1 Kinetyka reaktora i generacja ciepłaJedno z pojęć podstawowych przy omawianiu dynamiki reaktora jądrowego Efektywny współczynnik mnożenia neutronów Pozwala ilościowo ocenić warunki zachodzenia w reaktorze samopodtrzymującej się łańcuchowej reakcji rozszczepienia jąder izotopów rozszczepialnych Definicja dla reaktorów termicznych: EFEKTYWNY WSPÓŁCZYNNIK MNOŻENIA NEUTRONÓW określa stosunek, średniej po objętości rdzenia, gęstości neutronów termicznych danego pokolenia do takiejże gęstości neutronów w pokoleniu poprzednim gdzie: - numer pokolenia neutronów - średnia gęstość neutronów termicznych w rdzeniu w pokoleniu k - tym - średnia gęstość neutronów termicznych w rdzeniu w pokoleniu k-1 - szym
2 Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k-1 cykluDyfuzja Ucieczka z rdzenia Pozostanie w rdzeniu Średnia gęstość neutronów termicznych, które uniknęły ucieczki - prawdopodobieństwo uniknięcia ucieczki neutronów termicznych z rdzenia Rdzeń umieszczony w próżni (dostatecznie dobre przybliżenie powietrza) zależy od: średniego przemieszczenia neutronów termicznych od miejsca, gdzie ich energia osiągnęła obszar energii termicznej do miejsca ich absorpcji kształtu i rozmiarów rdzenia - długość dyfuzji neutronów termicznych w rdzeniu - parametr geometryczny rdzenia
3 Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k-1 cykluDyfuzja Ucieczka z rdzenia Pozostanie w rdzeniu Średnia gęstość neutronów termicznych, które uniknęły ucieczki
4 Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k-1 cykluDyfuzja Ucieczka z rdzenia Pozostanie w rdzeniu - współczynnik wykorzystania neutronów termicznych lub - prawdopodobieństwo tego, że neutron termiczny pozostający w rdzeniu zostanie pochłonięty w paliwie stosunek liczby neutronów termicznych pochłoniętych w paliwie do ogólnej liczby neutronów termicznych pochłoniętych w rdzeniu Średnia gęstość neutronów termicznych, które uniknęły ucieczki Pochłanianie w innych materiałach Pochłanianie w paliwie - objętości paliwa i moderatora w komórce elementarnej - średnie gęstości strumienia neutronów termicznych w paliwie i moderatorze - makroskopowe przekroje czynne paliwa i moderatora na absorpcję neutronów termicznych - współczynnik niekorzyści neutronów termicznych
5 Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k-1 cykluDyfuzja Ucieczka z rdzenia Pozostanie w rdzeniu Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k-1 cyklu Średnia gęstość neutronów termicznych, które uniknęły ucieczki Pochłanianie w innych materiałach Pochłanianie w paliwie Średnia gęstość neutronów termicznych, pochłoniętych w paliwie Rozszczepienie neutronami termicznymi - liczba neutronów prędkich przypadająca na jeden neutron pochłonięty w paliwie - średnia liczba neutronów prędkich przypadająca na jedno rozszczepienie neutronem termicznym - makroskopowe przekroje czynne na absorpcję i rozszczepienie paliwa
6 Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k-1 cykluDyfuzja Ucieczka z rdzenia Pozostanie w rdzeniu Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k-1 cyklu Średnia gęstość neutronów termicznych, które uniknęły ucieczki Pochłanianie w innych materiałach Pochłanianie w paliwie Średnia gęstość neutronów termicznych pochłoniętych w paliwie Rozszczepienie neutronami termicznymi Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cyklu
7 Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cykluRozszczepienie neutronami termicznymi Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cyklu Rozszczepienie neutronami prędkimi - krotność zmiany średniej gęstości neutronów prędkich wskutek rozszczepień paliwa neutronami prędkimi Dla reaktorów o gęstej siatce elementów paliwowych wzór Batii - Cygankowa - współczynnik obliczony dla odosobnionego bloku paliwa – wielkość stała - względna koncentracja atomów wodoru - objętości moderatora (wody) i paliwa w komórce elementarnej
8 Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cykluRozszczepienie neutronami termicznymi Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cyklu Rozszczepienie neutronami prędkimi Średnia gęstość neutronów prędkich po rozszczepieniach neutronami prędkimi Wychwyt rezonansowy Uniknięcie wychwytu - prawdopodobieństwo uniknięcia wychwytu rezonansowego – stosunek liczby neutronów danego pokolenia, które uniknęły wychwytu rezonansowego w czasie, do liczby neutronów, które wchodziły w proces spowalniania Przybliżone obliczenie - objętości moderatora (wody) i paliwa w komórce elementarnej - koncentracja jąder U-238 w bloku paliwa - efektywna całka rezonansowa U-238 dla niejednorodnej komórki elementarnej - średni logarytmiczny dekrement energii w moderatorze - makroskopowy przekrój czynny moderatora na rozpraszanie dla neutronów rezonansowych
