jdi na vlastní test/obsah stránky
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v eurách p=(kef-1)*βef/kefreaktivita vyjadruje mieru odklonu reaktora od kritického stavu p=(kef-1)/kefhodnotu reaktivity možno vyjadriť v absolútnych jednotkách p=(kef-1)/kefhodnotu reaktivity možno vyjadriť v percentách p=(kef-1)*100/kef
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v eurách p=(kef-1)*βef/kef
reaktivita vyjadruje mieru odklonu reaktora od kritického stavu p=(kef-1)/kef
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v absolútnych jednotkách p=(kef-1)/kef
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v percentách p=(kef-1)*100/kef
štiepenie, radiačný záchyt a reakcia n-alfapružný rozptyl a štiepeniepružný rozptyl, štiepenie a radiačný záchytpružný rozptyl a reakcia n-alfa
štiepenie, radiačný záchyt a reakcia n-alfa
pružný rozptyl a štiepenie
pružný rozptyl, štiepenie a radiačný záchyt
pružný rozptyl a reakcia n-alfa
výkonný koeficient reaktivity je vždy zápornýcelkový teplotný koeficient reaktivity je daný súčtom koeficientov reaktivity od teploty moderátora (chladiva) a teploty palivasamoregulačné vlastnosti reaktora sa významnejšie prejavujú pri výkonoch pod 0,1% Nnom, teda na výkonovej prevádzke sa neprejavujú.bórový koeficient reaktivity je vždy záporný
výkonný koeficient reaktivity je vždy záporný
celkový teplotný koeficient reaktivity je daný súčtom koeficientov reaktivity od teploty moderátora (chladiva) a teploty paliva
samoregulačné vlastnosti reaktora sa významnejšie prejavujú pri výkonoch pod 0,1% Nnom, teda na výkonovej prevádzke sa neprejavujú.
bórový koeficient reaktivity je vždy záporný
rovnica prevrátených hodínrovnica okamžitých hodínzákon rádioaktívnej premenyrovnica kinetiky reaktora
rovnica prevrátených hodín
rovnica okamžitých hodín
zákon rádioaktívnej premeny
rovnica kinetiky reaktora
149Sm135Xe239Pu236U
149Sm
135Xe
239Pu
236U
Fermiho vek neutrónov τdifúzna dĺžka Lmigračná dĺžka Mstredná voľná dráha λ
Fermiho vek neutrónov τ
difúzna dĺžka L
migračná dĺžka M
stredná voľná dráha λ
rozptyl a štiepenieštiepenie a reakcia n-alfarozptyl a absorpciaštiepenie a radiačný záchyt
rozptyl a štiepenie
štiepenie a reakcia n-alfa
rozptyl a absorpcia
štiepenie a radiačný záchyt
241Pu235U239Pu238U
241Pu
235U
238U
"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi"η" - koeficient regenerácie
"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)
"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov
"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi
"η" - koeficient regenerácie
"Ps" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese spomaľovania"Pt" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese difúzie"kef" - multiplikačný koeficient pre reaktor konečných rozmerov"k∞" - multiplikačný koeficient pre nekonečne malý reaktor
"Ps" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese spomaľovania
"Pt" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese difúzie
"kef" - multiplikačný koeficient pre reaktor konečných rozmerov
"k∞" - multiplikačný koeficient pre nekonečne malý reaktor
zdvíhanie HRK, stabilizácia reaktora na kritickom stave, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová reguláciastabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácianasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRKzdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave
zdvíhanie HRK, stabilizácia reaktora na kritickom stave, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia
stabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia
nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRK
zdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave
štiepením prírodného uránuštiepením jadier najmä 235Uchemickými procesmifluidným spaľovaním uránovej rudy
štiepením prírodného uránu
štiepením jadier najmä 235U
chemickými procesmi
fluidným spaľovaním uránovej rudy
multiplikačný koeficientkoeficient reaktivityperióda reaktoraefekt reaktivity
multiplikačný koeficient
koeficient reaktivity
perióda reaktora
efekt reaktivity
berýliumgrafitvodaťažká voda
berýlium
grafit
voda
ťažká voda
135Xe vzniká priamo zo štiepenia a z rádioaktívnej premeny 135I135Xe zaniká rádioaktívnou premenou na 135Cs135Xe je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov135Xe nezaniká záchytom neutrónov
135Xe vzniká priamo zo štiepenia a z rádioaktívnej premeny 135I
