Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 15. 9 april 1949 - Uranreaktorn och dess användning som energikälla, av Erik Hæffner
<< 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.
21 fi
TEKNISK TIDSKRIFT
kedjereagerande system önskar man skapa
sådana förutsättningar att † och som tidigare
nämnts även p, skall bli så stor som möjligt.
Olyckligtvis strider de två önskemålen mot
varandra. Om f skall få ett stort värde måste
systemet göras rikt på uran, så att sannolikheten för
infångning i moderatorn minskas men därvid
blir bromsningsprocessen relativt långsam och
följaktligen sannolikheten för
resonansabsorp-tion i U238 stor. Man får kompromissa mellan de
två önskemålen genom att finna ett optimalt
värde på förhållandet uran till moderator.
I en homogen blandning bero storheterna p och
f endast på de relativa koncentrationerna av
uran och moderator. Om vi emellertid inte
inskränker oss till en homogen blandning är det
möjligt att åstadkomma ett fördelaktigare system
genom en lämplig geometrisk fördelning av de
två komponenterna, vilket inses av följande. Den
resonansabsorption som är ansvarig för
neutronförluster under bromsningen har ett
utpräglat maximiintervall. Om därför uranet, i stället
för att spridas ut i moderatormassan
koncentreras till tämligen stora klumpar kan vi vänta
att uranet i klumparnas inre kommer att
skärmas av ett tunt ytlager från inverkan av
neutroner med energier i närheten av
resonansmaximet. Resonansabsorptionen i en uranatom
belägen inne i klumpen kommer därför att bli
betydligt mindre än den skulle vara för en
isolerad atom. Naturligtvis reducerar
självabsorp-tionen inte endast resonansabsorptionen utan
också den termiska absorptionen. Man kan
emellertid enligt teoretiska beräkningar vänta —
experiment ha bekräftat detta — att åtminstone
upp till en viss klumpstorlek överstiger den
vinst man erhåller genom reducering av
resonansförlusterna betydligt den minskning i
antalet klyvningsinfångningar, som uppkommer
genom arrangemanget.
En typisk reaktorkonstruktion är ett gitter av
uranklumpar inbäddat i moderatormassan. I
stället för klumpar kan uranet inläggas i form
av stänger, vilken anordning är något mindre
effektiv med hänsyn till neutronbalansen men
gör det lättare att åstadkomma borttransport av
utvecklad värme.
Exempel på beräkning av homogen reaktor
Ett kedjereagerande system där uranet är
likformigt fördelat i moderatorn benämnes
homogen reaktor. Tänker man sig att i en dylik
använda vanligt uran, så kan man räkna ut ett
optimalt förhållande mellan mängden moderator
och uran samt på grundval av detta förhållande
ett maximalt Ar-värde för moderatorn i fråga.
Man finner därvid, som framgår av följande
tabell över de bästa moderatormaterialen, att
tungt vatten är det enda av dessa ämnen, som i
homogen blandning med naturligt uran kan ge
ett Ar-vàrde över 1 (detta förklarar det stora
intresset för tungt vatten under kriget):
Moderator Ropt kmax
H20 ..................................................5,7 0,62
Be ....................................................340 0,66
Grafit ..............................................440 0,84
D20 ..................................................170 1,33
Har man tillgång till uran anrikat på U235 kan
man emellertid nå /c-värden över 1 med
homogen blandning av även andra ämnen. För
enkelhets skull antas i följande exempel, att till
förfogande står ett höggradigt anrikat uran, som i
homogen blandning med grafitpulver skall ge
ett kedjereagerande system.
Vi återgå till den tidigare nämnda
fundamentala neutronekvationen
per sekund nybildade neutroner — per sekund
absorberade neutroner — neutronströmmen e= dn/dt.
Med neutronströmmen avses de neutroner, som
diffundera omkring i systemet.
Neutronströmmen är D grad n, där n betecknar
neutrontätheten.
Diffusionskonstanten D är enligt teorin
där v är neutronhastigheten. Storheten lt fordrar
en närmare förklaring. Den benämnes
trans-portmedelväglängd och utgör den gaskinetiskt
effektiva fria medelväglängden, som är större än
den geometriskt uppmätta beroende på, att då
en neutron stöter emot en atomkärna, så erhåller
neutronen en ny bana, som ej är helt oberoende
av dess föregående rörelseriktning. Det
geometriskt uppmätta medelavståndet mellan två
på varandra följande kollisioner är
i-s1
N-Os
där N är atomtätheten och a, moderatorns
spridningstvärsnitt. Man kan visa att
transportmedel-väglängden är 3
1 — eos ß
där ß är vinkeln mellan neutronens
rörelseriktning före och efter stöten. Absorptionen per
sekund är lika med ti/t0, eftersom antalet
infångade neutroner per sekund är
_1 = v
To A
där A är fri medelväglängd för infångning och
Xo medellivslängden
Noc
Med antalet nybildade neutroner per sekund
menas antalet snabba neutroner, som per sekund
övergår till termiska inom en volymsenhet. Vi
beteckna dessa neutroner med q och kan skriva
den fundamentala ekvationen på följande sätt
Åt . n . dn
An–-:<7 = ,,
3 t at
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
