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 290 z 610

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

Jak získat tento dokument?






Poznámky redaktora
Obohacování uranu možno provádět pouze fyzikálně. U skutečných reaktorů, nichž část aktivní zóny vyplňuje chladivo konstrukční materiál, počítá 1,5 1,8. dělicí dýzy přivádí směs UF« štěrbiny tvaru Lavalovy dýzy. rychlých reaktorů je součinitel reprodukce podstatně větší teoreticky může přesáhnout hodnotu 2. Pro srovnání lze uvést tuto cenovou relaci: položíme-li cenu přírodního uranu rovnu jedné, cena kg UF6 obohaceného 2,5 asi 130, při obohacení 3,5 asi 200 při obohacení na asi 500. V reaktorech tepelnými neutrony obvykle takže množství uranu 235 M235 vznikne M235 plutonia 239. těchto neutronů jeden neutron zapotřebí pro udržení štěpné reakce ustáleném stavu Sz; vyjadřuje škodlivé zachycení aktivní zóně, takže pro konverzi zbývá b ==r/s (5-116) Má-li vzniknout více nového štěpitelného materiálu, než spotřebováno, musí platit možné tepelných neutronů jen 233. Dělicí efekt velmi malý, takže potřebného oboha­ cení lze dosáhnout jen mnohonásobným opakováním procesu velkém počtu stupňů zařazených sebou kaskádě. plynové odstředivky těžší izotop odvádí vnější lehčí izotop vnitřní strany.1. 5.4 jsme ukázali, jedno štěpení užitečný výnos tepelných neutronů -------- Uvážíme-li, část rychlých neutronů rozštěpí jádra -^a, celk, U 238 vyjádříme-li tuto skutečnost součinitelem rozmnožení rychlých neutronů s, vznikne jedno rozštěpení y)E neutronů. Dělení lze provádět buď pomocí difúze pórovitou stěnou, nebo rozdělo­ váním poli odstředivých sil. Pro ostatní reaktory musí být palivo obohaceno štěpitelným U 235. Tento zatím nepotřebný materiál skladuje pro pozdější využití rychlých množivých reaktorech. Přírodní uran obvykle obohacuje 2,5 3,5 takovém obohacení získáme asi původního množství formě obohaceného paliva asi % je obohacovací zbytek, který obsahuje asi 0,3 235.3 Produkce štěpitelného materiálu Vznik nových štěpitelných materiálů interakcí uranu 238 nebo thoria s rychlými neutrony vyjadřuje součinitelem reprodukce (součinitelem konver­ ze), který definován jako poměr počtu jader nově vzniklého paliva počtu rozštěpených jader původního paliva. Velikost součinitele reprodukce určuje stupeň využitelnosti přírodního uranu. Před vlastním oboha­ cováním chemicky přemění uranový koncentrát hexafluorid uranu UFs, který při poměrně nízkých teplotách plynný. V kapitole 5. Urychlený proud ohýbá bohatší směs 235UF6 odvádí vnitřní straně ohybu.4. Obohacování jaderného paliva velmi nákladné. Předpokládáme-li, jaderné vlastnosti 235 291 .2 Obohacování uranu Malá koncentrace štěpitelných jader přírodním uranu stačí dosažení kritické velikosti pouze reaktorů chlazených plynem moderovaných grafitem nebo těžkou vodou.4.5.4. U nejstaršího nejrozšířenějšího způsobu obohacování uranu využívá toho, že lehčí molekuly 235UF6 snáze pronikají póry průlinčité stěny než těžší molekuly 238UF6.4. však jedovatý chemicky agre­ sivní