## page was renamed from Students
## page was renamed from InterWiki
informacije za študente (information for students)


'''Splošno (General)'''

 * Študenti fizike, matematike, strojništva, elektrotehnike in računalništva, ki vas zanima področje fisijskih in fuzijskih reaktorjev vabimo k sodelovanju.
 * Za prevajanje slovenskega teksta v angleščino in obratno priporočam uporabo tega [[https://slovenscina.eu/prevajalnik|prevajalnika]] (Please use this [[https://slovenscina.eu/en/prevajalnik|translator]] to translate Slovenian text to English.)
 * Video o študentih pri nas- [[https://www.youtube.com/watch?v=QoLrlPpZ29A|How does an internship at the Jožef Stefan Institute Reactor Physics Department look like?]]
 * Na reaktorski center IJS se lahko pripeljete tudi z brezplačnim internim prevozom IJS. Prevoz si rezervirajte tule: https://jsb.ijs.si/jsb/from/Jamova 

Nudimo (we offer):
 * pripravništvo, delovna praksa (internships)
 * poletno delo 
 * študentsko delo
 * [[https://www.ijs.si/ijsw/Institutske%20štipendije|štipendije (scholarships)]]  
Za več informacij me [[https://www.ijs.si/cgi-bin/email?lang=sl&dept=*&name=luka+snoj|kontaktirajte]].

Informacije za študente o posameznih predmetih najdete v [[https://ucilnica.fmf.uni-lj.si | spletni učilnici FMF ]]:
 * [[https://ucilnica.fmf.uni-lj.si/course/view.php?id=490|Radiacijska in reaktorska fizika - RRF ]]
 * [[https://ucilnica.fmf.uni-lj.si/course/view.php?id=491|Fizika fisijskih reaktorjev - FFR (Physics of fission reactors)]]
 * [[https://ucilnica.fmf.uni-lj.si/course/view.php?id=493|Jedrska, reaktorska in radiološka fizika - JRRF ]]
 * [[https://ucilnica.fmf.uni-lj.si/course/view.php?id=419|Eksperimentalna reaktorska fizika - ERF (Experimental reactor physics)]]
 * [[https://ucilnica.fmf.uni-lj.si/course/view.php?id=494|Fizika nevtronskih jedrskih naprav - FNJN ]]

[[https://urnik.fmf.uni-lj.si/teacher/458/|Urnik mojih predavanj (my lesson schedule)]] 

Spodaj je seznam seminarskih, magistrskih in doktorskih tem. Teme so okvirne in se lahko prilagodijo kandidatovim željam in sposobnostim.

'''Teme za seminarje'''
||  ''' Naslov '''  || ''' Jedrski batni motor ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent predstavi jedrski batni motor. [[https://ufdcimages.uflib.ufl.edu/UF/00/08/41/76/00001/UF00084716.pdf|vir]] ||||
||  ''' Naslov '''  || ''' Anevtronska fuzija ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Nevtroni, ki nastanejo pri določenih fuzijskih reakcijah so dobrodošli, ker lahko zaradi svoje nevtralnosti nesejo energijo izven magnetnega polja. Njihova slabost je, da povzročajo aktivacijo in posledično radioaktivne odpadke, zaradi česar je rokovanje z materiali oteženo. En možnost je uporaba fuzijskih reakcij, pri katerih ne nastanejo nevtroni. [[https://www.cambridge.org/core/journals/laser-and-particle-beams/article/road-map-to-clean-energy-using-laser-beam-ignition-of-boronhydrogen-fusion/8BE057DC1BC9E0A588FB3ABAA993078C|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Naravna radioaktivnost kot vir energije za življenje ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analizira možnost naravne radioaktivnosti za podporo obstoju živih bitij. [[https://www.quantamagazine.org/radioactivity-may-fuel-life-deep-underground-and-inside-other-worlds-20210524/|vir]] ||||
||  ''' Naslov '''  || ''' Reaktorji IV. generacije ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše fiziko katerega od reaktorjev IV. generacije. Več info v člankih in na [[https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_59461/generation-iv-systems/|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Laserski izvori nevtronov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše fiziko delovanja laserskih izvorov nevtronov ter njihovo uporabo [[https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S1875389214005537|vir]]  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Nevtronske diode ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše koncepte nevtronske diode [[https://link.springer.com/article/10.1007/s10894-015-0049-7|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Miniaturni nevtronski izvori ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše miniaturni nevtronski izvor ter možnosti uporabe [[https://ieeexplore.ieee.org/stamp/stamp.jsp?arnumber=6275497|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Samonapajalni detektorji nevtronov  ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || študent razloži fiziko delovanja samonapajalnih detektorejv ter predstavi primere uporabe [[https://www.radiation-dosimetry.org/what-is-self-powered-neutron-detector-definition/|vir1]] [[https://www.oecd-nea.org/science/rsd/ic96/4-2.pdf|vir2]]||
||  ''' Naslov '''  || ''' Valovni jedrski reaktor ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše fiziko valovnega reaktorja, njegove prednosti in slabosti [[https://www.terrapower.com/our-work/traveling-wave-reactor-technology/|vir1]] [[https://en.wikipedia.org/wiki/Traveling_wave_reactor|vir2]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Proizvodnja in uporaba radioaktivnih izotopov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše proizvodnjo radioaktivnih izotopov v reaktorju in njihovo uporabo. ter pogleda v prihodnost [[https://www.iaea.org/publications/6407/manual-for-reactor-produced-radioisotopes|vir1]]  [[https://shinemed.com|vir2]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' dopiranje Si v jedrskih reaktorjih ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše in predstavi dopiranje z nevtroni, izzive, prednosti in slabosti ter njegova uporaba. [[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1681_web.pdf|vir1]] [[https://nrl.mit.edu/facilities/ntds|vir]]  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' izbrane teme s področja fuzijskih in fisijskih reaktorjev ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Tema v dogovoru z mentorjem upoštevajoč interese kandidata  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Viri nevtronov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše različne vire nevtronov, to je tisti, ki se spontano cepijo, (a,n); (g,n), reaktor, DT generator oz. pospeševalniški, spalacijski izvor (spallation source), ter jih primerja med seboj (prednosti, slabosti) [[target|vir]]  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Obogatevanje ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše različne fizikalne principe za ločevanje izotopov. Vire se dobi pri meni. [[https://www.britannica.com/science/isotope/Isotope-separation-and-enrichment|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Proizvodnja kemikalij s sevanjem ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent predstavi možnost proizvodnje kemikalij s sevanjem tako s stališča kemijskih in fizikalnih mehanizmov kot tudi s stališča možnih virov sevanja [[https://www.nature.com/articles/s42004-021-00572-5|vir1]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Jedrsko gnani polprevodniški laser ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše fizikalni princip jedrsko gnanega polprevodniškega laserja [[https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0149197021002997|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Komunikacija z nevtroni ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent predstavi in opiše nevtrone kot nosilce informacij in njihovo uporabo za prenos podatkov in komunikacijo.  [[https://doi.org/10.1016/j.nima.2021.165946|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Reaktorska dozimetrija ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent opiše fizikalne principe detekcije nevtronov preko aktivacijskih dozimetrov, ki se uporabljajo za meritve nevtronov v jedrskih reaktorjih. [[https://ijssi-my.sharepoint.com/:v:/g/personal/anze_pungercic_ijs_si/Eba9unDycwNKv8Cy-7yyIuUBVjF_VD6N3vE29y5m4NI4Ew?e=ZukZR2|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' tema ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || opis  [[https://|vir]] ||

