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.
meter och 36 m höjd; det är cylindriskt med
ellipsoidisk botten och halvsfärisk topp (fig. 6).
De principer, som man följt vid Enrico
Fermi-reaktorns konstruktion för att göra den säker,
är desamma som tillämpats för tidigare
kraftreaktorer, men man har i detta fall gått
mycket längre än vanligt i mekaniska
säkerhetsanordningar därför att reaktorn blir den första
fullstora snabba breedern17.
Reaktorns potentiella reaktivitet är 0,92
dollar (en dollar är i detta fall 0,75 %
reaktivitet), och den kan därför normalt inte bli
prompt kritisk, ens om båda
regleringsstavarna dras ut helt och hållet. Säkerhets- och
regleringsstavarna kan tillsammans minska
reakti-viteten med 8,92 dollar. Genom uppdelningen
av bränsleelementen i 91 paket har man
uppnått att det mest värdefulla av dem ur
reak-tivitetssynpunkt ger mindre än en dollar
re-aktivitetsökning.
Uppdelningen av bränsleelementen har
medfört en relativt komplicerad konstruktion och
ökad parasitisk neutronabsorption i
konstruktionsmaterial men större säkerhet. Bara ett
paket i taget kan föras in i reaktorkärnan, och
dessutom är införingshastigheten begränsad.
Härigenom ger ett paket, som genom något
misstag blivit mera reaktivt än normalt, så
långsam reaktivitetsökning att man hinner dra
ut det innan fara uppstår.
Vidare skall vätehaltiga, starkt modererande
material, t.ex. smörjolja, inte användas på
ställen där de på något sätt kan komma in i
reaktorkärnan. Då reaktorns kylmedelssystem är
isolerat från vattensystemet genom en
sekundärkrets, kan vatten inte komma in i kärnan.
Natriet i kärnan verkar som en svag
moderator. Vid den aktuella värmebelastningen
medför minskning av dess täthet genom
uppvärmning en stark reducering av reaktiviteten.
Reaktorns temperaturkoefficient bör därför bli
negativ. Töms kärnan på kylmedel, blir den
underkritisk, och kedjereaktionen avstannar.
Kärnan kan emellertid smälta på grund av
värmeutvecklingen vid klyvningsprodukternas
sönderfall. Härvid skulle en mycket otrevlig
oreda uppstå men ingen olycka som äventyrar
omgivningens säkerhet.
Det kan visas att en positiv komponent av
reaktorns temperaturkoefficient uppstår i en
snabb reaktor med uran 235 genom minskning
av klyvningsprodukternas neutronabsorption
vid temperaturstegring. Denna effekt, som
brukar anges med en Doppler-koefficient, kan
man emellertid motverka genom att blanda
uran 235 med uran 238. När antalet klyvningar
i det förra växer, växer nämligen också
absorptionen av neutroner i det senare,
varigenom reaktivitetsökningen motverkas.
Genom att blanda de båda isotoperna i
lämpliga proportioner kan man t.o.m. erhålla en
negativ Doppler-koefficient; den blir noll vid
ett ^U-^U-förhållande av ca 1,9. I Enrico
Fermi-reaktorn blir blandningsförhållandet 3,5
varför det anses uteslutet att
Doppler-koeffi-cienten kan bli positiv.
Slutord
För dagen tycks en framgångsrik användning
av den snabba breedern hindras av både
tekniska och ekonomiska svårigheter. Visserligen
kan man med fog hoppas att de förra snart
skall vara övervunna, men de senare kommer
sannolikt att bestå.
Man kan vänta att driften av Enrico
Fermi-reaktorn skall visa att en rätt konstruerad
snabb reaktor är lika driftsäker som en
termisk. Erfarenheterna från de stora kylsystem
med natrium, som nu byggs (den amerikanska
SRE är redan i drift), kan vidare visa att de
kan användas industriellt och t.o.m.
ekonomiskt. Det kan emellertid betvivlas att man kan
övervinna den ekonomiska belastning som
upp-arbetningen av bränslet utgör. Relativt stora
investerings- och driftkostnader för bränslet
förefaller ofrånkomliga.
Den snabba reaktorn har dock fördelen att
kunna ge ett konversionsförhållande större än
I, och urantillgångarna kan restlöst brännas
upp utan att bara snabba reaktorer behöver
användas. Det är nämligen troligt att det
överskott på plutonium, som uppstår vid breeding,
kan utnyttjas som bränsle i termiska reaktorer.
Detta har dock ej provats i större skala.
Litteratur
1. Holte, G: Reaktorfysik. Tekn. T. 86 (1956) s. 69—76.
2. Zinn, W H: Review of fast power reactors i "Progress in
nuclear engineering. Reactors" bd 1 s. 435—446. London 1956.
3. Catalogue of nuclear reactors i "Progress in nuclear
engineering. Reactors" bd 1 s. 447—486. London 1956.
4. The world’s reactors no. 5 Zeus. Nuclear Engng 1
(1956) s. 234.
5. Zinn, W H: A letter ön EBR-1 fuel meltdown.
Nucleo-nics 14 (1956) juni s. 35, 103—104.
6. United Kingdom Atomic Energy Authority. 2nd annual
report 1955—56. London 1956.
7. Gray, I L, Neal, R L & Voorheer, G R: Inexpensive
way to control oxygen in sodium heat-transfer systems.
Nucleonics 14 (1956) okt. s. 34—37.
8. The Enrico Fermi power reactor. Nuclear Engng 2
(1957) s. 112—114.
9. Fast breeder power reactors — their problems and
pro-spects. Nucleonics 15 (1957) april s. 62—66.
10. AEC:s fast-reactor program. Nucleonics 15(1957) april s.67.
II. Enrico Fermi reactor. Design of first fast breeder.
Nucleonics 15 (1957) april s. 68—72.
12. Dounreay. The fast reactor. Nuclear Engng 2 (1957)
s. 230—244.
13. To breed or to convert? Nuclear Engng 2 (1957) s. 228.
14. The Dounreay fast breeder reactor. Ind. Chemist 33
(1957) s. 281—288.
15. Twenty-second semiannual report of the Atomic Energy
Commission. Washington 1957.
16. United Kingdom Atomic Energy Authority. 3rd annual
report 1956—57. London 1957.
17. McGarthy Jr, W J & McMath, F C: Safeguard features
of a fast breeder reactor power plant i "Problems in nuclear
engineering" bd 2 s. 15—21. New York 1957.
18. Hutter, E: EBR-II control system i "Advances of
nuclear engineering" bd 2 s. 44—52. New York 1957.
19. Råe, H K: Fuel processing and recycling for natural
uranium power reactors i "Advances of nuclear engineering"
bd 1 s. 198—205. New York 1957.
20. Owens, J E: Control problems in sodium cooled
gra-phite moderated reactors i "Advances of nuclear engineering"
bd 2 s. 384—392. New York 1957.
21. Eggen, D T, Stelle, A M & Heisler, M: Design and
development of the coolant system for the sodium reactor
experiment i "Advances of nuclear engineering" bd 2 s. 483
—491. New York 1957.
TEKNISK TIDSKRIFT 1958 tf)J
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
