"
g[ /IO/
Komise pro jadernou techniku Česke vědeckotechnické s p o l e č n o s t i
f
československá
ívomisia pre jadrovú techniku Slovens k e j vedeckotechnickej s p o l o č n o s t i
komise pro atomovou e n e r g i i
5. CELOSTÁTNÍ ICOKFEHEKCE 0 JADEIír.É ENEEOSTICE P i e g t a n y , l . ~ 2 . p r o s i n c e 1S7C
~rŽZinJ2š. 1JZTOD PHO ÚČELY ZÍHUK
Autoři:
I n g . L'iloS Drahný Ing. Jan Světlík
VÝSKUIJíf ÚSTAV Eí.SSGETICKř Praha
HODlví A3EKTUSY PRO A10M0V0Í3
)
.
•
'
•
'
We regret that soae of the pages in the microfiche copy of this report aay not be up to the proper legibility standards, even though the rest possible copy vas used for preparing the master fiche. »
€••
- 1 -
1. Systém- záruk MA-'E
.
.
Jedním z hlavních úkolů Mezinárodní agentury pro atomo-, vou energii (H&ÁE) 'je zabezpečit, aby její pomoci, kterou poskytuje mírovému využití jaderné energie ve štětci nebylo . zneužito k jiným, než mírovým účelům.*. K tomu vytvrři 1ÍAAE tzv. systén zárck, který představuje souhrn pravidel a postupů pro kontrolu a inspekci sledovaných jaderných materiálů. Systémy slouží jako podklad pro vypracování"tzv. /'Dohod o zárukách" mezi MAAE a státy, které dosud nevlastní jaderné zbraně a které přistoupily na "Smlouvu o nešířeni-jaderných zbraní" (1). Záruky lze dále aplikovat na.základě žádosti smluvních stran na jakékoli dvoustranné Či mnohostranné dohody tohoto druhu. Záruky se vztahují na veškerý (tedy 1 nově vzniklý) jaderný Štěpný materiál, a to ve všech jaderných zařízeních palivového cyklu, jimiž -tento materiál prochází v průběhu výroby, zpracování, použití a skladování.
A,
Dohody o zárukách umožňují. MAAE provádět kontroly a inspekce, jejichž smyslem je zjistit, zda nedošlo k zneužití jaderného materiálu. To. se děje sledováním množství a pcEyt-i materiálu a srovnáváním současného .stavu s předchozím. Informace o počátečním stavu (množství a rozmístění)!předá, smluvní stát agentuře při vstupu dohody o zárukách y platnost."Staluv- /, ní stát je dále povinen (2): ° ' . •»umožnit M&AE dostatečně podrobné sesnánení. a jaderným aařizením;
c
=' "V •
0 ;-**'
_
'>
'
&.•--'•";''.
-•:..
,° \
- zajistit, aby provozovatel zařízení Vedl. e?idfcítci ,•-- nutnou pro kontrclu j»d«rných aateriálů; „ ' ° - předkládat dohodni té píaeané doklady o prwoso j«dtra/éjbi a
- 2 Účinnost záruk je závislá na vypracovaní spolehlivých kontrolních metod, dostatečně přesných",, nezávislých na provozovateli a jím neovlivnitelných, a neomezujících vlastní provoz zařízení. Pro některá zařízení (napáv, jaderné reaktory s kontinuální výměnou paliva za provozu) je vypracování vhodných metod obtížné. Z otevřených problémů jmenujeme alespoň (3): . - nedestruktivní nuření obsahu štěpných izotopů'v palivových článcích; - nezávislé určení tepelného výkonu reaktoru; - nezávislé zjičtční pohybu palivových článků v elektrárně.' Problematika kontrolních metod pse řeší v řadě členských států LiAAE. Dílčími pracemi se u nás v poslední době-zabýval Výzkumný ústav energetický částečně ve spolupráci s Atomovou elektrárnou Eohunice. Šlo předevšímío dva výzkumné kontrakty ' íáAAE (4, 5 ) , jejichž výsledky jsou stručně shrnuty v dal-ších odstavcích tohoto referátu, 2« Kontrolní, metoda pro .jadernou elektrárnu AI Elektrárna AI má z hlediska určování záručních postupů některé charakteristické vlastnosti: á) kontinuální'výměna palivových článků za provozu; b) vysoká produkce plutonia; c) relativně nízký počet palivových článků v celém palivovém cyklu elektrárny (asi 1 000); d) složitý pohyb palivových článků v jedné místnosti - reaktorovně. i '" - ' °. "Vypracovaná komplexní záruční metoda sesiévá ze šesti hlavních částí:
•kl
»louhy a těíký palivový člán«i j« B O Ž O O dopravit ^^TMkto*
-•3
-
rovny prakticky jen vstupním otvorem do vagonu-kontejnecu. Vzhledem ke značnému zbytkovému .vývinu tepla je třeba použít zavážecího stroje. Ostatní průchody z reaktorovny jsou e pro dopravu bua nevhodné, anebo je lz zabezpečit či vybavit detekčním zařízením. Dopravu palivového článku z reaktorovny je tedy možno poměrně snadno kontrolovat.
