V rámci projektu SUSEN – Udržitelná energetika bude vyprojektována a postavena experimentální heliová smyčka S-Allegro. Tato smyčka má modelově ověřit systémové chování reaktorového konceptu GFR (Gas Fast Reactor).

Použitím systémového kódu (RELAP, ATHLET, …) budou simulovány předpokládané provozní stavy smyčky a provedena jejich analýza.

V současné době probíhá v Centru výzkumu Řež výstavba experimentální smyčky HTHL SUSEN (High
Temperature Helium Loop). Tato smyčka bude sloužit primárně ke korozním experimentům vybraných
materiálů v prostředí helia, dále k ověření udržení různých chemických režimů a čištění helia od
plynných či mechanických nečistot. Aktivní kanál smyčky bude umístěn v aktivní zóně reaktoru LVR 15.

V současné době probíhá v Centru výzkumu Řež výstavba experimentální smyčky S-CO2. Tato smyčka
bude sloužit primárně k testování přestupu tepla v různých provozních podmínkách (p, T), dále ke
korozním a erozním experimentům vybraných materiálů a ke zkoumání nestabilit proudění v různě
otápěných kanálech. Médium ve smyčce je oxid uhličitý o nadkritických parametrech.

Problém obchodního cestujícího je velice rozšířený a jeho nejznámější aplikace je ve všech navigacích GPS. Méně známé aplikace problému obchodního cestujícího je vytvoření matice a drah elektrických obvodů k jednotlivým tranzistorům v čipech procesorů. Tato práce bude zaměřena na aplikaci problému obchodního cestujícího pro trasování elektronového svazku na povrchu vzorku, který je jím zahříván a tak tepelně namáhán. Cílem práce bude vytvořit několik modelových tras elektronového paprsku, vytvoření časově závislé simulace ohřevu podél těchto tras. Další rozvoj tématu bude mít experimentální charakter, kde se ty nejpokročilejší modely otestují na zařízení HELCZA a výsledky se porovnají s běžně používanými trasovacími algoritmy.

In the frame of an H2020 project, alumina forming coatings will be tested for corrosion resistance in liquid Pb. Properties of the material after exposure will be compared with material without coating (austenitic 316L). The work will focus on the evaluation of the environmental effect on the coating composition and microstructure in time. Self-healing capability and resistance to delamination will also be evaluated.

Chladicí média na bázi slitin olova mají mnohé výhody. Jedno z nejvýznamnějších jsou vysoká tepelná vodivost a vysoký bod varu. S tím souvisejí možnosti dosažení vysoce účinného chlazení i za podmínek, kdy jiná chladiva jsou již nepoužitelná (z hlediska teplotní stability chladiva či pevnosti konstrukčních materiálů při dané teplotě). Jejich širší uplatnění v praxi náráží na nedostatečně vyvinuté technologie pro jejich čerpání, měření základních veličin a také nedostatečně ověřených technologií pro jejich čištění a udržování optimálního chemického režimu.

Kontaminanty, které se ve stávajících a plánovaných zařízeních vyskytují mají dvojí povahu. První skupinou jsou vysoce těkavé produkty (např. rozpuštěné plyny), jejichž přítomnost je v chladivu nežádoucí (např. He, N2 a pod.) nebo jsou žádaným vedlejším produktem (ve fúzních aplikacích se jedná o získávání izotopů vodíku - zejména tritia). Druhou skupinu tvoří netěkavé rozpustné látky (např. nikl, železo), které často pocházejí přímo z konstrukčních materiálů a které v chladnějších částech zařízení mohou vytvářet nežádoucí úsady.

Cílem této práce je provést analýzu dostupných čisticích technologií a získat data potřebná pro jejich návrh.

Chladicí média na bázi slitin olova mají mnohé výhody. Jedno z nejvýznamnějších jsou vysoká tepelná vodivost a vysoký bod varu. S tím souvisejí možnosti dosažení vysoce účinného chlazení i za podmínek, kdy jiná chladiva jsou již nepoužitelná (z hlediska teplotní stability chladiva či pevnosti konstrukčních materiálů při dané teplotě). Jejich širší uplatnění v praxi náráží na nedostatečně vyvinuté technologie pro jejich čerpání, měření základních veličin a také nedostatečně ověřených technologií pro jejich čištění a udržování optimálního chemického režimu.

