Ingegneria del nocciolo

Università Telematica Guglielmo Marconi
Online

Chiedi il prezzo
Chiedi informazioni a un consulente Emagister

Informazioni importanti

Tipologia Corso
Metodologia Online
Inizio lezioni Scegli data
  • Corso
  • Online
  • Inizio lezioni:
    Scegli data
Descrizione

L’Università degli Studi Guglielmo Marconi, è la prima Università “aperta” (Open University), riconosciuta dal MIUR con D.M. 1 marzo 2004, che unisce metodologie di formazione “a distanza” (materiale a stampa, dispense, Cd Rom, piattaforma e-learning) con le attività di formazione frontale (lezioni, seminari, laboratori, sessioni di ripasso e approfondimento) al fine di raggiungere i migliori risultati di apprendimento per lo studente.

Sedi

Dove e quando

Inizio Luogo
Scegli data
Online
Inizio Scegli data
Luogo
Online

Opinioni

Non ci sono ancora opinioni su questo corso

Cosa impari in questo corso?

Calcolo

Programma

Programma del Corso

DISCIPLINA

INGEGNERIA DEL NOCCIOLO

DOCENTE

Alfredo Giancarlo Bianchini

CODICE DISCIPLINA: IND18001

SSD: ING-IND/18

CREDITI: 12

OBIETTIVI E FINALITÀ DELL´INSEGNAMENTO

L´obiettivo è di fornire agli studenti le conoscenze fisiche di base necessarie per una corretta interpretazione dei risultati del calcolo neutronico in rapporto ad analisi di progetto o a studi sul comportamento dei reattori.

PROGRAMMA DEL CORSO

Fisica del Nucleo
Richiami di Fisica Nucleare e appunti di Matematica.

  • Introduzione
  • Lunghezza d’onda delle particelle
  • Il nucleo atomico e la sua costituzione
  • Energia di legame
  • Stati eccitati nel nucleo
  • La radioattività
  • Il decadimento di stati eccitati
  • Reazioni Nucleari
  • Richiami di matematica

Interazioni Neutroni Materia-Sezioni d’urto
Sezioni d’urto e Interazioni con la Materia

  • Introduzione
  • Sezioni d’urto
  • Sezioni d’urto di scattering elastico
  • Sezione d’urto totale
  • Scattering Elastico
  • Scattering a basse energie da molecole
  • Distribuzione dello scattering angolare elastico
  • Sezione d’Urto di Trasporto
  • Distribuzione energetica dei neutroni scatterati in modo inelastico
  • Cattura radiativa
  • Reazioni con particelle cariche
  • Effetto Doppler

La fissione del Nucleo Atomico

  • Sezioni d’urto di nuclidi fissili
  • I Prodotti di Fissione
  • Decadimento dei Prodotti di Fissione
  • Neutroni Pronti
  • Neutroni Ritardati
  • Rilascio di energia dalla fissione
  • Potenza del reattore, Consumo e Burnup del Combustibile
  • Fattore di moltiplicazione
  • Tipi di reattori nucleari

La diffusione dei neutroni (I Parte)

  • Introduzione
  • Tassi di Interazioni e Flusso Neutronico
  • Densità di Corrente Neutronica
  • L’equazione di continuità
  • La legge di Fick
  • Validità della legge di Fick
  • Equazione della diffusione
  • Condizioni al contorno sulle superfici

La diffusione dei neutroni (II Parte)

  • Condizioni al contorno tra due mezzi (interfaccia)
  • Soluzioni dell’Equazione della Diffusione allo Stato Stazionario
  • Sorgente piana infinita in un mezzo omogeneo infinito
  • Sorgente puntiforme in un mezzo infinito
  • Sistemi con una superficie libera
  • Problema a molte regioni
  • Sorgenti Distribuite in un Mezzo Infinito
  • Sorgenti Distribuite in un Mezzo Finito
  • La lunghezza di diffusione

Il trasporto dei neutroni

  • Approssimazione Pn
  • Approssimazione Multigruppo
  • Librerie Multigruppo
  • La libreria variabile
  • Libreria ABBN

