Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 44. 1 december 1953 - Problem vid utnyttjande av atomenergi, av Hans von Ubisch
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
Below is the raw OCR text
from the above scanned image.
Do you see an error? Proofread the page now!
Här nedan syns maskintolkade texten från faksimilbilden ovan.
Ser du något fel? Korrekturläs sidan nu!
This page has never been proofread. / Denna sida har aldrig korrekturlästs.
932
TEKNISK TIDSKRIFT
dukter kommer att anrikas i bränslet. Liknande
förhållanden gäller för plutonium 239 för vilket
plutonium 240 är den förorenande produkten.
Kärnreaktionerna vid användning av uran 235
eller plutonium som bränsle är
235U
16 %
236JJ
\ 84 %
två klyvningsprodukter, 2,5 neutroner
ß- 6,7 dygn
37Np
1 \ I
+ * i ß- 2,1 dvgn
(238U) (klyvning) 238Np —–> 238Pu
1
(239Np) (klyvning) 239Pu
239Pu
35 %
\ 65 %
två klyvningsprodukter, 3,0 neutroner
240pu
24ipu
\ 73 %
27 % två klyvningsprodukter, minst 3,0
242Pu neutroner
Lodräta pilar anger reaktioner som uppstår vid
infångning av neutroner, icke lodräta relativt
snabba radioaktiva omvandlingar och parenteser
produkter eller processer som knappast
uppträder i sammanhanget.
Då infångningstvärsnitt för uran 236 och
plutonium 240 inte publicerats, kan den försämring
av bränslet som de orsakar inte beräknas.
In-fångningstvärsnittens energiberoende är inte
heller känt. Man vet bara att tvärsnitten är
mycket mindre för snabba neutroner än för termiska
och att bireaktionerna blir av mindre betydelse
i snabba reaktorer. Möjligen växer också
genomsnittligt antal alstrade neutroner per klyvning
med de infallande neutronernas energi. Man kan
därför förutse att bränslet utnyttjas bättre i
snabba än i termiska reaktorer.
För närvarande kan inget sägas om
förhållandena vid användning av uran 233 som bränsle,
då inga konstanter för detta är publicerade.
Den karakteristiska konstanten för ett bränsle
är rj, dvs. antalet nya neutroner per eliminerad
neutron. Den avtar med tiden genom förlust av
klyvbart material samt anrikning av
neutronab-sorberande atomslag, såsom uran 236 och
plutonium 240, och klyvningsprodukter. Man kan
beräkna r\ om man i ekv. (1) över bråkstrecket
sätter summan av alla vZf, och under det
summan av alla Zf och Zc, inklusive 2C för
klyvningsprodukterna.
I en reaktor med naturligt uran framställs
plutonium 239 ur uran 238, och också en del uran
237 genom en (n, 2n)-process. På grund av de
relativt korta bestrålningstiderna iakttar man
dock knappast annat än uran 236, neptunium
237 och plutonium 240.
Neutronmultiplikationen
Multiplikationskonstanten k anger förhållandet
mellan två på varandra följande
neutrongenerationers storlek. Är k exakt 1,0, fortsätter
kedjereaktionen med oförändrad hastighet, är k > 1
växer denna, är k < 1 avtar den, och reaktionen
upphör ganska snart. Multiplikationskonstanten
beräknas ur ekvationen
k — e rjf p
(2)
där t] är antalet nya neutroner, / och p
konstanter som bestäms av reaktorns konstruktion och
vissa materialegenskaper samt e en faktor för
snabba neutroner som är 1,03 för naturligt uran;
k—1 kallas reaktorns reaktivitet.
I en nyss igångsatt reaktor är r\ relativt stort.
Man minskar därför k till 1,0 t.ex. genom att i
reaktorn föra in ett manöverorgan, bestående av
ett starkt neutronabsorberande ämne, såsom
kadmium eller bor. Efterhand faller rj och
kedjereaktionen i reaktorn kommer till slut att
avstanna. Bränslet kan utnyttjas bättre, ju mera
rj från början (rjstart) överstiger det värde r]min
vid vilket reaktorn ej längre kan hållas i gång.
I stort sett är den tid bränslet kan användas
proportionellt mot rjstart—Vmin• Härav framgår vikten
av att man använder bränsle med stort rj. Man
får därför ut mera energi av anrikat än av
naturligt uran.
Om bränslet i en reaktor förnyas successivt
genom utbyte av det mest förbrukade uranet mot
nytt, skall r\ i reaktorekvationen (2) ersättas
med det aritmetiska mediet av r\ för de olika
uranstavarna med hänsyn tagen till varje stavs
läge (perifert eller centralt) i reaktorn.
Breeding med uran 235
Av de 2,1 neutroner, som bildas i en termisk
reaktor med rent uran 235, behövs en för att
hålla kedjereaktionen i gång. Teoretiskt
återstår därför 1,1 neutroner som högst kan ge 1,1
atomer plutonium ur uran 238 som t.ex. läggs
omkring reaktorn. I bästa fall blir alltså
erhållen plutoniummängd 10 % större än
förbrukad mängd uran 235. I praktiken kan så stort
utbyte inte uppnås därför att neutroner
absorberas i moderatorn och konstruktionsdelar eller
läcker ur reaktorn.
I en termisk reaktor med naturligt uran får
man ett plutoniumutbyte på 80 eller möjligen
90 %, ifall bestrålningstiderna är korta. Detta
kan tyckas mera än väntat då r\ för naturligt
uran är bara 1,32. Orsaken till det stora utbytet
är att naturligt uran ger plutonium inte endast
vid infångning av termiska neutroner, utan till
större delen vid infångning av snabbare
neutroner med energier på 6,7 eV eller mer. Den tidi-
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
