Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 5. 31 januari 1956 - Reaktorkontrol, av Robert Vestergaard - Upparbetning av förbrukat reaktorbränsle, av SHl
<< 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
103
anlæggets driftssituationer, fastlagt, hvilke
operationer eller hændelser som er tilladte
hen-holdsvis forbudte. Kontrolsysteinet bør være
konstrueret saaledes, at disse sikkerhedshensyn
ikke under nogen omstændighed kan
tilsidesæt-tes af det ordinære driftspersonale. Med
hen-blik paa dette kan det være paa sin pläds, at til
slut erindre om, at et af de stærkeste
incitamen-ter til at sætte sikkerhedsanordninger ud af
drift netop er existensen af et altfor stort antal
saadanne. Der skal være saa faa, som
overhove-det försvarligt8; men det skal saa ogsaa være
umuligt at gøre indgreb i dem, uden at dette
re-gistreres centralt.
Literatur
1. The reactor handbook, bd V. 1: Physics: Reactor dynamics.
USAEC Technical Information Service.
2. Ergen, W K & Weinberg, A M: Some aspects of non-linear
reactor dynamics. Physica 20 s. 413—426.
3. Moore, R V: The control of a thermal neutron reactor. Proc.
Inst. Electr. Eng. 100 bd 1 s. 90—101.
4. Kiessling, R: Materialproblem kring atomreaktorn. Kosmos 32
(1954) s. 164—183.
5. Harrer, J M: Control-rod mechanisms. Nucleonics 13 (1955) juni
s. 48—51.
6. Blokhintsev, D I & Nikolayev, J N: The first atomic power
station of the USSR and the prospects etc. Internat. Conf. Peaceful
Uses of Atomic Energy 1955 A/Conf. 8/P/615.
7. Grace, J N m.fl.: Inherent reactor stability. Proc. 1955 Conf.
ön Nuclear Engng, University of California s. Bl—B21.
8. US reactor operating history 19^3—1954. Nucleonics 13 (1955) okt.
s. 42—45. AEC inspects reactors for safety. Nucleonics 13 (1955)
mars s. 25—27.
Upparbetning av förbrukat reaktorbränsle. Vid Oak
Ridge National Laboratory byggdes 1951 en anläggning för
utvinning i liten skala av värdefullt material ur förbrukat
reaktorbränsle genom extraktion. I anläggningen kan man
behandla 340 kg/dygn uran.
Råvarans förberedning består i samtidig upplösning av
aluminiumkapslar och uran i salpetersyra i närvaro av
en katalysator samt inställning av lösningen på lämplig
sammansättning. Denna process sker kontinuerligt genom
tillsats av bränsleelement och salpetersyra samt
utpump-ning av den erhållna lösningen vid önskad koncentration.
Kontinuerlig extraktion utnyttjas för separering av uran,
plutonium och klyvningsprodukter. En lösning av dessa
pumpas in vid mitten av en kolonn (fig. 1) i vilken Pu och
U extraheras med tributylfosfat löst i ett
petroleumdestil-lat av fotogentyp. Genom tvättning med salpetersyra
avlägsnas en del av de 0,1 °/o klyvningsprodukter som
extraherats tillsammans med Pu och U.
Den organiska fasen går till en andra kolonn i vilken
plutonium reduceras, varvid dess fördelningskoefficient
ändras så att det går över i vattenfasen ach avgår från
kolonnens botten. Vid denna förs en mindre ström av
organiskt lösningsmedel in för att inget uran skall följa
med i vattenfasen. Den organiska fasen förs in vid
bottnen av en tredje kolonn där den möter en vattenström i
vilken uranet tas upp och lämnar kolonnen vid dess
botten. Lösningsmedlet går till en återvinningskolonn där det
tvättas med vatten för avlägsnande av återstående
klyvningsprodukter.
Från denna anläggning fås en mycket radioaktiv lösning
av klyvningsprodukter och två vattenlösningar, den ena
innehållande uran, den andra plutonium. De båda senare
renas genom extraktion och jonbyte. Därefter förpackas
produkterna som koncentrerade lösningar och sänds till
andra anläggningar. Plutonium och uran håller 1—10
Fig. 1. Flytschema för extraktionsanläggning; RM
reduktionsmedel i vattenlösning, OL lösningsmedel bestående av
tributylfosfat i petroleumdestillat, ID indunstning, JB
jon-bytare.
mg/kg klyvningsprodukter, uranet mindre än 0,01 mg/kg
Pu och plutoniet mindre än 1 °/o U. Utbytet av uran och
plutonium är mer än 99,5 %>.
Avfallsprodukterna koncentreras för lagring; de utgör
1,5 m3 lösning per ton uran. Salpetersyran avdestilleras
från raffinatet och koncentreras för återanvändning.
Apparaturen består av pulskolonner, 6—12 m höga och
63—250 mm i diameter, med silbottnar av rostfritt stål på
50 mm inbördes avstånd. Bottnarna har 3 mm hål som
ger 23 °/o öppen area. Pumpar utanför kolonnerna bringar
vätskan i pulsering med 60 slag per minut; deras slaglängd
är ca 25 mm. Nödvändigt strålskydd ges av 600 mm tjocka
betongväggar kring de första två kolonnerna och 200 mm
väggar runt de övriga.
Underhållet av anläggningen kan ske direkt till skillnad
från de vanliga fjärrhanterade anläggningarna för
behandling av radioaktiva ämnen. Man kan nämligen
dekontami-nera all apparatur så att den kan repareras på vanligt sätt.
För att underlätta arbetet har man grupperat
anläggningens olika delar efter funktion och aktivitetsnivå.
Upplösningsapparaturen, från vilken strålningen är
starkast, är t.ex. inbyggd i ett särskilt strålskydd; beredningen
av tillflödet och lagringen sker också i särskilda celler och
extraktionskolonnerna med tillhörande apparatur är
omgivna med var sitt strålskydd. Härigenom behöver bara en
del av anläggningen i taget dekontamineras.
För att göra dekontamineringen så enkel som möjligt har
man gjort all utrustning, inklusive rörsystem och stöd av
rostfritt stål även om processerna inte fordrar det.
Cellernas väggar och golv är täckta med rostfritt stål. Vid
de-kontaminering av en cell spolas denna först med en svagt
aggressiv syra och därefter med lut. Varje lösning får
inverka några timmar vid rumstemperatur. Behandlingarna
upprepas tills aktiviteten är så låg att man kan gå in i
cellen.
I genomsnitt behövs 6—8 behandlingar;
dekontamineringen kan i nödfall ske på 0,5—3 dygn beroende på cellens
aktivitetsnivå. Förlusten av drifttid genom
underhållsarbeten var 10 °/o 1952, 14 °/o 1953 och 10 °/o 1954.
Investeringskostnaden för byggnad av den här
beskrivna apparaturen var ca 800 000 $. Lagringskärl för
avfallsprodukter, analytiskt laboratorium och andra
hjälpavdel-ningar är inte inräknade. Det anses att en anläggning av
samma typ för 30 t/månad bestrålat uran med
laboratorium, avfallslager för ett år, anläggning för rening av
bortgående gas och andra hjälpavdelningar kan byggas för
6 M$. En fjärrhanterad anläggning för bara 12,5 t/månad
uran lär kosta lika mycket (H K Jackson & G S
Sadow-ski i Nucleonics aug. 1955 s. 22—25). SHl
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