Rallentamento dei Neutroni senza Assorbimenti

  • Urto tra particelle classiche
  • Distribuzione di probabilità dello scattering
  • Il decremento logaritmico medio
  • Letargia
  • Densità di collisione e rallentamento
  • Rallentamento nell’idrogeno
  • Rallentamento in mezzi con A > 1
  • L’equazione dell’età di Fermi
  • Rallentamento dovuto a scattering inelastico

Il Rallentamento dei Neutroni con Assorbimenti e Fissioni

  • Introduzione
  • L’Idrogeno e un Assorbitore a Massa Infinita
  • Rallentamento con Moderatore di Massa > 1
  • Probabilità di fuga da risonanze separate
  • Fissioni Veloci
  • Moderazione Dipendente dallo Spazio, con Assorbimenti

Neutroni a Bassa Energia

  • Spettro dei Neutroni Termici
  • Assenza di Sorgenti e di Assorbimenti - Spettro Maxwelliano
  • Raffreddamento da Diffusione
  • Flusso termico
  • Tasso di Interazioni per Neutroni Termici
  • Assorbimenti 1/v
  • Assorbimenti non 1/v
  • Potenza del Reattore
  • h Medio in un Flusso Termico
  • Diffusione di Neutroni Termici
  • Tempo di Termalizzazione
  • Rallentamento e diffusione
  • Esperimenti a neutroni pulsati

Il Reattore Termico Senza Riflettore

  • Il concetto di Criticità
  • Il Reattore Termico a una Regione
  • Criticità per un Reattore a Forma di Parallelepipedo
  • L’equazione di Criticità
  • Caso particolare: Reattori di Grandi Dimensioni
  • Applicazioni dell’Equazione di Criticità
  • Calcolo della Composizione Critica, date le Dimensioni
  • Determinare la Grandezza Critica, data la Composizione
  • Forme Ottimali di Reattore
  • Reattori Quasi Omogenei

Il Reattore con Riflettore

  • Neutroni a un Gruppo Energetico
  • Metodo a due gruppi energetici
  • Prospettive
  • Calcoli a due gruppi per reattori non omogenei
  • Calcoli multigruppo

Cinetica del Reattore

  • Reattore Infinito con soli Neutroni Pronti
  • Tempo di Generazione Medio con Neutroni Ritardati
  • Equazione della Reattività in un Reattore Infinito
  • Comportamento del flusso
  • Variazione a gradino della reattività
  • Il reattore a slab senza riflettore
  • Altri Tipi di Reattori
  • Il Periodo Stabile
  • Salto della Reattività Pronta
  • La Condizione di Pronto Criticità
  • Piccole reattività
  • Reattività Grandi, Negative

Variazioni della Reattività

  • Coefficienti di temperatura
  • Coefficienti di Temperatura in un Reattore Termico senza Riflettore
  • Coefficiente di Temperatura di hT
  • Coefficiente di Temperatura di f
  • Coefficiente di Temperatura di e
  • Coefficiente di Temperatura di p
  • Conclusioni sui Coefficienti di Temperatura
  • Avvelenamento da Prodotti di Fissione
  • Xeno 135
  • Lo Xeno dopo lo spegnimento e tempo morto del reattore
  • Oscillazioni dello Xe135
  • Burnup e Conversione

Teoria delle Perturbazioni

  • Reattività e Perturbazioni
  • Richiami di Matematica
  • Teoria delle Perturbazioni a un Gruppo
  • Teoria delle Perturbazioni a due Gruppi
  • Calcolo del Flusso Aggiunto
  • Significato Fisico del Flusso Aggiunto

Reattori Sottocritici

  • Richiami generali
  • I Reattori Sottocritici
  • Fattore di Moltiplicazione sottocritico
  • Raggiungimento della criticità usando la curva 1/M
  • Ulteriori definizioni di sottocriticità

Ciclo del Combustibile

    • Introduzione
    • Uranio e Torio: Riserve e Prospettive
    • Arricchimento isotopico (cenni)
    • La Diffusione Gassosa
    • Fabbricazione del Combustibile
    • Irraggiamento del Combustibile nel Reattore Nucleare

    LIBRI DI TESTO

    Materiale in piattaforma

    MODALITA´ DELL´ESAME FINALE

    Prova orale e/o scritta

    RICEVIMENTO STUDENTI

    Giorno/ora previo appuntamento ()