5, April 2001.
4. "Accident Analysis for Nuclear Power Plants", IAEA, Vienna, December 2002.
5. Pernica R.: "Stav vývoje a přehled metod pro vyhodnocení neurčitosti" Výzkumná zpráva ÚJV-11798 T, říjen 2002.

Elektrická zařízení jaderných elektráren17ELZ Bouček, Kropík 2+1 z,zk - - 3 -
Předmět:Elektrická zařízení jaderných elektráren17ELZIng. Bouček Stanislav2+1 Z,ZK-3-
Anotace:Přednášky jsou encyklopedickým přehledem elektrotechnických silnoproudých zařízení nn, vn a vvn se zaměřením na jejich použití v oblasti jaderných elektráren včetně vyvedení výkonu do elektrizační soustavy. Teoretické základy jsou doplňovány praktickými ukázkami spolu s parametry zařízení v současnosti používaných v energetice se zaměřením na jaderné elektrárny.
V úvodních hodinách je zopakování obecných základních vztahů z teorie obvodů a teorie elektromagnetického a elektrického pole. Následuje přehled materiálů pro elektrotechniku (vodiče elektrického proudu, polovodiče, vodiče magnetického toku, izolanty a dielektrika), jejich vlastnosti, použití. V dalších částech jsou po obecném úvodu probírány postupně jednotlivé druhy elektrických strojů a přístrojů, jejich charakteristiky, náhradní schéma, fázorové diagramy, použití v jaderných elektrárnách.
V závěru jsou prezentována elektrická zařízení jaderných elektráren včetně nejčastěji aplikovaných schémat vyvedení výkonu a schémat zajištění vlastních spotřeb bloku a společných provozů elektrárny. Příklady elektrických schémat našich JE jsou uvedeny včetně parametrů elektrických zařízení.
Výuka je doplněna exkurzí do školních laboratoří (školní elektrárna, laboratoř vysokých napětí a laboratoře elektrických strojů). Ve školní elektrárně probíhá v rámci cvičení měření na modelu elektrárenského bloku s ukázkami a vyhodnocením přechodových dějů při uměle vytvořených poruchových stavech.
Osnova:1.Základní pojmy a vztahy z teorie obvodů a teorie elektromagnetického a elektrického pole, Maxwellovy rovnice.
2.-3. Materiály pro elektrotechniku - izolanty, dielektrika, jejich vlastnosti, použití, zkoušení elektrické odolnosti, ztrátový činitel, odporové materiály, vodiče, vodiče magnetického toku, polovodiče, supravodiče, vodiče pro speciální použití, magnetizační charakteristiky, omezování ztrát.
4. Elektrické stroje, rozdělení, definice vlastností, charakteristiky strojů a jejich zátěží, oteplování a jeho závislost na způsobu zatěžování stroje, účinnost, elektrodynamické síly.
5.-6. Elektrické stroje netočivé
transformátory (rozdělení, konstrukce, charakteristiky, provozní stavy, fázorové diagramy, omezující a filtrační vlastnosti, ...), speciální a přístrojové transformátory, tlumivky.
7.-10. Elektrické stroje točivé
Synchronní stroje (princip, konstrukce, vinutí, chlazení, rotory, funkce tlumiče, napájení rotoru, budiče, náhradní schéma, fázorový diagram), alternátory (provozní charakteristiky, stabilita, fázování, kývání, provoz do přenosové soustavy, ostrovní provoz), synchronní motory a kompenzátory.
Asynchronní stroje (princip, konstrukce, vinutí, spouštění a prostředky k omezení záběrových proudů, momentová charakteristika, náhradní schéma, kruhový diagram, fázorový diagram): asynchronní generátory, jednofázové asynchronní motory.
Stejnosměrné stroje (použití, princip, konstrukce, vinutí, charakteristiky): motory komutátorové, motory krokové, motory speciální.
11.-12. Elektrické přístroje - spínače nn, vn a vvn (požadavky na vypínací schopnosti, konstrukce, zařazení do el. schéma, způsoby zhášení oblouku, zotavené a průrazné napětí), el. přístroje jistící a ochranné (pojistky, jističe, chrániče, energetické ochrany, přepěťové ochrany, konstrukce, účel, charakteristiky, zařazení do el. schéma, selektivita jištění, omezující schopnosti, testování.
13. Elektrická zařízení jaderných elektráren - požadavky, schéma vyvedení výkonu, schéma zajištění vlastní spotřeby bloku a společné vlastní spotřeby elektrárny pro všechny provozní i havarijní situace. Příklady el. schémat JE.
Osnova cvičení:Cvičení probíhá ve školní elektrárně. Jeho náplní je měření na modelu elektrárenského bloku s ukázkami a vyhodnocením přechodových dějů při provozních a uměle vytvořených poruchových stavech.
Cíle:Znalosti:
Přehledové znalosti elektrotechnických silnoproudých zařízení používaných v jaderných elektrárnách, pochopení jejich principu, nároků na ně ve vztahu k ostatním technologiím, redundance i diverzifikace v zajištění napájení zařízení vlastní spotřeby ve všech provozních i kritických stavech bloku.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, zařazení získaných znalostí v kontextu se znalostmi o ostatních technologiích v jaderných elektrárnách.
Požadavky:-
Rozsah práce:Samostatné studium literatury, diskuze během přednášek.
Kličová slova:Transformátor, synchronní alternátor, asynchronní motor, stejnosměrný motor, elektrické přístroje, vypínač, jaderná elektrárna, vlastní spotřeba elektrárny, zajištěné napájení.
Literatura:Povinná literatura:
1. Zařízení jaderných elektráren, skripta ČVUT FJFI 1985.