Kontaminanty, které se ve stávajících a plánovaných zařízeních vyskytují mají dvojí povahu. První skupinou jsou vysoce těkavé produkty (např. rozpuštěné plyny), jejichž přítomnost je v chladivu nežádoucí (např. He, N2 a pod.) nebo jsou žádaným vedlejším produktem (ve fúzních aplikacích se jedná o získávání izotopů vodíku - zejména tritia). Druhou skupinu tvoří netěkavé rozpustné látky (např. nikl, železo), které často pocházejí přímo z konstrukčních materiálů a které v chladnějších částech zařízení mohou vytvářet nežádoucí úsady.

Cílem této práce je provést analýzu dostupných čisticích technologií a získat data potřebná pro jejich návrh.

In the frame of an H2020 project, there is the need to carry out fracture toughness tests of austenitic steel 316L and its weld in liquid Pb. The work will be carried out in the infrastructres available in Plzen-MAT and will be comprehensive of mechanical testing in air and Pb, fracture surface examination and metallography observation/analyses in order to understand fracture mechanisms . 

V současné době probíhají na reaktoru LR-0 v Řeži experimenty na ověřování účinných průřezů prahových jaderných reakcí z několika knihoven jaderných dat, které jsou důležité pro praktickou reaktorovou dosimetrii. Tyto experimenty se vyhodnocují pomocí gama-spektrometrie na polovodičovém HPGe detektoru. Pro správnost měření je zapotřebí matematický model detektoru a tedy jeho charakterizace, jejíž součástí je experimentální proměření necitlivé vrstvy detektoru pomocí EG3 zářiče. Získané znalosti z gama-spektrometrie mohou být dále rozšířeny a použity při dalších pracích.

Austenitic steel 316L and its SAW and TIG welds are developped in the frame of H2020 projects. Welded materials will be exposed to flowing Pb and their corrosion behaviour evaluated, in particular, in comparison with the base material. The work will focus on the evaluation of the changes in the  diffusion properties of the welds in comparison with the base material. The aim will be to characterise the connection between the corrosion behaviour as a function of the compositional/microstructural changes.

Abstract:

The overall aim of the proposed project is to improve the understanding and exploitation of neutron irradiation induced damage, degradation processes and irradiation hardening on the Ti-stabilized austenitic stainless steels used as materials for Reactor Vessel Internals. Thus aiming for the safe long term operation of the nuclear power plants. The material under the study is obtained from the VVER-440 reactor internal components that were in operation for 15 years at about 330˚C. Uniqueness in this study, is application of nano-indentation technique in shielded semi hot – cells for estimation of irradiation hardening. In addition, the research activities under this project aims to address the irradiation effects on nano-mechanical local properties, microstructural changes and contributes to testing and complex description neutron irradiated materials.

Introduction

A nuclear reactor is a complex system consists of diverse components, materials, environments and reliability concerns. Harsh environment during the reactor operation and service causes degradation of Reactor Vessel Internals (RVI) components (bolts, guides, springs etc.). As a consequence, their failure over the period.  Degradation is associated to change of material, structure and physical properties due to the combined effect of neutron irradiation, temperature, and stress as products of nuclear fission and coolant (water) in the reactor. In VVER, Austenitic Stainless Steels (ASS) are used as material for internals as they possess relatively high strength, ductility and resistance to corrosion in water environment. Despite of their better mechanical and chemical properties, neutron fluence affects their resistance towards variation in structural properties and failures.  Degradation  in these materials are divided broadly based on extent of radiation dose levels, temperature of surrounding, pre-load and stress conditions. For the safe long term operation of the Reactor Pressure Vessel (RPV) internals, it is important to perform fundamental study on the degradation process by evaluation of local mechanical properties and association with irradiation induced defects. Characteristic neutron induced defects in materials are dislocation structures (Frank loops, dislocation network and stacking fault tetrahedra), cavities (voids and/or bubbles), and radiation-induced precipitates. 

                Nano-indentation is a relatively new technique for measuring mechanical properties of materials at the micro /nano- scales with high load and displacement resolutions. Materials hardness and reduced Young’s modulus are two basic material parameters determined by nano-indentation technique. With the recent significant achievements in Nano-indentation, it is now feasible to determine creep, hardening exponents, residual stresses as well as fracture toughness and yield strength.  It has been widely used in fields of materials science to study elastic-plastic mechanics. Nowadays, nano-indentation has been used in diverse applications to evaluate mechanical properties of thin films and coatings, biomechanics, semiconductors, study of bones biomedicine, nanotechnology and so on. Its rapid development and application in different fields, is due to the simple specimen geometry (flat surface is needed), the small amount of material required for testing and the possibility to perform automated data acquisition and analysis.

