Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 44. 1 december 1953 - Problem vid utnyttjande av atomenergi, av Hans von Ubisch
<< 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.
17 november 1953
931
Experiment med homogena snabba reaktorer
pågår antagligen. Man kan kanske använda en
flytande legering av uran eller plutonium i stället
för en saltlösning, eller också kan man emulgera
flytande bränsle i en alkalimetall och skilja
faserna åt i en centrifug utanför reaktorkärlet.
Alkalimetallen går sedan till en värmeväxlare
medan bränslet blandas med kyld alkalimetall
och förs tillbaka till reaktorn4.
Den energialstrande reaktorns problem
De tidigare beskrivna tre huvudtyperna av
reaktorer kan alla i princip vara användbara för
energialstring. Man kan då fråga vilket bränsle
soin är lämpligast, naturligt uran, plutonium 239
eller uran 233. Användning av de två senare
fordrar dyrbara anläggningar och dyrbar
bearbetning av bränslet. Deras fördelar är att
bränsleförbrukningen blir liten och att reaktorerna blir
mindre och lättare att konstruera.
Bestämmer man sig för uran som
utgångsmaterial uppstår emellertid den troligen alltjämt
obesvarade frågan om man skall utnyttja naturligt
eller eventuellt svagt anrikat uran (1—2 %
235U) i enkla reaktorer och sedan kasta bort det
utan att regenerera metallen, eller utvinna
plutonium genom regelbunden rening av uranet
efter relativt korta bestrålningstider. Genom att
sälja plutonium till staten kan man då möjligen
i USA5 täcka en väsentlig del av
driftkostnaderna. Annars kan man använda plutonium för
speciella reaktorer som är energialstrande.
Både plutoniumproduktion och utvinnbar
energimängd växer proportionellt med
värmeutvecklingen. För att investeringen i uran och eventuellt
tungt vatten skall bli så liten som möjligt måste
man köra reaktorn med hög specifik effekt.
Energialstring fordrar hög temperatur medan
denna är utan betydelse för
plutoniumproduktionen. En Dr-O-reaktor uppfyller inte alla krav
som man vill ställa på en energialstrande
reaktor. En reaktor av EBR’s typ har emellertid både
hög specifik effekt och kan drivas vid hög
temperatur, och man hoppas också att en sådan skall
ge tillräckligt mycket plutonium för alla behov.
I USA anser många att det i dag inte är
ekonomiskt lönande att koppla samman
plutoniumtillverkning och energialstring5, och att man i stället
bör koncentrera sig på endast energialstring6. I
så fall borde man kanske anrika uran 235 eller
tillverka något plutonium och därefter använda
dessa bränslen i breeder-reaktorer. Detta är
tilltalande för länder med små urantillgångar, t.ex
de nordiska, men metoden är dyrbar och fordrar
mycket mera utvecklingsarbete än konstruktion
av termiska reaktorer för naturligt uran.
Bränsleutmjttjning och breeding-effektivitet
Hur väl bränslet i en reaktor utnyttjas beror
på hur stor del av de genom kärnklyvningen upp-
komna neutronerna som ger nya klyvningar och
nytt klyvbart material. Man kan beräkna
effektiviteten om man känner det antal neutroner,
som bildas vid klyvningarna, och kärntvärsnitten
för klyvnings- och infångningsreaktioner.
Om $ är neutronflödet, räknat som neutroner
per kvadratcentimeter och sekund, N antal
atomkärnor per kvadratcentimeter av ett tunt skikt
som dessa neutroner passerar, och A antal
kärnor som per sekund reagerar med neutronerna
på ett visst sätt, är kärntvärsnittet för
reaktionen o = A/Nø. Det har dimensionen yta, mäts i
barn (1 barn är 10~24 cm2) och anger symboliskt
den del av en kärnas yta som i genomsnitt är
tillgänglig för en viss reaktion med neutroner,
eller sannolikheten för att denna reaktion skall
inträffa.
Förlust av neutroner i bränslet
När ett reaktorbränsles kärnor fångar in
neutroner kan antingen klyvning ske eller en kärna
med en enhet större atomvikt bildas. Den förra
reaktionens sannolikhet anges av
klyvningstvärsnittet Of ("fission"), den senares av
infång-ningstvärsnittet oc ("capture"). Om i medeltal v
neutroner bildas genom en klyvningsreaktion
blir antalet nya neutroner som uppstår i
bränslet per absorberad neutron rj = v of/(af -(- oc).
För termiska neutroner har följande data
publicerats:
Uran Naturligt Plutonium
235 uran 239 241
Klyvningstvärsnitt °f barn 549 3,92 664 1 080
Infångningstvärsnitt °c barn 101 3,5 361 400
Antal bildade neutr. v 2,5 2,5 3,0 :> 3,0
Antal nya neutroner V 2,1 1,32 1,94 ^ 2,2
Av denna tabell framgår t. ex. att om en 235U-
kärna infångar en neutron ger den med en
sannolikhet av 100 Of/(Of + oc) = 84 % en klyvning
vid vilken i medeltal 2,5 neutroner sänds ut. Med
16 % sannolikhet sker ingen klyvning utan i
stället bildas uran 236. Per infångad neutron
fås därför bara 2,1 nya neutroner. Uran 236 är
inte klyvbar. Den späder ut bränslet och fångar
in neutroner som härigenom går förlorade för
kedjereaktionen.
För det orena bränslet kan man beräkna
antal nya neutroner ur ekvationen
V = v 2W(^f25 + 2-C25 + zc26) (1)
där 2 är det makroskopiska
verkningstvärsnittet, dvs. produkten av o och antalet atomer av
visst slag per volymsenhet. Siffrorna i index är
sista siffran i atomslagets atomnummer och
atomvikt. För *9®U är index därför 26, för t.ex.
2!2Pu är det 49.
Det finns ingen ekonomisk metod för
avlägsnande av uran 236 ur uran 235 varför den förra
isotopen och i viss utsträckning dess följepro-
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
