jdi na vlastní test/obsah stránky
stacionárna otrava 149Sm sa dosiahne asi 50 dní po nábehu reaktora na 100% výkonstacionárna otrava 149Sm dosahuje hodnotu asi 0,6% reaktivity a nezávisí na výkone reaktoramaximálna nestacionárna otrava 149Sm sa dosahuje po 15 dňoch po výpadku reaktora to 100% výkonukoncentráciu jadier 149Sm v reaktore nemožno znížiť vyvezením časti vyhoretých palivových kaziet
stacionárna otrava 149Sm sa dosiahne asi 50 dní po nábehu reaktora na 100% výkon
stacionárna otrava 149Sm dosahuje hodnotu asi 0,6% reaktivity a nezávisí na výkone reaktora
maximálna nestacionárna otrava 149Sm sa dosahuje po 15 dňoch po výpadku reaktora to 100% výkonu
koncentráciu jadier 149Sm v reaktore nemožno znížiť vyvezením časti vyhoretých palivových kaziet
1/16 hmotnosti atómu 16O1/12 hmotnosti atómu 12N1/14 hmotnosti atómu 14C1/12 hmotnosti atómu 12C
1/16 hmotnosti atómu 16O
1/12 hmotnosti atómu 12N
1/14 hmotnosti atómu 14C
1/12 hmotnosti atómu 12C
"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"η" - koeficient regenerácie"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi
"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov
"η" - koeficient regenerácie
"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)
"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi
obsahuje Z protónov a N neutrónov, t.j. A=Z+N nukleónovobsahuje N protónov a Z neutrónov, t.j. A=Z+N nukleónovobsahuje P protónov a N neutrónov, t.j. A=P+N nuklidovobsahuje N protónov a Z neutrónov, t.j. A=Z+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 nukleónov
obsahuje P protónov a N neutrónov, t.j. A=P+N nuklidov
obsahuje N protónov a Z neutrónov, t.j. A=Z+N nuklidov
do 2 skupín s A=(80-110) a A=(125-160) pričom maximálny výťažok je cca 6,4%do 3 skupín s A=(40-100), A=(100-160) a A=(160-220)do 4 skupín s A=(20-80) a A=(80-130) a A=(130-180) a A=(180-230)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 3 skupín s A=(40-100), A=(100-160) a A=(160-220)
do 4 skupín s A=(20-80) a A=(80-130) a A=(130-180) a A=(180-230)
do 2 skupín s A=(40-120) a A=(120-220), pričom maximálny výtažok je cca 1,1%
149Sm je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov149Sm vzniká len z rádioaktívnej premeny 149Pm149Sm zaniká záchytom neutrónov, t.j. vzniká 150Sm149Sm zaniká rádioaktívnou premenou na 149Pb
149Sm je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov
149Sm vzniká len z rádioaktívnej premeny 149Pm
149Sm zaniká záchytom neutrónov, t.j. vzniká 150Sm
149Sm zaniká rádioaktívnou premenou na 149Pb
súčet prinesenej aktivačnej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako kinetická energia neutrónusúčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako aktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra)je kinetická energia neutrónu väčšia ako jeho väzbová energiaaktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra) je väčšia ako súčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónu
súčet prinesenej aktivačnej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako kinetická energia neutrónu
súčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónu je väčší ako aktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra)
je kinetická energia neutrónu väčšia ako jeho väzbová energia
aktivačná energia (energia potrebná na rozštiepenie jadra) je väčšia ako súčet prinesenej kinetickej a väzbovej energie neutrónu
maximálna nestacionárna otrava 135Xe sa dosahuje asi po 8-9 hodinách po výpadku reaktora zo 100% výkonustacionárna otrava 135Xe sa dosiahne asi 2 dni po nábehu reaktorastacionárna 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
maximálna nestacionárna otrava 135Xe sa dosahuje asi po 8-9 hodinách po výpadku reaktora zo 100% výkonu
stacionárna otrava 135Xe sa dosiahne asi 2 dni po nábehu reaktora
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
