Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - 1957, H. 21 - Atomkraftens framtid. Reaktorfysikaliska synpunkter, 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.
Reaktorfysikaliska
synpunkter
Docent Gunnar Holte, Stockholm
621.039.42
Reaktorfysikaliska frågor berördes knappast
alls i Hintons föredrag. Många av de viktigaste
data, som lämnades måste dock väsentligen ha
en reaktorfysikalisk grund. Då emellertid
härvid de reaktorfysikaliska förutsättningarna,
t.ex. vid förutsägelserna om
bränslekostnadernas utveckling, ej alls omnämnts, är det svårt
att kommentera föredraget ur dessa
synpunkter. Vad som emellertid framför allt är av
intresse är att i belysning av föredraget granska
det svenska atomenergiprogrammet och därför
skall här göras en allmän reaktorfysikalisk
jämförelse mellan grafitmodererade reaktorer, som
det brittiska atomenergiprogrammet bygger på,
och med tungt vatten modererade reaktorer,
som är grunden för det svenska programmet.
Vad som gör tungt vatten till ett så åtråvärt
material för reaktorer är dess utmärkta
egenskaper som moderatormaterial, vilka gör det
överlägset alla andra ämnen. Moderatorns
uppgift är ju att bromsa de snabba neutronerna,
som utsänds vid uranklyvningen, ocli eftersom
tungt vatten innehåller lättare kärnor än grafit
bromsar det neutronerna bättre. I förhållande
lill en given uranmängd behövs det ungefär
3 gånger så stor volym grafit som tungt vatten
för att bromsa neutronerna lika mycket. Men
dessutom har en grafitmoderator per
volymsenhet en neutronabsorption som är 3—4 gånger
så stor som en D20-moderator (i vilket fall
absorptionen väsentligen beror på förorening
av vanligt vatten). Den "parasitiska"
neutron-absorptionen i moderatorn i förhållande till
den "nyttiga" absorptionen i uranet blir därför
i en grafitmodererad reaktor ungefär 10 gånger
så stor som i en reaktor modererad med tungt
vatten.
Detta förhållande är det väsentliga vid en
reaktorfysikalisk jämförelse mellan grafit och
tungt vatten som moderatorer. Betydelsen av
detta blir särskilt stor, om man som bränsle i
reaktorn har naturligt uran, vilket är det fall
som framför allt intresserar här.
Förutsättningarna för en reaktors funktion är ju att en
tillräckligt stor del av de vid uranklyvningen
frigjorda neutronerna efter bromsning åter
absorberas i uranet och åstadkommer ny klyvning;
de får ej gå förlorade t.ex. genom absorption
i moderatorn. Detta uttryckes med
multiplikationskonstanten k, som anger förhållandet
mellan antalet neutroner i en ’generation" och
den närmast föregående, och Ä^l är det
nödvändiga villkoret för reaktorns funktion. På
grund härav kan man i viss utsträckning
använda k — 1 som jämförelsetal mellan
reaktorer med olika moderatorer i
neutronfysika-liskt avseende. Det anger den marginal, inom
vilken man måste begränsa alla övriga
förekommande neutronförluster.
Om man som ett hypotetiskt fall tänker sig
en reaktor med naturligt uran utan några som
helst neutronförluster, dvs. bl.a. en icke
absorberande moderator, får man vid en normalt
förekommande sammansättning av reaktorn
k = 1,21. Första steget för att reducera detta
hypotetiska fall till ett mer realistiskt är att
ta hänsyn till den onyttiga
neutronabsorptio-nen i moderatorn. Man får då i det tänkta
normalfallet för tungt vatten blott en reduktion
till k — 1,20, medan man för grafit kommer
ned till ungefär k — 1,08 (beror något på
grafitens kvalitet).
De oundvikliga neutronförluster, som skall
täckas av marginalerna 0,20 resp. 0,08 är av två
slag, nämligen för det första parasitisk
neutronabsorption i konstruktionsmaterial i
reaktorkärnan, kylmedel, kapslingsmaterial till
bränslet, klyvningsprodukterna, främst
"gifterna" xenon och samarium, och för det andra
neutronläckning, dvs. neutroner som
försvinner ut ur reaktorn till dess omgivning.
Förlusterna av första slaget växer med reaktorns
specifika effekt, som ju i sin tur har kraftigt
inflytande på de fasta kostnadernas bidrag till
kWh-priset. De förluster i k, som uppstår på
grund av Xe- och Sm-förgiftningen i stationärt
tillstånd, är sålunda vid specifika termiska
effekter på 0,5, 2 och 10 kW/kg liran ungefär
0,01, 0,02 och 0,03 men ökar sedan ytterligare
blott obetydligt för växande specifika effekter.
För förlusterna till kylmedel, kapsling och
konstruktionsmaterial kan man givetvis ej ånge
allmängiltiga siffror, då de beror på
detaljkonstruktionen och valet av material. Allmänt kan
man kanske säga, att vid de ur neutronfysikalisk
synpunkt bästa kombinationerna, som rimligen
praktiskt kan genomföras, är förlusterna av
ungefär samma storlek som de på grund av
Xe- och Sm-förgiftningen vid de lägre av de
nämnda specifika effekterna, men större än
så vid högre effekter. Generella uttalanden på
denna punkt är emellertid synnerligen
vanskliga, eftersom den nödvändiga praktiska
erfarenheten ännu är ofullständig för många
teoretiskt gynnsamma material.
Det är emellertid ej blott för att åstadkomma
hög specifik effekt och därmed få ned de fasta
kostnaderna, som man behöver ha avsatt så
stor marginal som möjligt till förluster genom
absorption, utan även för att få låga
bränslekostnader. Efter hand förbrännes ^U och
er-sättes delvis av 23®Pu, samtidigt som
neutron-absorberande klyvningsprodukter och högre
plutoniumisotoper byggs upp. För att möta
denna neutronfysikaliska försämring av
bränslet måste en viss marginal i k finnas.
Frågan om hur stor utbränning som ur
neutronfysikalisk synpunkt kan erhållas i ett steg
för varierande värden på denna marginal är
TEKNISK TIDSKRIFT 1957 4 95
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
