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
75
blemets betydelse ligger i att det ger värden på
uranets maximala förbränningsgrad, "burn-up".
För stora kraftreaktorer uppskattas denna,
beroende på neutronekonomin, till 3 000 MWd/t—
10 000 MWd/t naturligt uran, innebärande att
högst 0,3—1 % av uranet har förbrukats (delvis
238U över 239Pu). De högsta värdena är tänkbara
endast för mycket stora med tungt vatten
modererade reaktorer (50—100 t tungt vatten), kylda
med tungt vatten, helium eller koldioxid.
Förbränningsgraden växer något, om ej allt
reaktorbränsle förnyas på en gång utan i små
etapper, så att reaktorn alltid innehåller uran av
olika förbränningsgrad och aldrig tillåtes ha ett
större neutronöverskott, som går till spillo
genom absorption i regleringselementen. I intet fall
är breeding med naturligt uran möjlig, utan man
får nöja sig med konversion med en
konversionsfaktor, som i bästa fall torde uppgå till ca 0,9.
Termiska reaktorer med anrikat material
I det naturliga uranet frigöres ju blott 1,33
neutroner för varje i uranet absorberad termisk
neutron, och marginalen för neutronabsorberande
material är alltså knapp. Om man däremot
använder anrikat uran, får man redan vid låg
anrikning en avsevärd förbättring. Sålunda ger
uran med 1 eller 1,5 % 235U ett rt på 1,48 resp.
1,65. En låg anrikning av uranet kan också göras
genom kombination av naturligt uran med
exempelvis 239Pu som producerats i t.ex. en termisk
reaktor med naturligt uran.
Termiska reaktorer med anrikat material
uppdelas naturligt i två grupper, den ena med
låg-anrikat (1,0—1,5%) material som bränsle, den
andra med höganrikat bränsle, dvs. praktiskt
taget rent klyvbart material. Den första gruppen
skiljer sig från reaktorer med naturligt uran
blott genom att man ur neutronekonomisk
synpunkt får större frihet vid val av moderator,
kylmedel och konstruktionsmaterial. I övrigt är
uranets förbränningsgrad, förgiftningen m.m.
ungefär desamma som i reaktorer med naturligt
uran.
Den kanske viktigaste möjligheten, som öppnar
sig, är användning av vatten som både
moderator och kylmedel. Det enda atomkraftverk i stor
skala, som nu bygges i USA, är sålunda av denna
typ med vatten under tryck. En annan typ med
kokande vatten studeras också. Eftersom vatten
bromsar ned neutroner bättre än tungt vatten,
är dessa reaktorers volym åtskilligt mindre än
motsvarande med tungt vatten. I
grafitmodere-rade reaktorer med låganrikat uran kan man
använda effektivare kylmedel än då naturligt uran
användes, och en sådan reaktor bygges nu i USA
med flytande natrium som kylmedel.
Termiska reaktorer med höganrikat material
har den minsta kritiska mängden bränsle av alla
reaktorer (fig. 4). En lågeffektsreaktor med re-
AL/Nu
Fig. 4. Kritiska mängden tstU i en bar, homogen reaktor
med olika moderator material; Nm och Nu är antal
moderator- resp. "sU-kärnor per cm3.
flektor kan sålunda byggas med ca 0,5 kg 235U
och 10—15 1 vatten eller ca 100 1 tungt vatten
som moderator. Även om dessa siffror måste
fyrfaldigas för kraftreaktorer, får dessa, särskilt
med vatten som moderator, fortfarande liten
volym. De är därför speciellt lämpade för t.ex.
mobila ändamål. Världens första ubåtsreaktor är
sålunda av denna typ, heterogen och kyld med
vatten under tryck.
Kurvornas utseende i fig. 4 kan förstås, om
man tänker på att kritiska mängden är
proportionell mot produkten av Nu/Nm {Nu och Nm är
antal 235U- resp. moderatorkärnor per cm3) och
kritiska volymen, varierande enligt M3/(k — 1)3/2.
För växande Nm/Nn uppnås till slut att k går mot
1 varvid kritiska volymen och mängden går mot
oo. För minskande Nm/Nu växer k och avtar
kritiska volymen, först hastigt, sedan långsammare
och långsammare, ty k kan aldrig överskrida
värdet rj, och M kan aldrig understiga ett visst
av nedbroinsningen bestämt värde. Minskande
Nm/Nu medför därför också så småningom
växande kritisk mängd 235U. Kurvan måste sålunda
ha ett minimum; att detta inträffar för högre
bränslekoncentration, dvs. lägre Nm/Nu, för
vatten än för övriga moderatorer beror på den
högre neutronabsorptionen.
En av de intressantaste möjligheterna för
kraftreaktorer är den homogena reaktorn med
höganrikat material i en flytande lösning, t.ex.
en vattenlösning av ett uransalt, som ej är
fixerad i reaktorkärnan utan cirkulerar genom
denna och en värmeväxlare. Dylika "circulating
fuel"-reaktorer har bl.a. den stora fördelen att
xenonförgiftningen, som annars är större med
höganrikat än med naturligt uran, kan
elimineras genom kemiska processer, använda på
bränslet utanför reaktorkärnan.
Härigenom förbättras neutronekonomin
avsevärt och i en i USA projekterad reaktor av den-
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
