Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 5. 31 januari 1956 - Reaktorfysik, av Gunnar Holte
<< 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.
i O januari 1956
73
reaktor, medförande en effektstegring med en
faktor e10 æ 20 000 S"1. I en snabb reaktor skulle
man få en faktor på minst e100000, alltså ett
ofattbart stort tal! Reaktionstiden för mekaniskt
rörliga delar, en regleringsstav eller en rörlig
reflektor är emellertid för stor jämfört med T för att
en reglering av reaktorn skulle vara möjlig, om
dessa förutsättningar gällde, dvs. om alla
neutroner utsändes prompt.
Emellertid utsändes en bråkdel ß av
fissionsneutronerna ej omedelbart utan under en tid av
flera minuter efter fissionen. Dessa fördröjda
neutroner, som kommer från sönderfall av de
vid fissionen bildade, radioaktiva
klyvningsprodukterna, har därför ett betydligt större l än de
prompt utsända, ß är för t.ex. 235U 0,73 % och
mindre för de två andra här nämnda
reaktorbränslena. Resultatet blir att för tillräckligt små
värden på K— 1 effektens tidsberoende efter ett
kort övergångsförlopp kan beskrivas med den
tidigare angivna exponentiella ökningen, men där
i formeln för T (stabila perioden) / är ett
medelvärde för de prompt utsända och fördröjda
neutronerna. Detta blir för t.ex. 235U ca 0,1 s. Den
stabila perioden T för t.ex. K = 1,001,?= 0,1 %,
blir då 100 s, oberoende av om systemet är snabbt
eller termiskt, och reaktorreglering är praktiskt
möjlig (fig. 2).
För större värden på K—1 måste dock de
prompt utsända neutronernas betydligt kortare
generationstid bli utslagsgivande. I den faktor K,
varmed neutronantalet multipliceras per
generation har man nämligen delen KP^=K{ 1—ß)
prompt utsända neutroner. Om Kp = 1, dvs. K =
1/(1 — ß) (1,0073 för 235U), sägs reaktorn vara
prompt kritisk. I detta fall skulle man få en
kedjereaktion, även om de fördröjda
neutronerna ej existerade. Vid prompt kriticitet eller
överkriticitet, t.ex. Äp = l,01, ger då det tidigare
sifferexemplet en undre gräns för den hastighet
varmed effektökningen sker.
Slutresultatet blir alltså, att reglerbara
förändringar av effekten i såväl snabba som termiska
reaktorer lätt kan göras, om man ej går för nära
prompt kriticitet. Vid prompt överkriticitet är
snabba reaktorer betydligt farligare än termiska.
Vid liten reaktivitet sammanfaller kurvorna på
grund av de fördröjda neutronerna, och
perioden är praktiskt taget oberoende av
neutronernas medellivslängd l. Vid stor reaktivitet blir
den däremot starkt beroende av / på grund av
de prompt utsända neutronerna.
Det bör dock framhållas att den här förda
diskussionen är förenklad, framför allt genom att
temperaturens inverkan på K har försummats.
Effektökningen vid överkriticitet medför en
temperaturhöjning i reaktorn, varvid K i allmänhet
minskar, så att stora effektökningar i
verkligheten sker långsammare än tidigare beräknat.
Ändringen av K per grad temperaturhöjning kal-
Fig. 2. Det inverterade värdet av den stabila perioden som
funktion av reaktiviteten i en reaktor med "SU för olika
värden på de prompt utsända neutronernas medellivslängd l.
las för reaktorns temperaturkoefficient, vilken
alltså oftast är negativ. Är dess absolutvärde
tillräckligt stort har den en betydande
självstabili-serande verkan.
Termiska reaktorer med naturligt uran
Antalet teoretiskt möjliga reaktortyper är
mycket stort. Både bränslet, moderatorn och
kylmediet kan varieras. Beroende på om de är
skilda från varandra eller bildar ett homogent
system får man dessutom de två huvudtyperna
heterogena och homogena reaktorer. Slutligen
tillkommer uppdelningen efter neutronhastighet.
Även efter uteslutning av kombinationer, som
man av olika anledningar redan nu vet är
olämpliga, är åtminstone ett hundratal olika typer
tänkbara.
De termiska reaktorerna utgör den största
gruppen. Valet av moderator, kylmedium etc.
bestäms i första hand av de neutronekonomiska
synpunkterna. Om man gör en indelning av
grundämnena efter de termiska
absorptionstvär-snitten (Tekn. T. 1956 s. 77), återfinner man i
den lägsta gruppen, vilken innehåller de enda
ämnen som i större kvantiteter kan tillåtas i
reaktorkärnan, ett ganska litet antal ämnen.
En moderator måste väljas bland de lättaste
grundämnena. Av tänkbara ämnen har tungt
vatten, trots att det i praktiken alltid är förorenat
med vanligt vatten, lägst neutronabsorption
(ua = 0,003 barn per molekyl för 99,75 % DaO,
0,25 % H20; oa = 0,001 barn för rent D20).
Närmast kommer kol i form av grafit (oa = 0,005
barn) och beryllium eller berylliumoxid, som
samtliga dock också har sämre
nedbromsnings-förmåga än tungt vatten.
Dessa moderatorer är de enda som kan
användas i reaktorer med naturligt uran som bränsle.
Av utomordentligt stor praktisk betydelse är det,
att vatten (oa — 0,64 barn), som annars är den
ur nedbromsningssynpunkt bästa moderatorn,
just överskrider den för användning med
naturligt uran högsta tillåtna neutronabsorptionen.
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
