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.
74
, TEKNISK TIDSKRIFT
Fig. 3. Tvärsnittskurva för naturligt uran.
Emedan kylmediet ingår i mindre kvantitet än
moderatorn i reaktorkärnan, har man vid valet
härav något större frihet ur neutronekonomisk
synpunkt. Härvid spelar å andra sidan de
värmetekniska synpunkterna en avgörande roll. Gaser
under tryck är av den anledningen sämre än
vätskor, trots att t.ex. helium och koldioxid har
praktiskt taget försumbar neutronabsorption,
varigenom de kan användas med naturligt uran.
Bland vätskorna är liksom för moderatorn tungt
vatten eller vatten lämpliga, men dessutom kan
man använda flytande natrium (oa = 0,46 barn).
Med naturligt uran som bränsle är dock i
första hand förutom helium och koldioxid blott
tungt vatten användbart. Vatten användes redan
i högeffektsreaktorer, som dock arbetar vid låg
temperatur, och det torde vara svårt att använda
i kraftreaktorer, där högre temperatur och tryck
gör neutronekonomin sämre. Enda möjligheten
är i så fall med tungt vatten som moderator.
Detta gäller även om flytande natrium användes
som kylmedel.
Neutronekonomin fordrar vidare, att reaktorer
med naturligt uran görs heterogena. Under
ned-bromsningen kan neutronerna lätt absorberas i
energiområdet 1—1 000 eV, resonansområdet.
Tvärsnittskurvan för uran har nämligen där en
rad mycket höga maxima, resonanser (fig. 3). I
en heterogen reaktor med uranet i bitar
absorberas dock resonansneutroner i första hand blott
av kärnorna på uranbitarnas yta, varigenom
re-sonansabsorptionen blir mindre än vid homogen
fördelning av uranet.
Hittills byggda reaktorer med naturligt uran
har nästan uteslutande grafit eller tungt vatten
som moderator. Genom omfattande teoretiskt
och experimentellt arbete bestämmes storleken
på uranbitarna, mängderna uran och moderator
etc., så att den bästa neutronekonomin erhålles
med hänsyn tagen till värmetekniska m.fl. skäl.
Uranet förekommer vanligen i några cm tjocka
stavar. Totala mängden är i kraftreaktorer minst
10—15 t med tungt vatten och 75—100 t med
grafit som moderator. I lågeffektsreaktorer kan
avsevärt mindre mängd användas.
Moderatormängden är med tungt vatten ungefär två
gånger, med grafit ungefär sex gånger uranmängden,
beroende på att grafit är en sämre moderator.
Dessutom tillkommer stora mängder
reflektormaterial, vanligen grafit i ett ca 1 m tjockt lager
kring reaktorkärnan.
Den stora skillnaden i uranmängd beror på
grafitens större neutronabsorption. Man kan där
blott uppnå ca 1,05 för k, medan detta med tungt
vatten normalt är 1,15—1,20, vilket enligt
kritiska mängdens fc-beroende {k—l)-3/2 förklarar
skillnaden.
En av orsakerna till att högeffektsreaktorer
måste göras större än lågeffektsreaktorer är den
vid hög specifik effekt betydande
neutronabsorp-tionen i speciella kärnor med abnormt höga
ab-sorptionstvärsnitt, viktigast xenon och
samarium. Dessa kärnor bildas till största delen
genom radioaktivt sönderfall av vissa
klyvningsprodukter. Vid konstant reaktoreffekt håller
produktionen av dessa kärnor jämna steg med
deras förstörande genom infångning av
neutroner, så att minskningen av K är konstant; vid
t.ex. en specifik effekt av 10 MW/t uran är den
ca 3 %.
Minskar man emellertid reaktoreffekten och
därmed också neutronflödet, t.ex. för att stänga
av reaktorn, kommer under en viss tid
förstörandet av t.ex. xenon att släpa efter produktionen, så
att dess reaktivitetsminskande verkan ökar och
når maximum ca 10 h efter en reaktors
avstängning. Detta maximum börjar bli märkbart vid
specifika effekter av ca 5 MW/t, och vid t.ex.
30 MW/t ger det en reaktivitetsreduktion på ca
15 %, som medför att reaktorn under upp till
30—40 h ej åter kan startas. Denna
xenonförgift-ning är en av de stora olägenheterna med
termiska reaktorer.
En ytterligare orsak till att man vill bygga en
kraftreaktor med hög potentiell reaktivitet är
att man därigenom kan åstadkomma en så stor
förbränning av bränslet som möjligt. Det
potentiella K, dvs. det K som skulle gälla, om alla
neu-tronabsorberande regleringselement avlägsnades
ur reaktorkärnan och reflektorn, företer
visserligen en sådan långtidsvariation att det till en
början ofta ökar vid naturligt uran. Detta beror
på att samtidigt som 235U förbrännes, ersättes det
delvis med 239Pu, som har större fissionstvärsnitt
än 235U. När även 239Pu börjar förbrännas
avsevärt, får man emellertid dels en ny
plutoniumkärna 240Pu, som ej är klyvbar men har stor
neutronabsorption, dels stora och ständigt växande
kvantiteter neutronabsorberande
fissionsprodukter, varför K börjar avta i allt snabbare takt.
Beräkningen av den punkt, där reaktorn ej
längre kan fås kritisk, är ett mycket invecklat
problem, som ännu ej är fullständigt löst. Pro-
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