                In the domain of nuclear materials analysis, nano-indentation has become a vital tool to evaluate site specific/local mechanical properties and their performance. Due to its capability to map the properties with sub-micron to micron spatial resolution, it is feasible to characterise structural steels (RVI/RPV), the effect of irradiation damage and defects on their properties. Thus it allows to study, how the mechanical properties correlate to the level of damage caused by neutrons and ions on the nuclear structural materials. Few research studies has been already performed by the combination of ion irradiation and nano-indentation to evaluate irradiation hardening in structural materials. However a limited research has been performed on nano-indentation studies of neutron irradiated material, in specific to the activities related to reactor vessel internals. There is a need to obtain equivalent experimental data on mechanical properties to understand the extent of irradiation damage and degradation process in neutron irradiated materials. Indentation size effects (ISE) , the substrate effect , differences in the pile-up behaviour of un-irradiated and irradiated material  should be taken into account during the evaluation of neutron irradiated material.

Materiály pro vysokoteplotní aplikace (do kterých patří i vysokoteplotní aplikace v jaderné energetice) mohou být kovové a nekovové. Téma této práce je dostatečně široké, vlastní práce může spočívat v experimentálním zhodnocení odolnosti vybraných druhů materiálů a nebo sumarizaci/zhodnocení údajů převzatých z literatury. Na konkrétním zadání se dohodnete se školitelem. Platí i pro r. 2018.

V současné době probíhají  v Řeži experimenty na ověřování účinných průřezů prahových jaderných reakcí z několika knihoven jaderných dat, které jsou důležité pro praktickou reaktorovou dosimetrii. Tyto experimenty se vyhodnocují pomocí gama-spektrometrie na polovodičovém HPGe detektoru. 14 MeV D-T  zdroj neutronů je v praxi používán pro měření účinných průřezů. Student se seznámí s širokou škálou praktických i teoretických dovedností nutných v oblasti jaderných dat i reaktorové dozimetrie.

Mezi jeden z konceptů reaktorů IV. generace patří perspektivní koncept tekutým kovem chlazeného
rychlého reaktoru. Jedním z klíčových problémů vzhledem k pasivní bezpečnosti reaktoru je zamrzání
systému havarijního odvodu tepla DHR (Decay Heat Removal). Tato problematika je jedním
z výzkumných témat, kterým se společnost Centrum výzkumu Řež bude v příštích letech zabývat.

V rámci řešení projektů pro fúzní technologie řeší Centrum Výzkumu Řež problematiku proudění eutektika Pb-Li v testovacím modulu TBM (Test Blanket Module), který slouží k produkci paliva pro proudění tekutých kovů v tomto prostředí, tlakové ztráty a transport hmoty.

Gama ozařovna v Centru výzkumu Řež je určena k ozařování menších vzorků, například kousky křemíku, vzorky kabelů, různých druhů plastů atd. Jejím účelem je zkoumání radiační odolnosti materiálů a jejich stínících vlastností. Vlastnosti materiálů ovlivňujenejen gama záření, ale také teplota, které jsou vystaveny. Za účelem zkoumání vlastností materiálů vystavených gama záření a zvýšeným teplotám jsme sestrojili pec určenou k ohřevu vzorků při ozařování. Pec je vybavena topnou patronou o výkonu 800 W. Výkon je řízen pomocí SSR relé a PLC ORBIT MERRET OMC 8000. Termočlánky umístěné v ozařovací peci dávají informaci PLC o aktuální teplotě. PLC na základě teploty v peci a regulačních konstant PID regulátoru určí výkon topné patrony. Výkon topné patrony je řízen přes SSR relé.

 Mezi nekovové materiály pro vysokoteplotní aplikace a energetiku (včetně jaderné) patří především keramické materiály a dále např. grafit. Tyto materiály se navzájem liší svojí podstatou, může jít o karbidy, oxidy, atd. Cílem práce je sumarizace a zhodnocení těchto materiálů, zejména jejich klíčových vlastností pro jednotlivé aplikace, následně pak vznést návrhy pro výzkum a vývoj těchto materiálů.

Introduction

Zirconium alloy (metallic) based nuclear fuel claddings act as barrier against loss of fuel particles into the coolant water during plant operation, handling and dry storage of the spent fuel rods. Claddings absorbs hydrogen produced during reactor operation due to aggressive corrosion. Increase in the hydrogen concentration limit can lead to hydride precipitation (brittle), resulting in the reduction of cladding strength and/or mechanical failure by a process called Delayed Hydride Cracking (DHC). DHC damage mechanism is time dependent and related on the hydrogen concentration limits/stress level/temperature in the cladding, can be considered as coupled field problem. Though many studies have been made on the study of DHC in zircaloy fuel claddings at macro level, there exists few reports on micro level in-situ DHC studies to understand the failure mechanism in detail.