Doporučená literatura:
2. Elektrické stroje, skripta ČVUT FEL 2000.

Studijní pomůcky:
Laboratoř školní elektrárny.

Předdiplomní praxe na jaderné elektrárně17PRAXD Kropík 1 týden z - - 1 -
Předmět:Závěrečná předdiplomní praxe17PRAXDdoc. Ing. Kropík Martin CSc.1 tyd Z-1-
Anotace:
Osnova:
Osnova cvičení:
Cíle:
Požadavky:
Rozsah práce:
Kličová slova:
Literatura:

Předdiplomní seminář17DSEM Kropík - - 0+2 z - 2
Předmět:Předdiplomní seminář17DSEMdoc. Ing. Kropík Martin CSc.-0+2 Z-2
Anotace:Předmět seminář se věnuje zejména diplomovým pracím studentů. Seznamuje studenty s formálními požadavky při vypracování diplomových prací, s tématy prací ostatních studentů v ročníku a nácvikem prezentací pro obhajoby diplomových prací při státní závěrečné zkoušce. V rámci předmětu mohou studenti rovněž navštěvovat fakultní kolokvia, která mají vztah k jejich studijnímu oboru
Osnova:Předmět seminář se věnuje zejména diplomovým pracím studentů. Seznamuje studenty s formálními požadavky při vypracování diplomových prací, s tématy prací ostatních studentů v ročníku a nácvikem prezentací pro obhajoby diplomových prací při státní závěrečné zkoušce. V rámci předmětu mohou studenti rovněž navštěvovat fakultní kolokvia, která mají vztah k jejich studijnímu oboru
Osnova cvičení:Předmět seminář se věnuje zejména diplomovým pracím studentů. Seznamuje studenty s formálními požadavky při vypracování diplomových prací, s tématy prací ostatních studentů v ročníku a nácvikem prezentací pro obhajoby diplomových prací při státní závěrečné zkoušce. V rámci předmětu mohou studenti rovněž navštěvovat fakultní kolokvia, která mají vztah k jejich studijnímu oboru
Cíle:Znalosti:
formální záležitosti diplomových prací, úprava, literatura a odkazy na ní, způsob prezentace výsledků, softwarové prostředky pro prezentace

Schopnosti:
prezentovat výsledky diplomové práce pro její obhajobu při státní závěrečné zkoušce
Požadavky:-
Rozsah práce:samostatná příprava prezentace diplomové práce na různém stupni jejího rozpracování
Kličová slova:diplomová práce, prezentace, odkaz na literaturu, fakultní kolokvium
Literatura:Studijní pomůcky:
učebna s audiovizuálním vybavením pro prezentace

Diplomová práce 1, 217DPJR12 Kropík 0+10 z 0+20 z 10 20
Předmět:Diplomová práce 117DPJR1doc. Ing. Kropík Martin CSc.0+10 Z-10-
Anotace:Předmět se týká problematiky oficiálně zadaného tématu diplomové práce, navazujícího zpravidla na téma výzkumného úkolu, a její obhajoby, která je součástí státní zkoušky nezbytné pro uzavření magisterského studia. Garantem zadaného tématu je vedoucí práce, který zadává literaturu, kontroluje průběh a obhajitelnost práce a operativně řeší problémy práce. Student samostatně řeší uvedený problém, typicky rozpracovaný v bakalářské práci a výzkumném úkolu. Zadání práce je po skončení výzkumného úkolu odsouhlaseno vedoucím katedry a děkanem fakulty. Práce je oponována jedním oponentem. Kontaktní hodiny se týkají styku s vedoucím práce a jsou řešeny dle aktuální potřeby práce. Předmět proto není rozvrhován.
Osnova:Student na základě zadání práce a pod vedením školitele zpracovává individuáůlně zadané téma po dobu 2 semestrů.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Individuální tématika podle zadání práce.

