Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - 1960, H. 2 - Den svenska nolleffektsreaktorn R0. Egenskaper och användning, av Rolf Persson och Carl-Erik Wikdahl
<< 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.
plikationskonstanten för ett varmt, förgiftat,
heterogent system med tungt vatten och
naturligt uran på ca 2 %.
Om man i stället för en rent teoretisk metod
väljer att först göra makroskopiska mätningar
(bl.a. bestämning av kritisk storlek) på sitt
system i kallt, oförgiftat tillstånd i en
noll-effektsreaktor och sedan i de teoretiska
beräkningarna använder parametrar, som anpassats
efter de makroskopiska mätningarna, kan man
få ner sannolika felet i
multiplikationskonstanten till ungefär 1 %. Man inser, att denna
ökning av noggrannheten är väsentlig, då man
vet, att för en reaktor av R3/Adam-typ 1 %
osäkerhet i multiplikationskonstanten betyder
ca 20 % i storlek och därmed i investering av
uran, tungt vatten m.m.
Vid RO kommer man därför att bestämma
kritiska storleken hos reaktorkärnor med olika
bränsleelement i olika gitter. Genom mätningen
erhålls en materialkonstant, materiella
buktigheten, som varierar bl.a. med förhållandet
mellan bränsle- ocli moderatorvolym, dvs. med
avståndet mellan bränsleelementen (fig. 1).
Med hjälp av uppmätta värden på buktigheten
kan man vid känt förhållande mellan radie och
höjd (för en cylindrisk reaktor) lätt beräkna
kritiska storleken, som har minimum, då
buktigheten har maximum.
Den senare storheten kan bestämmas på olika
sätt. Enligt en metod, som används vid
relativmätningar, avläses den vattenhöjd, vid vilken
reaktorn är kritisk. Görs vissa antaganden om
randvillkoren för neutronflödet, kan
buktigheten beräknas ur den uppmätta kritiska
vattenhöjden. Denna kan avläsas med en noggrannhet
bättre än 0,1 mm genom att man observerar
läget av en balanserat upphängd flottör i ett
termostaterat nivårör.
En noggrannare metod, som företrädesvis
används vid absolutmätningar, är kartläggning av
neutronflödesfördelningen i reaktorn. Denna
kan bestämmas med hjälp av borräknare som
förs med jämn hastighet i axiell eller radiell
led, medan intensiteten kontinuerligt
registreras i en långsam tidsanalysator. Detta system
är lätthanterligt ocli låter sig lätt automatiseras.
Neutronflödesfördelningen i reaktorn kan
också studeras genom att man på ett stort antal
punkter i reaktorn utsätter tunna metallfolier
för neutronbestrålning och därefter mäter den
i dem inducerade jS-aktiviteten med GM-rör.
Metoden är arbets- och tidskrävande på grund
av att ett stort antal folier måste användas och
den tillgrips därför endast när hög upplösning
fordras samt vid mätning i mera komplicerade
geometrier. Då neutronflödet är lågt i reaktorn
har endast några få foliematerial kunnat
komma i fråga, nämligen indium, mangan och
dysprosium, det sistnämnda som en
aluminiumlegering.
Bestämning av reaktorperioden
(neutronflödet ökar exponentiellt i en överkritisk reaktor)
vid olika överkritiska vattenhöjder sker med
hjälp av en speciell periodmätare, som i
siffer-form direkt anger fördubblingstiden. Denna
22 TEKNISK TIDSKRIFT 1960 H. 1
Avstånd mellan bränsleelementen
Fig. 1. Materiella buktigheten B* och minsta
kritiska volymen för en bar reaktor V& = konst/B3
som funktion av gitteravståndet för en speciell typ
av bränsleelement. Ordinataxelns skalor är
godtyckligt valda.
är i aktuella fall över 10 s och noggrannheten
i mätningarna uppskattas till 0,5 s. Med hjälp
av fördubblingstiden kan man bestämma en
annan materialkonstant, migrationsytan, som
tillsammans med buktigheten ger upplysning
om läckningens andel i neutronförlusterna.
Vid de nämnda mätningarna är det ej
nödvändigt att fylla hela tanken med
bränsleelement av den typ man vill undersöka. I större
delen av tanken placeras standardelement och
endast i den centrala delen av kärnan nedsänks
provelement. En del av standardelementen
byts successivt ut och ett
extrapolationsförfa-rande ger sedan de sökta parametrarna för den
okända elementtypen.
De beskrivna mätningarna kommer att
upprepas mycket ofta, varför AB Atomenergis
automatiska räknemaskin i Stockholm skall
utnyttjas för bearbetning av mätresultaten.
Information kommer så småningom att överföras
med en direkt telexförbindelse.
Andra undersökningar
Bland andra experiment, som kommer att
utföras vid RO, kan nämnas undersökning av
reaktorns svarsfunktion. Man modulerar
reaktoreffekten med en rörlig neutronabsorbator
och mäter samtidigt neutronintensitetens
tidsberoende, fas och amplitud. Detta sker genom
att grundtonen hos den periodiskt varierande
strömmen från en jonkammare fourieranaly-
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
