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.
Přitom multiplikační součinitel můžeme považovat složený dvou částí:
a) multiplikačního součinitele okamžitých neutronů feet(l jS),
283
. 5. reaktorů pracují
cích obohaceným uranem možno vytvořit před zahájením provozu nadbytek
reaktivity, tím zajistit provoz dobu kampaně měsíců).
Střední doba života všech neutronů je
rm 0,992 10- 0,007 0,1 s
takže při stejném kei perioda reaktoru což již vhodná doba pro
řízení reaktoru.
Zpožděných neutronů však velmi málo (podíl zpožděných neutronů označíme
/i). vyhořívání šte-
pitelné složky paliva také vliv velikost konverzního poměru.
5. Podle předchozích vztahů je
Tr (5-104)
Střední doba života neutronů, které uvolňují okamžitě při štěpení čase asi
10“14 (tzv.1. Například pro
ket 1,01, tj.4 Vyhořívání paliva
Za provozu reaktoru ubývá štěpitelných jader, zmenšuje užitečný výnos
tepelných neutronů (viz kap. zřejmé, při tak velkých změnách hustoty
neutronů bylo řízení reaktoru velmi obtížné, ne-li nemožné.4), proto ubývá reaktivity. reaktorů pří
rodní uran obvykle nutná výměna paliva během provozu.
Naštěstí nevznikají všechny neutrony při štěpení jako okamžité, ale část (asi
0,75 uvolňuje určitým zpožděním beta rozpadem některých produktů ště
pení tzv. kex 0,01, 0,1 tj. mateřských jader, např. 0,1 zvětší hustota neutronů,
a tedy tepelný výkon krát.5 Perioda reaktoru význam zpožděných neutronů
Změnu poctu uvolněných neutronů můžeme vyjádřit závislosti case
diferenciální rovnicí
dw yilcct^r
d )
kde Ä'ex ket přebytek multiplikačního součinitele,
rm střední doba života neutronů [1],
Je-li čase počet uvolněných neutronů n0, počet neutronů čase dán
vztahem
n (5-103)
Doba, niž vzroste hustota neutronů (neutronový tok) krát, nazývá pe
riodou reaktoru.
!’ Br
0-
!ŽKr
137 T53<J ‘UXe
1ZJT l^Kr (5-105)
l ‘JjXe gti (5-106)
Doba zpoždění emise neutronů odpovídá poločasu radioaktivního rozpadu těchto
štěpných produktů 0,6 průměrně s.3. okamžitých neutronů), asi 10-3 při malé změně multiplikační
ho součinitele ket hustota neutronů měnila velmi rychle.3. Zpožděné neutrony mají tedy zásadní vliv průběh přechodových
dějů umožňují řízení reaktoru.5