x
.
-Palivové články jsou při montáži opatřeny evidenčním číslem, které je možno kontrolovat vizuálně při průchodu komorou stříhání závěsné tyče. Je možná konfrontace s evidencí montáže, kterou vede provozovatel.
3. Základy je evidence pohybu článků na kartách, kterou vede ^
,
"
v.
\
provozovatel pro své účely. Udaje je možno kontrolovat se zaregistrovanými počty průchodů článků -místyY kterými musí každý článek jen jednou projít. Jde o komoru stříháni, tyče a o výstupní otvor z reaktorovny. Metodu lze doplnit namátkovou kontrolou v dlouhodobém skladu za účelem zjištění, zda pouzdra vykazovaná provozovatelem jako plná jfe.ou skutečně plná a naopak. " * t 4 • Určení _mjo!3ty.í_E£ír5dního_ura£^^
Zde zřejmě postačí převzít, údaje z výrobní á montážní dotoi-: mentace. ° ; ° * .
-5« ^rjfoo|_ Ž-»tqfrrálP*fr9 ftP^^fhq liltOP^ vjvi^teh^^^d^B. pa-
Jd* o oti^UjM
?
- 4množství protékajícího média a jeho teplotní a tlakové po-i měry na vstupu.a výstupu reaktoru. U chladivá je. žádoucí ,, tyto veličiny měřit pro každý palivový kanál. Provozní měřicí soubor elektrárny zahrnuje měření těchto veličin (nebo umožňuje jednoduchý přepočet z mšření v jiném místě); osazení měřicích obvodů však není pro tyto účely dostatečné, a to z hlediska přesnosti i funkce; (registrace a pod.}. Nezávislost měření ra provozovateli zde nelze jednoduše zajistit. Bude vhodné doplnit metodu jinými zpiisoby určení tepelného výkonu reaktoru, o nichž pojednávají odstavce 5 a 6 referátu.
Při znalosti integrálního tepelného výkonu Článku lze určit izotopické složení vyhořelého paliva s dostatečnou přesností pomocí programu pro samočinný počítač , který byl sestaven v práci (6). Přesnost výpočtu je t 3 %9 Uvedená komplexní metoda, pro elektrárnu.AI vyžaduje ještě podrobné propracování a výběr dílčích postupů, které zařízeni v provozu umožňuje. 3. Vztah mezi tepelným výkonem reaktoru a produkcí Pu Závislost obsahu štěpných izotopů Pu na vyhoření paliva vychází z řešení rovnic dlouhodobé jpnetiky reaktoru. Závislost je pqnčkud odlišná pro jednotlivé kanály reaktoru, ale při zrialosti rozloženíJneutronového tokirmůžeaie _s popoci součinitelů uřčii uatředněnou křiVku, platnou, pro reaktor jako cdekV tedy tepelnou energii W, kterii byla z reaktoru odvedena sa určitou dobu.t (Mld), * zfiím+-lí vyhoření B OOIů/tB\ při kterém bylo jalivb vyněíwvaho^cmtiaBáií*), S & Í « M po»ocí »íokané íévielosti stanovit imožatví Pu, kt#r« bylo ^ reaktoru
« ' : • .