Schopnosti:
Samostatná práce na zadaném úkolu, orientace v dané problematice, sestavení vlastního odborného textu.
Požadavky:-
Rozsah práce:Předmět je dán samostatnou činností studenta na zadaném tématu. Práce jsou průběžně kontrolovány školitelem a příslušnou katedrou.
Kličová slova:diplomová práce
Literatura:dle zadání diplomové práce

Předmět:Diplomová práce 217DPJR2doc. Ing. Kropík Martin CSc.-0+20 Z-20
Anotace:Předmět se týká problematiky oficiálně zadaného tématu diplomové práce, navazujícího zpravidla na téma výzkumného úkolu, a její obhajoby, která je součástí státní zkoušky nezbytné pro uzavření magisterského studia. Garantem zadaného tématu je vedoucí práce, který zadává literaturu, kontroluje průběh a obhajitelnost práce a operativně řeší problémy práce. Student samostatně řeší uvedený problém, typicky rozpracovaný v bakalářské práci a výzkumném úkolu. Zadání práce je po skončení výzkumného úkolu odsouhlaseno vedoucím katedry a děkanem fakulty. Práce je oponována jedním oponentem. Kontaktní hodiny se týkají styku s vedoucím práce a jsou řešeny dle aktuální potřeby práce. Předmět proto není rozvrhován.
Osnova:Student na základě zadání práce a pod vedením školitele zpracovává individuáůlně zadané téma po dobu 2 semestrů.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Individuální tématika podle zadání práce.

Schopnosti:
Samostatná práce na zadaném úkolu, orientace v dané problematice, sestavení vlastního odborného textu.
Požadavky:-
Rozsah práce:Předmět je dán samostatnou činností studenta na zadaném tématu. Práce jsou průběžně kontrolovány školitelem a příslušnou katedrou.
Kličová slova:diplomová práce
Literatura:dle zadání diplomové práce

Volitelné předměty

Spolehlivost jaderných elektráren17SPJE Dušek, Matějka 2+0 zk - - 2 -
Předmět:Spolehlivost jaderných elektráren17SPJEIng. Dušek Josef CSc.2 ZK-2-
Anotace:Předmět uvádí do základů teorie spolehlivosti, zejména systémové spolehlivosti jaderných elektráren (JE). Seznamuje dále s vývojem, základními postupy a praktickými aplikacemi moderního přístupu k ocenění bezpečnosti jaderných zařízení pomocí metody pravděpodobnostního hodnocení bezpečnosti jak v České republice tak i ve světovém měřítku. Hlavní důraz je kladen na metodiku sestavení a vyhodnocení stromů poruch pro bezpečnostně významné systémy v JE a poznání těchto systémů. Studenti jsou dále seznámeni s metodou stromů událostí a samostatně v rámci tohoto kursu sestavují tyto stromy pro vybrané iniciační události formou semestrálních prací. Závěrem jsou prezentovány některé provozní zkušenosti a údaje o poruchách čs. i zahraničních JE (Three Mile Island, Černobyl, Pakš) a základní informace o mezinárodních informačních systémech IRS a INES.
Osnova:1. Spolehlivostní analýzy komplexních systémů a pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti (PSA) jaderných elektráren - základní pojmy, přístupy k jaderné bezpečnosti a spolehlivosti.
2. Vývoj pravděpodobnostních analýz v oblasti jaderné energetiky ve světě a v ČR, příprava studie PSA pro jadernou elektrárnu, aktivity MAAE v oblasti PSA a vývoj ve světe.
3. Základní spolehlivostní ukazatelé a jejich význam, pravděpodobnostní pojmy, zvyšování spolehlivosti systému, význam kvalitativní a kvantitativní analýzy spolehlivosti, koncepce poruch a koncepce úspěchu, přechod od logického schematu ke stromu poruch.
4. Příprava blokového schématu, praktické aplikace spolehlivostní analýzy: Metoda stromu poruch, volba vrcholové události, grafické symboly užívané ve stromech poruch, pravidla pro konstrukci stromu poruch, způsoby popisu stromu poruch, výhody a nevýhody.
5. Analýza vlivu lidského faktoru a jeho uplatnění při spolehlivostních analýzách jaderně energetických zařízení.
6. Kvalitativní a kvantitativní vyhodnocení stromů poruch, metody: Shannonova, pravdivostní tabulky, Grayův kód, Karnaughova tabulka, apod.
7. Možnosti zahrnutí různého chování komponent systému do analýzy stromem poruch: výpočtové programy, informační systémy jaderných elektráren, vliv údržby a testů na spolehlivost a možnost jejich zahrnutí do analýzy, poruchy se společnou příčinou, analýzy nejistot a citlivosti.
8. Metodika stromu událostí, aplikace metody stromu událostí na bloky s reaktory VVER.
9. Výběrové systémy, jejich využití, smysl a způsob vyhodnocení, praktické cvičení s vyhodnocením konkrétních vzorových příkladů, mezinárodní informační systémy IRS a INES.
10. Přístup SÚJB k PSA a uplatnění PSA v práci státního dozoru. Risk Monitor.
11. Provozní zkušenosti a údaje o poruchách čs. a zahraničních JE, zpětná vazba, praktické aplikace PSA.
12. Konzultace k přednáškám.
Osnova cvičení:Praktické cvičení s vyhodnocením konkrétních vzorových příkladů z oblasti spolehlivosti.
Cíle:Znalosti:
Základy teorie spolehlivosti a zejména systémové spolehlivosti jaderných elektráren, metody pravděpodobnostního hodnocení bezpečnosti.

