Energia Jądrowa ZESTAW 4

Zestaw 4

Zad. 1

Zdefiniuj pojęcia: nieskończony współczynnik mnożenia neutronów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów, reaktywność; stan krytyczny, podkrytyczny i nadkrytyczny reaktora.

Zad. 2

Zdefiniuj wzór cztero- i sześcioczynnikowy. Opisać współczynniki wchodzące w skład obu wymienionych wzorów.

Zad. 3

Policzyć współczynnik rj dla reaktora pracującego na paliwie wzbogaconym 10% U235. Mikroskopowy przekrój czynny na absorpcję dla U235 równa się 694 b a dla U238 2.71 b. Mikroskopowy przekrój czynny na rozszczepienie dla U235 to 582 b. Gęstość atomowa U235 wynosi 4.83E10²¹ at./cnf a gęstość atomowa U238 4.35E10²² at./cnr’. v wynosi 2.42.

Zad. 4

Policzyć współczynnik/dla reaktora homogenicznego. Makroskopowy przekrój czynny na absorpcję dla paliwa wynosi 0.3020 cm'¹, makroskopowy przekrój czynny na absorpcję dla moderatora wynosi 0.0104 cm'¹, makroskopowy przekrój czynny dla trucizny 0.0118 cm"¹.

Zad. 5

Na początku generacji istnieje 10000 neutronów. Obliczyć:

Ilość neutronów istniejącą po rozszczepieniu neutronami prędkim

Ilość neutronów które są spowalnianie

Ilość neutronów które osiągnęły energie termiczne

Ilość neutronów które zostały zaabsorbowane w reaktorze

Ilość neutronów zaabsorbowaną w paliwie

Ilość neutronów uzyskaną po rozszczepieniu neutronami termicznymi Reaktywność w jednostkach: pcm, Ak/k, % Ak/k, mk.

£ = 1.031, A_f= 0.889, f = 0.751, p = 0.803, A, = 0.905, p = 2.012

Zad. 6

Zdefiniuj pojęcia całkowitej i różnicowej wartości pręta kontrolnego ([integral and differential control rod worth). Na podstawie podanych danych wykreślić krzywe dla całkowitych i różnicowych wartości prętów kontrolnych.

Interral (inches )	Reactivitv Inst
0 to 2	10
2 to 4	20
4 to 6	40
6 to 8	60
8 to 10	60
10 to 12	40
12 to 14	20
14 to 16	10

Zad. 7

Po wprowadzeniu do rdzenia reaktora 0.5 mk dodatniej reaktywności moc reaktora wzrosła 100-krotnie. Oblicz czas wzrostu mocy dla reaktora z opóźnioną frakcją neutronów i dla reaktora działającego tylko na neutronach natychmiastowych. Czas generacji neutronów natychmiastowych 1=1 ms, opóźniona frakcja neutronów (3=0.5% i A.=0.08s'*.