Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 5. 31 januari 1956 - Reaktorfysik, av Gunnar Holte
<< 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.
i O januari 1956
71
turen men kan bildas genom bestrålning av
torium i en reaktor.
För de tre nämnda klyvbara kärnorna, som är
de för reaktortekniken viktigaste, är följande
data av fundamentalt intresse:
[-Neutronenergi-]
{+Neutron-
energi+}
eV
Genomsnittligt
antal neutroner
3U ^U ^Pu
Utsända per klyvning v .. 0—10° 2,54 2,46 2,88
Fissionsneutroner per
absorberad neutron >7 .. 0,025 2,31 2,08 2,03
102 — 1,6 1,7
104 — 1,8 2,0
5 • 10" — 2,2 2,7
Värdena på genomsnittliga antalet per klyvning
utsända neutroner v, som publicerades vid
Ge-nève-konferensen, är uppmätta för termiska
neutroner med 0,025 eV energi. För högre
energier kan teoretiskt dessa värden också väntas
gälla, men tillförlitliga experimentella data
saknas ännu.
För bedömning av kärnornas egenskaper i
"neutronekonomiskt" avseende är emellertid ej v
ensamt avgörande. Neutroner kan nämligen
absorberas även av de klyvbara kärnorna under
emission av ^-strålning utan att ge fission. Då
den relativa sannolikheten för den ena eller
andra processen är proportionell mot tvärsnittet
för den, blir alltså sannolikheten för att en i en
klyvbar kärna absorberad neutron skall
åstadkomma fission blott of/oa, så att inan
genomsnittligt för varje absorberad neutron erhåller
blott rj = vöf/oa nya neutroner. of/oa och alltså
även rj varierar med energin.
Den allmänna tendensen är enligt tabellen att
t] från värdet vid termisk energinivå först avtar
i det intermediära energiområdet för att sedan
åter växa för de snabba neutronerna, där man
kan räkna med att rj går mot v vid tillräckligt
hög energi. Detta gäller även för 233U, men än
så länge saknas noggranna mätningar för denna
kärna. Ur neutronekonomisk synpunkt ser man
att en snabb reaktor med 239Pu eller en termisk
med 233U är bäst. Intermediära reaktorer har den
sämsta neutronekonomin.
Denna har särskilt stor betydelse därför att nytt
klyvbart material produceras i en reaktor,
innehållande 238U eller torium. Man definierar
reaktorns konversionsförhållande som
förhållandet mellan antalet klyvbara kärnor som nybildas
och det antal som förbrukas per tidsenhet. Om
konversionsförhållandet är ^ 1, säger man att
man har "breeding" eller regenerering. Detta
skulle innebära att inan samtidigt som man
utvinner energi ur reaktorn även ökar beståndet
av det dyrbara klyvbara materialet och blott
förbrukar det billigare och i naturen rikligt
förekommande 238U eller torium.
Av de rj neutroner, som frigöres för varje
förbrukad, klyvbar kärna, åtgår en neutron för
absorption i en klyvbar kärna och upprätthållande
av kedjereaktionen. Återstoden, r\ — 1
neutroner, måste alltså vara minst 1, för att man
genom absorption av denna neutron i 238U eller
torium skall få breeding. Det teoretiska villkoret
för breeding är alltså rj 2.
I praktiken är emellertid 0,1—0,2 ett
minimivärde på det återstående neutronöverskottet
rj — 2, för att det skall räcka till att täcka
oundvikliga neutronförluster, t.ex. vid absorption i
de material, som måste ingå i en reaktor av
konstruktionsskäl.
I en snabb reaktor innehållande 239Pu och 238U
borde alltså breeding vara möjlig och har också
praktiskt demonstrerats. I ett termiskt system
med 233U och torium ser också möjligheterna för
breeding ut att vara stora, men det praktiska
beviset saknas ännu.
Man kan fråga sig, varför man inte enbart
bygger reaktorer av dessa två typer. Svaret är, dels
att neutronekonomin endast är en av de många
faktorer som påverkar reaktorkonstruktionen,
dels att inget av dessa bränslen förekommer i
naturen utan först måste framställas just i en
reaktor.
Därför har de flesta nu existerande reaktorer
235U som bränsle, samtidigt soin framförallt
plutonium men även 233U produceras.
En svårighet vid användning av 235U är dess
låga halt i det naturliga uranet. Man kan
visserligen delvis separera 235U och 238U från
varandra och framställa anrikat uran, som
innehåller en högre halt av 235U än det naturliga, men
detta kräver mycket dyrbara anläggningar, som
blott har uppförts av stormakterna, först och
främst i militärt syfte. I naturligt uran blir
förhållandet mellan absorptionstvärsnitten för 238U
och 235U avgörande för möjligheten att
åstadkomma en kedjereaktion, eftersom blott de i 235U
absorberade neutronerna ger nya neutroner
genom fission, medan de som absorberas i 238U går
förlorade.
Absorptions- och fissionstvärsnitten för de
nämnda klyvbara kärnorna har alla stora
värden (500—1 000 barn) i det termiska området,
t.ex. för 235U oa = 687, of = 580 barn, men de
avtar till 1—2 barn i det snabba området. Uran 238
har ett termiskt absorptionstvärsnitt på blott 2,8
barn, vilket minskar betydligt långsammare med
ökande energi. I naturligt uran får man därför,
trots den stora mängden 238U, för termiska
neutroner r\ = 1,33 (genomsnittliga antalet
fissionsneutroner för varje termisk neutron absorberad
i uranet), och en kedjereaktion är möjlig. Detta ??
sjunker dock snabbt med ökande neutronenergi
på grund av absorptionen i 238U, varför en
intermediär eller snabb reaktor med naturligt uran
ej kan realiseras.
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
