V knize jsou probrány základy obecné energetiky, teorie tepelné energetiky a schémata jaderných a tepelných elektráren spalujících klasická paliva. Značná pozornost je věnována provozním otázkám, teplárenství a centralizovanému zásobování teplem. Jsou popsány druhy vodních a palivových hospodářství, odstraňování tuhých zbytků a vliv elektrárny na životní prostředí. Kniha je zaměřena na řešení celkové koncepce výrobního bloku velkých elektráren a tepláren. Publikace je určena pracovníkům v elektrárnách a teplárnách, v projekčních a výzkumných ústavech, ve výrobních a montážních organizacích, v centrálních orgánech a rovněž studentům vysokých škol.
4.
2. Součinitel rozmnožení
rych lých neutronů tedys 1,03 1,05. Pravděpodobnost využití tepelných
neutronů pro štěpení lze vyjádřit součinitelem
Zi 235at23SN
9 >
Zavedeme-li poměr počtu 235N atomů izotopu 235 počtu 23SN atomů izotopu
U 238 směsi
238j y
a 235jV
nebo stupeň obohacení paliva
1 23SN
235 238j y
(5-23)
(5-24)
můžeme součinitel vyjádřit též tvaru
23%f 23%f
V TT*. Část tepelných neutronů zachytí jádrech 235 jako radiační zachycení
a část 238, aniž došlo štěpení. reaktoru konečných rozměrů unikne část neutronů okolí. vyjadřuje
me součinitelem který závislý tvaru rozměrech reaktoru
objem reaktoru
povrch reaktoru
Velikost součinitele možno zvětšit reflektorem, který odráží část neutronů
unikajících reaktoru zpět aktivní zóny.
5. Pro nekonečně velký reaktor a
267
. celkového počtu pomalých neutronů část zachytí povlacích
palivových článků, chladivú, moderátoru, konstrukčních materiálech, regulač
ních tyčích atd.
Pro následující štěpení dispozici
k vepfcpP (5-27)
kde nazývá multiplikační součinitel. Například pro přírodní uran 1,34
a při obohacení 37zvýší 1,85. Část neutronů zachytí 238, zejména při průchodu rezonanční oblastí,
aniž došlo štěpení dalšímu vzniku neutronů.jeden nich způsobit další štepení.----- i-------— ---------------- 71--------\--------- 5-2t>235(Ta 238(7a '
+
( ‘
a užitečný výnos tepelných neutronů je
rj (5-26)
Užitečný výnos tepelných neutronů stoupá obohacením poměrně málo, neboť
pro tepelné neutrony 238<ra 235ffa. Součinitel využití tepelných neutronů vyjadřuje podíl
tepelných neutronů, které zbývají pro další reakce.
3. Pravděpod ost prů
chodu rezonanční oblastí vyjadřuje podíl neutronů, který zbývá pro další
reakce, přičemž 0,85 0,95 pro reaktor přírodním uranem pro
reaktor čistým 235. Uvolněné neutrony jaderném reaktoru
uplatní takto:
1. Menší část rychlých neutronů rozštěpí jádra 238, čímž zvýší počet neutro
nů asi závislosti použitém moderátoru
