<!DOCTYPE HTML PUBLIC "-//W3C//DTD HTML 4.0 Transitional//EN">
<HTML><HEAD>
<META http-equiv=Content-Type content="text/html; charset=iso-8859-2">
<META content="MSHTML 6.00.2900.3243" name=GENERATOR>
<STYLE></STYLE>
</HEAD>
<BODY bgColor=#ffffff>
<DIV><FONT face=Arial size=2>Zrovna před nedávnem jsem trochu pátral po
podrobnostech o procesech v reaktorech. Vyplynulo z toho zajímavé
zjištění:</FONT></DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2></FONT> </DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2>Kladný teplotní koeficient reaktivity je
specifickou vlastností kombinace grafitu jako moderátoru a lehké vody jako
chladiva. Grafit je totiž výrazně lepší moderátor, než obyčejná voda. Když dáte
vodu do grafitového reaktoru, chová se spíš jako pohlcovač neutronů. Důsledek
je, že zatímco ve vodou moderovaných reaktorech její tepelná roztažnost zajistí
záporný koeficient, v grafitových stejná teplelná roztažnost stejné vody končí
kladným koeficientem.</FONT></DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2></FONT> </DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2>Jen tak pro zajímavost čitě grafitový
reaktor má teplotní koeficient poněkud nelineární a při teplotách někde nad
1500 °C nabývá dost vysokých záporných hodnot. Toho se má využívat v moderních
reaktorech, jako je HTGR, nebo turboreaktory, kde se počítá s inherentní
bezpečností založenou na tom, že pokud vytáhnete všechny řídící tyče, tak
teplota v AZ nepřekročí 1600 °C, což by všechny komponenty měly přežít bez
úhony.</FONT></DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2></FONT> </DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2>hezký článek v češtině např zde:</FONT></DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2></FONT> </DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2><A
href="http://proatom.luksoft.cz/rservice.php?akce=tisk&cisloclanku=2006052901">http://proatom.luksoft.cz/rservice.php?akce=tisk&cisloclanku=2006052901</A></FONT></DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2></FONT> </DIV>
<DIV><FONT face=Arial size=2>PH</FONT></DIV>
<BLOCKQUOTE
style="PADDING-RIGHT: 0px; PADDING-LEFT: 5px; MARGIN-LEFT: 5px; BORDER-LEFT: #000000 2px solid; MARGIN-RIGHT: 0px">
<DIV
style="BACKGROUND: #e4e4e4; FONT: 10pt arial; font-color: black"><B>From:</B>
<A title=pavel_t@centrum.cz href="mailto:pavel_t@centrum.cz">Pavel_t</A>
</DIV>> myslím, že RBMK jsou úplně jiný reaktory a že havárie podobná té
černobylské<BR>> je technicky nemožná stejně jako u našich VVER. A pouze
hysteričtí<BR><BR>KS150 a RBMK jsou dost odlisne reaktory jak pricipem
moderovani tak i <BR>chlazenim a palivem. Ani u RBMK zrejme nedoslo k jaderne
explozi ale k <BR>parni a reakce se pry zastavila jeste pred utrzenim vika,
podle toho co <BR>lze na webu o pochodech v reaktoru a tomu jake mnozstvi
plynu <BR>zabranujicimu reakci (tusim xenonu) a toho jak je popisovan prubeh
<BR>exploze tomu lze i verit, navic to tu pred casem nekdo psal nebo posilal
<BR>link. Nejsem si jist ale myslim, ze RBMK i KS maji teplotni koeficient
<BR>takovy ze kdyz roste teplota roste i reakce, VVER (PWR obecne) maji
<BR>koeficient zaporny takze reaktor se v pripade vypadku chlazeni sam
<BR>zastavi ale dojde k jeho poskozeni coz je myslim pripad havarie v Three
<BR>Mile Island kde byl v breznu 1979 znicen reaktor druheho bloku. Nejvetsi
<BR>nebezpeci PWR je tedy unik radioaktivity pri manipulaci s palivem nebo z
<BR>chladicich okruhu nikoliv exploze. Jake nebezpeci u KS150 by hrozilo
<BR>presne nevim ale dovozuji si, ze tam by k explozi mohlo
dojit.</BLOCKQUOTE></BODY></HTML>