: : > > • »
,^l „a
.5 -
za onu dobu vyrobeno: (IX. kđe C (kg Pu/tU) je množství Pu v tuně paliva s vyhořením D, i,
Zavedením veličiny q = Q/fe (kg říi/ilWň) a derivováním podle času jiuzeme-rovnici (1) přepsat do tvaru: P = q .N
(kg Pu/d)
(2)
kde N (MW) je tepelný výkon reaktoru*
Závislost q = q (B) je pro elektrárnu AI znázorněna na"" obr.l. Zévislost (2) v relativních hodnotách vzhledem ke jmenovitým je na obr.2a. . Prakticky ySechná jmenovitá vyhoření paliva v energetických reaktorech Ie2í vpravo od maxima křlviy» To znamená, že. = při snížení vyhoření paliva oproti jmenovitému ae prakticky vidy získá větší množství Pu než jmenovité (na úkor vf.tží spcr paliv*a). V případě AI při jmenovité^ ^ vyhoření např. 3 OOC MWd/tU-má snííení (avýšení) vyhoření o 10 % za následek zvýšení Snížení) výroby Pu asi o 2,5 %• Skutečná-hodnota vyhoření, při níž se palivo vyměňuje, se 8 j i štuje velmi obtížné. Stejnou službu však ai&Že ftrofcásat l o s t množství vyměšovaného paliva (rychlost ppůchoau reaktorom), jehož sjišíování j« podstatné Koaplikcwknoe záležitostí wém fr USfé n
- 6-
4. Kezávislfé měření vyrobené elektrická energie Metoda je založena na využití vztahu: VL = k o n s t . e
. i;
u
eff hit <=°3 f
đ t
(MWd)
(3)
Z několika možností umístoní přístrojů v elektrárně a jeflch druhu se po podrobných rozborech (5) jSví jako nejvhodnější dva způsoby, které splňují dobře dvě nejdůležitější kritéria: přesnost a nezávislost měření. Jsou to: a) Použití kondenzátorových průchodek všech transformátorů elektrárny na vývodech a pro vlastní spotřebu s navlečený\mi měřícími transformátory proudu a vývodů polepů^pro snímání napě.tí a zajištění nesnímatelnosti krytu měřicí soustavy. ' c b)^Připojení měřicích transformátorů proudu a napětí běžné "konstrukce do vývodu generátoru v kobce a zabezpečení nepřístupnosti celé měřící soustavy zajištěnými izolačními s x stěnami, . Přesnost měření u alternativy b).je při použití běžných přístrojů 1 %. Způsob a)^ je nepatrně, horší, protože kapacita průchodek při změně jejich teploty a elektrického pole v nejbližším okolí kolísá. Lze očekávat přesnort 1" •- 2 %. ^ Počet měřicích souprav na průchodkách by byi;větší než e ;na vývodech"transformátorů. Závažnou výhodou způsobu a) však # c jř^ 2e přěivděpodobnost poruchy rozvodu elektrárny,a zvláště/ obvodu géiherátorUi zůstává na nezměněné úrovni, .což lze pova^ Žo^řat rá jeho rozhodující výhodu. • fl ^lígřicím přístrojem je možno a' nutno, opatřit všechny tréňsf onnótoryfe (včetně. tpéxi«í^n*át£pu Ivlastni spo-^tby ) v nežádoucími trankfonaitoru zajiátěn^ krytem. i
ú
°
'
'-
,
\
- -
.
