Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - 1958, H. 7 - Breeder-reaktorn med plutonium som bränsle, av Sigge Hähnel och Hans von Ubisch
<< 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.
Problem
Den snabba reaktorn erbjuder avsevärt större
konstruktions- och driftproblem än den
termiska. Olika materials och bränslens beteende,
när de utsätts för stark bestrålning med snabba
neutroner, är ännu ofullständigt kända. Den
snabba reaktorns driftegenskaper skiljer sig
också betydligt från den termiska reaktorns.
Troligen skulle man inte alls överväga att
bygga snabba reaktorer, om de inte var
nödvändiga för utnyttjning av uran 238 som bränsle.
I den snabba breedern skall plutonium
användas som bränsle, eftersom det fås ur det
fertila materialet. Detta medför vissa
svårigheter, men den snabba reaktorn har också
fördelar utom att den möjliggör breeding. Många
ämnen har sålunda litet absorptionstvärsnitt
för snabba neutroner och orsakar därför liten
parasitisk absorption. Detta gäller bl.a. för
klyvningsprodukterna och vanliga
konstruktionsmaterial, såsom rostfritt stål, vilka därför
kan användas även i reaktorkärnan.
Bränslet
Plutonium som bränsle har i jämförelse med
naturligt uran olägenheten att vara en stark
cK-strålare och mycket giftigt. Det måste
därför hanteras i slutna behållare med effektiv
ventilation av lokalerna. Liksom vid hantering
av uran 235 måste man se till att den kritiska
mängden inte uppnås.
Metalliskt plutonium uppträder i ett stort
antal kristallformer, och dess fasomvandlingar
börjar vid avsevärt lägre temperatur än urans.
Härigenom blir konstruktionen av
bränsleelementen svår, t.o.m. för reaktorer med relativt
liten effekt. Plutoniums volymändringar vid
fasomvandlingarna ökas sannolikt också
genom upprepad värmning och kylning samt
genom bestrålning.
En snabb reaktors kärna blir i allmänhet
mindre än en termisk reaktors därför att den
snabba reaktorn saknar moderator och därför
att bränslet är koncentrerat. Man önskar
nämligen uppnå en mycket stor effekttäthet för
att investeringen i bränsle skall bli så liten
som möjligt. Härigenom ställs man inför
värmeöverföringsproblem som vanligen inte
uppstår i industrin. De torde dock kunna lösas
genom användning av smält metall som
värmeöverföringsmedium och en finfördelning av
bränslet som ger detta tillräckligt stor
värmeöverföringsyta. Bränsleelementens och
kylme-delskanalernas diametrar skall göras små.
Då effekttätheten aldrig blir lika stor överallt
i kärnan, blir vissa bränsleelement varmare
än de övriga. Reaktorns genomsnittliga
arbetstemperatur måste hållas så låg att inget
bränsleelement blir överhettat varigenom
anläggningens värmeverkningsgrad begränsas. Man kan
emellertid göra temperaturfördelningen
jämnare och därmed värmeverkningsgraden
högre genom lämplig placering av
bränsleelementen och lämplig dimensionering av
kylmedels-kanalerna.
Verkan av variationer i bränsleelementens
egenskaper och dimensioner kan minskas bara
genom att man håller snäva toleranser vid
kärnans tillverkning. En snabb reaktors kärna
blir inte endast mindre än en termisk reaktors
utan måste också tillverkas med avsevärt större
precision. Kostnaden för konstruktion och
underhåll blir därför större för en snabb reaktor
än för en termisk.
I de hittills byggda försöksreaktorerna har
man använt koncentrerat klyvbart material som
bränsle, främst för att kärnans kritiska massa
skall bli liten och därmed åtgången av klyvbart
material så liten som möjligt. I praktiken är
det emellertid fördelaktigt, bl.a. för reaktorns
reglering, att späda ut det klyvbara materialet
med fertilt. Härigenom minskas visserligen den
genomsnittliga neutronenergin, men den kan
dock hållas tillräckligt hög för att breeding
skall uppnås. I en ^Pu-^U-breeder vinner man
dessutom en hel del genom direkt klyvning av
^U med snabba neutroner.
Koncentrationen av klyvbart material i en
snabb reaktors bränsleelement bör bli ca 20 %
mot 1—-2 % i en termisk reaktors element9.
På grund av strålningsskador och förgiftning
måste båda slagen av bränsleelement tas ut
och upparbetas vid en utbränning av klyvbart
material motsvarande högst någon procent av
bränslet. Vid ett fåtal gånger upprepad rening
av bränslet och återföring av plutonium kan
man i en termisk reaktor troligen utnyttja upp
till 5 % av uranet. Praktiskt taget allt det
ursprungliga klyvbara materialet i
bränsleelementen är då förbrukat. För att nå samma
resultat i en snabb reaktor måste man
emellertid upparbeta bränslet mer än tio gånger.
Upparbetningen av bränslet medför därför
större driftkostnader för den snabba reaktorn
än för den termiska, både direkt och genom
förlust av bränsle vid bearbetningen.
Tillverkningen av bränsleelementen kostar emellertid
ojämförligt mycket mera än den kemiska be-
Fig. 5.
Värmeövergångstal
för natrium, [-natrium-kaliumlegering-]
{+natrium-kalium-
legering+} och
vatten.
TEKNISK TIDSKRIFT 1958 tf)J
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