Goal

The objective behind this proposal is to create an axis of research in CVRez, on current and future topics related to mechanical integrity of zirconium based fuel cladding tubes. The main inspiration of this proposal is focused on the dry storage of fuel claddings at high burn up. The primary objectives of this work are the following:

• Detailed investigation and understanding of DHC failure mechanism in E110 fuel cladding tubes under dry storage conditions
• In specific the focus on stress induced hydrogen diffusion and precipitation responsible for crack propoagation.
• to determine the physical basis of the phenomenon and underlying damage mechanism.
• Comparison with respect to the existing models – CANDU and BWR claddings DHC failure models

Methodology

In the present study, DHC mechanical tests will be performed on un-irradiated E110-VVER cladding tubes under an SEM (Scanning Electron Microscope) coupled with EBSD (texture / grain orientation/hydride precipitaion) to observe the dynamic DHC process. A specific geometry of micro mechanical tensile test specimen will be fabricated and polished for EBSD. Significant insights in the DHC failure mechanism will be observed along with the most vital parameters like threshold stress intensity and crack propagation velocity.   

Působení agresivních nečistot v páře v kombinaci s konstrukčním řešením lopatek parní turbíny způsobuje důlkovou korozi (pitting). Ta může vést až k vysokocyklové únavě lopatky a následné havárii, proto je třeba důlky monitorovat. Student provede srovnání dostupných nedestruktivních metod (výpočetní tomografie, laserová profilometrie aj.) s metalografií na degradovaných nízkotlakých lopatkách.

Práce je zaměřena na seznámení s kódy používanými na výzkumných reaktorech s obdobným výkonem jako LVR-15 a jejich charakterizace a možnosti použití pro návrh vsázek reaktoru LVR-15 ve srovnání s aktuálně používaným kódem NODER.

Bc práce - požadavky na určování NF charakteristik reaktoru LVR-15 (rozsah parametrů, požadavky na uživatele, vazbu na realně naměřená data aj), rešerše možností a používaných kódů na LVR-15 a na jiných zařízeních; srovnání parametrů kódů, návrh vhodného způsobu/kódu pro určování charakteristik

ročníková práce - seznámení s vybraným kódem, provedení typových výpočtů, modelace základních experimentálních zařízení reaktoru LVR-15

diplomová práce - validační úloha pro nový kód a srovnání s NODER

ráce je zaměřena na seznámení s kódy používanými na výzkumných reaktorech s obdobným výkonem jako LVR-15 a jejich charakterizace a možnosti použití pro návrh vsázek reaktoru LVR-15 ve srovnání s aktuálně používaným kódem RELAP.

Bc práce - požadavky na určování T-H charakteristik reaktoru LVR-15 a jeho experimentálních zařízení (rozsah parametrů, požadavky na uživatele, vazbu na realně naměřená data aj), rešerše možností a používaných kódů na LVR-15 a na jiných zařízeních; srovnání parametrů kódů, návrh vhodného způsobu/kódu pro určování charakteristik

ročníková práce - seznámení s vybraným kódem, provedení typových výpočtů, modelace základních experimentálních zařízení reaktoru LVR-15

diplomová práce - validační úloha pro nový kód a srovnání s RELAP

Centrum výzkumu Řež Vlastní a provozuje experimentální reaktorovou heliovou smyčku HTHL(high temperature helium loop), která umožňuje testování materiálů v prostředí helia na parametrech odpovídajících reaktorům HTR a GRF za současného účinku radioaktivního záření. Pro rozšíření experimentálních možností zařízení by bylo vhodné navrhnout ozařovací kanál s možností aktivního cyklického zatěžování zkušebních vzorků.

Cílem práce je navrhnout způsob automatického přepočtu N-F parametrů aktivní zóny výpočetním kódem (program NODER) na základě provozních dat reaktoru LVR-15 pro potřeby sledování vybraných parametrů aktivní zóny, které nejsou přímo měřeny.

Bc - rešerše tématu spojení výpočetního kódu a provozního měření (např. systém Scorpio na EDU); seznámení s programem NODER a jeho formátem vstupů a výstupů, seznámení s měřenými parametry reaktoru LVR-15, návrh základního algoritmu provádění výpočtů a určení požadavků na vstupy a charakter výstupů (časová/výpočetní náročnost, minimální/maximální perioda výpočtů, poždavky na online měření aj)

ročníková - podrobné seznámení s programem NODER, modelace vybraných stavů na základě provedené rešerše měřených signálů z reaktoru - určení časové změny rozložení výkonu v okolí zasouvaného regulačního prvku a neutronového spektra v blízkém ozařovacím kanále/sondě

Diplomová -  provedení vybraných měření na reaktoru a srovnání výstupu měření a výpočetní predikce stavů; validace algoritmu výpočtu a návrh provedení programu pro automatizaci

Disertace - provedení programu a realizace, návrh a provedení připojení ke zdroji provozních dat, vizualizace prostředí pro operátory

Návrh je na několik na sobě navazujích prací - Bc až Ing případně disertace. 