•
- 7 -
pádě *j že je toto vinutí určeno k odběru, nutno opatřit jeho průchodky měřicími soupravami). Déle j.e třeba prošetřit sá- ; . pojeni rozvodny a překontrolovat možnosti nežádoucího odběru z přípbjnic a přísunu neregistrovaného transformátoru. Za účelem snížení nebezpečí se doporučuje zmenšit prostorovém rezervy kolem přípojnic na minimum. Cejchování měřicích souprav se provádí po jejich umístění v provozu. Kapacitu prů- \ chodek je nutno volit podle citlivosti měřicích p~ís.trojů, případně je nutno užít zesilovače napětí., V případě, že tento způsob (•) nelze použít z jakéhoko- % liv objektivního důvodu, je třeba měřit jedině na vývodech 'v kobce generátoru a zabezpečit,ct6to áěření izolačními kryty před zásahem,
"'
.
.
.
-
-
.
.
•
'
•
,
&•
, ' ••
a
'
•..
-
' "°
'5* Stanovení tepelného výkonu reaktoru měřením elektrického v^konyi generátoru', 0.
•
!
"
Í
Závislost mezi tepelným výkonem reaktoru a-, elektr.ick^fe výkonem generátoru si vyjádříme v poměrných hodnotách rovnicí: • - '• ° -: '- - '*". c, • •- ^ , ^' =(41 '
* * " :
N
e
kde N-» N/K
, označeny jmenbvité h o d n o t ) . n>
Závislost (4) i* enátorněja« graficky ne tihotx * ransFér-1
r*4kteni obvykl*
s
,
(b
- eShora je oblast omezena minimální možnou účinností. Faktorů, které moTiou snížit celkovou účinnost elektrárny, je u každého typu celá řada. Celkové snížení je dáno: (3)
Při rozboru (7) byly vyloučeny zásahy, které vyžadují úpravy technologického zařízení elektrárny, podstatně ahoršují její životnost a ty, které by měly za následek abnormální spotřebu chladicí a napájecí vody. Nejpodstatnější vliv na snížení účinnosti zařízení mají především tyto zásahy do provozu: 1) úprava parametrů primárního okruhu; 2) úprava parametrů sekundárního okruhů; 3) využití pomocných zařízení primárního okruhu, k odvodu teplaí
. - ' 4) propojení bloků.
',
•
'- - V
'
Ad 1) Zde je -třeba si všímat hlavně dvou možností: a) Zvyšování průtoku chladivá reaktorem při N =,konst., což způsobí snížení parametrů sekundárního okruhu a zvýšení příkonu primárních cirkulátorůi Oboje snižuje účinnost -elektrárny. Eozsah snížení je omezen dovolenou vlhkostí póry na posledním stupni lopatek turbiny^ b) Provoz reaktoru se sníženým tepelným' výkonem umojSnu je relativně větší snížení účinnpsti« Omezení adola je stejné jako v případě a ) , ? Ád 2) Rozlišujeme -tyto možnosti:D á1) Sníženi účinnosti přepouětěním jpéry do hlavních kpnden*á- o tprů adal$Íítír»aÍlíiéilí (pomocní k ^ é p ^ í ^ y ; l#taí apod«) Je «ožn4 ví v Soch ae využívají y i|fyéliii
- 9 -
b) Zvyšování tlaku v kondenzátorech má za následek podstatné snížení elektrického výkonu. c) Vyřazení systému regenerace z provozu mlže výrazně snížit účinnost t ersi ody námi ckého cyklu. Ad 3) Různá pomocné zařízení primárního okruhu (chladiče moderátoru, chladiče v čisticích okruzích chladivá apod.) umožňují mařit část tepelného výkonu reaktoru - ovšem v značně menší míře než předešlé možnosti. Ad 4) Jestliže elektrárna zahrnuje více bloků, může docházet k přepouštění páry do kondenzátorů odstaveného bloku nebo bloku, provozovaného na sníženém výkonu. Jako další možnosti snížení účinnosti elektrárny je možno uvést snižování co&P u generátoru a provoz při zasolené turbině, • I z tak stručně uvedeného výčtu provozních stavů je patr— no, že existuje dostatek možností anomálního snížení celkové účinnosti jaderné elektrárny. Je obtížné uvést obecně platný kvalitativní .