9 Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cykluRozszczepienie neutronami termicznymi Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cyklu Rozszczepienie neutronami prędkimi Średnia gęstość neutronów prędkich po rozszczepieniach neutronami prędkimi Wychwyt rezonansowy Uniknięcie wychwytu Średnia gęstość neutronów spowalnianych, które uniknęły wychwytu rezonansowego Ucieczka z rdzenia Pozostanie w rdzeniu - prawdopodobieństwo uniknięcia ucieczki neutronów termicznych z rdzenia Rdzeń umieszczony w próżni (dostatecznie dobre przybliżenie powietrza) zależy od: średniego przemieszczenia neutronów termicznych od miejsca powstania do miejsca, gdzie ich energia osiąga obszar energii termicznej kształtu i rozmiarów rdzenia - wiek neutronów termicznych - parametr geometryczny rdzenia
10 Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cykluRozszczepienie neutronami termicznymi Początkowa średnia gęstość neutronów prędkich w k – tym cyklu Rozszczepienie neutronami prędkimi Średnia gęstość neutronów prędkich po rozszczepieniach neutronami prędkimi Wychwyt rezonansowy Uniknięcie wychwytu Średnia gęstość neutronów spowalnianych, które uniknęły wychwytu rezonansowego Ucieczka z rdzenia Pozostanie w rdzeniu Początkowa średnia gęstość neutronów termicznych w k - tym cyklu
11 Ostatecznie: - prawdopodobieństwo uniknięcia ucieczki neutronów termicznych z rdzenia - współczynnik wykorzystania neutronów termicznych - prawdopodobieństwo tego, że neutron termiczny pozostający w rdzeniu zostanie pochłonięty w paliwie - liczba neutronów prędkich przypadająca na jeden neutron pochłonięty w paliwie - krotność zmiany średniej gęstości neutronów prędkich wskutek rozszczepień paliwa neutronami prędkimi - prawdopodobieństwo uniknięcia wychwytu rezonansowego – stosunek liczby neutronów danego pokolenia, które uniknęły wychwytu rezonansowego w czasie, do liczby neutronów, które wchodziły w proces spowalniania - prawdopodobieństwo uniknięcia ucieczki neutronów spowalnianych z rdzenia
12 Modyfikacje wyrażenia określającego kef1. wprowadzenie prawdopodobieństwa uniknięcia ucieczki neutronów termicznych i spowalnianych Pe - prawdopodobieństwo uniknięcia ucieczki neutronów z rdzenia - wiek neutronów termicznych - parametr geometryczny rdzenia - długość dyfuzji neutronów termicznych w rdzeniu Stąd - współczynnik mnożenia środowiska nieskończonego
13 2. uwzględnienie rodzaju reaktoraDuży reaktor – mała wartość B2 Jeżeli Wówczas - powierzchnia migracji (M – długość migracji) – całkowite przemieszczenie neutronów w procesie spowalniania i dyfuzji
14 Podsumowanie Jeżeli można stosować 3. dla reaktorów wodnych ciśnieniowych zatem i warunek jest lepiej spełniony niż warunek Stosując rozumowanie odwrotne jak w (2)
15 oraz Podsumowanie Jeżeli lepiej stosować
16 Podsumowanie dla efektywnego współczynnika mnożenia
17 Z pojęciem efektywnego współczynnika mnożenia związane jest pojęcie reaktywnościgdzie: - efektywny współczynnik mnożenia REAKTYWNOŚĆ jest to względne odchylenie efektywnego współczynnika mnożenia od jedności
18 Z pomocą efektywnego współczynnika mnożenia , lub reaktywności ll można określić pojęcie stanu krytycznego reaktora STAN KRYTYCZNY REAKTORA to taki jego stan, w którym średnia gęstość neutronów w rdzeniu nie zmienia się w czasie wskutek zachodzenia samopodtrzymującej się reakcji rozszczepienia Dla reaktorów termicznych można napisać warunek stanu krytycznego w postaci co oznacza
19 INNE STANY JĄDROWE REAKTORAW związku z pojęciem stanu krytycznego wprowadzone są też pojęcia stanu nadkrytycznego i podkrytycznego INNE STANY JĄDROWE REAKTORA STAN NADKRYTYCZNY, nadkrytyczność - stopień nadkrytyczności stan nadkrytyczny na neutronach opóźnionych gdzie: - efektywny udział neutronów opóźnionych w całkowitej liczbie neutronów przypadających na jedno rozszczepienie stan nadkrytyczny na neutronach natychmiastowych
20 INNE STANY JĄDROWE REAKTORA – c.d. STAN PODKRYTYCZNY, podkrytyczność - stopień podkrytyczności
