Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 5. 31 januari 1956 - Värmeteknik inom atomkraftverk, av P H Margen
<< 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.
88
, TEKNISK TIDSKRIFT
korrosions- och temperaturresistens fordras och
låg neutronabsorption inte är väsentlig).
Det svåraste tekniska problemet med
kapsling-en är att uppnå en god värmeöverföring från
bränslet till kapslingen samtidigt som skador
orsakade av värmespänningar undviks. Följande
tre lösningar på detta problem brukar i
allmänhet anföras för kraftreaktorer:
metallisk kontakt mellan bränslet och uranet
under tryck, dvs. ett kontakttryck som uppstår
genom kylmediets tryck;
anbringande av en legering mellan kapslingen
och bränsleelementet, antingen direkt eller över
en mellanliggande metall;
inläggning av en flytande metall mellan
bränslet och kapslingen.
Enligt prov av Boeschoten5 är
värmeövergångstalet för uran i metallisk kontakt med
aluminium vid kontakttryck på 25 at a ca 3 W/cm2
°C; det varierar mycket approximativt med
kvadratroten ur trycket. Typiska värmeflöden i
centrum av grafitmodererade och D20-modererade
reaktorer med naturligt uran är 90 resp. 140
W/cm2 av uranets yta, vilket motsvarar ca 50
resp. 30°C temperaturdifferens mellan uranet
och kapslingen vid 10 resp. 60 ata.
Värmeöver-gångsmotståndet kan i praktiken så småningom
växa, beroende på tilltagande skador på uranets
yta genom inverkan av klyvning och strålning,
varvid temperaturdifferensen växer.
Dessa antaganden ger vid handen att metoden
med metallisk kontakt, även då den användes i
vissa gaskylda kraftreaktorer, kan ge upphov till
temperaturdifferenser av ej önskad storlek.
Metoden med legering mellan bränsleelement och
kapsling innebär att temperaturdifferensen
mellan kapslingen och bränsleelementet kan
minskas avsevärt men ger upphov till deformationer
på grund av skillnaden i
värmeutvidgningskoef-ficienterna hos bränsle- och kapslingsmaterial.
Om t.ex. från början spänningslösa
aluminium-kapslade uranelement upphettas till 200°C, blir
den resulterande tryckdeformationen hos
kaps-lingsmaterialet 0,15 %, vilket ligger över
propor-tionalitetsgränsen. Om man förfar likadant med
zirkoniumkapslade element, blir motsvarande
siffra 0,20 %, som ligger betydligt över
propor-tionalitetsgränsen. Det är uppenbart att mycket
plastiska material måste användas om man skall
undvika skada efter ett antal temperaturcykler.
Vid metoden med flytande metall mellan
bränsle och kapsling uppnås god värmeöverföring
utan deformation av kapslingen. Ovanför
spalten för det flytande mellanmediet måste finnas
Tabell 1. Jämförelse mellan olika kylmedier
Helium Vatten* Kokande Flytande
vatten* natrium
Konstruktionsdata
1. Medeltryck ......................................... 60 60 60 1
2. Medeltemperatur................................... ........°G 350 240 260 360
3. Maximal hastighet ................................. 6 000 1 000 1 000 600
Värmeöverföring
4. Värmeövergångstal ......................t.......... . W/cm2 °C 0,4 6.5 — 9
5. Rimlig temperaturdifferens .......................... .......°C 100 31 — 120
6. Värmeflöde = 4X5 ................................ .... W/cm2 40 200 ca 240 1 080
7. Maximal specifik effekt vid 7 cnr yta per cm3 bränsle ......W/g 15 75 ca 90 400
Värmetransport i kylkanalerna
8. Specifikt värme .................................... .. Ws/g °C 5,2 4,9 — 1,06
9. Täthet ............................................. ____ g/cm3 0,0045 0,78 — 0,86
10. Rimlig temperaturhöjning ........................... ....... °C 200 40 — 240
11. Entalpihöjning = 8 X 9 X 10 ........................ ... Ws/g 47 153 112 218
12. Värmeflöde per cm2 av fria kanalytan = 3 X 10....... .... W/cm2 28 000 153 000 112 000 130 000
13. Största värmeeffekt vid 4 cm3 fri kanalvolym per cm3
bränsle vid kanallängd 800 cm ....................... ...... W/g 48 26 20 22
400 cm ....................... ...... W/g 96 52 40 44
80 cm ....................... ...... w/g 48 260 200 220
Beräknade gränsvärden
14. Erhållen medelvärmeeffekt**
vid kanallängd 800 cm ............................. ...... w/g 3 16 12 14
400 cm ............................. ...... w/g 6 32 24 27
80 cm ............................. ...... w/g 7,5 37 45 > 140
Kärnfysikaliska data
15. Makroskopiskt tvärsnitt ............................. ca 0 0,022 0,012
(0,000036)
16. Moderatorförhållande ............................... 83 250 250
(8 250) (8 250) 0,89
* Termiska egenskaper för vanligt och tungt vatten är nästan lika. Ivärnfysikaliska egenskaper för tungt vatten återges inom parenteserna.
** Med ett antaget förhållande 2:1,6:1 mellan maximala lokala värdet på specifika effekten, dennas maximala värde för en kanal och dess
medelvärde.
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