135Xe zaniká rádioaktívnou premenou na 135Cs
135Xe je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov
135Xe nezaniká záchytom neutrónov
"s" - veľké, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - malé"s" - malé, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - veľké
"s" - veľké, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké
"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - malé
"s" - malé, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké
"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - veľké
pomer počtu neutrónov k počtu protónov pre ľahké jadrá je cca 1,5:1pomer pomer počtu neutrónov k počtu protónov pre niektoré ľahké jadrá môže byť 1:1pomer počtu neutrónov k počtu protónov pre ťažké jadrá je cca 1,5:1pomer počtu neutrónov k počtu protónov je v oblasti "krivky stability"
pomer počtu neutrónov k počtu protónov pre ľahké jadrá je cca 1,5:1
pomer pomer počtu neutrónov k počtu protónov pre niektoré ľahké jadrá môže byť 1:1
pomer počtu neutrónov k počtu protónov pre ťažké jadrá je cca 1,5:1
pomer počtu neutrónov k počtu protónov je v oblasti "krivky stability"
palivoradiátormoderátorreflektor
palivo
radiátor
moderátor
reflektor
"η" - koeficient regenerácie"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi
perióda reaktorastredná doba životadoba polpremenyreaktivita
stredná doba života
doba polpremeny
reaktivita
238U klesá239Pu klesá235U klesá241Pu rastie
238U klesá
239Pu klesá
235U klesá
241Pu rastie
p=0, kef=1, perióda reaktora T = ∞ a v AZ prebieha riadená štiepna reakciap=1, kef=0, perióda reaktora T = ∞ a v AZ prebieha riadená štiepna reakciap=1, kef= ∞, perióda reaktora T = 0 a v AZ prebieha riadená štiepna reakciap= ∞, kef=1, perióda reaktora T = 0 a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
p=0, kef=1, perióda reaktora T = ∞ a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
p=1, kef=0, perióda reaktora T = ∞ a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
p=1, kef= ∞, perióda reaktora T = 0 a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
p= ∞, kef=1, perióda reaktora T = 0 a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
stredná doba oneskorenia všetkých skupín oneskorených neutrónov pre 235U je 0,0943 s (0,1s)oneskorené neutróny vznikajú po alfa premene niektorých produktov štiepeniaoneskorené neutróny vznikajú desatiny až desatiny sekúnd po štiepení (úmerne polčasu rozpadu materského jadraoneskorené neutróny vznikajú viac ako zo 40 produktov štiepenia a rozdeľujú sa do šiestich skupín.
stredná doba oneskorenia všetkých skupín oneskorených neutrónov pre 235U je 0,0943 s (0,1s)
oneskorené neutróny vznikajú po alfa premene niektorých produktov štiepenia
oneskorené neutróny vznikajú desatiny až desatiny sekúnd po štiepení (úmerne polčasu rozpadu materského jadra
oneskorené neutróny vznikajú viac ako zo 40 produktov štiepenia a rozdeľujú sa do šiestich skupín.
hélium Heľahká voda H2Oťažká voda D2Ografit C
hélium He
ľahká voda H2O
ťažká voda D2O
grafit C
jadrá s rovnakým počtom protónov a rôznym počtom neutrónovvšeobecné pomenovanie pre všetky jadrájadrá s rovnakým počtom neutrónov a rôznym počtom protónovjadrá s rovnakým počtom nekleónov
jadrá s rovnakým počtom protónov a rôznym počtom neutrónov
všeobecné pomenovanie pre všetky jadrá
jadrá s rovnakým počtom neutrónov a rôznym počtom protónov
jadrá s rovnakým počtom nekleónov
chemickými procesmifluidným spaľovaním uránovej rudyštiepením jadier najmä 235Uštiepením prírodného uránu
rádioaktívny rozpad nie je štatistický jav. Nemožno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro, ale iba ukázať, s akou pravdepodobnosťou sa jadro rozpadne za daný časový úsekrádioaktívny rozpad je štatistický jav. Možno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro.rádioaktívny rozpad nie je štatistický jav. Možno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro.rádioaktívny rozpad je štatistický jav. Nemožno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro, ale iba ukázať, s akou pravdepodobnosťou sa jadro rozpadne za daný časový úsek
rádioaktívny rozpad nie je štatistický jav. Nemožno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro, ale iba ukázať, s akou pravdepodobnosťou sa jadro rozpadne za daný časový úsek
rádioaktívny rozpad je štatistický jav. Možno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro.