21 MODELE PUNKTOWE KINETYKI NEUTRONÓWopisują zachowanie się neutronów w rdzeniu reaktora jądrowego charakteryzowane przez średnią gęstość neutronów termicznych w rdzeniu reaktora jądrowego jako funkcję czasu Używane modele punktowe kinetyki neutronów: model punktowy z sześcioma grupami prekursorów neutronów opóźnionych model punktowy z jedną grupą prekursorów neutronów opóźnionych model punktowy nie uwzględniający neutronów opóźnionych
22 Model punktowy kinetyki neutronów z sześcioma grupami prekursorów neutronów opóźnionych ()- średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - reaktywność; ; efektywny współczynnik mnożenia neutronów efektywny udział neutronów opóźnionych w bilansie neutronów termicznych; ; efektywny udział neutronów opóźnionych i. grupy w bilansie neutronów - średni czas reprodukcji pokolenia neutronów; ; średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - wydajność zewnętrznego źródła neutronów prędkość zmian średniej gęstości neutronów termicznych w rdzeniu reaktora składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów natychmiastowych składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów opóźnionych składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów źródła zewnętrznego - średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - reaktywność; ; efektywny współczynnik mnożenia neutronów efektywny udział neutronów opóźnionych w bilansie neutronów termicznych; ; efektywny udział neutronów opóźnionych i. grupy w bilansie neutronów - średni czas reprodukcji pokolenia neutronów; ; średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - wydajność zewnętrznego źródła neutronów prędkość zmian średniej gęstości prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy prędkość powstawania (generacji) jąder prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy prędkość zanikania (rozpadu) jąder prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy
23 Model punktowy kinetyki neutronów z sześcioma grupami prekursorów neutronów opóźnionych (kef )- średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - efektywny współczynnik mnożenia neutronów efektywny udział neutronów opóźnionych w bilansie neutronów termicznych; ; efektywny udział neutronów opóźnionych i. grupy w bilansie neutronów - średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - wydajność zewnętrznego źródła neutronów prędkość zmian średniej gęstości neutronów termicznych w rdzeniu reaktora składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów natychmiastowych składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów opóźnionych składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów źródła zewnętrznego - średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - efektywny współczynnik mnożenia neutronów efektywny udział neutronów opóźnionych w bilansie neutronów termicznych; ; efektywny udział neutronów opóźnionych i. grupy w bilansie neutronów - średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy - wydajność zewnętrznego źródła neutronów prędkość zmian średniej gęstości prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy prędkość powstawania (generacji) jąder prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy prędkość zanikania (rozpadu) jąder prekursorów neutronów opóźnionych i. grupy
24 Model punktowy kinetyki neutronów z jedną średnią grupą prekursorów neutronów opóźnionych ()- średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - reaktywność; ; efektywny współczynnik mnożenia neutronów - efektywny udział neutronów opóźnionych grupy uśrednionej w bilansie neutronów - średni czas reprodukcji pokolenia neutronów; ; średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - wydajność zewnętrznego źródła neutronów składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów źródła zewnętrznego składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów opóźnionych prędkość zmian średniej gęstości neutronów termicznych w rdzeniu reaktora składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów natychmiastowych - średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - reaktywność; ; efektywny współczynnik mnożenia neutronów - efektywny udział neutronów opóźnionych grupy uśrednionej w bilansie neutronów - średni czas reprodukcji pokolenia neutronów; ; średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - wydajność zewnętrznego źródła neutronów prędkość zmian średniej gęstości prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej prędkość powstawania (generacji) jąder prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej prędkość zanikania (rozpadu) jąder prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej gdzie,