Schopnosti:
Sestavení a vyhodnocení stromů poruch pro bezpečnostně významné systémy v JE a poznání těchto systémů.
Požadavky:-
Rozsah práce:Samostatné sestavení stromu poruch pro vybrané iniciační události.
Kličová slova:Teorie spolehlivosti, strom poruch, PSA, lidský faktor, ocenění bezpečnosti, analýza spolehlivosti, strom událostí.
Literatura:Povinná literatura:
1. Kolektiv autorů : Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti, sborník originálních prací pro celostátní kurs pořádaný ZP ČSVTS ÚJV Řež a Odbornou skupinou jaderné elektrárny při České energetické společnosti ČSVTS, Řež 1987, 266 str.

Doporučená literatura:
2. Procedures for Conducting PSA of NPP (level 1), Safety Series No.50-P-4, IAEA, Vienna, 1992.
3. Fullwood R.R., Hall R.E. : Probabilistic Risk Assessment in the Nuclear Power Industry - Fundamentals and Applications, Pergamon Press, 1988.

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.

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.

Kritický experiment17KE Huml, Rataj 0+2 kz - - 2 -
Předmět:Kritický experiment17KEIng. Huml Ondřej Ph.D. / Ing. Rataj Jan Ph.D.0+2 Z-2-
Anotace:
Osnova:
Osnova cvičení:
Cíle:
Požadavky:
Rozsah práce:
Kličová slova:
Literatura:

Laboratorní praxe pro energetiky17LAPE Kobylka 0+3 z - - 3 -
Předmět:Laboratorní praxe pro energetiky17LAPEIng. Kobylka Dušan Ph.D.0+3 Z-3-
Anotace:Předmět dá studentům praktické znalosti z vybraných měření se kterými se mohou setkat v celém oboru energetiky (fosilních paliv, jaderné, obnovitelných zdrojů, elektroenergetiky, apod.) v praktickém provozu i při konstrukci energetických zařízení. Je koncipován jako série laboratorních úloh prováděných na různých pracovištích a vysokých školách. Předmět není pevně rozvrhován, studenti si z aktuálního seznamu nabízených laboratorních úloh a měření vyberou celkový počet v rozsahu 1 vyučovacího týdne (zpravidla 10 cca tříhodinových úloh), tak aby úlohy vhodně zapadaly do jejich předpokládaného profesního rozvoje. Úlohy v průběhu semestru či zkouškového období naměří a vyhodnotí na pracovišti, které úlohu garantuje. Nabízené laboratorní úlohy jsou z institucí: Fakulta strojní ČVUT v Praze (Ústav energetiky), FJFI-ČVUT v Praze (KJR, KDAIZ, KM, KJCH), Fakulta strojního inženýrství VUT v Brně (Energetický ústav), Fakulta strojní Vysoká škola báňská - technická univerzita Ostrava, Fakulta elektrotechniky a informatiky Vysoká škola báňská - technická univerzita Ostrava, Centrum výzkumu Řež.
Osnova:
Osnova cvičení:
Cíle:Znalosti: problematika a principy vybraných měření v energetice
Schopnosti: orientace v problematice praktických měření v energetice, schopnost vyhodnocovat data
Požadavky:
Rozsah práce:
Kličová slova:energetika, měření, laboratoře
Literatura:Podklady k jednotlivým laboratorním úlohám dodávají pracoviště garantující laboratorní měření