Za literaturo priporočam branje relevantnih člankov v znanstvenih revijah s področja reaktorske fizike kot so npr.:
 * Nuclear Science and Engineering
 * Nuclear Technology
 * Annals of Nuclear Energy
 * Progress in nuclear energy
 * Nuclear Engineering and Design

Dostop do revij je načeloma plačljiv. Če se do revij dostopa z IJS naslova IP, je dostop  brezplačen.
Sicer se vse članke brezplačno dobi tudi na [[https://sci-hub.se|Sci hub]], ampak vam dostop do te strani odsvetujem, ker so prišli do člankov na nelegalen način.


'''Teme za magisterije'''

||  ''' Naslov '''  || ''' Jedrsko gretje v fuzijskih reaktorjih ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Jedrsko gretje je pojav, pri katerem se snov greje zaradi energije, ki jo v njej odloži ionizirajoče sevanje (tipično nevtroni in žarki gama). Jedrsko gretje je še posebej pomembno v fuzijskih reaktorjev, kjer bodo komponente močno toplotno obremenjene, nekatere, kot so npr. superprevodni magneti, pa bodo celo hlajene s tekočim helijem. Namen magistrske naloge je ovrednotiti posamezne prispevke k jedrskemu gretju za različne komponente tokamaka. Študent bo uporabil tipična programska orodja, ki se za to uporabljajo, to so metode za Monte Carlo transport delcev. Študent najprej naredi računski model tokamaka in izvora sevanja in nato analizira gretje posameznih sevanj (nevtroni, zakasneli in promptni žarki gama, žarki gama zaradi aktivirane vode, zavorno sevanje, sinhrotronsko sevanje, itd.) v komponentah tokamaka. Rezultat bo analiza prispevkov posameznih vrst sevanja k jedrskemu gretju komponent tokamaka. [[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Jedrski batni motor ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent naredi računski model jedrskega batnega motorja z uporabo najsodobnejših programov za transport nevtronov in toplote (npr. OPENMC, MCNP, SERPENT) ter izračune njegove fizikalne karakteristike [[https://ufdcimages.uflib.ufl.edu/UF/00/08/41/76/00001/UF00084716.pdf|vir1]],[[https://doi.org/10.2172/5320307|vir2]],[[https://doi.org/10.2172/4555621|vir3]], [[https://doi.org/10.2172/4017976|vir4]], [[http://library.sciencemadness.org/lanl2_a/lib-www/la-pubs/00258560.pdf|vir5]], [[https://sgp.fas.org/othergov/doe/lanl/lib-www/la-pubs/00377375.pdf|vir6]] ||||
||  ''' Naslov '''  || ''' Optimizacija sistema za meritev moči fuzijskih reaktorjev ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Absolutna meritev pridelka nevtronov je ena od ključnih meritev sistema za diagnostiko plazme, saj je najbolj neposredna meritev fuzijske moči in porabe fuzijskega goriva. Ključna lastnost sistema za meritev produkcije nevtronov je neobčutljivost na razne pričakovane spremembe v plazmi in konfiguraciji reaktorja. Naloga je poiskati primeren detektor (ali kombinacijo detektorjev), ki je kar najmanj občutljiv na energijo nevtronov (ob upoštevanju prostornine, ki je na voljo za detektor), ugotoviti kakšne lokacije teh detektorjev so najprimernejše za minimizacijo odvisnosti odziva na pričakovane spremembe v geometriji reaktorja in plazemskega scenarija ter ugotoviti katere detektorje na katerih lokacijah je najlažje kalibrirati. Študent naredi računski model reaktorja z uporabo najsodobnejših orodij za transport nevtronov ter z njihovo pomočjo analizira zgoraj opisane scenarije.  [[https://|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Nadzorovana proizvodnja tritija v fuzijskih reaktorjih ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Zadostna proizvodnja tritija v reaktorju je eden od ključnih pogojev za uspešno realizacije fuzije v vir energije. Količina proizvedenega tritija je odvisna od geometrije in materialov v oblogi reaktorja, do neke mere pa tudi temperature materialov in njihove zgorelosti. Poleg produkcije tritija je naloga obloge v fuzijskem reaktorju tudi ščitenje vakuumske posode pred nevtroni in žarki gama. Naloga je raziskati state-of-the-art na področju, pripraviti modele obloge za produkcijo tritija ter preučevanje vpliva raznih parametrov na produkcijo tritija in lastnosti ščitenja obloge omejene z realistično debelino. Dodatno bo naloga raziskati metode za potencialno nadziranje količine proizvedenega tritija, npr. s pomočjo različnih hladilnih sredstev ali absorberjev. Študent naredi računski model fuzijskega reaktorja in obloge za  z uporabo najsodobnejših orodij za transport nevtronov ter z njihovo pomočjo analizira zgoraj opisane scenarije.  [[https://|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Uporaba poenostavljenih modelov fuzijskih reaktorjev za jedrske analize ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Računski modeli v simulacijah transporta nevtronov v jedrskih (fuzijskih in fisijskih ) reaktorjih postajajo vedno kompleksnejši, za fizikalno razumevanje problema pa so tipično primernejši enostavnejši modeli, ki so računsko manj zahtevni in jih lažje razumemo. Poenostavitve modelov lahko tako igrajo ključno vlogo pri reševanju optimizacijskih problemov s ščitenjem v fuziji in fisiji. Tipično je v uporabi enostavna homogenizacija, ki pa ni posebej primerna v primerih, kjer zaradi praznin v določenem delu geometrije znaten del nevtronov potuje skozi del geometrije brez interakcije z materiali. Naloga je raziskati načine za poenostavljanje modelov za uporabo v nevtroniki, ki bi bolj reprezentativno popisali transport nevtronov skozi geometrijo kot enostavna enakomerna homogenizacija. Cilj je tudi (vsaj delna) avtomatizacija postopka priprave poenostavljenih modelov. Študent naredi računski model fuzijskega/fisijskega reaktorja  z uporabo najsodobnejših orodij za transport nevtronov ter z njihovo pomočjo analizira zgoraj opisane scenarije.  [[https://|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || '''Proizvodnja kemikalij s sevanjem''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent preuči možnost proizvodnje kemikalij s sevanjem tako s stališča kemijskih in fizikalnih mehanizmov kot tudi s stališča možnih virov sevanja [[https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0360544218315056|vir]] . Dodatno analizira reakcije, ki prispevajo k temu ter razmisli, kako te reakcije pospešit, recimo z dodatkom snovi, ki bi konvertirala nevtrone v žarke beta, alfa, gama ali kaj podobnega. Se pravi razišče kratkožive reakcije, ki bi producirale sevanje z nizkim linearnim prenosom energije (angl. low LET radiation). Kemijski pridelek je odvisen od hitrosti doze ter vrste sevanja. Študent z Monte Carlo programom za transport delcev  [[https://mcnp.lanl.gov|MCNP]] izračuna LET za različne vrste in energije sevanja. Na koncu izračuna produkcijo kemikalij za nevtronski spekter, tipičen za tlačnovodni reaktor, spalacijski