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.
nu en av reaktorfysikens viktigaste. Det
centrala problemet är här frågan om
neutrontemperaturen, som bestämmer de effektiva
neutrontvärsnitten i reaktorn. I många av de
ganska talrika försök att lösa utbränningsproblemet,
som återfinns i litteraturen, bortses emellertid
härifrån. De numeriska resultat som erhålls är
emellertid mycket känsliga för variationer i de
effektiva tvärsnitten och så länge
neutrontem-peraturproblemet ej är löst måste därför alla
rent teoretiska förutsägelser om den möjliga
utbränningen i en atomreaktor betraktas med
stor försiktighet.
Emellertid har man nu främst i Kanada
börjat få fram långtidsbestrålat naturligt uran, vars
neutronfysikaliska egenskaper undersöks
experimentellt. Det sålunda kraftigt växande
experimentella underlaget och det samtidigt på flera
håll pågående teoretiska studiet av
neutron-temperaturproblemet torde medföra, att man
inom en nära framtid bör ha betydligt större
möjligheter än nu att göra säkra förutsägelser
om den ur reaktorfysikalisk synpunkt möjliga
utbränningen av bränslet i en atomreaktor.
Vad som med någorlunda stor säkerhet kan
sägas är att en marginal för utbränning vid
rumstemperatur på t.ex. 0,01 räcker för en
utbränning av storleken 25 000—75 000 kWh per
kg uran. För uppnåendet av maximal
utbränning måste dock marginalen utnyttjas på mest
ekonomiska sätt. Detta sker genom att bränslet
i reaktorn förnyas i etapper, så att
neutronöverskott från färskt bränsle användes till
kompensation av neutronunderskott från det
bränsle, som varit längst i reaktorn.
Uppskattningar som gjorts visar att det synes möjligt
att på detta sätt ta ut så mycket som ca 250 000
kWh/kg i ett steg. Härtill erfordras dock en
marginal k för utbränning på nära 0,1, vilket
endast är praktiskt realiserbart i mycket stora
D20-modererade reaktorer.
Tyvärr kan ju i en praktisk reaktor ej hela
marginalen k—■ 1 avsättas för de hittills
nämnda ändamålen, eftersom man alltid har en viss
neutronläckning. Denna minskar med ökande
volym hos reaktorn enligt uttrycket a • V’2’3, där
V är volymen av den extrapolerade
reaktorkärnan (kärnan + en del av reflektorn) och a en
konstant, som något varierar med
reaktorkärnans form, men framför allt beror på
modera-lormaterialet. Konstanten har ungefär dubbelt
så stort värde vid grafitmoderator som vid
D20-moderator, dvs. förhållandet mellan de
extrapolerade volymerna av en reaktorkärna i grafit
resp. tungt vatten, som ger samma
neutronläckning, är ca 3.
Fördelningen av den tillgängliga marginalen
k — 1 på de olika poster, som förorsakar
neutronförluster, brukar kallas för
reaktivitetsbud-get. För de nu startade Calder Hall-reaktorerna,
där specifika termiska effekten anges till 1,4
kW/kg, har den ungefär följande utseende.
Neu-tronläckningen är 0,03, Xe- och
Sm-förgiftning-en 0,02, absorption i kapsling m.m. 0,01, och
resten 0,02 är vad man har i marginal för
bränslets utbränning och reaktorns reglering.
Det är uppenbart, att redan denna budget är
ganska "ansträngd". Förbättringar är möjliga
genom minskning av neutronläckningen, men
det är ej mycket som kan vinnas här. I de
gra-fitreaktorer, som nu konstrueras för ca 130
MW eleffekt med den specifika termiska
effekten 2 kW/kg, har neutronläckningen minskat
från 0,03 till 0,02, men därmed torde man ha
utnyttjat allt vad som praktiskt kan erhållas
genom ökning av reaktorvolymen.
Som jämförelse härmed kan tas de preliminära
siffrorna för Farsta-reaktorn (R3), där
specifika vikten är betydligt högre, 9 kW/kg, vilket
är möjligt bl.a. tack vare att man har en större
reaktivitetsbudget. Absorptionen i
kapslings-och konstruktionsmaterial kommer här att ta
0,05—0,06, Xe- och Sm-förgiftning 0,03,
marginalen för utbränning av uranet och
reaktorreglering är 0,02, och återstoden 0,09—0,10 är
neutronläckning.
Visserligen är denna reaktor konstruerad för
kombinerad värme och elproduktion, varför en
jämförelse med de brittiska reaktorerna kan
synas missvisande, men en D20-reaktor med
motsvarande termiska effekt 90 MW men
konstruerad enbart för elproduktion skulle ha i
stort sett samma reaktivitetsbudget som
Farsta-reaktorn. Det väsentliga är att man för en
sådan reaktor, trots att specifika effekten är nära
5 gånger så stor som i de nu projekterade
brittiska reaktorerna, ändå har betydande
utvecklingsmöjligheter, genom att marginalen för
neutronläckning avsevärt kan minskas.
Om man sålunda gör en liknande D20-reaktor
t.ex med 5 gånger så stor volym, dvs. ca 400
MW termisk effekt, får man en minskning i
neutronläckningen med ca 0,05. Göres reaktorn
ytterligare 3 gånger så stor, går
neutronläckningen ned till 0,02. Den vinst som på så sätt
görs kan man då utnyttja t.ex. till att avsevärt
öka utbränningen av uranet. Alternativt kan
man genom en förändrad konstruktion
åstadkomma en avsevärd ökning av specifika
effekten.
Av det sagda framgår det emellertid också
klart att det finns mycket små möjligheter att
åstadkomma någon väsentlig ökning av
specifik effekt och uranutbränning i reaktorer med
grafit och naturligt uran utöver vad som
Calder Hall ger. Det kan inte råda någon tvekan
om att detta blott kan erhållas genom
användning av anrikat uran. För att få ungefär
samma neutronekonomi (samma ft-värde) och
därmed samma utvecklingsmöjligheter som vid
tungt vatten skulle man vid grafit i själva
verket behöva uran med ca 1,0 % 235U.
Detta gör att man ställer sig frågande inför
de av Hinton beräknade kostnaderna för 1960
—1990, tabell 2 i följande avsnitt. Intrycket är
att denna ger en mycket optimistisk bild av
grafitreaktorernas utvecklingsmöjligheter.
Omvänt, om man tror på tabellen, bör
utvecklingsmöjligheterna även för tungt vatten
reaktorerna te sig synnerligen gynnsamma och i varje
fall vid stora reaktorer med hög specifik effekt
teoretiskt bättre än för grafitreaktorer. Å andra
486 TEKNISK TIOSKRIFT 1957
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