149Sm je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov149Sm zaniká záchytom neutrónov, t.j. vzniká 150Sm149Sm zaniká rádioaktívnou premenou na 149Pb149Sm vzniká len z rádioaktívnej premeny 149Pm
indiánsky náčelník oblak paryanonymný dobrodinec, ktorému nikdy nie je zimaprudko inteligentá vílastrašiak do maku
indiánsky náčelník oblak pary
anonymný dobrodinec, ktorému nikdy nie je zima
prudko inteligentá víla
strašiak do maku
grafitťažká vodavodaberýlium
grafit
ťažká voda
voda
berýlium
štiepením prírodného uránufluidným spaľovaním uránovej rudychemickými procesmištiepením jadier najmä 235U
štiepením prírodného uránu
fluidným spaľovaním uránovej rudy
chemickými procesmi
štiepením jadier najmä 235U
"kef" - multiplikačný koeficient pre reaktor konečných rozmerov"Ps" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese spomaľovania"k∞" - multiplikačný koeficient pre nekonečne malý reaktor"Pt" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese difúzie
"kef" - multiplikačný koeficient pre reaktor konečných rozmerov
"Ps" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese spomaľovania
"k∞" - multiplikačný koeficient pre nekonečne malý reaktor
"Pt" - pravdepodobnosť, že neutrón neunikne v procese difúzie
135Xe je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov135Xe nezaniká záchytom neutrónov135Xe vzniká priamo zo štiepenia a z rádioaktívnej premeny 135I135Xe zaniká rádioaktívnou premenou na 135Cs
135Xe je izotop s veľkým účinným prierezom pre absorpciu tepelných neutrónov
135Xe nezaniká záchytom neutrónov
135Xe vzniká priamo zo štiepenia a z rádioaktívnej premeny 135I
135Xe zaniká rádioaktívnou premenou na 135Cs
chemická zlúčeninazákladná súčasť jadra atómuzáporná časticaprvok
chemická zlúčenina
základná súčasť jadra atómu
záporná častica
prvok
"η" - koeficient regenerácie"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi
spontánne štiepenie 239Pu a 240Pureakcia n-alfa na jadrách 10Balfa premena 235U a 238Uspontánne štiepenie 235U a 238U
spontánne štiepenie 239Pu a 240Pu
reakcia n-alfa na jadrách 10B
alfa premena 235U a 238U
spontánne štiepenie 235U a 238U
238U klesá235U klesá239Pu klesá241Pu rastie
238U klesá
235U klesá
239Pu klesá
241Pu rastie
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 viac ako zo 40 produktov štiepenia a rozdeľujú sa do šiestich skupín.oneskorené neutróny vznikajú desatiny až desatiny sekúnd po štiepení (úmerne polčasu rozpadu materského jadra
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 viac ako zo 40 produktov štiepenia a rozdeľujú sa do šiestich skupín.
oneskorené neutróny vznikajú desatiny až desatiny sekúnd po štiepení (úmerne polčasu rozpadu materského jadra
p=0, kef=1, perióda reaktora T = ∞ a v AZ prebieha riadená štiepna reakciap=1, kef= ∞, perióda reaktora T = 0 a v AZ prebieha riadená štiepna reakciap=1, kef=0, perióda reaktora T = ∞ 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= ∞, perióda reaktora T = 0 a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
p=1, kef=0, perióda reaktora T = ∞ a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
p= ∞, kef=1, perióda reaktora T = 0 a v AZ prebieha riadená štiepna reakcia
rozptyl a absorpciarozptyl a štiepenieštiepenie a radiačný záchytštiepenie a reakcia n-alfa
rozptyl a absorpcia
rozptyl a štiepenie
štiepenie a radiačný záchyt
štiepenie a reakcia n-alfa
"s" - malé, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - malé"s" - veľké, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - veľké
"s" - malé, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké
"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - malé
"s" - veľké, " ξΣs" - veľké, "ξΣs/Σa" - veľké
"s" - malé, " ξΣs" - malé, "ξΣs/Σa" - veľké
difúzna dĺžka LFermiho vek neutrónov τstredná voľná dráha λmigračná dĺžka M
difúzna dĺžka L
Fermiho vek neutrónov τ
stredná voľná dráha λ
migračná dĺžka M
bórový koeficient reaktivity je vždy zápornývýkonný 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.