izvor za jedrsko fuzijo, izvor gama žarkov, ipd. Del magisterija bo namenjen tudi možnosti konverzije CO2 v bolj uporabne spojine, recimo sintetični metan ali kaj podobnega [[https://www.frontiersin.org/articles/10.3389/fenrg.2020.00108/full|vir]] . Dodatno analizira, koliko kemikalij za hrano mikroorganizmov lahko nastane zaradi naravne radioaktivnosti [[https://www.quantamagazine.org/radioactivity-may-fuel-life-deep-underground-and-inside-other-worlds-20210524/|vir]], [[https://www.nature.com/articles/s42004-021-00572-5|vir]]  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Odziv jedrskega reaktorja na sledenje bremenu ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analizira, kako spreminjati reaktivnost močnostnega reaktorja (npr. JEK), da bo le-ta sledil bremenu. Slednjega poenostavimo tako, da bo izhodna moč sinusne ali trapezne oblike. Najprej rešuje enačbe točkovne reaktorske kinetike, nato pa preide na 1D model reaktorja ter doda simulacijo zastrupitve s 135Xe in 149Sm (srednjeročne spremembe reaktivnosti) in vpliva transmutacij kot posledice zgorevanja jedrskega goriva (dolgoročne spremembe reaktivnosti). Zaključi z 2D modelom z npr. tremi aksialni segmenti za 135Xe in preučuje, kako se pojavijo ksenonske oscilacije, kako se spremeni aksialna zgorelost v odvisnosti od frekvence zahtevan moči, ipd. Izračune na koncu validira še s programom Loadfollow.Naloga je relevantna za podporo jedrskih reaktorjev obnovljivim virom energije. Ciljni tranzienti moči so reda velikosti 10 MW/ min – 100 MW/min za reaktor z maksimalno termično močjo reda velikost 2000 MW ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Analiza sprememb fizikalnih parametrov reaktorja TRIGA zaradi redistribucije vodika v gorivu ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Obstaja sum, da bi s starostjo vodik v gorivnih elementih (GE) reaktorja TRIGA difundiral ven iz goriva tipa UZrH. Ker je vodik homogeno zmešan z gorivom, edinstvena lastnost TRIGA goriva in zato najpomembnejši dejavnik, ki vpliva na inherentno varnost reaktorja, je to zelo pomembno. Študent razišče literaturo na temo staranja goriva TRIGA ter naredi: analizo kritičnosti referenčnih testnih sredic (132 in 133) za različne scenarije porazdelitve vodika v UZrH, homogeno po gorivu,heteroegeno, gorivni element slika z nevtroni in določi kakšne spremembe v porazdelitvi H lahko zaznamo. Delo je pomembno s stališča varnega obratovanja reaktorja TRIGA v prihodnosti. Študent identificira in analizira, kateri parametri se spremenijo ter oceni, kakšen delež pobeglega vodika bi operater med zagonom reaktorja še lahko zaznal.||
||  ''' Naslov '''  || ''' Odziv reaktorja TRIGA na periodične spremembe reaktivnosti in jakosti nevtronskega izvora ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analizira, kako se reaktor TRIGA odziva na periodične spremembe reaktivnosti, na periodične spremembe jakosti izvora v podkritičnem načinu obratovanja in še obeh skupaj ter analizira odziv v odvisnosti od faznega zamike med slednjima. Zadevo rešuje v 6-grupnem približku točkovne reaktorke kinetike in naredi občutljivostno analizo na jakost izvora, na hitrost in način (linearno, sinusno, eksponentno, stopničasto) spreminjanja izvora in reaktivnosti.V zadnjem delu predlaga, kako bi se to tehnično implementiralo na reaktor TRIGA na IJS, se pravi, kakšne mehanizme bi lahko uporabili za spreminjanje jakosti izvora in reaktivnosti. Primer bi bil palčka, ki bi vsebovala močen absorber nevtronov (npr. Cd) in bi jo vstavljali v merilno pozicijo oz. spreminjali njen položaj v njej. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Evalvacija negotovosti referenčnega eksperimenta ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Referenčni eksperimenti se uporabljajo za validacijo računskih metod in jedrskih podatkov. Študent vzame enega od aktualčnih referenčnih eksperimentov ter z metodami za Monte carlo transportr delcev analizira eksperimentalne negotovosti v fizikalnih parametrih reaktorja zaradi negotovosti v eksperimentalnih podatkih. Dodatno izračuna negotovosti zaradi negotovostih v jedrskih podatkih. Seznam eksperimentov se vsako leto spreminja. Najnovejšega se dobi pri mentorju. Nekaj eksperimentov oz. arhivskih informacij je  [[https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_32526/irphe-primary-documentation|tule]]  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Vpliv okolice na dozno polje zaradi nebnega sija ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analizira vpliv okolice npr. hriba (skala, trava, gozda (pozimi/poleti) na doze zaradi nebnega sij (skyshine) okoli odprtega reaktorja. Za referenco se vzame Baikal Skyshine eksperiment ter slovensko odlagališče nizko in srednje radioaktivnih odpadkov in razišče vpliv gornjih dejavnikov na dozno polje. opis [[https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306454918306236?via%3Dihub|vir1]]  [[https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306454920302838?via%3Dihub|vir2]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Modelling and simulation of fusion benchmark experiments with OpenMC ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || The candidate will develop computational models in OpenMC of fusion relevant experiments from the SINBAD database. OpenMC is a state-of-the-art open source Monte Carlo code actively being developed. An additional area of research would be the implementation of variance reduction techniques in OpenMC. opis [[https://openmc.org|OpenMC]], [[https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_32139/shielding-integral-benchmark-archive-and-database-sinbad|Sinbad]]||
||  ''' Naslov '''  || ''' Dopiranje silicija v reaktorju TRIGA ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Kandidat izračuna oblike nevtronski polj v obsevalnih kanalih mestih reaktorja TRIGA na IJS in naredi načrt obsevanja s premikanjem vzorcev (določene velikosti), da bodo čim bolj enakomerno obsevani. Definirat se tudi kriterij za enakomerno obsevanost. Začne se s teorijo, to je obsevanje 1D, 2D (z atenuacijo in brez) in 3 D vzorcev v recimo kosinusnem profilu, nato pa se zadeva naredi še v realnem profilu izračunanem z metodo Monte Carlo. Upošteva se tudi atenuacija nevtronov in sprememba spektra znotraj samega vzorca. Izračuna se tudi absolutne flukse ter čase obsevanja. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Ultrahladni kritični sistemi ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analizira kritičnost ultrahladnih kritičnih sistemov kot je npr. UZrH ali UH potopljen v tekoč He. S pomočjo raziskovalcev na odseku generira jedrske preseke pri temperaturi tekočega helija in naredi analizo kritičnosti ter določi najmanjšo kritično maso različnih kombinacij urana in modertorja (polietilen, voda, težka voda,..) ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Aktivacija komponent v reaktorjih NEK in TRIGA ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Za varnostne analize izrabljenega jedrskega goriva potrebujemo poznati količino nabora več deset radionuklidov, iz katerih se potem lahko ocenijo različne opazljivke, kot so razpadna toplotna moč, emisijske hitrosti nevtronov in fotonov ter v končni fazi hitrosti doze. Kljub vsemu pa po volumnu in aktivnosti največji del končnega inventarja v odlagališču za radioaktivne odpadke predstavljajo odpadki iz same razgradnje, pri čemer največji prispevek prihaja iz reaktorske posode. Eden problematičnih aktivacijskih produktov je 36Cl. Zaradi relativno visoke mobilnosti je njegov delež k celotni dozi kar velik. Naloga študenta bi bila, da bi z uporabo metod za transport nevtralnih delcev ocenil aktivacijo reaktorske posode skozi njeno življenjsko dobo kot posledico obsevanja z nevtroni in fotoni, pri čemer bi identificiral radionuklide, ki poleg 36Cl pomembno prispevajo k aktivnosti, razpadni toploti in dozi reaktorske posode v odvisnosti od celotne nevtronske fluence in drugih parametrov obratovanja reaktorja. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Aktivacija reaktorske posode NEK ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Aktivirana reaktorska posoda NEK predstavlja večji del radioaktivnih odpadkov ob razgradnji NEK. V skladu z meddržavnim dogovorom si republika Slovenija in Hrvaška radioaktivne odpadke razdelita na polovico po masi in aktivnosti na 1 % natančno. Študenta analizira anizotropijo v aktivaciji reaktorske posode zaradi anizotropij polnenja ter ugotovi ali je izpolnitev meddržavnega dogovora možna. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Izračun doznega polja nevtronov in žarkov gama v okolici tokamaka TCV''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent nadgradi obstoječi model tokamaka [[https://www.epfl.ch/research/domains/swiss-plasma-center/research/tcv/research_tcv_tokamak/|TCV]] na EPFL ter ga uporabi za izračun doznih polj (nevtroni + žarki gama) med obratovanjem. Izračunane hitrosti doz primerja z meritvami ter določi negotovosti v izračunih zaradi negotovosti v poznavanju geometrije in materialov. Dodatno predlaga metode (ščitenje) za zmanjšanje hitrosti doz v komandni sobi reaktorja. [[https://arhiv.djs.si/proc/nene2020/pdf/NENE2020_0503.pdf|vir1]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Monte Carlo transport nevtronov in idealizirani jedrski preseki ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent z metodo Monte Carlo (odprtokodni program OPENMC) izračuna rešitve za analitično rešljive probleme reaktorske fizike. Pri tem uporabi idealizirane jedrske preseke. Problemi so: izračun spektra nevtronov v področju upočasnjevanja, povprečno število trkov do termalizacije, izračun spektra termičnih nevtronov, analitična rešitev transportne enačbe, ipd. [[https://docs.openmc.org/en/stable/|OPENMC]], [[ https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2020-01/db-doc2008-1.pdf|Analytical Benchmarks]]   ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Uporaba radioizotopov za izdelavo oblek za ekstremen mraz  ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Avanturisti, ki se podajo na vrhove Himalaje ter S ali J pol pogosto utrpijo ozebline na izpostavljenih okončinah. Rešitev je v oblačilih, ki bi jih grela. Pri tem je problem v masi, ki jo nosijo s seboj. Največjo energijsko gostoto imajo jedrske reakcije. Študent razišče možnost uporabe radioizotopov za gretje v ekstremnih razmerah. Najprej identificira možne kandidate (npr. Po-210), nato izračuna potrebne količine izotopov ter optimzira produkcijo tako izotopov kot izdelave oblačil (npr. termo perilo, nogavice, rokavice, čevlje.) s stališče proizvodnih poti. [[https://www.iaea.org/publications/6407/manual-for-reactor-produced-radioisotopes|vir1]] [[https://www.energy.gov/ne/articles/what-radioisotope-power-system|vir2]]  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Rekonstrukcija časovnega profila fluks nevtronov z aktivacijskimi detektorji  ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Aktivacijski detektorju merijo časovno integriran fluks oz. fluenco nevtronov. V magistrskem delu bi študent analiziral možnost uporabe aktivacijskih detektorjev za določitev časovnega profila fluksa. Ideja je, da bi z uporabo kombinacij različnih aktibacijhskih nuklidov, ki imajo različne razpadne konstante in meritve nmjihove aktivacije oz. njihovih aktivacijskih produktov dekonvuliral časovni profil fluksa.  ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Študija možnosti uporabe »binarnih« kontrolnih palic za uravnavanje moči v jedrskem reaktorju ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Jedrski reaktorji večino časa obratujejo pri konstantni moči, torej pri ničelni reaktivnosti. Vendar pa se po spremembi nivoja moči zaradi povratnih temperaturnih efektov ter formacije nuklidov iz skupine t.i. nevtronskih strupov, kot sta npr. Xe-135 in Sm-149, inherentna reaktivnost reaktorja spremeni, zaradi česar je potrebna zunanja kompenzacija. V tlačnovodnih reaktorjih (npr. NEK) se v ta namen pretežno uporablja borova kislina, ki je močan absorber nevtronov. Druga pogosto uporabljena metoda so kontrolne palice, ki pa zaradi nehomogenosti povzročajo lokalne perturbacije v nevtronskem polju, ki lahko vodijo v neželene pojave, kot so t.i. ksenonske oscilacije in/ali povečanje neenakomernosti v zgorelosti goriva, še posebej v aksialni smeri. To nehomogenost je možno zmanjšati z uporabo t.i. sivih palic, ki imajo manjšo reaktivnost in jih lahko vstavimo po celotni višini. Ideja je, da bi skonstruirali tak nabor sivih palic, katerih razmerja reaktivnosti bi bila potence števila 2, na podlagi katerih bi lahko »digitalizirali« vstavljeno reaktivnost. Namen tega magistrskega dela je preučiti praktično izvedljivost. Študent za model tipičnega tlačnovodnega reaktorja v Monte Carlo programu za transport nevtronov Serpent-FINIX:Optimizira dizajn sivih palic, tako da so njihove reaktivnosti pri popolni vstavitvi pri fiksnih obratovalnih pogojih v razmerjih potenc števila 2. Dodatno poskuša minimizirati odvisnosti njihovih reaktivnosti od obratovalnih parametrov, kot sta termična moč in zgorelost goriva.Preveri in minimizira interferenco med različnimi svežnji kontrolnih palic.Bolj splošno preveri lokalne perturbacije nevtronskega fluksa.Poskuša oceniti negotovost zaradi jedrskih podatkov. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Feasibility study of utilisation of »binary« control rods for power adjustment in nuclear reactors''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Nuclear power reactors most of the time operate at constant thermal power, which correspond to zero reactivity. However, after a change of the power level, the inherent reactivity from feedback effects such as fuel and moderator temperature and so-called neutron poisons, e.g. Xe-135 and Sm-149, changes, which needs to be compensated for externally. In pressurised water reactors (PWRs), such as the one at NPP Krško, boric acid, which acts as a strong neutron absorber, is primarily used for this purpose. A second frequently used method is control rods, which due to inhomogeneity cause local perturbations in the neutron field, which may lead to undesired consequences such as so-called xenon oscillations and/or more uneven fuel burnup, especially in the axial direction. This inhomogeneity may be reduced by utilisation of so-called grey control rods, which have a lower reactivity and may be inserted over the entire active height. The idea is to construct a set of grey rods with the ratios in their reactivities assuming powers of 2. This would enable »digitalisation« of the inserted reactivity.The purpose of this master thesis is primarily a feasibility study. The student uses a computational model of a typical PWR in Monte Carlo neutron transport code Serpent-FINIX to:Optimise the design of grey rods, so that the ratios of their reactivities at full insertion assume powers of 2 at fixed operating conditions. Additionally, he/she tries to minimise their dependence of operational parameters such as thermal power and burnup.Verify and minimise the interference between different control rod assemblies.	More in general study the local perturbations of the neutron flux. Estimate the uncertainties due to nuclear data. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Vpliv velikosti vodnih kapljic na kritičnost pomnoževalnih sistemov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Pomnoževalni faktor pomnoževalnega sistema (npr. jedrsko gorivo) ima ponavadi maksimum pri optimalnem razmerju med moderatorjem in gorivom. Pogosto je to moderator nizke gostote. Študent analizira, kako velikost kapljic (pri enakem razmerju med gorivom in moderatorjem) vpliva na kritičnost. [[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Analitični primeri za validacijo stohastičnih modelov v reaktorski fiziki ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analitično reši nekaj izbranih problemov iz reaktorske fizike, npr. upočasnjevanje nevtronov (št. trkov potrebnih za upočasnitev, varianca števila trkov, povprečna izguba energije na trk, mešani moderatorji), rešitev difuzijske enačbe (krajevna in časovna), energijski spekter nevtronov ter jih uporabi za preveritev rešitve s stohastično (Monte Carlo) metodo s programskim paketom OPENMC. Na koncu naredi pakete, ki bi ga lahko uporabili za računske vaje s študenti. Za analitične metode je potrebno generirati idealiziran jedrske preseke, ki jih tudi generira. Nekaj na tem je bilo že narejenega. [[https://docs.openmc.org/en/stable/|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Izračuni novega raziskovalnega reaktorja v Sloveniji ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent z modernimi stohastičnimi orodji za transport delcev modelira več tipov novega raziskovalnega reaktorja v Sloveniji in primerja njihove karakteristike, izračuna tako fizikalne (k-eff, beta-eff, lambda, konični faktor moči, ipd) kot tudi obsevalne parametre (nevtronski in fotonski fluksi in spektri) ter jih skuša optimizirat. [[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Nizkocenovna nevtronska radiografija z uporabo 3D tiskanih komponent ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Za nevtronsko radiografija oz. slikanje z nevtroni potrebujemo sistem ki usmerja (oz. kolimira) snop nevtronov, objekt za slikanje in možnost za odčitanje nastale 2D porazdelitve nevtronov, ki je navadno izvedena v obliki litijevega stekla in kamere. Z razvojem materialov (različne tehnične plastike z aditivi), proizvodnih tehnik (kot npr. 3D tiskanje) in elektronike je danes izdelava takega sistema relativno preprosta. Kandidat bo na podlagi študij z metodo Monte Carlo transport delcev (program OpenMC) izvedel študijo primernosti Suhe celice reaktorja IJS TRIGA za implementacijo takega sistema, pri čemer bo kolimator nevtronov izveden z 3D tiskom z najlonskimi filamenti z dodanim borovim karbidom. Glede na izsledke študije bo izbran tudi primeren material za pretvorbo nevtronov v svetlobo, ter primeren sistem za slikanje. Po izvedeni študiji bo kandidat napravo tudi izdelal in ovrednostil njeno delovanje. [[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Načrtovanje malega modularnega reaktorja v Sloveniji ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent z modernimi stohastičnimi orodji za transport delcev načrtuje reaktor s hidridnim gorivom (UZrH, UYH, UH,...), ki bi se hitro odzival in bi lahko deloval v načinu sledenja bremenu. Zaradi hitrega odziva bi bil primeren za nadoemestitev plinskih elektrarn. Študent načrtuje različne izvedbe in primerja njihove karakteristike, izračuna tako fizikalne (k-eff, beta-eff, lambda, konični faktor moči, koeficienti reaktivnosti, časovne konstante odziva ipd.) kot tudi obratovalne parametre dolžina gorivnega cikla, gostota moči, poraba goriva ipd.. [[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Analytical benchmarks for solving neutron transport equation ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Neutron transport is a relatively complex phenomenon, therefore real-life problems which can be solved by analytical approach are extremely hard to find. A good part of the complexity is due to energy dependence of the neutron induced cross section data, especially the resonance structure. If cross sections were simplified, explicit solutions of the transport equation might exist for very simple geometries. Even though such approach does not provide realistic results, it may be useful for educational purposes as well as for neutron transport code validation. The student would develop simplified neutron induced cross sections and process them using NJOY (or a similar code) to be used with the neutron Monte Carlo transport code OpenMC (or similar). In parallel, the student would try to define a simple problem (e.g. homogeneous material composition in infinite geometry) for which an analytical solution would exist. Alternatively, a self-implemented deterministic approach would be used to find a numerical solution. The cases would involve, but