Vybrané přednášky z energetiky17VYPE Kobylka - - 3+0 z - 2
Předmět:Vybrané přednášky z energetiky17VYPEIng. Kobylka Dušan Ph.D.-3+0 Z-2
Anotace:Předmět nabízí studentům vybrané přednášky z celého oboru energetiky (fosilních paliv, jaderné, obnovitelných zdrojů, elektroenergetiky, apod.). Skládá se ze série zájmových přednášek garantovaných různými pracovišti a vysokými školami: Fakulta strojní ČVUT v Praze (Energetický ústav), FJFI-ČVUT v Praze (KJR, KDAIZ, KM, KJCH), Fakulta strojního inženýrství VUT v Brně (Energetický ústav), Fakulta strojní Vysoká škola báňská - technická univerzita Ostrava, Fakulta elektrotechniky a informatiky Vysoká škola báňská - technická univerzita Ostrava, Centrum výzkumu Řež. Přednášky budou koncipovány tak, aby rozšířily studentům obzory do oblastí energetiky, které přímo nestudují, byly dostatečně odborné a přitom je pochopili i ti, kteří nemají z oboru přednášky hlubší znalosti.
Osnova:
Osnova cvičení:
Cíle:Znalosti: vybraná témata z oboru energetiky
Požadavky:
Rozsah práce:
Kličová slova:energetika
Literatura:Podklady z jednotlivých přednášek

Simulace provozních stavů JE17SIPS Kobylka - - 0+3 kz - 3
Předmět:Simulace provozních stavů JE17SIPSIng. Kobylka Dušan Ph.D.0+3 KZ-3-
Anotace:Předmět dává studentům představu o hlavních provozních charakteristikách jaderných elektráren s různými typy reaktorů, o fyzikálních vazbách mezi jednotlivými komponentami jaderných elektráren a o principu jejich řízení. V rámci teorie je vždy stručně popsána simulovaná elektrárna i její simulátor a jeho fyzikální pozadí. Hlavní těžiště práce je poté věnováno procvičení různých úloh (nominální výkon, přechodové stavy, poruchy komponent) na simulátorech. Výuka probíhá se simulátory elektrárenských bloků s reaktory: VVER-440, VVER-1000, ABWR a CANDU 6. Při cvičení jsou vždy rozebírány základní fyzikální parametry systému a zdůvodňovány jejich změny a vazby mezi nimi.
Osnova:1. Úvod k simulátorům, 1 přednáška
Definice a rozdělení simulátorů, význam simulátorů v jaderné energetice, základní principy a postupy při vývoji simulačních kódů a vývojová prostředí pro jejich tvorbu.
2. Simulátor systému VVER-440, 1 přednáška, 3 cvičení
Systém VVER-440 (JE Dukovany) a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbory charakteristik systému za nominálního stavu, přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů, úlohy zaměřené na určení fyzikálních charakteristik systému, rozbor havarijních situací, apod.
3. Simulátor systému VVER-1000, 1 přednáška, 2 cvičení
Systém VVER-1000 (JE Temelín) a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbor charakteristik systému za nominálního stavu, přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů, úlohy zaměřené na určení fyzikálních charakteristik systému, rozbor havarijních situací, apod.
4. Simulátor systému ABWR, 1 přednáška, 1 cvičení
Systému ABWR a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbor charakteristik systému za nominálního stavu a přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů.
5. Simulátor systému CANDU 6, 1 přednáška, 1 cvičení
Systému CANDU 6 a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbory charakteristik systému za nominálního stavu a přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů.
6. Srovnání a celkové zhodnocení, 1 cvičení
Celkové srovnání všech systémů a jejich zjištěných charakteristik, způsobů regulace a dynamického chování. Klasifikace studentů na základě provedení vybraných úloh a teoretických znalostí projevených při rozborech úloh.
Osnova cvičení:1. Úvod k simulátorům, 1 přednáška
Definice a rozdělení simulátorů, význam simulátorů v jaderné energetice, základní principy a postupy při vývoji simulačních kódů a vývojová prostředí pro jejich tvorbu.
2. Simulátor systému VVER-440, 1 přednáška, 3 cvičení
Systém VVER-440 (JE Dukovany) a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbory charakteristik systému za nominálního stavu, přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů, úlohy zaměřené na určení fyzikálních charakteristik systému, rozbor havarijních situací, apod.
3. Simulátor systému VVER-1000, 1 přednáška, 2 cvičení
Systém VVER-1000 (JE Temelín) a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbor charakteristik systému za nominálního stavu, přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů, úlohy zaměřené na určení fyzikálních charakteristik systému, rozbor havarijních situací, apod.
4. Simulátor systému ABWR, 1 přednáška, 1 cvičení
Systému ABWR a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbor charakteristik systému za nominálního stavu a přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů.
5. Simulátor systému CANDU 6, 1 přednáška, 1 cvičení
Systému CANDU 6 a jeho řízení, fyzikální modely simulátoru a implementované automatické regulátory, rozbory charakteristik systému za nominálního stavu a přechodové procesy při použití různých automatických regulátorů.
6. Srovnání a celkové zhodnocení, 1 cvičení
Celkové srovnání všech systémů a jejich zjištěných charakteristik, způsobů regulace a dynamického chování. Klasifikace studentů na základě provedení vybraných úloh a teoretických znalostí projevených při rozborech úloh.
Cíle:Znalosti:
Podrobné znalosti simulovaných zařízení, základní provozní stavy a parametry simulovaných systémů, způsoby řízení jaderných elektráren, fyzikální vazby mezi komponentami elektráren, dynamika systému elektrárny.

