Domande e risposte fondamenti e applicazioni dell'energia nucleare t - modulo 1

Domande nucleare: modulo I

1. Lunghezza di estrapolazione e suo utilizzo come condizione al contorno per problemi di diffusione
2. Definizione di nucleo composto nella iterazione neutrone-nucleo e descrizione degli effetti della sua formazione sulle sezioni d’urto
3. Equazione della diffusione multigruppo. Caso a due gruppi e derivazione analitica della formula dei quattro fattori
4. Definizione di sezione d’urto micro e macroscopica in una generica miscela di nuclidi, e definizione del tasso di reazione
5. Soluzione dell’equazione della diffusione neutronica monoenergetica dipendente dal tempo per un mezzo moltiplicante in geometria lastra piana
6. Legge di attenuazione del fascio neutronico
7. Equazione della diffusione neutronica, condizioni al contorno e limiti per la sua validità
8. Descrizione quantitativa e qualitativa dell’energia prodotta da una reazione di fissione
9. Equazione multi gruppo per un mezzo infinito: impostazione del problema matematico e soluzione a due gruppi
10. Meccanismo di fissione, energia di soglia, nuclei fissili e fissionabili, prodotti di fissione
11. Energia di legame per nucleone e bilancio energetico delle reazioni nucleari
12. Probabilità di scattering tra due livelli energetici, perdita media e media logaritmica di energia in un urto elastico. Criteri per la valutazione dell’efficacia di un moderatore
13. Formula dei quattro fattori
14. Cinematica dell’urto elastico neutrone-nucleo. Relazione tra angolo di scattering e trasferimento dell’energia cinetica
15. Definizione di buckling geometrico e materiale e loro utilizzo nel calcolo di criticità di un reattore
16. Ciclo di vita di un neutrone in un reattore termico e criteri di scelta dei materiali presenti nel core
17. Legge di Fick

Domande nucleare: modulo I

1. Lunghezza di extrapolazione e suo utilizzo come condizione al contorno per problemi di diffusione
2. Definizione di nucleo composto nella iterazione neutrone-nucleo e descrizione degli effetti della sua formazione sulle sezioni d’urto
3. Equazione della diffusione multigruppo. Caso a due gruppi e derivazione analitica della formula dei quattro fattori
4. Definizione di sezione d’urto micro e macroscopica in una generica miscela di nuclidi, e definizione del tasso di reazione
5. Soluzione dell’equazione della diffusione neutronica monoenergetica dipendente dal tempo per un mezzo moltiplicante in geometria lastra piana
6. Legge di attenuazione del fascio neutronico
7. Equazione della diffusione neutronica, condizioni al contorno e limiti per la sua validità
8. Descrizione quantitativa e qualitativa dell’energia prodotta da una reazione di fissione
9. Equazione multi gruppo per un mezzo infinito: impostazione del problema matematico e soluzione a due gruppi
10. Meccanismo di fissione, energia di soglia, nuclei fissili e fissionabili, prodotti di fissione
11. Energia di legame per nucleone e bilancio energetico delle reazioni nucleari
12. Probabilità di scattering tra due livelli energetici, perdita media e media logaritmica di energia in un urto elastico. Criteri per la valutazione dell’efficacia di un moderatore
13. Formula dei quattro fattori
14. Cinematica dell’urto elastico neutrone-nucleo. Relazione tra angolo di scattering e trasferimento dell’energia cinetica
15. Definizione di buckling geometrico e materiale e loro utilizzo nel calcolo di criticità di un reattore
16. Ciclo di vita di un neutrone in un reattore termico e criteri di scelta dei materiali presenti nel core
17. Legge di Fick

1) Lunghezza di estrapolazione e utilizzo come condizione al contorno

Dall'equazione stazionaria si ha:

d²ϕ/dz² + 1/L² ϕ = 0 dove ϕ = ϕ(x) poichè dipende da una direzioneallora ϕ dovrà aver formaϕ(x) = A e^x/L + B e^-x/L

Per la validità dell'equazione di diffusione ci candidiamo solo x≥set,ma possiamo formalmente ampliare la soluzione agli x