NO115422B - - Google Patents

Description

Fremgangsmåte for utførelse av kjernespaltingsreaksjoner.

Nærværende oppfinnelse vedrører en fremgangsmåte for utførelse av kjernespaltingsreaksjoner i en termisk reaktor i hvilken kjernebrenselet har form av en oppløsning eller suspensjon av fisibelt materiale i en væske, f. eks. tungtvann, hvilken oppløsning eller suspensjon sirkuleres gjennom kjernereaktoren samt gjennom en varmeutveksler under opprettholdelse av en høy konversjonsfaktor.

Under utførelse av kjernespaltingsreaksjoner i den hensikt å utvinne varme-energi er det en essentiell betingelse at ta-pet av nøytroner holdes så lavt som mulig, mens nøytronreproduksjonsfaktoren holdes lik en.

Det ville på den annen side være ønskelig for oppnåelse av en forlengelse av kjernekjedereaksjonen, å holde konversjonsf aktoren minst lik en, dvs. at under reaktorens drift skal der dannes samme antall atomer, som kan spaltes under innflytelse av termiske nøytroner som samtidig avgår.

Under kontroll av kjernespaltingsre-aksjonen på en kjent måte, f. eks. ved å variere nøytronabsorpsjonen ved hjelp av teleskopisk anordnede kadmiumstenger, ville det være nødvendig for opprettholdelse av en høy konversjonsf aktor, å ab-sorbere en stadig økende mengde av nøy-troner for å holde nøytronreproduksjons-faktoren lik en.

Når f. eks. naturlig uran eller uran an-riket med U<235> anvendes som det fisible materiale, kan den begynnende produksjon av effektive f isj onsnøy troner beregnes som følger: Spaltingen av et U23r' atom gir omtrent 2,5 nøytroner. Av disse 2,5 nøytroner er en nødvendig for å vedlikeholde kjedereak-sjonen, mens ca. 0,2 nøytroner går tapt p.g.a. ikke produktiv absorpsjon i U-<3r>'. Av de gjenværende 1,3 nøytroner går endel tapt ved absorpsjon av anoderatoren, re-flektoren, annet konstruksjonsmateriale og fisjonsprodukter, og videre ved lekkasje fra reaktoren. Det gjenværende står til disposisjon for fremstilling av Pu239U238.

Hvis nå under reaktorens drift der er en adekvat produksjon av Pu<239> av U<238>, eller med andre ord, en adekvat omdan-nelse av U23<5> til Pu-31', vil produksjonen av effektive fisjbnsnøytroner bli mer og mer bestemt av spaltingen av Pu<23!>) atomer.

Nå gir spaltingen av et Pu-<3>" atom omtrent 3,0 nøytroner, av hvilke en er nød-vendig for opprettholdelse av kjedereak-sjonen og 0,5 for den ikke produktive absorpsjon av nøytroner av Pu-<31>'. Forutsatt at i dette tilfelle 1,5 nøytroner fåes pr. spal-tet atom, vil det følge at etter å ha fra-trukket de nøytroner som går tapt p.g.a. forskjellige slags absorpsjoner som oven-for nevn, vil et relativt stort antall nøy-troner være til disposisjon, hvilket betyr at med fortskridende konversjon må en stadig økende mengde av nøytroner absor-beres for å holde nøytronreproduksjons-faktoren lik en.

Andre vanskeligheter som spesielt gjør seg gjeldende når man anvender sus-pensjoner av fisibelt materiale i eh moderator som kjernebrensel, er at driften av reaktoren i høy grad kan bli påvirket av variasjoner i forholdet mellom mengden av moderator og fisibelt materiale. Selv små variasjoner, f. eks. lokale fluktuasjoner, i nevnte forhold kan resultere i at man i større eller mindre grad mister kontrollen over spaltingsprosessen.

Nærværende oppfinnelse tilveiebringer en fremgangsmåte for utførelse av kjernespaltingsreaksjoner i en termisk reaktor under opprettholdelse av en høy konversjonsfaktor som foran definert, i hvilken i prosess de ovennevnte vanskeligheter helt 1 elimineres.

Ifølge oppfinnelsen velges utgangs-proporsjonene mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale, slik at for den gitte reaktorradius vil følsomheten av den reaktivitet av spaltingsreaksjonen i forhold til variasjoner i forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale være minimal, mens under reaktorens drift denne holdes på kritisk verdi ved passende variasjon av forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale. Denne proporsjonsvariasjon oppnåes fortrinnsvis ved separering, utenfor reaktoren, av det fisible materiale fra oppløsningen eller suspensjonen, eller ved å tilsette fisibelt materiale til denne.