údaj možného snížení účinnosti, které "je u každé, elektrárny různé a každý konkrétní případ vyž-aduje podrobnou analýzu technologického schématu, Přesto však lze konstatovat, že ve většině přípaclů je možné snížení poměrné účinnosti fc na ; hodnotu 0,7 i nižší. Z toho vyplývá, že nejednoznačnost yž-ťa-' hu mezi elektrickým výkonem N a tepelným výkonem K působí značnou= nejistotu v určení množství vyráběného Pu* Situacřisi ilustrujeme příkladem podlé obr. č.2: " Zvolíme-li si za výchozí naměřenou hodnotu N e = 0,t, a předpokládáme-rli, že účinnost může být snížena na 7f - 0,55, n>ů2eo ; tepelný výkon ležet mezi hodnotami Ň* = 0,68 a NJJ = l»10, kterým při dodržení jmenovitého vyhoření paliva např. B n _= 4 000 IWd/tŮ odpovídají vyráběná množství Pu Pft~ *.0,49 a P d = 0,79 (poměr P đ : Pfi = 1,81). ; ' ° ..
\r
'
u«,%
<S^.: °;',*?••&<£!•*•
- 10 -
Jestliže krone nejistoty v něrení K budeme počítat i s nejistotou v dodržení jmenovitého vyhořen?' Z>n a připustíme, že palivo by mohlo být vyměňováno až dvakrát rychle-", potom horní mez vyrobeného množství Pu dosáhne hodnoty P a = 2,02). P f = 0,99 (Pf Uvedený příklad, spíše kvalitativního charakteru, naznačuje, že závěry, které lze vyvodit tímto způsobem ze sanotné namčrené hodnoty v elektrárně generovaného elektrického výkonu Ií , jsou pro záruční účely stěží postačující. 5. Stanoveni tepelného, výkonu reaktoru měřením příkonu vlastni spotřeby elektrárny Llektrický systém vlastní spotřeby je v provpzu napájen z yedení od alternátoru hlavní turbiny přes zvláštní transformátory. Na rozvod se základním napětím (např, ó.kV) jsou připojeny největší spotřebiče elektrárny. Pro menší spotřebiče je napětí dále snižováno, -Z hlediáka závislosti odběru energie na výkonu reaktoru lze spotřebiče rozdělit na ty, jejichž: a) spotřeba je bezprostředné závislá na vjfkonu reaktoru; b) spotřeba na výkonu prakticky nezávisí. Velikost; příslušných složek příkonu vlastní spoťfeby 1'. , Kjj je závislá na typu reaktoru a zvoleném technologickém schématu. Dá ae říci, že složka EF je zpravidla značně větší než ři^ a v některých případech představuje převážnou část vlastní spotřeby K y (i přes" 90 % K )» - s Složka N b zahrnuje velké množství drabněj&ích spotřebičů, jako např.: pohony v systému ventilsse, čerpadla vodního hospodářství, jeřáby, pohony armatur, osvětleni atd.
Do složky N a můžejne obecně »»řadit cirkulítory primárního okruhu « okruhy j e j i c h chlazení; 0
L
i -ť K
- 11 -
2. 3. 4. 5.
cirkulátory okruhu moderátoru a jeho chlazení; . napájecí čerpadla sekundárního okruhu; kondenzátní a podávači čerpadla sekundárního okruhu; čerpadla chladicí vody. ' ^
,
i Pro příkon těchto radiálních strojů dostaneme s použitím Eulerovy turbinové věty a Bernoulliho rovnice vztah: K
ai
=
k o n s t
«
G
(kp/s) průtočné množství tekutiny, (kp/cm ) .... stlačení tekutiny v cirkul£toru, (kp/cmJ) .... specifická váha tekutiny před cirkulátorem.
,^
3 použitím závislosti ^ p j ^ G j / ^ můžeme (6) přepsat do tVE.ru: . '
•
•
G
N
ai
=
a
i i"^2" .
kde a- je konstanta.
