Jaderný reaktor: Porovnání verzí
Smazaný obsah Přidaný obsah
Upravení chyby u nadkritického stavu značka: editace z Vizuálního editoru |
→Základní principy: + reaktivita + ref |
||
Řádek 50:
* '''rychlé reaktory''' – převážná část štěpení se uskutečňuje neutrony o vysoké energii (tzv. rychlé neutrony). Tento typ reaktoru moderátor neutronů nevyužívá, velmi často má pouze malý výkon a zpravidla se využívá pro potřeby výzkumu. Existuje však i několik jaderných reaktorů tohoto typu o vysokém výkonu sloužících pro výrobu elektrické energie nebo odsolování mořské vody (například [[BN-reaktor|BN-600]]).
===
[[Soubor:Cyklusneutronu.png|600px|right|thumb|Cyklus neutronů v tepelném jaderném reaktoru]]
* '''M''' - '''počet neutronů na začátku cyklu'''
Řádek 64:
V generaci "N" nechť je M rychlých neutronů vzniklých ze štěpení. Některé z rychlých neutronů zasáhnou jádra <sup>238</sup>U, které díky své vysoké energii rozštěpí a vznikne tak o M(<math>\epsilon</math>-1) více neutronů a tím jejich celkový počet vzroste na M<math>\epsilon</math>. P<sub>1</sub> část těchto neutronů má takovou rychlost a směr, že i když se srazí s jinými jádry konstrukčních materiálů reaktoru, udrží se v soustavě a mohou teoreticky v budoucnu štěpit. Zbylá část M(P<sub>1</sub>-1)<math>\epsilon</math> ze soustavy vyletěla a je nenávratně ztracena. Neutrony, které se v soustavě udržely, jsou dalšími srážkami zpomalovány na tepelné energie. Při tomto zpomalování musí ale překonat tzv. "rezonanční oblast" <sup>238</sup>U určenou koeficientem "p", což jsou intervaly energie, při kterých srážka neutronu s <sup>238</sup>U téměř výhradně vede k neštěpné absorpci. Počet neutronů, které se úspěšně zpomalí a vyhnou se tak rezonancím je roven M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>p. Nyní jsou už všechny neutrony v generaci tepelné, část z nich však dokáže během difúze uniknout ze soustavy a zbývá jich pouze M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>, které v reaktoru musí nějákým způsobem zaniknout. Ta část, která se absorbuje v palivu (<sup>235</sup>U i <sup>238</sup>U) je dána koeficientem využití tepelných neutronů, ostatní z nich jsou absorbovány v atomech moderátoru, řídicích tyčí a dalších konstrukčních prvcích. Ze všech M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f neutronů absorbovaných v palivu pak vznikne M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f<math>\eta</math> nových rychlých neutronů nové generace "N+1" a cyklus se opakuje.
===Efektivní koeficient násobení===
Poměr mezi počtem neutronů současné generace M<sub>N</sub> a generace předchozí M<sub>N-1</sub> se označuje ''k''<sub>ef</sub> a nese název '''efektivní koeficient násobení''' či '''efektivní multiplikační koeficient'''. <math>k_\mathrm{ef} = \frac{M_N}{M_{N-1}}= \epsilon P_1pP_2f\eta</math>
Tento koeficient udává jakým způsobem se počet neutronů v čase mění, tomu je úměrný i počet štěpení a tedy i uvolněná energie. V závislosti na velikosti ''k''<sub>ef</sub> se následně uvádí v jakém stavu se reaktor (potažmo jakýkoliv jaderný materiál, například i kontejner s vyhořelým palivem) nachází.
* ''k''<sub>ef</sub> < 1 - podkritický stav, výkon klesá
* ''k''<sub>ef</sub> = 1 - kritický stav, výkon je ustálený
* ''k''<sub>ef</sub> > 1 - nadkritický stav, výkon roste
Hodnota ''k''<sub>ef</sub> může ze své definice nabývat hodnot v intervalu <math> <0;\infty)</math>. 0 v případě, že zkoumaný objem neobsahuje žádný materiál, který by mohl podléhat štěpení. V reaktorové fyzice se však nejčastěji setkáváme s hodnotami mezi ''k''<sub>ef</sub>=0,95, kdy je možno, dle legislativy, měnit konfigurace soustavy = měnit palivo a skladovat jej<ref name="106-98">{{Citace právního předpisu
| typ = vyhláška SÚJB
| číslo = 106/1998 Sb.
Řádek 82 ⟶ 83:
| url = http://www.sujb.cz/fileadmin/sujb/docs/legislativa/vyhlasky/106_98.pdf
| datum_přístupu = 2014-02-12
}}</ref>, ''k''<sub>ef</sub>=0,98, při které je reaktor považován za odstavený a ''k''<sub>ef</sub>=1 kdy je reaktor v ustáleném stavu.
Hodnota, o níž efektivní koeficient násobení převyšuje jedničku, se nazývá přebytek multiplikačního koeficientu a obvykle se značí <math>\Delta k \,</math>:<ref name="Bečvář_1981">{{Citace monografie
| příjmení = Bečvář
| jméno = Josef
| spoluautoři = a kol.
| titul = Jaderné elektrárny
| vydání = 2
| typ vydání = opravené
| vydavatel = SNTL - Nakladatelství technické literatury
| místo = Praha
| rok = 1981
| počet stran = 636
| přílohy = 2 vložené
| kapitola = 2.2.4 Reaktivita reaktoru
| strany = 54-55
| id = 04-237-81
}}</ref>
:<math>\Delta k = k_\mathrm{ef} - 1</math>
===Reaktivita===
Další důležitou veličinou, s níž pracuje kinetika reaktorů, je '''reaktivita reaktoru'''. Obvykle se značí <math>\rho \,</math> a je definována jako relativní přebytek multiplikačního koeficientu, tedy:<ref name="Bečvář_1981" />
:<math>\rho = \frac{\Delta k}{k_\mathrm{ef}} = \frac {k_\mathrm{ef} - 1}{k_\mathrm{ef}} \,</math>
Reaktivita je bezrozměrná veličina, která se v praxi vyjadřuje dvěma způsoby:
*Jako běžné desetinné číslo, nebo pomocí podílových jednotek '''[[procento]]''' (10<sup>-2</sup>) nebo '''pcm''' (tisícina procenta, tedy 10<sup>-5</sup>);
*Jako násobek podílu zpožděných neutronů ''β''.<ref group="pozn.">Ne všechny neutrony se při štěpení jádra uvolňují okamžitě. Malá část (pod 1%) vzniká s časovým zpožděním od desetin sekundy až po desítky sekund. Významně však ovlivňují kinetiku reaktoru a umožňují řízení řetězové reakce, aniž by se muselo dosáhnout kritického stavu na okamžitých neutronech, z bezpečnostních důvodů v praxi nepřipustitelného.</ref> V tomto případě se tato bezrozměrná jednotka nazývá '''dolar''' a značí (stejně jako měna) 1 $; podílovou jednotkou je 1 '''cent''' (setina dolaru). ''Reaktor má reaktivitu 1 dolar, je-li kritický na okamžitých neutronech''. Jednotku dolar navrhl kanadsko-americký fyzik [[Louis Slotin]].<ref>WEINBERG, Alvin M.; WIGNER Eugene P. ''The Physical Theory of Neutron Chain Reactors''. Chicago: University of Chicago Press, 1958. S. 595 (anglicky)</ref>
== Obecná konstrukce ==
| |||