Det vil forståes at ved fremgangsmåten ifølge oppfinnelsen blir, tross den stadig fremadskridende konversjon av atomer som er spaltbare under innflytelse av termiske nøytroner, en stadig økende absorbsjon av nøytroner helt unødvendig.

Ved anvendelse av fremgangsmåten ifølge oppfinnelsen som foran forklart, viser det seg under driften av reaktoren å være en gradvis økning av følsomheten av reaktiviteten for reaksjonen i forhold til variasjoner i forholdet mellom mengdene av moderator og av fisibelt materiale, selv om den absolutte størrelse av nevnte føl-somhet automatisk holdes så liten som mulig ved å initiere prosessen ved en minimumsverdi for nevnte følsomhet.

Når det imidlertid er ønskelig å holde nevnte følsomhet minimal, kan dette oppnåes ifølge oppfinnelsen, hvis under reaktorens drift det fisible materiale ettersom forholdene tilsier fortynnes med et stoff som inneholder atomer som under innflytelse av termiske nøytroner kan omdannes til atomer som er lett spaltbare av termiske nøytroner, idet nevnte stoff inneholder mindre atomer som er lett spaltbare av termiske nøytroner enn det nærværende fisible materiale, idet reaktoren holdes kritisk ved passende økning av forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale.

Under kjernéreaktorens drift vil meng-len av fisjonsprodukter og således også den skadelige nøytronabsorbsjon av nevnte pro-iukter gradvis øke med det resultat at nengden av nøytroner som er til disposisjon for fremstilling av Pu238 av U239 grad-/is avtar.

Det vil forståes at dette fenomen også Destemmer graden av variasjon av forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale anvendt ifølge oppfinnelsen.

På den annen side følger det av den foregående betraktning at fremgangsmåten ifølge oppfinnelsen spesielt er fordelaktig i de tilfelle hvor kjernebrenslet under reaktorens drift kontinuerlig befries for fisjonsprodukter.

Uten å begrense oppfinnelsen på noen måte skal denne nå belyses nærmere ved hjelp av et enkelt eksempel under henvis-ning til tegningen.

En homogen kjernereaktor som anvender en suspensjon av uranoksyd i tungtvann som kjernebrensel vil tjene som et eksempel. Mengden av tungtvann velges slik at reaktoren virker som en termisk reaktor.

Nå man begynner med et gitt fisibelt materiale, f. eks. naturlig uran med 0,71 pst. U235, kan radius av en sfærisk reaktor som vil være akkurat kritisk, beregnes for forskjellige konsentrasjoner av uoranoksyd-suspensjonen. Det viste seg at når konsentrasjonen av uranoksydet ble tillatt å forandre seg, forekom en bestemt minimumradius, ved hvilken en reaktor fremdeles var nettopp kritisk. Til denne mimimumradius hører et bestemt forhold mellom mengdene av tungtvann og uranoksyd. På dette punkt viste det seg at reaktiviteten minst var mottagelig for fluktueringer i forholdet mellom tungtvann og uranoksyd.

På tegningen er forholdet mellom mengdene av tungtvann og uranoksyd satt ut på den vertikale akse, mens reaktorens radius for den kritiske verdi er satt ut på den horisontale akse. Kurven 1 gir forholdet mellom det forannevnte forhold og nevnte radius.

Henvisningstallet 4 betegner minimum for kurven 1, til hvilket svarer en minimal kritisk radius 7.

For et fisibelt materiale bestående av U238 med 0,71 pst. Pu <23>n, som svarer til naturlig uran, i hvilket under reaktorens drift en total konversjon av U235 til Pu230 har funnet sted, kan kurven 2 beregnes.

For fisible materialer som inneholder U23r' og Pu<3>'-<9> i varierende mengdeforhold, svarende til de fisible materialer som suk-sessivt inntrer i en reaktor, under drift av hvilken en gradvis konversjon av U-'<3>5 til Pu<2:i!>> finner sted, kan en rekke kurver som ligger mellom kurvene 1 og 2 beregnes.

Hvis nå en kjernespaltningsreaksjon initieres under anvendelse av naturlig uran og når nøytronproduksjonsfaktoren holdes lik en, hvilket betyr at reaktoren settes i gang ett eller annet sted på kurven 1, og adekvat konversjon finner sted under driften, vil reaktoren bli mer og mer super-kritisk. Ifølge hva som er kjent skulle del-da bli absorbert en gradvis økende mengde av nøytroner, som bortsett fra det uøkono-miske tap av nøytroner ville gjøre det umu-lig å opprettholde en konversjonsf aktor lik eller større enn 1.

