Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - 1958, H. 40 - Den gaskylda, grafitmodererade atomreaktorns utveckling, av SHl
<< 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.
Stål i koldioxid
Man vet att mjukt stål börjar oxideras av
koldioxid vid mer än ca 250°C. Därför har ca
2 % av den cirkulerande koldioxiden letts
genom filter för avlägsnande av eventuella fasta
partiklar. Dessa skulle annars erodera
bränsleelementen och kunna ge icke önskad
radioaktivitet i icke skärmade delar av
anläggningen. I praktiken har det visat sig att bara en
mycket liten mängd fasta partiklar följer med
gasen.
Calder Hall-typens närmaste
efterföljare
I Calder-Hall-reaktorerna, som i första hand
skall ge plutonium, utsätts bränsleelementen
för relativt kortvarig bestrålning därför att de
tas ut när deras plutoniumhalt är störst. I rent
kommersiella reaktorer kommer
bränsleelementen att bestrålas avsevärt längre tid, och
man vet ännu inte med säkerhet hur
magne-sium-uranmetallelementen då beter sig. Man
anser emellertid att de på den första
Calder-Hall-reaktorn gjorda iakttagelserna kan
extra-poleras till en genomsnittlig utbränning av
72 000 MWh/t uran.
Definitiva upplysningar kan man erhålla bara
från en reaktor i drift, men vissa hittills gjorda,
andra undersökningar tycks visa att
bränsleelementens livslängd främst begränsas genom
uranmetallens svällning. Denna beror på
bildning av gasformiga klyvningsprodukter i
metallen.
Att ingen svällning iakttagits för Calder
Hallelementen synes visa att svällningen blir ett
allvarligt problem först vid högre temperatur
varför den blir av betydelse bara i vissa delar
av en kraftreaktor; tillgängliga data visar att
den där kan bli upp till 15 vol-%. Man anser
emellertid att den inte vållar något olösligt
problem. Magnox-kapslingens duktilitet torde
vara så stor vid den ifrågavarande
temperaturen att brott på den undviks. Tillräckligt
utrymme runt elementen kan åstadkommas.
Dimensionsändringar på grund av
korntillväxt vid bestrålning torde också vara av
betydelse därför att de blir störst när
temperaturen är relativt låg och magnesiumlegeringens
duktilitet liten. Sådana effekter har varit små
i Calder Hall-elementen som gjorts av
finkor-nigt uran med oordnad kornstruktur. Det är
emellertid tänkbart att en mera ordnad
struktur kan uppstå vid långvarig bestrålning.
Sådana fenomen bör dock enligt hittills gjorda
erfarenheter vara utan betydelse vid mindre
än 24 000 MWh/t utbränning.
En viktig fråga är huruvida
Magnox-kapslingens duktilitet kan göras så stor att brott inte
uppstår vid den töjning som kan uppstå vid
den lägsta temperaturen i reaktorkärnan. I
Calder Hall-reaktorn har kapslingen nätt och
jämnt hållit, men man anser att en tillräcklig
säkerhetsmarginal erhålls med den nya
finkorniga Magnox som nu är tillgänglig. Genom
högre ingångstemperatur hos gasen för de nya
kraftreaktorerna ökas kapslingens duktilitet
ytterligare.
Av hittills gjorda undersökningar drar man
slutsatsen att en utbränning på 72 000 MWh/t
uran troligen kan nås utan alltför stor risk för
fel på bränsleelementen. Bestrålningsprov
pågår för upptäckande av misstänkta mindre
svagheter i bränsleelementens konstruktion och
i tillverkningsmetoderna. Man väntar att
sådana svagheter skall ha upptäckts och botats
innan de stora kommersiella reaktorerna är
klara för att ta emot den första
bränsleladdningen.
Reaktorer för ännu högre temperatur
Man kan förbättra energiproduktionens
ekonomi genom ökning av belastningen på bränslet,
dvs. ökning av värmeeffekten per viktenhet
bränsle, genom ökning av bränslets
arbetstemperatur, som underlättar belastningsökningen
och höjer verkets termiska verkningsgrad, samt
genom ökning av utbränningen.
Vid ökning av bränslets belastning måste man
överge stavelementen och övergå till tunna
plattor eller knippen av klena stavar för att
värmeövergången skall bli tillräcklig utan att
bränslets inre temperatur blir för hög. Härvid
är en ökning av neutronabsorptionen i uran
238 ofrånkomlig, och mängden
kapslingsmate-rial i förhållande till bränslemängden växer i
allmänhet. Det synes därför inte löna sig att
nämnvärt öka bränslets finfördelning om
naturligt uran och grafit används, varför en svag
anrikning av bränslet blir nödvändig.
Cykler för svagt anrikat bränsle
Vid engångssystemet byts utbrända
bränsleelement kontinuerligt mot nya. Vid jämvikt är
de nya elementens halt av klyvbart material
något mindre än bränslets genomsnittliga halt
i reaktorkärnan därför att denna innehåller
mera plutonium. Används ursprungligen
anrikat bränsle har det efter bestrålningen ett
betydande värde på grund av sin
plutonium-halt.
Tills vidare måste plutoniets värde ställas i
relation till värdet på uran 235. Man måste
använda något mer plutonium än uran 235 för
att erhålla ett visst neutronutbyte. Plutonium
är <x-aktivt och därför relativt dyrbart att
hantera såväl i koncentrerad form som i
blandning med uran. Vidare avtar plutoniums
reak-tivitetsvärde genom anrikning av högre, icke
klyvbara isotoper. På grund av dessa
olägenheter bör plutonium ges ett lägre värde än uran
235, och härtill måste man ta hänsyn vid
värdesättningen av uttaget bränsle.
Plutoniumåterföring är ett sätt att utnyttja
plutoniet i den reaktor där det producerats.
Härigenom minskas behovet av anrikat
bränsle för ersättningschargerna. I allmänhet beror
denna minskning på hur stor del av plutoniet
som återförs, på den ursprungliga anrikningen
och på de kärnfysikaliska betingelserna i
reaktorn. Man har funnit att den nödvändiga bräns-
1056 TEKN ISK TIDSKRIFT 1958
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