Schopnosti:
Posuzovat dynamické chování jaderné elektrárny jako celku, orientace v zařízení jaderné elektrárny a jejich vzájemnými vazbami.
Požadavky:17THN1, 17THN2, 17ZAF
Rozsah práce:Samostatné řešení zadaných cvičení a správné vyhodnocení simulovaných fyzikálních dějů.
Kličová slova:Simulátor, provozní stavy jaderné elektrárny, VVER-440, VVER-1000, ABWR, CANDU 6.
Literatura:Povinná literatura:
1. Gieci A., Macko J.: Návody ke cvičením na SPVS+EDU, Provozní stavy, VÚJE, Trnava, 2007.
2. Gieci A., Macko J.: Vedení výcviku na SPVS+ETE, Odborná studie, VÚJE, Trnava, 2004.
3. IAEA: Boiling water reactor simulator, Workshop materiál, IAEA, Vienna, 2003, IAEA-TCS-23.
4. Bereznai G.: Introduction to CANDU systems and operation, University of Ontario, Ontario 2003.

Doporučená literatura:
5. Gieci A., Macko J.: SPVS+EDU/ETE, Príručka používateľa verzi po upgrade 2008, VÚJE, Trnava, 2008.

Studijní pomůcky:
Počítačová učebna KJR, simulátor SPVS+EDU, simulátor SPVS+ETE, simulátor ABWR, simulátor CANDU 6.

Termomechanika jaderného paliva17TMP Kobylka, Valach - - 2+1 z,zk - 3
Předmět:Termomechanika jaderného paliva17TMPIng. Kobylka Dušan Ph.D. / ing. Valach Mojmír CSc.-2+1 Z,ZK-3
Anotace:Předmět podrobně seznamuje studenty s termomechanikou jaderného paliva. Úvodní část je věnována konstrukci paliva pro různé typy reaktorů a stručné charakteristice používaných materiálů (palivo, povlakové a konstrukční materiály). Hlavní částí předmětu je podrobný rozbor základních termomechanických vlastnosti paliva v rámci jeho ozařování až do hlubokých vyhoření. Jsou probírány a přehledně vyhodnocovány jednotlivé fyzikální modely popisující tepelné i mechanické vlastnosti palivových elementů jako celku i jeho dílčí části (palivo, mezera palivo-pokrytí, pokrytí). Závěrem předmětu je uveden přehled a stručný popis a principy numerických kódů určených pro termomechanické výpočty paliva. Velký důraz je kladen na vzájemné kritické výpočtové srovnání různých modelů pomocí kódu FEMAXI 6.
Osnova:1. Konstrukce palivových souborů, 2 přednášky.
2. Teplofyzikální vlastnosti paliva, 2 přednášky.
3. Mechanické chování paliva, 1 přednáška.
4. Teplotechnické vlastnosti pokrytí palivového elementu, 1 přednáška.
5. Mechanické chování pokrytí palivového proutku, 1 přednáška.
6. Vedení tepla v mezeře palivo-pokrytí, 2 přednášky.
7. Interakce palivo-pokrytí, 1 přednáška.
8. Termomechanické kódy pro modelování chování palivového proutku, 1 přednáška.
9. Chování paliva při projektových haváriích, 1 přednáška.
10. Bezpečnostní kritéria jaderného paliva, 1 přednáška.
Osnova cvičení:1. Tvorba vstupního souboru pro kód FEMAXI-6, výpočet a diskuse výsledků.
2. Tvorba modelu v kódu COSMOS/M.
Cíle:Znalosti:
Podrobné znalosti jevů a procesů, které probíhají v palivovém proutku během vyhořívání v reaktoru při normálním a abnormálním provozu a projektových haváriích.

