Kniha vysvětluje principy nekonvenčních zdrojů elektrické energie, jako jsou magnetohydrodynamické, termoelektrické, termoemisní, fotoelektrické a jiné generátory, palivové články apod. Přitom jsou uvedeny také možnosti použití těchto zdrojů v praxi s popisem některých skutečných zařízení. Kniha je určena širokému okruhu techniků a inženýrů, kteří se zajímají o nové zdroje elektrické energie. Přeloženo z polského originálu Zdzislaw Celinski: Nowe metody wytwarzania energii elektrycznej, vydaného nakladatelstvím Wydawnictwa Naukowo-Techniczne ve Varšavé v roce 1977.
V reaktoru postaveném Velké Británii rámci západoevropského
programu DRAGON (reaktor výkonem MW, uvedený provozu
v roce 1965), také reaktoru Peach Bottom (USA), což být proto
typ generátoru typu HTGR, bylo výstupu dosaženo teploty hélia
1120 západoněmeckém reaktoru AVR Julichu, elektrickým
výkonem MW) jiným (kulovým) uspořádáním paliva dosáhlo
teploty plynu 1220 Nový reaktor kulovým uspořádáním paliva, pro
jektovaný Julichu (THTR, 300 MW), pracovat systému OTTO
(Once Through Then Out) náplní, která pomalu sesouvá.komorou, záleží využití takového typu generátoru především rozvoji
vysokoteplotních jaderných reaktorů. Prodloužení provozní doby požadovanou hodnotu řádu
100 000 dokonce při snížení teploty 2000 při záměně vodíku za
hélium, bylo obtížně technologicky řešitelné.
Hlavní problém rozvoji vysokoteplotních reaktorů spočívá rozvoji
technologie palivových náplní tom směru, aby mohly pracovat při vy
sokých teplotách aniž vzniklo nebezpečí netěsnosti úniku radioaktiv
ních materiálů. Experimenty prováděné poslední dobou Julichu ukazují
na možnost dalšího zvýšení pracovní teploty palivových náplní. Základním požadavkem do
sáhnout výstupu generátoru teploty plynu 1700 2000 léta
věnovaná zkoumání vysokoteplotních reaktorů chlazených plynem (cizo
jazyčná zkratka HTGR) dosáhlo značného pokroku.
Jádro reaktoru obsahuje kulové články karbidu uranu UC, který je
obalen vrstvou pyrolytického grafitu vázán grafitové matrici.
V tomto programu byla prozkoumána skupina reaktorů chlazených
vodíkem výkonu 1500 určených desetihodinovému provozu při
teplotě 2500 Dále jsou uvedeny některé výsledky zkoušek:
a) PHOEBUS 1A, červen 1965, 1090 MW, min, 2500 K;
b) PHOEBUS IB, únor 1967, 1500 NW, min, 2500 K;
c) A6, prosinec 1967, 1170 MW, min, 2450 K;
d) Pewee prosinec 1968, 500 MW, 2550 K;
e) Prime, červenec 1969, 1140 MW, 2400 K. Kulové
palivové náplně byly více než dní ozařovány reaktoru dosahovaly
vnitřní teploty 2170 vykazovaly přitom plnou mechanickou che
mickou odolnost. Plyn
protéká niobovými trubkami, které jsou umístěny kanálech grafitového
bloku. umožní
zmenšit rozdíl mezi teplotou plynu výstupu reaktoru maximální
přípustnou teplotou uvnitř palivové náplně hodnotu 100 Jestliže
maximální teplota paliva (jak nyní uvažuje) 1520 pak tento
systém (podle předpokladu) umožní zvýšit teplotu plynu 1420 [6].
Velmi zajímavý hlediska prespektiv MHD generátorů americký
výzkumný program NERVA (Nuclear Engine Reactor Vehicle Applicat
ion), který směřuje vývoji jaderných pohonů pro kosmické potřeby.
65
. Množství uvolněného izotopu Sr90 bylo řád větší při
vnitřní teplotě 1970 čtyři řády větší při teplotě 2170 srovnání
s činností při vnitřní teplotě 1470 K