pokles priemernej energie tepelných neutrónovpokles hustoty palivapokles mikroskopických účinných prierezov pre štiepenie, absorpciu a rozptylpokles hustoty moderátora
pokles priemernej energie tepelných neutrónov
pokles hustoty paliva
pokles mikroskopických účinných prierezov pre štiepenie, absorpciu a rozptyl
pokles hustoty moderátora
jadrá s rovnakým počtom protónov a rôznym počtom neutrónovvšeobecné pomenovanie pre všetky jadrájadrá s rovnakým počtom nekleónovjadrá s rovnakým počtom neutrónov a rôznym počtom protónov
jadrá s rovnakým počtom protónov a rôznym počtom neutrónov
všeobecné pomenovanie pre všetky jadrá
jadrá s rovnakým počtom nekleónov
jadrá s rovnakým počtom neutrónov a rôznym počtom protónov
reaktivitastredná doba životaperióda reaktoradoba polpremeny
reaktivita
stredná doba života
perióda reaktora
doba polpremeny
pomer 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 pre ľahké jadrá je cca 1,5:1pomer počtu neutrónov k počtu protónov je v oblasti "krivky stability"
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 pre ľahké jadrá je cca 1,5:1
pomer počtu neutrónov k počtu protónov je v oblasti "krivky stability"
Fermiho vek neutrónov τdifúzna dĺžka Lmigračná dĺžka Mstredná voľná dráha λ
149Sm, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu239U, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu239Pu, následne beta mínus rozpadmi 240Pu a 241Pu135Xe, následne beta mínus rozpadmi 135Cs a 135Ba
149Sm, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu
239U, následne beta mínus rozpadmi 239Np a 239Pu
239Pu, následne beta mínus rozpadmi 240Pu a 241Pu
135Xe, následne beta mínus rozpadmi 135Cs a 135Ba
"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"η" - koeficient regenerácie"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)
nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRKstabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová reguláciazdvíhanie HRK, stabilizácia reaktora na kritickom stave, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová reguláciazdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave
nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRK
stabilizácia reaktora na kritickom stave, zdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia
zdvíhanie HRK, stabilizácia reaktora na kritickom stave, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia
zdvíhanie HRK, nasycovanie filtrov očistky ŠOV-1, veľká bórová regulácia, malá bórová regulácia, stabilizácia reaktora na kritickom stave
okamžitých neutrónov je viac ako99,3% z celkového počtu neutrónovokamžitých neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónovoneskorených neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónovstredná energia okamžitých neutrónov je 2MeV a oneskorených neutrónov 0,5MeV
okamžitých neutrónov je viac ako99,3% z celkového počtu neutrónov
okamžitých neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónov
oneskorených neutrónov je menej ako 0,7% z celkového počtu neutrónov
stredná energia okamžitých neutrónov je 2MeV a oneskorených neutrónov 0,5MeV
"η" - koeficient regenerácie"f" - koeficient využitia tepelných neutrónov"ε" - koeficient rozmnoženia rýchlymi neutrónmi"p" - pravdepodobnosť úniku rezonančnému záchytu (absorpcii)
236U149Sm135Xe239Pu
236U
149Sm
135Xe
239Pu
pomalérezonančnérýchleepitermálne
pomalé
rezonančné
rýchle
epitermálne
štiepením prírodného uránuštiepením jadier najmä 235Uchemickými procesmifluidným spaľovaním uránovej rudy
rovnica kinetiky reaktorazákon rádioaktívnej premenyrovnica prevrátených hodínrovnica okamžitých hodín
rovnica kinetiky reaktora
zákon rádioaktívnej premeny
rovnica prevrátených hodín
rovnica okamžitých hodín
grafit Cťažká voda D2Ohélium Heľahká voda H2O
grafit C
ťažká voda D2O
hélium He
ľahká voda H2O
priemerná väzbová energia všetkých nuklidovväzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí železaväzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí uránuväzbová energia pripadajúca na jeden protón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí vodíka
priemerná väzbová energia všetkých nuklidov
väzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí železa
väzbová energia pripadajúca na jeden nukleón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí uránu
väzbová energia pripadajúca na jeden protón a je najväčšia pre skupinu izotopov v okolí vodíka
241Pu238U239Pu235U
241Pu
238U
235U
radiátorreflektormoderátorpalivo
radiátor
reflektor
moderátor
palivo
pružný rozptyl a reakcia n-alfapružný rozptyl a štiepenieštiepenie, radiačný záchyt a reakcia n-alfapružný rozptyl, štiepenie a radiačný záchyt
pružný rozptyl a reakcia n-alfa
pružný rozptyl a štiepenie
štiepenie, radiačný záchyt a reakcia n-alfa
pružný rozptyl, štiepenie a radiačný záchyt
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v percentách p=(kef-1)*100/kefreaktivita vyjadruje mieru odklonu reaktora od kritického stavu p=(kef-1)/kefhodnotu reaktivity možno vyjadriť v eurách p=(kef-1)*βef/kefhodnotu reaktivity možno vyjadriť v absolútnych jednotkách p=(kef-1)/kef
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v percentách p=(kef-1)*100/kef
reaktivita vyjadruje mieru odklonu reaktora od kritického stavu p=(kef-1)/kef
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v eurách p=(kef-1)*βef/kef
hodnotu reaktivity možno vyjadriť v absolútnych jednotkách p=(kef-1)/kef
multiplikačný koeficientefekt reaktivitykoeficient reaktivityperióda reaktora
multiplikačný koeficient
efekt reaktivity
koeficient reaktivity
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 úsekrádioaktívny 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
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
jdi nahoru, na obsah
Sex a vztahy (17)Ano/Ne (22)Zdraví (19)Ostatní (152)Vaše testy (183)Nezařazené (53)
Uživatelské jméno
Heslo