rádioaktívny rozpad nie je štatistický jav. Možno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro.
rádioaktívny rozpad je štatistický jav. Nemožno povedať, kedy sa presne rozpadne dané jadro, ale iba ukázať, s akou pravdepodobnosťou sa jadro rozpadne za daný časový úsek
väzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí železaväzbová energia pripadajúca na jeden protón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí vodíkaväzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí uránupriemerná väzbová energia všetkých nuklidov
väzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí železa
väzbová energia pripadajúca na jeden protón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí vodíka
väzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí uránu
priemerná väzbová energia všetkých nuklidov
koncentráciu jadier 149Sm v reaktore nemožno znížiť vyvezením časti vyhoretých palivových kazietmaximálna nestacionárna otrava 149Sm sa dosahuje po 15 dňoch po výpadku reaktora to 100% výkonustacionárna otrava 149Sm dosahuje hodnotu asi 0,6% reaktivity a nezávisí na výkone reaktorastacionárna otrava 149Sm sa dosiahne asi 50 dní po nábehu reaktora na 100% výkon
koncentráciu jadier 149Sm v reaktore nemožno znížiť vyvezením časti vyhoretých palivových kaziet
maximálna nestacionárna otrava 149Sm sa dosahuje po 15 dňoch po výpadku reaktora to 100% výkonu
stacionárna otrava 149Sm dosahuje hodnotu asi 0,6% reaktivity a nezávisí na výkone reaktora
stacionárna otrava 149Sm sa dosiahne asi 50 dní po nábehu reaktora na 100% výkon
oneskorených neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónovokamžitých neutrónov je viac ako99,3% z celkového počtu neutrónovstredná energia okamžitých neutrónov je 2MeV a oneskorených neutrónov 0,5MeVokamžitých neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónov
oneskorených neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónov
okamžitých neutrónov je viac ako99,3% z celkového počtu neutrónov
stredná energia okamžitých neutrónov je 2MeV a oneskorených neutrónov 0,5MeV
okamžitých neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónov
pokles hustoty palivapokles mikroskopických účinných prierezov pre štiepenie, absorpciu a rozptylpokles priemernej energie tepelných neutrónovpokles hustoty moderátora
pokles hustoty paliva
pokles mikroskopických účinných prierezov pre štiepenie, absorpciu a rozptyl
pokles priemernej energie tepelných neutrónov
pokles hustoty moderátora
stacionárna otrava 135Xe dosahuje hodnotu asi 2,6% reaktivity (pre 100% výkon reaktora)koncentráciu jadier 135Xe v reaktore možno znížiť len vyvezením časti vyhoretých palivových kazietstacionárna otrava 135Xe sa dosiahne asi 2 dni po nábehu reaktoramaximálna nestacionárna otrava 135Xe sa dosahuje asi po 8-9 hodinách po výpadku reaktora zo 100% výkonu
stacionárna otrava 135Xe dosahuje hodnotu asi 2,6% reaktivity (pre 100% výkon reaktora)
koncentráciu jadier 135Xe v reaktore možno znížiť len vyvezením časti vyhoretých palivových kaziet
stacionárna otrava 135Xe sa dosiahne asi 2 dni po nábehu reaktora
maximálna nestacionárna otrava 135Xe sa dosahuje asi po 8-9 hodinách po výpadku reaktora zo 100% výkonu
alfa premena 235U a 238Ureakcia n-alfa na jadrách 10Bspontánne štiepenie 239Pu a 240Puspontánne štiepenie 235U a 238U
alfa premena 235U a 238U
reakcia n-alfa na jadrách 10B
spontánne štiepenie 239Pu a 240Pu
spontánne štiepenie 235U a 238U
135Xe, následne beta mínus rozpadmi 135Cs a 135Ba239U, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu149Sm, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu239Pu, následne beta mínus rozpadmi 240Pu a 241Pu
135Xe, následne beta mínus rozpadmi 135Cs a 135Ba
