Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - 1958, H. 1 - Det ryska atomenergiprogrammet, 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.
Det ryska
atom-energiprogrammet
621.039(47)
Det ryska atomenergiprogrammet tycks i
princip vara nära lika med det amerikanska, ty
reaktortyperna är desamma som i AEC:s
femårsprogram. Det innehåller sålunda planer för
fyra små reaktorer: en vattenkokarreaktor, en
natrium-grafitreaktor, en homogen
D20-torium-breeder och en snabb plutoniumbreeder, samt
två stora kraftstationer. Det är dock möjligt
att ryssarna inte meddelat hela sitt program;
även andra reaktortyper kan vara under
utveckling.
Det ena av kraftverken, vars reaktorer får
vanligt vatten under tryck som moderator och
kylmedel, är mycket likt Shippingport men är
större. Det andra har vattenkyld reaktor med
grafit som moderator liksom Sovjets första
5 MW kraftreaktor. Man har trott att den
senare reaktortypen skulle utvecklas först, men
det ser nu ut som om tryckvattenreaktorn skulle
komma före.
Bränslesituationen
Man har meddelat att elenergipriset per
kilowattimme i Moskvadistriktet är 8—10 kopek
för kol och 10—12 kopek för torv; i Ural är
det 7—8 kopek (brunkol och importerat
bränsle) och i Sibirien 4—7 kopek (kol).
Elenergi från 50—100 MW kraftverk med
grafit-vattenreaktorer har beräknats till 10—20
kopek/kWh.
Reserverna av fossilt bränsle och vattenkraft
finns till 70 % i Sibirien, och det anses därför
lämpligt att utnyttja atomenergi i europeiska
Ryssland där energin är relativt dyr. Man an-
Fig. 1. Flytschemci för atomkraftverk3 mecl tryckvattenreaktor; 1
reaktor, 2 cirkulationspump, 3 ånggenerator, A turbin, 5 kondensor, 6
matarpump, 7 pump för renat kylvatten, 8 behållare, 9 filter, 10 kallfälla,
11 tryckutjämningskärl, 12 generator.
tyder att det också kan löna sig att använda
atomenergi för uppvärmning av bostäder och
värmning av vatten i stor skala. Det anses dock
att strålningsfaran från radioaktivt avfall och
bristen på erfarenheter från drift av stora
atomenergianläggningar ännu lägger hinder i
vägen. Alla nybyggda atomkraftverk kommer
att placeras på betydligt avstånd från tätorter.
De mindre reaktorerna
Vattenkokarreaktorn får 300 MW värmeeffekt,
och verket skall ge 70 MW eleffekt. Reaktorn
ger mättad ånga av 30 at tryck.
Vattenång-blandningen skall självcirkulera. För att
kunna studera regleringsproblemet bygger man
en extra ånggenerator, som kan ge upp till en
tredjedel av reaktorns ångmängd. Med denna
reaktor hoppas ryssarna att få data om
reaktorns driftstabilitet vid betydande variationer i
vatten-ångblandningens sammansättning, om
hela verkets reglering och om turbinens
förorening med radioaktiva ämnen. Dessa frågor
är ännu inte besvarade i USA.
Natrium-grafitreaktorn får 150—180 MW
vär-meeffekt, och verket skall ge 50 MW elenergi.
Ångtrycket blir 105 at och ångtemperaturen
500—510° C. Värmet förs från reaktorn till
ånggeneratorn över en mellankrets,
innehållande natrium-kaliumlegering, för att
primärkretsens radioaktivitet inte skall övergå till
ångan. Anläggningen skall främst användas för
studium av neutronfysiken hos en
natrium-grafitreaktor och denna reaktortyps
driftegenskaper.
I den snabba breedern, som får 200 MW
värmeeffekt, skall man använda ^U-^Pu-cykeln.
Natrium skall användas som kylmedel i
primärkretsen där det upphettas från 290 till
485° C i reaktorn. I mellankretsens
värmeväxlare upphettas natrium-kaliumlegering till
450°C och ger sedan ånga av 30 at tryck,
överhettad till 400°C. Verkets eleffekt blir
50 MW. Packningslösa pumpar skall användas
för den flytande metallen. Med denna
anläggning ämnar man prova, om breeding kan
genomföras, och studera
värmeöverföringsproblemet i reaktorkärnan.
Den D,O-modererade homogena reaktorn blir
Sovjets fjärde experimentreaktor. Den skall
konstrueras så att den senare kan byggas ut
för elproduktion. Som bränsle skall man
använda en lösning av uransalter eller en
pulver-suspension i tungt vatten. Reaktorn blir en
232Th-233U-breeder med 25—35 MW värmeeffekt.
Erfarenheter
av 5 MW atom kraftverket
Sovjets första atomkraftverk (Tekn. T. 1956 s.
783) har nu varit i drift under tre år. Inga
skador på bränsleelementen har uppstått.
Studium av kapslingens korrosion har lett till att
man överväger att belägga den med ett
korro-sionsfast material. Experimentella och
beräknade data tycks visa att man kan uppnå så
TEKNISK TIDSKRIFT 1957 25
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