not be limited to: Energy independent (constant) cross section, simplified elastic scattering cross section, 1/v (i.e. 1/sqrt(E)) cross section ,simplified neutron absorption cross section without resonances, Cross section with a single resonance. [[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Kalibracija detektorjev nevtronov v tokamakih ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Meritev nevtronov je najnatančnejša absolutna meritev v fuzijskem tokamaku. Njena negotovost je omejena z negotovostjo v absolutni kalibraciji merilnikov nevtronov. Študent naredi preporst model tokamaka ITER ter na njem izvaja občutljivostne študij na različne parameter ter oceni najmanjšo možno abolsutno napako za različne pristope h kalibraciji merilnikov nevtronov. Dodatno oceni, kako je negotovost odvisna od števila merilnih mest v tokamaku [[https://iopscience.iop.org/article/10.1088/1741-4326/aad4c1|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Izračun gorivnega cikla za mali modularni reaktor z uporabo metode Monte Carlo ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Mali modularni reaktorji trenutno v svetu predstavljajo potrebno inovacijo, da bo jedrska industrija v bližnji prihodnosti povečala svoj tržni delež in proizvodnjo električne energije. Trenutno se v svetu razvijajo številni modeli SMR.  Znotraj magistrske naloge bo potrebno analizirati zgorevanje enega gorivnega cikla z uporabo metode Monte Carlo, Serpent program, z nekimi povprečnimi obratovalnimi pogoji. Geometrijske in materialne lastnosti malih modularnih reaktorjev so v večini primerov zaupne narave, zato bo potrebno narediti več parametričnih študij, kjer se bodo spreminjali materialne lastnosti svežega goriva in po potrebi geometrija sistema, s poudarkom na lastnosti reflektorja, ki je okoli sredice reaktorja. Račune boste primerjali z izračuni, kjer boste sklopili program Serpent z FINIX programom, ki upošteva termo dinamske efekte, se pravi s programom, ki vam bo izračunal temperaturo goriva v odvisnosti od zgorevanja goriva.  [[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Uporaba metode Monte Carlo za izračun homogeniziranih presekov na nivoju gorivnega elementa ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Transport nevtronov v neki snovi popišemo s transportno enačbo. Tudi v današnjih časih je eksaktni numerični transportni izračun reaktorske sredice prevelik zalogaj za sodobne računalnike, zato se poslužujemo različnih metod, s katerimi dosežemo dovolj dobre rezultate na hiter način. To pomeni, da izračun reaktorske sredice razdelimo na več nivojev, kjer na vsakem nivoju prilagodimo matematični model zahtevnosti problema. Račune začnemo na nivoju osnovne celice (to je, gorivne palice s pripadajočim moderatorjem/hladilom), nadaljujemo na nivoju gorivnega elementa in končamo na nivoju reaktorske sredice. V ta namen so v devetdesetih letih na Inštitutu Jožef Stefan razvili računalniški paket, CORD-2, ki se uspešno uporablja za preračune sredice lahkovodnih reaktorjev. V okviru magistrske naloge bo potrebno izvesti homogenizacijo presekov na nivoju gorivnega elementa z uporabo efektivne homogenizacijske metode (EDH) in albedo robnih pogojev in uporabo metode Monte Carlo, oziroma z uporabo Serpent programa. Metoda je že v uporabi na nivoju osnovne celice, zato bo potrebno razširiti metodo na nivo gorivnega elementa in izračunati preseke in tokove v danem gorivnem elementu. Potrebno bo poiskati optimalen model gorivnega elementa v Serpent programu. Rezultate homogeniziranih presekov boste primerjali z GNOMER programom, determinističen program, ki se uporablja v računskem paketu CORD-2. Validacija izračunov se bo izvajala na modelu  goriva iz Nuklearne elektrarne Krško. Za boljše razumevanje je potrebno znanje programskega jezika Fortran, predvsem pri razumevanju EDH metode, ki se trenutno uporablja v programu Gnomer.[[target|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Radioaktivnost kot vir energije ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent predstavi naravno radioaktivnost kot vir energije na Zemlji in drugih planetih. Oceni stopnjo naravne radioaktivnosti ter koliko energije se pri tem sprošča ter to primerja z energijo potrebno za razvoj civilizacij. Oceni tudi proizvodnjo He in H prek onaravni radioaktivnosti. Dodatno analizira, koliko kemikalij za hrano mikroorganizmov lahko nastane zaradi naravne radioaktivnosti [[https://www.quantamagazine.org/radioactivity-may-fuel-life-deep-underground-and-inside-other-worlds-20210524/|vir]], [[https://www.nature.com/articles/s42004-021-00572-5|vir]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Proizvodnja radionuklidov v fuzijskih reaktorjih  ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Radionuklidi so pomemben del različnih terapij v zdravstvu in industrijskih procesov. Trenutno se velik del pomembnih izotopov prideluje s pomočjo fisijskih reaktorjev. Z vidika zanesljive oskrbe je neugodno dejstvo, da je proizvodnja teh za paciente pogosto življenjsko pomembnih izotopov odvisna od zelo majhnega števila reaktorjev, kar pomeni, da lahko manjša okvara na kateremkoli od teh reaktorjev privede do pomanjkanja na trgu. Ena od alternativ je, da bi radionuklide proizvajali v fuzijskih reaktorjih. To bi bilo še posebej privlačno v prihodnosti, kjer je fuzijska energija del energetskega sistema in imamo tako dostop do znanega števila fuzijskih reaktorjev. Tako kot fisijski reaktorji, tudi fuzijski reaktorji sproščajo nevtrone, ki jih lahko izkoristimo za transmutacijo specifičnih nuklidov v uporabne radionuklide, so pa ti nevtroni drugačnih energij. Naloga bo pogledati razlike v proizvodnji radionuklidov med fisijskimi in fuzijskimi reaktorji zaradi razlik v energijskih spektrih nevtronov, optimizacija geometrije za povečanje proizvodnje radionuklidov v fuzijskih reaktorjih in iskanje zamenjav za radionuklide, ki bi jih v fuzijskih reaktorjih težko pridelovali – izbira specifičnih nuklidov za uporabo je namreč vezana na zmožnost pridelovanja z obstoječo tehnologijo, fuzijski reaktorji bodo tako lahko potencialno odprli alternative obstoječim metodam ali pa zapolnili nove niše/možnosti za uporabo.  [[https://www.mdpi.com/2076-3417/14/1/442 |vir1]],[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1340_web.pdf |vir2]]||
||  ''' Naslov '''  || ''' izbrane teme s področja fuzijskih in fisijskih reaktorjev ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Tema v dogovoru z mentorjem upoštevajoč interese kandidata ||
||  ''' Naslov '''  || ''' naslov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || opis [[target|vir]] ||
Nekaj tem je tudi tule: https://predmeti.fmf.uni-lj.si/MagJT