Cílem bakalářské práce je provedení rešerše na téma zbytkový tepelný výkon paliva, čím je dán, jak ovlivňuje bezpečnostní a provozní analýzy reaktoru, čím je ovlivňován, možnosti jeho sledování a odhadování/výpočetní predikce s tím, že praktická část by byla návrh možnosti realizace měření pro kazety IRT používané pro reaktor LVR-15.

Ročníková práce - zaměřená na podrobnější analýzu rozložení zdrojů tepla v palivové kazetě IRT-4M po odstavení v různých pozicích v aktivní zóně a po různoudobu provozu, vazbu na měřitelné hodnoty a parametry, návrh experimentálního měření

Diplomová - validace výpočetních predikcí, provedení experimentálního ověření

V gama-ozařovně jsou používány izolované vodiče a kabely, jejichž izolace je namáhána ionizujícím zářením gama. Izolace kabelů vlivem záření degraduje a je třeba je v určitých intervalech měnit. Vašim úkolem bude stanovení životnosti používaných typů kabelů na základě změny vlastností izolace kabelu. 

K dispozici budete mít vybavení gama-ozařovny a její technický personál pro provedení radiačního stárnutí vzorků izolovaných vodičů a kabelů. K vyhodnocení stavu izolace provedete ve zkušebně vysokých napětí s příslušným vybavením.

Cílem práce je provést rešerši možných způsobů těsnění u spojů v experimentálních zařízení, která jsou provozována ve společnosti Centrum výzkumu Řež a která svými parametry dosahují značných hodnot.

Bc - rešerše tématu těsnění obecně a ve vztahu k zařízení CVŘ; rešerše možných způsobů a jejich chrakteru, návrh metodiky testování za vyšších parametrů

ročníková - design zařízení a stanovené požadaků na něj, požadavky metodik a návrh vlastní metodiky;

diplomová - stanovení charakteru těsnění za vybraných stavů - vyšších tlaků a momentů utažení

Tato práce je zaměřena především na rešerše současného stavu poznání ohledně materiálů používaných jako první bariéra proti plazmatu (tzv. materiály ve styku s plazmatem) a na samotné jejich použití v sestavách jako jsou první stěna a divertor. V dnešní době se používá několik přístupů k testování těchto materiálů a to především z hledisek vysoko-výkonového ohřevu jejich povrchu, působení na strukturu materiálu iontovým / plazmatickým bombardováním a ozářením neutrony. V závěru práce bude rozebráno experimentální otestování mock-upu na zařízení HELCZA vysokým tepelným tokem způsobeným dopadajícím vysokovýkonným elektronovým svazkem.

Neutronová radiografie je unikátní nedestruktivní metoda materiálového testování s multidisciplinární aplikací doplňující klasickou rentgenovou radiografii, v oblastech kde klasická radiografie naráží na své limity. V poslední době je snahou Mezinárodní agentury pro atomovou energii zavést pro jednotlivá pracoviště využívající neutronovou radiografii jednotnou metodiku standardizace pracovišť využívající neutronovou radiografii s ohledem na její vzrůstající potenciál pro průmyslové aplikace.

Izotopický zdroj neutronů Cf-252 je v praxi používán jako standard pro přesná měření
účinných průřezů. Student se seznámí s širokou škálou praktických i teoretických dovedností
nutných v oblasti jaderných dat i reaktorové dozimetrie.

Práce bude zaměřena na analýzu charakteru korozních produktů v náhodně zvolených korozních důlcích lopatek, tj. rozměry korozních produktů ve vztahu k roměru důlku a náchylnost oxidu k šíření trhlin - statistika výskytu trhlin v důlcích. Pro účel práce bude využito techniky skenovací elektronové mikroskopie - zobrazení v sekundárních (SE) a zpětně odražených elektronech (BSE) a chemického analyzátoru EDX. Závěrem práce bude statistické vyhodnocení korozních produktů v důlcích lopatek turbín a jejich náchylnost k výskytu trhlin.

Práce má za předpoklad zaznamená s technikou vizuální inspekce jaderného paliva a přípravu nástroje pro vyhodnocení geometrického stavu palivových proutků za základě jejich videozáznamu.