25 Model punktowy kinetyki neutronów z jedną średnią grupą prekursorów neutronów opóźnionych (kef)- średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - efektywny współczynnik mnożenia neutronów - efektywny udział neutronów opóźnionych grupy uśrednionej w bilansie neutronów - średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - wydajność zewnętrznego źródła neutronów składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów źródła zewnętrznego składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów opóźnionych prędkość zmian średniej gęstości neutronów termicznych w rdzeniu reaktora składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów natychmiastowych - średnia gęstość neutronów termicznych - średnia efektywna gęstość prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - efektywny współczynnik mnożenia neutronów - efektywny udział neutronów opóźnionych grupy uśrednionej w bilansie neutronów - średni czas życia neutronów natychmiastowych - stała rozpadu prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej - wydajność zewnętrznego źródła neutronów prędkość zmian średniej gęstości prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej prędkość powstawania (generacji) jąder prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej prędkość zanikania (rozpadu) jąder prekursorów neutronów opóźnionych grupy uśrednionej gdzie,
26 Model punktowy kinetyki neutronów nie uwzględniający neutronów opóźnionych ()składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów źródła zewnętrznego prędkość zmian średniej gęstości neutronów termicznych w rdzeniu reaktora składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów natychmiastowych gdzie, - średnia gęstość neutronów termicznych - reaktywność; ; efektywny współczynnik mnożenia neutronów - średni czas reprodukcji pokolenia neutronów; ; średni czas życia neutronów natychmiastowych - wydajność zewnętrznego źródła neutronów
27 Model punktowy kinetyki neutronów nie uwzględniający neutronów opóźnionych (kef)składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów źródła zewnętrznego prędkość zmian średniej gęstości neutronów termicznych w rdzeniu reaktora składowa wynikająca ze spowolnienia neutronów natychmiastowych gdzie, - średnia gęstość neutronów termicznych - efektywny współczynnik mnożenia neutronów - średni czas życia neutronów natychmiastowych - wydajność zewnętrznego źródła neutronów
28 Podstawowe dane neutronowo – fizyczne przyjmowane w obliczeniach kinetyki reaktora WWER-440Nazwa wielkości Oznaczenie Jednostka Wartość Czas życia neutronów natychmiastowych Efektywny sumaryczny udział neutronów opóźnionych w liczbie neutronów rozszczepieniowych Efektywny udział i. grupy neutronów opóźnionych w liczbie neutronów rozszczepieniowych Stałe rozpadu i. grupy prekursorów neutronów opóźnionych
29 Warunek stanu ustalonego (równowagi) procesów kinetykiW oparciu o podane trzy modele można, z wystarczającą dla wyprowadzenia jakościowo poprawnych wniosków, przeprowadzić analizę procesów przejściowych mocy reaktora w różnych stanach Warunek stanu ustalonego (równowagi) procesów kinetyki Warunek ten wyprowadzony w oparciu o każdy z przedstawionych modeli ma taką samą postać Stan ustalony kinetyki Model I:
30
31 Stan ustalony kinetykiModel III: natychmiast otrzymujemy
32 Interesuje nas stan ustalony kinetykipociągający za sobą warunki
33 Rozważymy kolejne przypadki STAN PODKRYTYCZNY, podkrytyczność - stan równowagi, przy możliwy tylko przy - poziom równowagi wynosi lub
34 Zdefiniujemy Możemy napisać- gęstość neutronów jaka wytwarzałaby się w rdzeniu reaktora w okresie l – czasu życia neutronów, gdyby występował proces rozszczepienia M – podkrytyczny współczynnik mnożenia neutronów Możemy napisać
35 Podsumowanie W stanie podkrytycznym w obecności źródła reaktor działa jako wzmacniacz gęstości neutronów źródła o współczynniku wzmocnienia M Ponieważ
36 STAN KRYTYCZNY, krytyczność- stan równowagi, przy możliwy przy - poziom równowagi może przyjmować dowolne wartości !!!