Schopnosti:
Orientace v dané problematice, ocenit vliv různých jevů na termomechanické vlastnosti a teplotní poměry v palivu, kritického srovnání různých modelů.
Požadavky:17THN2, 17TERR
Rozsah práce:Výpočet zadané úlohy pomocí kódu FEMAXI-6, kontrola při udělování zápočtu.
Kličová slova:Palivový proutek, jaderné palivo, termomechanické vlastnosti, palivová tableta, pokrytí paliva, mezera palivo-pokrytí, vrstva oxidů, součinitel tepelné vodivosti, FEMAXI-6, COSMOS/M.
Literatura:Povinná literatura:
1. D. R. Olander: Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements, Report No. TID-26711-P1, Technical Information Center, Office of Public Affairs, Energy Research and Development Administration, Oak Ridge, TN USA, 1976.
2. Bailly H., Ménessier D., Prunier C.: The Nuclear Fuel of Pressurized Water Reactors and Fast Reactors, Design and Behaviour, Lavoisier Publ. Inc., 1999.
3. Suzuki M., Saitou H.: Light Water Reactor Fuel Analysis Code FEMAXI-6, JAERI, 2005.

Doporučená literatura:
4. Hagrman, D.T. at all: SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual Volume IV: MATPRO -- A Library of Materials Properties for Light-Water-Reactor Accident Analysis, Idaho National Engineering Laboratory EGandG Idaho, Inc., Idaho Falls, 1993
5. Carbajo, J.J., Yoder, G.L., Popov, S.G., Ivanov, V.K.: A Review of the Thermophysical Properties of MOX and UO2 Fuels, Journal of Nuclear Materials 299, 181-198, 2001.

Studijní pomůcky:
Počítačová učebna, kód FEMAXI-6, kód Cosmos/M.

Radiační ochrana jaderných zařízení17ROJ Starý - - 2+0 zk - 2
Předmět:Radiační ochrana jaderných zařízení17ROJIng. Starý Radovan-2+0 ZK-2
Anotace:Předmět je zaměřen na získání hlubší znalostí z oblasti radiační ochrany, o biologických účincích ionizujícího záření, o způsobu hodnocení a optimalizaci ozáření pracovníků a osob v jaderných zařízení.
Osnova:1. Radiační ochrana jaderných zařízení, 1 přednáška
Úvod, účel a úkoly radiační ochrany, bezpečnostní kultura v RO, účel RO na pracovištích. Přehled literatury, studijní podklady.
2. Dozimetrie IZ, Rozsah: 4 přednášky
Veličiny charakterizující zdroj záření (aktivita, emise zdroje, radioaktivní rovnováha). Veličiny charakterizující pole záření (Fluence částic, Fluence energie, Radiance částic). Veličiny charakterizující působení IZ na látku - Expozice, Dávka, Kerma a jejich vzájemný vztah. Interakce záření s hmotou. Stínění záření alfa, beta, gama a neutronů, praktické metody rychlého odhadu stínění.
2. Biologické účinky IZ, 4 přednášky
Způsoby ozáření organismu. Distribuce radionuklidů v organismu.
Veličiny používané v ochraně před IZ (dávkový ekvivalent, jakostní činitel, ekvivalentní dávka, efektivní dávka, kolektivní efektivní dávka), Zdroje poznatků o biologických účincích IZ, biologické účinky IZ na živý organismus Radiační působení v biologické soustavě, účinky IZ na buňku a tkáně, LNT - Lineární bezprahová teorie a její narušení, reparační mechanismy.
3. Radiační ochrana, 4 přednášky
Radiační ochrana, principy ALARA, Limity v RO (Vyhláška SÚJB č. 307/2002 Sb.). Způsob ochrany před před účinky IZ, ionizující záření v životním prostředí. Stochastické a deterministické účinky IZ na lidský organismus. Principy ochrany. Akutní nemoc z ozáření, radiační dermatitida. Stanovení ozáření pracovníků při práci se zdrojem ionizujícího záření a jeho zhodnocení z hlediska radiační ochrany. Stanovení kolektivní dávky. Organizace práce z hlediska minimalizace ozáření pracovníků a osob v jaderných zařízení.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
Získat hlubší znalosti o dozimetrii ionizujícího záření a radiční ochraně.