239U, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu
149Sm, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu
239Pu, následne beta mínus rozpadmi 240Pu a 241Pu
1/12 hmotnosti atómu 12C1/12 hmotnosti atómu 12N1/14 hmotnosti atómu 14C1/16 hmotnosti atómu 16O
1/12 hmotnosti atómu 12C
1/12 hmotnosti atómu 12N
1/14 hmotnosti atómu 14C
1/16 hmotnosti atómu 16O
rezonančnépomaléepitermálnerýchle
rezonančné
pomalé
epitermálne
rýchle
obsahuje P protónov a N neutrónov, t.j. A=P+N nuklidovobsahuje Z protónov a N neutrónov, t.j. A=Z+N nukleónovobsahuje N protónov a Z neutrónov, t.j. A=Z+N nuklidovobsahuje N protónov a Z neutrónov, t.j. A=Z+N nukleónov
obsahuje P protónov a N neutrónov, t.j. A=P+N nuklidov
obsahuje Z protónov a N neutrónov, t.j. A=Z+N nukleónov
obsahuje N protónov a Z neutrónov, t.j. A=Z+N nuklidov
obsahuje N protónov a Z neutrónov, t.j. A=Z+N nukleónov
anonymný dobrodinec, ktorému nikdy nie je zimaprudko inteligentá vílastrašiak do makuindiánsky náčelník oblak pary
anonymný dobrodinec, ktorému nikdy nie je zima
prudko inteligentá víla
strašiak do maku
indiánsky náčelník oblak pary
149Sm zaniká rádioaktívnou premenou na 149Pb149Sm zaniká záchytom neutrónov, t.j. vzniká 150Sm149Sm je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov149Sm vzniká len z rádioaktívnej premeny 149Pm
149Sm zaniká rádioaktívnou premenou na 149Pb
149Sm zaniká záchytom neutrónov, t.j. vzniká 150Sm
149Sm je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov
149Sm vzniká len z rádioaktívnej premeny 149Pm
"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi"η" - koeficient regenerácie"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)
149Sm vzniká len z rádioaktívnej premeny 149Pm149Sm zaniká záchytom neutrónov, t.j. vzniká 150Sm149Sm zaniká rádioaktívnou premenou na 149Pb149Sm je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov
do 2 skupín s A=(80-110) a A=(125-160) pričom maximálny výťažok je cca 6,4%do 4 skupín s A=(20-80) a A=(80-130) a A=(130-180) a A=(180-230)do 3 skupín s A=(40-100), A=(100-160) a A=(160-220)do 2 skupín s A=(40-120) a A=(120-220), pričom maximálny výtažok je cca 1,1%
do 2 skupín s A=(80-110) a A=(125-160) pričom maximálny výťažok je cca 6,4%
do 4 skupín s A=(20-80) a A=(80-130) a A=(130-180) a A=(180-230)
do 3 skupín s A=(40-100), A=(100-160) a A=(160-220)
do 2 skupín s A=(40-120) a A=(120-220), pričom maximálny výtažok je cca 1,1%
difúzna dĺžka LFermiho vek neutrónov τstredná voľná dráha λmigračná dĺžka M
záporná časticaprvokzákladná súčasť jadra atómuchemická zlúčenina
záporná častica
prvok
základná súčasť jadra atómu
chemická zlúčenina
aktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra) je väčšia ako súčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónuje kinetická energia neutrónu väčšia ako jeho väzbová energiasúčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako aktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra)súčet prinesenej aktivačnej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako kinetická energia neutrónu
aktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra) je väčšia ako súčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónu
je kinetická energia neutrónu väčšia ako jeho väzbová energia
súčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako aktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra)
súčet prinesenej aktivačnej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako kinetická energia neutrónu
"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)"η" - koeficient regenerácie"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi
jdi nahoru, na obsah
Sex a vztahy (17)Ano/Ne (22)Zdraví (19)Ostatní (152)Vaše testy (180)Nezařazené (53)
Uživatelské jméno
Heslo