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.
Blízko povrchu aktivní zóny méně neutronů než uprostřed, protože neutro
ny povrchem unikají. Nejvetší hustota tepelných neutronů moderátoru, kde vzni
kají. Pro zachování řetězové reakce
musí být dispozici pro štěpení stále stejný počet neutronů.5 Difúze neutronů jaderném reaktoru
Základním úkolem při návrhu reaktoru jeho hlavních rozměrů určit
chování neutronů při zpomalování absorpci.
Hustota proudu neutronů počet neutronů, které projdou jednotku
času jednotkovou plochou kolmou rychlosti neutronů v.1.Aby řetězová reakce reaktoru udržela stejné úrovni, musí být 1,
pro zvětšení výkonu reaktoru musí být nepatrně větší než obráceně.
Protože počet zachycených neutronů můžeme vyjádřit vztahem
nx aaNnv 2ľa0 (5-31)
a počet uniklých neutronů vztahem
n2 div V2<r (5-32)
dostane rovnice (5-29) dosazení tvar
-1^ S/2® 27a<2> (5-33)
o r
Tato rovnice nazývá difúzni rovnice.
Součinitele závisí hlavně druhu jaderného paliva, součinitele pak
hlavně poměru objemu moderátoru paliva aktivní zóně reaktoru souči
nitel velikosti geometrickém tvaru aktivní zóny reaktoru [1]. Změna počtu neutronů
v jednotkovém objemu reaktoru jednotku času dána tzv. Difúzi monoenergetických neutronů
proto můžeme popsat Fickovým zákonem
J —D0grad grad (5-30)
kde -^2- (m) difúzni koeficient toku neutronů.
Difúze neutronů místa, kde došlo jejich uvolnění, zachycení děj
analogický difúzi plynů nebo vedení tepla.
Při sledování chování neutronů jaderném reaktoru používá těchto zá
kladních pojmů:
Hustota neutronů vyjadřuje počet neutronů jednotkovém objemu určitém
místě reaktoru. transportní rovnicí
dn
= (5-29)
kde počet vzniklých neutronů jednotku času,
ni počet zachycených neutronů,
w2 počet uniklých neutronů.
N tron ový tok <2>= vyjadřuje součet drah všech neutronů jednotkovém
objemu jednotku času. Pro ustálený stav platí dnjdr takže
S V20 2ľa (5-34)
V prostředí, které neobsahuje štěpitelný materiál, předchozí rovnice
má tvar
&oo vepfcp rjspf (5-28)
268
.
5