Schopnosti:
Analyzovat a hodnotit radiční situaci při práci se zdroji IZ, optimalizovat ozáření pracovníků a osob.
Požadavky:17URO
Rozsah práce:Samostatné studium doplňující literatury.
Kličová slova:Radiační ochrana, ionizující záření, biologické účinky, ALARA.
Literatura:Povinná literatura:
1. Principy a praxe radiační ochrany, kol. autorů, Státní úřad pro jadernou bezpečnost, SÚJB, Praha 2000.

Doporučená literatura:
2. SOURCES AND EFFECTS OF IONIZING RADIATION, UNSCEAR 2000 REPORT Vol. I, http://www.unscear.org.
3. Bodansky D.: Nuclear Energy: Principles, Practices, and Prospects, 2nd ed. editionRadiation Detection and Measurement, John Wiley & Sons, Inc., Springer-Verlag New York, 2004.
4. Hála J.: Radioaktivita, ionizující záření, jaderná energie, Konvoj Brno, 1998.
5. Vyhláška SÚJB č. 307/2002 Sb. o radiační ochraně ve znění vyhlášky č. 499/2005 Sb.

Studijní pomůcky:
Přenosné dozimetrické přístroje Rados RDS120, RADOS200, Berthold LB122, Tesla NB3201. Monitorovací systém reaktoru VR-1.

Pokročilé metody přepracování vyhořelého paliva a technologie solných reaktorů17PPSR Uhlíř - - 2+1 zk - 3
Předmět:Pokročilé metody přepracování vyhořelého paliva a technologie solných reaktorů17PPSRIng. Uhlíř Jan CSc.-2+1 ZK-3
Anotace:Předmět je zaměřen na popis metod určených pro výrobu čerstvého paliva a přepracování vyhořelého jaderného paliva se zaměřením na chemii těchto procesů. Rozebírány jsou možnosti přepracování jak paliv ze současných typů reaktorů, tak speciálními typy paliv reaktorů IV. generace. Značná pozornost je věnována technologiím pro výroby, zpracování a čištění kapalných paliv pro solné reaktory (MSR) a to jak v klasickém U-Pu cyklu tak v Th-U cyklu.
Osnova:1.Chemické procesy výroby čerstvého paliva, 3 přednášky
loužení (kyselé, karbonátové) a faktory které je ovlivňují, metody separace uranu z výluhů (sorpční procesy, kapalinově extrakční procesy, apod.), výroba a složení žlutého koláče, metody čištění žlutého koláče do podoby nukleárně čistého materiálu (kapalinově extrakční procesy s TBP, ?), výroba UF6 pro obohacování, konverze UF6 na UO2.
2.Technologie přepracování vyhořelého paliva, 4 přednášky
Vyhořelé jaderné palivo z uran-plutoniového palivového cyklu a jeho vlastnosti, partitioning a transmutace, proces PUREX, pokročilé hydrometalurgické metody separace transuranových prvků, pyrochemické postupy přepracování, atd.
3.Moderní typy paliv a jejich výroba, 1 přednáška
Paliva reaktorů 4. generace a speciální postupy jejich výroby a přepracování, palivo VHTR reaktorů.
4.Technologie kapalného paliva a solných reaktorů (MSR), 3 přednášky
Kapalná paliva, historie a současná technologie MSR, soli jako palivo a jejich chemické a fyzikální vlastnosti, palivový cyklus MSR, chemie a technologie MSR, frakční destilace fluoridů, elektrochemické separační technologie
5.Uran-thoriový palivový cyklus, 1 přednáška
Chemické procesy pro výrobu a přepracování thoriového paliva, cyklus s kapalným palivem.
Osnova cvičení:-
Cíle:Znalosti:
podrobné znalosti chemických procesů určených pro výrobu čerstvého paliva a přepracování vyhořelého jaderného paliva, znalosti technologií solných reaktorů a U-Th cyklu.

Schopnosti:
orientace v dané problematice, uplatnění získaných znalostí v oblasti rozhodování o palivových cyklech a ekonomice paliva.
Požadavky:17JPC
Rozsah práce:
Kličová slova:vyhořelé jaderné palivo, kapalinová extrakce, TBP, PUREX, partitioning, transmutace, MSR, žlutý koláč
Literatura:Povinná literatura:
1. Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, OECD/NEA 1999
2. G.R.Choppin: Chemical separations in Nuclear Waste Management, DOE/EM-0591

Doporučená literatura:
1. http://gif.inel.gov
2. http://www.ornl.gov

Studijní pomůcky:
Laboratoř Oddělení fluorové chemie ÚJV Řež a.s.,