  

''' Nejedrske Teme za magisterije'''
||  ''' Naslov '''  || ''' Fizikalni vidiki učinkovitosti toplotne terapije pri vbodih rib ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Vbod vodnih organizmov (npr. rib) je pogosta poškodba tako ribičev kot tudi počitnikarjev, ki nehote stopijo na ribo zakopano v dno. Večino teh poškodb povzročijo ribe iz družin morskih ali sladkovodnih bičev ter morskih zmajev. Za zdravljenje posledic vboda rib se v medicinski literaturi priporoča toplotna terapija; najpogosteje segrevanje prizadete okončine z namakanjem v vroči vodi (NVV oz. angleško hot water immersion – HWI). Splošno prepričanje ter večji del medicinske stroke meni, da vroča voda dvigne temperaturo tkiva in povzroči denaturacijo termolabilnega strupa. Kritika te razlage je, da bi v udu težko dosegli dovoljšno temperaturo za deaktivacijo strupa ( T > 50 °C) brez da bi nepovratno poškodovali človeško tkivo. Druga teorija pravi, da toplotna terapija povzroči modulacijo bolečinskih receptorjev v živčnem sistemu, kar povzroči zmanjšanje bolečine. Namen magisterija je ovrednotiti fizikalni vidik učinkovitosti toplotne terapije, se pravi ali lahko s toplotno terapijo v udu dosežemo dovolj visoko temperaturo, da bi prišlo do uničenja strupa ne pa tudi do nepovratnih poškodb človeškega tkiva. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Fizika vzvratne vožnje priklopnih vozil ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent razvije matematično-fizikalni model vzvratne vožnje vozila in priklopnika. Posebej se osredotoči na analizo stabilnosti trajektorij prikolice pri vzvratni vožnji, kot so določene z različnimi parametri vozil (kot obračanja, medosna razdalja, dolžina previsa prikolice ipd.). Pripravi smernice/navodila/pomoč za voznika, ki mu olajša vzvratno vožnjo, kot npr kdaj in kam obračati volan vozila glede na položaj prikolice v vzvratnem ogledalu, da bo priklopnik šel v željeno smer. Vse se lahko pripravi kot mobilna aplikacija (lahko tudi ob zunanji podpori) [[https://ieeexplore.ieee.org/document/6651787 |vir]] mentorja: Miha Ravnik, Luka Snoj ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Naravne omejitve prehoda v nizkoogljično družbo ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analizira [[https://www.withouthotair.com|vir1]] ||
||  ''' Naslov '''  || ''' naslov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || opis [[target|vir]] ||