37 STAN NADKRYTYCZNY, nadkrytyczność- stan równowagi, przy nie jest możliwy
38 PROCESY PRZEJŚCIOWE KINETYKI STAN PODKRYTYCZNY, podkrytyczność Przebiegi przejściowe kinetyki po wprowadzeniu źródła o intensywności do rdzenia Kinetyka neutronów Oszacowanie w oparciu o model III nie uwzględniający neutronów opóźnionych Model procesu lub + warunek początkowy
39 Model procesu – równanie różniczkowe liniowe, ze stałymi współczynnikaminiejednorodne – wymuszenie Rozwiązania: - warunek początkowy
40 - warunek początkowy
41 Przebiegi przejściowe kinetyki po usuwaniu źródła o intensywności z rdzenia- warunek początkowy
42 Wprowadzanie i usuwanie źródła neutronów do rdzenia oPrzebiegi z symulacji w oparciu o model z sześcioma grupami prekursorów neutronów opóźnionych Stan podkrytyczny Wprowadzanie i usuwanie źródła neutronów do rdzenia o
43 Wprowadzanie i usuwanie źródła neutronów do rdzenia oStan podkrytyczny Wprowadzanie i usuwanie źródła neutronów do rdzenia o
44 Wprowadzanie i usuwanie źródła neutronów do rdzenia oStan podkrytyczny Wprowadzanie i usuwanie źródła neutronów do rdzenia o
45 Rozruch reaktora – skokowe zmiany reaktywności w j-tych chwilachZbadamy - przyrosty gęstości neutronów, - czasy osiągania kolejnych poziomów równowagi po skokowych zmianach reaktywności o tej samej wartości w oparciu o model III i założeniu ustalonej intensywności emisji źródła neutronów Oznaczymy - stopień podkrytyczności w chwili j - ustalony skok współczynnika mnożenia w chwili j Zakładamy stałość źródła zewnętrznego neutronów Kolejne stany równowagi
46 Zmiana gęstości neutronówDostaliśmy Wniosek: Przy tych samych wartościach skokowych zmian reaktywności zmiany gęstości neutronów są tym większe im mniejsze są stopnie podkrytyczności dwóch kolejnych stanów równowagi
47 Rdzeń ze źródłem neutronów ns, skokowe zmianyStan podkrytyczny Rdzeń ze źródłem neutronów ns, skokowe zmiany
48 Określenie czasu osiągania kolejnych poziomów równowagi po skokowej zmianie stopnia podkrytyczności – chwila osiągnięcia 95% kolejnego stanu ustalonego Oszacowanie z modelu nie uwzględniającego neutronów opóźnionych Mamy warunek Stąd
49 Uwzględnienie neutronów opóźnionychwówczas Dla środowiska z uranem 235 wówczas Wniosek: Im reaktor jest bliższy stanu krytycznego, tym dłuższy jest czas osiągania poziomu równowagi po skokowej zmianie współczynnika mnożenia
50 Rdzeń ze źródłem neutronów, skokowe zmianyStan podkrytyczny Rdzeń ze źródłem neutronów, skokowe zmiany
51 STAN KRYTYCZNY, krytyczność(analiza dla reaktora „chłodnego” – brak efektów reaktywnościowych) Założenia do analizy 1. Zaniedbujemy wpływ źródła zewnętrznego neutronów s 2. Skokowa zmiana reaktywności następuje w chwili 3. W chwilach reaktor znajduje się w stanie krytycznym Model punktowy kinetyki neutronów staje się układem równań różniczkowych zwyczajnych liniowych o stałych współczynnikach
52 Przebiegi przejściowe kinetyki po wprowadzeniu skokowej zmiany reaktywności i braku źródła zewnętrznego Kinetyka neutronów
53 Wyniki symulacji
54 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości neutronów – gęstości strumienia neutronów - mocy cieplnej
55 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości prekursorów neutronów opóźnionych
56 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości neutronów – gęstości strumienia neutronów - mocy cieplnej
57 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości prekursorów neutronów opóźnionych
58 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości neutronów – gęstości strumienia neutronów - mocy cieplnej
59 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości prekursorów neutronów opóźnionych
60 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości neutronów – gęstości strumienia neutronów - mocy cieplnej
61 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości prekursorów neutronów opóźnionych
62
63 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości neutronów – gęstości strumienia neutronów - mocy cieplnej
64 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości prekursorów neutronów opóźnionych
65 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości neutronów – gęstości strumienia neutronów - mocy cieplnej
66 Skokowe zmiany reaktywności – przykład przebiegu procesu przejściowego gęstości prekursorów neutronów opóźnionych
67 Obserwacje: - szybka zmiana mocy po wystąpieniu zmiany skokowej reaktywności – natychmiastowy skok mocy - ekspotencjalny wzrost mocy po dłuższym okresie czasu – okres reaktora
68 Dziękuję za uczestnictwo w wykładzie i uwagę Zapraszam na kolejny wykład