1 acceleratori e reattori nucleari saverio altieri dipartimento di fisica università degli studi -...
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Acceleratori e Reattori Nucleari
Saverio Altieri
Dipartimento di Fisica Università degli Studi - Pavia
2013-14
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Usiamo una costante k per modulare il termine sorgente in modo da compensare le fughe dal sistema e le catture parassite in modo da mantenere il flusso costante nel tempo; quando si riesce a mantenere il flusso costante, l’equazione diventa
definendo
oppure
reattore finito
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k rappresenta proprio il fattore di moltiplicazione
neutroni prodotti nelle fissionigenerazione attuale
neutroni che fuggono dal sistemagenerazione precedente
catture parassitegenerazione precedente
somma dei neutroni della generazione precedente
da questa possiamo calcolare k ossia le condizioni di criticità del reattorema non abbiamo ancora B (bisogna risolvere l’equazione di diffusione)
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fattore di moltiplicazione per un reattore veloce
infinito
assorbimento totale: Fuel-Coolant
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se k = 1 allora il flusso è costante nel tempo
risolvendo l’equazione del reattore troveremo che B è legato alla geometria e alle dimensioni del reattore; per cui
-fissate geometria e dimensioni si calcola B e popi bisogna aggiustare la composizione del reattore in modo da avere valori di k e di L che soddisfino l’equazione di criticità;-fissata la composizione, bisogna determinare geometria e dimensioni per avere un B che soddisfi l’equazione di criticità
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Il fattore di moltiplicazione per un reattore veloce finito è dato da quello di un reattore
veloce infinito moltiplicato per la probabilità di non fuga dei neutroni
la probabilità di non fuga dei neutroni
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Sistema critico a forma di slab infinito, senza sorgenti esterne; i soli neutroni presenti sono quelli prodotti dalle fissioni
La simmetria del problema impone anche che il flusso sia una funzione pari
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al crescere di a B1 tende a zero 9
il flusso tende ad essere piatto
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10il flusso cosinusoidale lungo lo spessore dello slab
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diverge
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come il cilindro infinito come lo slab
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E facendo il rapporto fra le due
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eV.EMeVE nn 02501
CATTURE PARASSITE
PASSAGGIO ATTRAVERSO LE
RISONANZE
Totale 238U
LA FUGA DALLE RISONANZE
ALTRI MATERIALI (238U) ASSORBIMENTO
Produzione del plutonio
ALTRI MATERIALI CHE ASSORBONONEUTRONI E DIVENTANO RADIOATTIVI
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Fissione a soglia
238U
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ad energie termiche
ad energie termiche
Neutroni emessi per fissioni ad energie termiche + veloci
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Escono per scattering dal gruppo veloce Entrano per fissione nel gruppo veloce
gruppo veloce
Neutroni emessi per fissioni ad energie termiche + veloci che appaiono come sorgenti nel gruppo veloce
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gruppo termico
dei che escono per scattering dal gruppo veloce
solo raggiungono il gruppo termico, per cui è
veloce
termico
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gruppo veloce
gruppo termico
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Note geometria e dimensioni si calcola il buckling
La composizione deve essere aggiustata in modo che venga rispettata la condizione di criticità
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MM
AM NM
NmV
MN
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reattore sferico
diffusione in un mezzo infinito
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41per reattori moderati ad acqua leggera
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