Verze z 21. 9. 2017, 06:39 editovat Energetika cvut cz (diskuse \| příspěvky) 131 editací Bez shrnutí editace ← Přejít na předchozí porovnání		Verze z 13. 12. 2018, 19:17 editovat zrušit editaci Filoman (diskuse \| příspěvky) 590 editací m korekce značka: editace z Vizuálního editoru Přejít na další porovnání →
Řádek 10: Pravděpodobnost, že dojde ke štěpení jaderného paliva neutronem o vyšší energii je nižší, než pravděpodobnost štěpení tepelným neutronem, proto je nutné používat palivo, které obsahuje vyšší podíl izotopů vhodných ke štěpení (štěpných izotopů). Palivo rychlých reaktorů proto bývá více obohacené, než palivo tepelných reaktorů. U tepelných reaktorů používaných v energetice se obohacení paliva pohybuje zpravidla do 5 % [[Uran-235\|<sup>235</sup>U]], zatímco u rychlých reaktorů bývá obohacení až kolem 90 % <sup>235</sup>U. Častěji se však používá jako štěpný izotop [[Plutonium\|<sup>239</sup>Pu]], při jehož použití je vyšší šance na štěpení rychlými neutrony. Pro plutonium rovněž hovoří větší průměrný počet neutronů, které se uvolní při rozštěpení jednoho jádra (asi o 20 % neutronů více). Aktivní zóna, místo kde probíhá [[Štěpná jaderná reakce\|štěpná řetězová reakce]], bývá u rychlého reaktoru ~~bývá~~ menší. Proto je nutné pro odvod tepla z paliva v aktivní zóny použít materiály, které efektivněji přenášejí teplo. Optimální materiál chladiva rychlého reaktoru by měl mít mimo jiné vysoký součinitel přestupu tepla, minimální moderační schopnost, nízkou absorpci neutronů a velkou tepelnou kapacitu. Kvůli tomu se pro odvod tepla v rychlých reaktorech nepoužívají plyny a voda, resp. vodní pára. Mnohem lépe se osvědčily tekuté kovy, jako je např. tekutý [[sodík]] či směs [[Olovo\|olova]] a [[Bismut\|bismutu]]. Tekuté kovy navíc mohou mít teplotu i několik set stupňů Celsia a stále být při atmosférickém tlaku v kapalném stavu. [[Voda]], která se nejvíce používá jako chladivo tepelných reaktorů, musí být pod tlakem cca 15 MPa, aby při teplotě 300°C byla v kapalném stavu, což klade velké nároky na tlakovou nádobu a potrubí, které musí mít ~~tlustší~~tlustější stěnu z kvalitnějších a dražších materiálů.<ref name=":0" /> Při konstrukci rychlého reaktoru je rovněž důležité brát ohled na nebezpečí zatuhnutí chladiva, z toho důvodu se používá vyhřívané potrubí a vyhřívané nádrže, kam je případně možné primární okruh vypustit. Teplota tání sodíku je přibližně 100 °C. Výhodná je i možnost uchladit odstavený reaktor pouze přirozeným prouděním chladiva – tekutého kovu, který má natolik dobré teplonosné vlastnosti, že je to postačující pro bezpečné dochlazení. Řádek 29: === BOR-60 === BOR-60 je experimentální ruský rychlý reaktor chlazený tekutým sodíkem s maximálním výkonem 60 MW tepelných. Jako palivo může sloužit směs oxidů plutonia a uranu s obohacením uranu i přes 45 %. Chladivo je v primárním okruhu pod tlakem 5,5 MPa, přičemž jeho teplota dosahuje až 530 °C. Reaktor byl uveden do provozu v roce 1969. === Skupina reaktorů BN ===

Rychlý reaktor: Porovnání verzí