Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - 1960, H. 44 - Dragon-projektet, av S Hähnel
<< 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.
Dragon-projektet
I början av 1959 beslöt OEEC:s European
Nu-clear Energy Agency (Enea) att realisera ett
brittiskt förslag till en experimentreaktor som
fått beteckningen Dragon-projektet (Tekn. T.
1958 s. 59, 1150; 1959 s. 356, 671; 1960 s. 644).
Denna kärnreaktor är en avancerad typ
tillhörande den i Storbritannien följda linjen
gas-kylning-grafitmoderering. I projektet deltar
utom Sexlands Euratom (Tekn. T. 1958 s. 202)
även Storbritannien, Sverige, Schweiz,
Danmark, Österrike och Norge.
Under det första årets verksamhet har man
ingående studerat den ursprungliga planen för
reaktorns konstruktion både teoretiskt och
experimentellt, och den har nu fastlagts i sina
huvuddrag, varigenom man kunnat börja
förbereda byggnadsplatsen i Winfrith Heath. Man
hoppas ha reaktorn färdig 1963.
Kostnaderna för projektet uppskattas till 13,6
M£ för fem års verksamhet. På Sveriges lott
kommer 440 000 £ (ca 6,5 Mkr.).
Grundprinciper
Avsikten med Dragon-projektet är provning av
en reaktortyp som kan ge ånga av lika hög
temperatur och alltså arbeta med lika hög
termisk verkningsgrad som dagens konventionella
ångkraftstationer. Vidare vill man prova
to-rium-uran-233-cykeln. Reaktortypen bör lämpa
sig för både små och stora landbaserade
stationer och den anses också lovande för
fartygsdrift, åtminstone i USA.
Reaktorn får en effekt på 20 MW värme; den
får höganrikat uran som bränsle, blir
grafit-modererad och skall kylas med helium av 20 at
tryck, 350°C ingångs- och 750° C
utgångstemperatur. Härden får 1,07 m diameter och 1,6 m
höjd; genomsnittlig effekttäthet blir 14 MW/m3
och det genomsnittliga värmeflödet genom
bränsleelementytorna 24 W/cm2. Det alstrade
Tabell 1. Driftdata beräknade för olika mängder torium och bor-10
Mängd torium ................ kg 134,8 124,3 113,3
Bor-10 i grafiten ............. % 0 0,00015 0,00035
Förhållandet grafit: ^U .......... 2 128 2 130 2 131
Förhållandet =Th: ^U .......... 6,83 6,29 5,74
Konversionsförhållande........... 0,52 0,49 0,46
Drifttid per charge ......... dygn 190 390 510
Förstört torium ............ kg/år 5,2 4,8 4,2
Förbränt uran-235 ......... kg/år 8,0 8,0 7,7
Utbränning..............GWh/kg 4,78 9,35 12,25
Produktion av uran-233 ____kg/år 3,48 3,01 2,44
621.039.54(4)
värmet skall icke utnyttjas utan kommer att
avlägsnas i en speciell kylanläggning.
Användningen av helium som värmebärare
och den höga drifttemperaturen fordrar en ny
härdkonstruktion. Metallkapslade
bränsleelement kan t.ex. inte användas varför man
ämnar utnyttja moderatorn grafit även som
kapslingsmaterial. Detta leder i sin tur till ett
nytt sätt att hindra klyvningsprodukternas
spridning. Man ämnar låta dem delvis passera
genom kapslingen till en spolgasström ur
vilken de avlägsnas i en reningsanläggning.
Härigenom vinner man att totalmängden
klyvningsprodukter i härden minskas och
reaktivi-teten ökas. Metoden är olämplig för reaktorer
som arbetar vid relativt låg temperatur därför
att värmeövergången från bränslet till
kapslingen blir dålig, om man mellan dem lämnar ett
utrymme för spolgas. Vid hög temperatur
däremot överförs värmet huvudsakligen genom
strålning varvid ett visst avstånd mellan
bränsle och kapsling kan tillåtas.
Användningen av dyrbart helium som
värmebärare fordrar ett betydligt tätare
cirkulationssystem för gasen än vid tidigare
reaktorkonstruktioner. Utom när så fordras för
experiment skall flänsförbindelser ersättas med
svetsar. Denna konstruktion möjliggöres genom att
helt inneslutna, gassmorda fläktar för
cirkulation av gasen nu är tillgängliga. Drivdonen för
reglerings- och säkerhetsstavarna blir också
helt inneslutna i gascirkulationskretsen.
Reaktorn skall köras med högt neutronflöde
(4,5 • 1013 cm"2 s-1) och lång bränslecykel. Man
har därför beslutat att som bränsle använda
höganrikat uran hållande totalt 20 kg uran-235.
I bränsleelementen skall även ingå torium som
fertilt material och eventuellt bor-10 som
brännbar neutronabsorbator, det förra för
framställning av uran-233, den senare för sänkning
av begynnelsereaktiviteten till 6,0 vid lägre
halter av fertilt material (tabell 1).
Dragonreaktorn kan anses i hög grad säker
mot oavsiktligt överskridande av
maximieffekten och tillåten maximitemperatur genom
användningen av högtemperaturmaterial i härden,
dennas stora värmekapacitet och reaktorns
negativa temperaturkoefficient. Den största
risken vållas av klyvningsprodukterna i
anläggningens olika delar. Skulle en läcka uppstå i
någon del av cirkulationssystemet, skulle
klyvningsprodukter genast slippa ut och vålla en
mer eller mindre allvarlig förorening.
TEKNISK TIDSKRIFT 1960 H. .44 1217
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