'''Teme za doktorat'''

||  ''' Naslov '''  || ''' Komunikacija z nevtroni ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent analizira možnost uporabe nevtronov za komunikacijo ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Nevtronski računalnik ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent izdela teoretične modele nevtronskih komponente kot so dioda, tranzistor, ojačevalnik, stikalo in z njimi ustvari preprost "procesor" za izvajanje računskih in logičnih operacij. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Stabilnost jedrskih reaktorjev pri obratovanju v načinu sledenja bremenu ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent izdela podroben računski model dinamike reaktorja ter ga uporabi na električni mreži, ki vsebuje obnovljive vire in jedrsko energijo ter razišče območja stabilnost reaktorja v odvisnosti od variacije obnovljivih virov energije. Obenem optimizira fizikalne parametre reaktorja, da bo le- ta karseda stabilen in odziven, ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Transmutacija aktinidov v termičnih jedrskih reaktorjih ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Kandidat razišče možnost transmutacije transuranih elementov v središču gorivne tabletke klasičnega termičnega tlačnovodnega reaktorja ter kako to vpliva na fizikalne parametre reaktorja kot so konični faktorji, beta-eff, lambda, ITC, ipd.)||
||  ''' Naslov '''  || ''' Neutron production from (g,n) reactions ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Kandidat izboljša preseke in simulacije fotonevtronov, oz. nevtronov ki nastanejo preko (g,n) reakcij na Be in D. eksperimenti se delajo z obsevanim gorivom kot izvorom na reaktorju TRIGA. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Razne teme s področja nevtronike fuzijskih reaktorjev ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Področje nevtronike fuzijskih reaktorjev se hitro razvija in spreminja, prav tako aktualna problematika zato se tema določi skupaj s kandidatom upoštevajoč takratno aktualno problematiko. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' Stohastični izračun adjungiranega fluksa nevtronov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || Študent razvije metodo za stohastični izračun adjungiranega fluksa. Uporabi več pristopov, od klasičnih do obrata časa. ||
||  ''' Naslov '''  || ''' naslov ''' ||
|| '''''Krajši opis''''' || opis ||