Tepelné elektrárny a teplárny

| Kategorie: Kniha  | Tento dokument chci!

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.

Vydal: Státní nakladatelství technické literatury Autor: Jaroslav Kadrnožka

Strana 282 z 610

Vámi hledaný text obsahuje tato stránku dokumentu který není autorem určen k veřejnému šíření.

Jak získat tento dokument?






Poznámky redaktora
Zpožděných neutronů však velmi málo (podíl zpožděných neutronů označíme /i). reaktorů pří­ rodní uran obvykle nutná výměna paliva během provozu. Například pro ket 1,01, tj.1. reaktorů pracují­ cích obohaceným uranem možno vytvořit před zahájením provozu nadbytek reaktivity, tím zajistit provoz dobu kampaně měsíců).5.4 Vyhořívání paliva Za provozu reaktoru ubývá štěpitelných jader, zmenšuje užitečný výnos tepelných neutronů (viz kap. 5. 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.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. Přitom multiplikační součinitel můžeme považovat složený dvou částí: a) multiplikačního součinitele okamžitých neutronů feet(l jS), 283 . Podle předchozích vztahů je Tr (5-104) Střední doba života neutronů, které uvolňují okamžitě při štěpení čase asi 10“14 (tzv. 0,1 zvětší hustota neutronů, a tedy tepelný výkon krát.3.4), proto ubývá reaktivity. 5. Zpožděné neutrony mají tedy zásadní vliv průběh přechodových dějů umožňují řízení reaktoru. okamžitých neutronů), asi 10-3 při malé změně multiplikační­ ho součinitele ket hustota neutronů měnila velmi rychle. vyhořívání šte- pitelné složky paliva také vliv velikost konverzního poměru. !’ 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. kex 0,01, 0,1 tj. mateřských jader, např. zřejmé, při tak velkých změnách hustoty neutronů bylo řízení reaktoru velmi obtížné, ne-li nemožné. Naštěstí nevznikají všechny neutrony při štěpení jako okamžité, ale část (asi 0,75 uvolňuje určitým zpožděním beta rozpadem některých produktů ště­ pení tzv