"
•
•
'
.
.
•
•
'
• V,
(7)
' >
°.
Průtočné množství přímé souvisí s" výkonem zdroje tepelné energie ~N^ v příslušném okruhu: {, c ~* - * ' Q s —tilcp/a) , (6) je rozdíl eatalpií, který tekutina získává při průchodu zdroj«« tepla. Pro uvedená saJVÍsení jé příslušný */ tepelnéan v/ktjnu reaktoru M* ' '' A
Dosázel, rovnic* <£
- 12 -
kde a
ibi
Použití vztahu (10) k určování tepelného výkonu reaktoru 1-5 vyžaduje měření nékteré ze složek fi&^ nezávisle na provozovateli, t.j. dodatečné měření spotřeby elektrické -energie cirkulátorů i-té skupiny1. Toto lze a výhodou použít tehdy, když je některá skupina napájena z vlaatníbp transformátoru, ve kterém je možno instalovat měření dříve popsaným způsobem. V obecném případě, kdy tato cesta není schůdná, určíme potřebný výkon N pomocí součtových vztahů z-měření celkového příkonu vlastní spotřeby K na napájecích transformátorech: N a = k K-
k N "JSP
L
kde k
(KW)
(11)
(Mi\r)
(12)
1/3
=
V rovnici (12) -známe nezávislou složku K./ ./ a N měříme t^ z pror? na transformátoru. Veličinu k nu\S«ne předběžně určit^ jektóvaných iíodnot N • a N a pfípadně zpřesnit jednorázovým měřením v elektrárně na jmenovitých parametrech. Vliv porušení předpokladů takového určení, k V proVozu (t, is nekonstantnost ^ op Ai^) je nutno a možno respektovat při odhadu nepřesností určení tj^. Jde především o záměrné avétáování těchto hodnot, protože je^ijch zmenSov4aí ^ z h>di»ka produkce íu pro provozovatel« nevýhodné.
- 13 -
torů, které mají největší podíl na li;,) a na přesnosti určení složky K^. Celková relativní chyba určení Jí je dána vztahem:
(13)
kde
/v
relativní relativní relativní relativní relativní
chyba chyba chyba chyba chyba
určení k, určení rozdílu .(li určení k^, měření N , stanovení 1^.
Odvozené obecné vztahy doplníme výsledky výpočtů pro tři zvolené elektrárny: Ál (typ ÍMGCR - 150 I>IW), GANĐU (PHWR-- 640) a A2 (HY/3CR - 335).
"
"! -
Všechny tři elektrárny jsou navrženy s kontinuální výměnou paliva za provozu a byly zvoleny proto, že se liší" skladbou příkonu vlastní spotřebyr hlavně podílem příkonu připadajícím na cirkulaci chladívaly primárním okruhu. Zatímco zvolené reaktory-, typu -HWGCS představují z tohoto hlediska spíše krajní případy, ilustruje elektrárna CAKDU nejběžnější alternativu - vodní chlazení s elektrickým pohonem cirkulátorů. Výsledky jsou v tabulce I.
V Ji'.'.:;š'<^-iÁ*i*4l
- 14 -
Tabulka I
A I - HV»T3CR
CAKDU
i: :
29,6
14,7
(1117)
K K
3
^í K a5 K
N
Qdt
v
N
. . . ' •
-
*
d
•
5.0
ii
(ÍÍW,
*)
:9,2 3,4
(W7) (MBTt)
k . io9
4
?»6 9,9
n
(S5)
(%) (%)
2,4
c,e
2,1 C,2
1,1
•i
A2 - mrccR
- PHWR
(92,0) (8,0)
42,6
13 3 ,05. 5 ,52
2,4
2,^4
29,2 10,9 40,1
11,8.
