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1 Acceleratori e Reattori Nucleari Saverio Altieri Dipartimento di Fisica Università degli Studi - Pavia 2013-14.

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Presentazione sul tema: "1 Acceleratori e Reattori Nucleari Saverio Altieri Dipartimento di Fisica Università degli Studi - Pavia 2013-14."— Transcript della presentazione:

1 1 Acceleratori e Reattori Nucleari Saverio Altieri Dipartimento di Fisica Università degli Studi - Pavia

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3 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 3 reattore finito

4 k rappresenta proprio il fattore di moltiplicazione neutroni prodotti nelle fissioni generazione attuale neutroni che fuggono dal sistema generazione precedente catture parassite generazione precedente somma dei neutroni della generazione precedente da questa possiamo calcolare k ossia le condizioni di criticità del reattore ma non abbiamo ancora B ( bisogna risolvere l’equazione di diffusione )

5 fattore di moltiplicazione per un reattore veloce infinito assorbimento totale: Fuel-Coolant

6 se k = 1 allora il flusso è costante nel tempo 6 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

7 7 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

8 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 8

9 al crescere di a B1 tende a zero 9 il flusso tende ad essere piatto

10 10 il flusso cosinusoidale lungo lo spessore dello slab

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12 diverge 12

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14 14 come il cilindro infinito come lo slab

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16 E facendo il rapporto fra le due 16

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19 CATTURE PARASSITE PASSAGGIO ATTRAVERSO LE RISONANZE Totale 238 U LA FUGA DALLE RISONANZE ALTRI MATERIALI ( 238 U) ASSORBIMENTO Produzione del plutonio ALTRI MATERIALI CHE ASSORBONO NEUTRONI E DIVENTANO RADIOATTIVI

20 Fissione a soglia 238 U

21 ad energie termiche Neutroni emessi per fissioni ad energie termiche + veloci 21

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23 Escono per scattering dal gruppo veloceEntrano per fissione nel gruppo veloce gruppo veloce Neutroni emessi per fissioni ad energie termiche + veloci che appaiono come sorgenti nel gruppo veloce 23

24 gruppo termico dei che escono per scattering dal gruppo veloce solo raggiungono il gruppo termico, per cui è 24 veloce termico

25 gruppo veloce gruppo termico 25

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30 30 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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37 37 reattore sferico diffusione in un mezzo infinito

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41 41 per reattori moderati ad acqua leggera

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