Jaderná bezpečnost a spolehlivost |
| Rámec – bezpečnostní termohydraulické projektové a nadprojektové analýzy jaderného bloku s reaktory PWR (i VVER). |
| Termohydraulická analýza přechodového procesu nebo havárie (např. ztráta chladiva – LOCA, výpadky cirkulačních čerpadel, úniky chladiva na sekundární straně parního generátoru) pro reaktor PWR (VVER).Licenční havárie – konzervativní předpoklady. |
| Termohydraulická analýza havárie ztráta chladiva – LOCA, pro zvýšený výkon, PWR(VVER) reaktor. S využitím neurčitostní – statistické analýzy. |
| Ověření výpočetního programu na naměřeném experimentu na integrálním stendu (model jaderného bloku). |
| Bezpečnostní analýzy ochranné obálky jaderné elektrárny. Analýza průběhu tlaku při úniku chladiva z primárního či sekundárního okruhu. |
| TH Analýza palivového souboru - kazety pomocí detailního výpočetního programu při vybraném přechodovém procesu. |
| Analýza míšení chladiva v reaktorové nádobě při nesymetrické změně teplot, nebo koncentrace boru. |
| Zahrnutí neurčitostí vstupních dat pro analýzy vybraných bezpečnostních analýz (statistické vyhodnocení výsledků) |
| Termomechanika jaderného paliva |
| Analýzy těžkých havárií |
| Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti a rizikově orientované aplikace v provozu JE |
| Analýza spolehlivosti lidského činitele |
| SW pro podporu řízení JE |
| Experimentální výzkum aktivní zony |
| Měření a výpočty směsných polí neutronů a gama záření v aktivních zonách a okolí a v referenčních maketách |
| Experimenty a výpočty pro sledovaní transportu neutronů a gama záření v silných vrstvách materiálů (Fe,beton,voda) |
| Výpočty energetických reaktorů |
| Vliv transmutačních technologií na minimalizaci radioaktivních odpadů |
| nahoru |
Integrita a technický inženýring |
| Verifikace UT včetně degradačních mechanismů |
| Využití počítačového modelování v předprovozních a provozních kontrolách pro dlouhodobý provoz |
| Expertní hodnocení životnosti tlakové nádoby reaktoru |
| Expertní hodnocení životnosti parogenerátoru |
| Expertní hodnocení životnosti vnitřních částí reaktoru |
| Radiací stimulované korozní praskání |
| Hodnocení životnosti polymérů |
| Moderní metody měření parametrů dielektrika |
| Hodnocení životnosti těsnění |
| VN zdroj pro svařování elektronovým svazkem |
| Stanovování materiálových parametrů ocelí metodou ABIT |
| Výpočty armatur programem VAP (pro rok 2010 a později) |
| nahoru |
Chemie palivového cyklu a nakládání s odpady |
| Modelování interakcí zdrojového členu |
| Fázové rovnováhy fluoridových tavenin |
| Extrakce lanthanoidů kapalnými kovy z fluoridových tavenin |
| Extrakce uranu kapalnými kovy z fluoridových tavenin |
| Elektrochemické charakteristiky fluoridových tavenin alkalických kovů a kovů alkalických zemin |
| Palivové cykly reaktorů 3. a 4. generace |
| Vliv transmutačních technologií na minimalizaci radioaktivních odpadů |
| Studium uzavřených palivových cyklů se solným transmutorem |
| Vývoj a aplikace transportně geochemických modelů |
| Hodnocení sorpčních a difúzních procesů v horninovém prostředí |
| Problematika technologie zpracování a úpravy radioaktivních odpadů |
| Separace vybraných radioizotopů (radiocesia) z prostředí alkalických boritanů |
| Studium exotermních jevů při bitumenaci radioaktivních odpadů |
| Studium chování systému oxidů uranu, zirkonia a železa (CORIA) za extrémně vysokých teplot v modelovém průběhu těžkých havárií |
| Zneškodňování odpadů metodou oxidace v tavenině soli |
| Nedestruktivní charakterizace radioaktivních odpadů |
| Aplikace emisní a prozařovací počítačová tomografie v oblasti nedestruktivní charakterizace velkoobjemových radioaktivních materiálů |
| Pokročilé dekontaminační metody |
| nahoru |
Energoprojekt Praha |
| Energetické využití biomasy |
| Kondensační systémy JE |
| Regenerační systémy JE |
| Kondensační turbiny pro nadkritické bloky |
| Dynamická stabilita vyvedení výkonu bloku JE s různým systémem buzení a regulace turbosoustrojí |
| Provozních oblastí P-Q jaderného bloku, generátoru a vlastní spotřeby při různých způsobech regulace napětí |
| Návrh evolučního základního elektrického schématu jaderného bloku a jeho technické a spolehlivostní posouzení |
| Návrh schématu zajištěného napájení jaderného bloku pro řešení projektových i nadprojektových havárií |
| Parní turbiny s nadkritickými parametry |
| Parní turbiny pro třítlaký paraplynový cyklus |
| Technicko - ekonomická analýza různých metod zpracování a úpravy RAO z JE ve vazbě na možnosti uložení v ČR |
| Koncepce demontáží při vyřazování JE Temelín z provozu se zaměřením na komponenty primárního okruhu |
| Řešení systému pro zvládnutí těžkých havárií JE s reaktory VVER-1000 (zaměření na vnější chlazení reaktorové nádoby a termohydraulické výpočty navrhnutého systému). |
| Integrované oběhy se spalováním kyslíkem |
| nahoru |
Reaktorové služby |
| Fyzikální podmínky ozařování pro velmi vysokoteplotní reaktor |
| Výpočty stínění |
| Stárnutí komponent výzkumného reaktoru LVR-15 |
| Vliv záření na korozní děje |
| Smyčka s nadkritickými parametry vody |
| Rychlý sodíkový reaktor s plynovou turbínou |
| Korozní problematika ve smyčce pro velmi vysokoteplotní reaktor |
| Příprava perspektivních radionuklidů pro cílenou terapii |
Studium chelatačních činidel vhodných pro tvorbu radioimmunokonjugátů nahoru |
Radiofarmaka |
| Vývoj radiofarmak na bázi protilátek a peptidů |
| Vývoj kitů |
Vývoj PET radiofarmak nahoru |
Podpora SÚJB |
Výpočty termohydraulických systémů
nahoru |