(72,7)
7,86 \
13 •PS 5 ,49
•
•. \
5
(35,6)
1146
3 ,09
\ •
(64,4)
5,5 1C,3
(27,3)
211C
558 212 ' e
i,e
4,5 1,5
,53
11,24 8,54 6,58
Příklady ukazují, že od tétí? metody lze očekávat přízni* vější výsledky než od předcházející. Vra trne se k obrázku č.2 a vyjdeme opět z hodnoty W = 0,7. Kecht ze změřené hodnoty N vyplyne pro tepelný výkon hodnota N =0,88«. Při chybě meto-° v dy - 7 * bude skutečná hodnota tepelííěho výkonu ležet mejzi Ň B = 0,82 a Ň c = 0,94. Při dodržení vyhoření B R » 4 OCQ MVd/tU dostaneme pro výrobu Pu mezní hodnoly P b = 0,59 a P c = 0,68 (Pc : P b * 1,15). Pii dvojnásobné rychlosti výměny pálivá bude horní nez ^
i e « 0,85 085 (P (Pe \ = 1,43). 13)
"
S
V-
T
-15 -
7. Závěr Jak naznačují výsledky dílčích prací, stručně popsaných v předloženém referátu, ^e vypracování vhodných záručních metod složitým a zajímavým problémem, jenž by si zasluhoval u nás vetší pozornosti. v Pokud jde o otázky kontroly produkce plutonia v jaderných elektrárnách, kterým jsme se věnovali nejvíce, považujeme za reálné vypracovat použitelnou záruční metouu, která by byla založena na zjištování dvou veličini a) množství vyměňovaného paliva; b) elektrického výkonu vlastní spotřeby elektrárny. Množství vyměňovaného paliva by bylo možné sjištovat mor nitorováním činnosti zavážecího stroje na výměnu paliva, což je podle našeho názoru možné provádět automaticky a nezávisle na proTozovateli. Určovat tepelný výkon reaktory pomocí měření příkonu vlastní spotřeby není snadné; bylo by však vhodné propracovat způsob i jeho vyhodnocování s použitím statistických metod.
o,
t
O
f '• •-
o
L
' " :-'• s '
. ••»£
- 16 -
P o u ž i t á
l i t e r a
tu r a
(1) Smlouva o nešířeni jaderných zbraní (překlad z ruského originálu EÍAAE z 22.4.1S7C) Škoda - texty pro vedoucí pracovníky č. 93/70 (2) I.Í. Drahný, S. Kovák: Kontrolní metody pro uplatnění záruk Mezinárodní agentury pro atomovou energii na jaderný elektrárně typu A, Jaderná energie 1^, 1S59, c.10 (3) F. Klik: Dohoda o nerozšiřování jaderných zbraní a záruky jejího dodržování. Rudé právo, 10.9.193 (4) M, -Drahný a kol-: • Development of sefefuards procedures for heavy water moderated gas cooled reactors of pressure vessel type with continuous refuell-ing. (Final report No 496/KB) EGU Praha, 1967 (5) M. Drahný a ibl.: Analysis of possibility of estimating the quantity of plutonium produced in a nuclear power plane on the basis of measured quantity of generated electricity. (Final report lio 735/RB) EGU Praha, 1969 % (6> B. Kujal, J. Kujal: Metodika výpočtu lokálního vyhoření těžkovodních reaktorových mříží. . Zpráva UVJV Č . 1910, 1967 C7) Z.Chalupa a kol.: \ ° Analýza faktorů způsobpjících anomólní snížení epikové , účinnosti provozované jaderné elektrárny, Ústav,speciální elektrotechniky SF VUT Brno, 1969 / •
"
•
:
"
~
"
:
:
'
-
4,
liVs' ...••*
'
'
•
1
:
/
'
(
!
u
- 17. -
(8) M Drahný, J. Kučera,J. Světlík: Possibilities of determining the thermal output of power reactor on the basis of measurement of electrical output of the plant. Referát Sm-133/32, Symp. on progress in safeguards techniques, Karlsruhe, 1970 í
Í
Si;,
-, íf
JC~
,* '* Vi-Í-Í/V ¥*A -lii-- ,i>->-
f
•
