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.
1.
Velikost součinitele reprodukce určuje stupeň využitelnosti přírodního uranu.4. Předpokládáme-li, jaderné vlastnosti 235
291
. plynové odstředivky těžší izotop odvádí vnější lehčí izotop vnitřní
strany. Urychlený proud ohýbá bohatší směs 235UF6 odvádí vnitřní
straně ohybu.
V kapitole 5.
U nejstaršího nejrozšířenějšího způsobu obohacování uranu využívá toho,
že lehčí molekuly 235UF6 snáze pronikají póry průlinčité stěny než těžší molekuly
238UF6. však jedovatý chemicky agre
sivní.
V reaktorech tepelnými neutrony obvykle takže množství uranu 235
M235 vznikne M235 plutonia 239.4.
Obohacování uranu možno provádět pouze fyzikálně. Dělení lze provádět buď pomocí difúze pórovitou stěnou, nebo rozdělo
váním poli odstředivých sil. rychlých reaktorů
je součinitel reprodukce podstatně větší teoreticky může přesáhnout hodnotu 2. Před vlastním oboha
cováním chemicky přemění uranový koncentrát hexafluorid uranu UFs,
který při poměrně nízkých teplotách plynný.4.2 Obohacování uranu
Malá koncentrace štěpitelných jader přírodním uranu stačí dosažení
kritické velikosti pouze reaktorů chlazených plynem moderovaných grafitem
nebo těžkou vodou.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.5. dělicí dýzy přivádí směs UF« štěrbiny tvaru Lavalovy
dýzy. 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 0,3 235.4. 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.
Obohacování jaderného paliva velmi nákladné. 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.
5. Dělicí efekt velmi malý, takže potřebného oboha
cení lze dosáhnout jen mnohonásobným opakováním procesu velkém počtu
stupňů zařazených sebou kaskádě.
U skutečných reaktorů, nichž část aktivní zóny vyplňuje chladivo konstrukční
materiál, počítá 1,5 1,8.4 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