Ifølge oppfinnelsen holdes reaktoren kritisk, dvs. at nøytronreproduksjonsfakto-ren holdes lik 1 ved passende å variere, dvs. øke eller minske forholdet mellom mengdene av tungtvann og uranoksyd.

En slik drift gjør det unødvendig med gradvis øking av nøytronabsorpsjon og gir derfor mulighet for å opprettholde en høy konversj onsf aktor.

Ifølge oppfinnelsen anvendes der en kjernereaktor med en radius som er beteg-net med tallet 7, hvilket svarer til det viste minimum 4 i kurve 1, slik at begynnelses-reaktiviteten er minst følsom for variasjoner i forholdet mellom mengden av tungt vann og uranoksyd. Hvis f. eks. forholdet D2O/UO2 passende økes med fortskridende konversjon, vil nevnte forhold oppnå eri verdi svarende til punkt 5 på kurven 2. Som det vil fremgå tydelig av tegningen øker følsomheten for reaktiviteten i forhold til variasjoner i D2O/UO2 samtidig gradvis. Nettopp fordi denne fremgangsmåte imidlertid initieres ved en reaktorradius, ved hvilken følsomheten for reaktiviteten er minimal, vil sistnevnte fenomen bli minst skadelig.

Forandring av forholdet mellom mengdene av tungtvann og fisibelt materiale skjer fortrinsvis ved, utenfor reaktoren, å separere uranoksyden fra den sirkulerende suspensjonen, eller ved å tilsette uranoksyd til suspensjonen utenfor reaktoren.

Følsomheten for reaktiviteten i forhold til variasjoner i tungtvann-uranoksydfor-holdet, holdes stadig på en minimumsverdi under reaktorens drift, mens samtidig adekvat konversjon sikres.

Ifølge oppfinnelsen kan dette oppnås ved en alt etter forholdene tilpasset fortynning av uranoksyden med et stoff som inneholder atomer som under innflytelse av termiske nøytroner kan omdannes til atomer som er lett spaltbare av termiske nøy-troner, idet imidlertid nevnte stoffer inneholder mindre atomer som er lett spaltbare av termiske nøytroner enn det tilstedeværende uranoksyd, hvorhos nøytronrepro-duksj onsf aktoren holdes lik 1 ved passende øking av forholdet mellom mengdene av tungtvann og uranoksyd.

Egnede stoffer for fortynning av uranoksyd er f. eks. Th2:!2 eller TJ2™. Et praktisk anvendelig stoff er f. eks. spillprodukter fra diffusjonsanlegg som produserer U2Mr>, bestående av U-MK og en viss mengde U<Mr>', som er mindre enn mengden av U<2!tr>> tilstede i naturlig uran.

Kurven 3 viser forholdet mellom D2O/UO2 forholdet og den kritiske reaktorradius for et fisibelt materiale bestående av U2S<K> med 0,55 pst. Pu<2>'"', hvilket er den en-delige komposisjon etter fullstendig konversjon av naturlig uran som under reaktoren drift er blitt fortynnet med U<M8> til en ytterligere mengde av ca. 30 pst. av mas-sen av U2'!K som opprinnelig var tilstede. Det minimum som er vist ved 6 på denne kurve inntrer ved praktisk talt den samme kritiske radius 7 som det nevnte minimum i kurven 1. Det kan således ifølge oppfinnelsen ved hjelp av passende å øke D2O/OU2 forholdet fra den verdi som svarer til punkt 4 til punkt 6 under samtidig fortynning av uranoksyden med U2a8 som foran omtalt, oppnåes at der alltid er en minimal følsomhet for reaksjonen overfor variasjoner i D2O/UO2 forholdet.

Det vil forståes at i dette tilfelle blir variasjonsområdet for D2O/UO2 forholdet som skal anvendes (fra punkt 4 til punkt 6) vesentlig mindre enn det området som skal anvendes i tilfellet av at det ikke utføres noen fortynning av det fisible materiale som foran forklart, hvilket område når fra punkt 4 til punkt 5.

I praksis vil ikke alltid en kontinuerlig og fortynning av det fisible materiale være mulig. Små avvikelser er imidlertid tillatt uten at derfor oppfinnelsens virkning går tapt. Det kan f. eks. være praktisk å til-føre Th<232> eller U<2:>,<fi> eller andre stoffer som foran omtalt, ikke kontinuerlig men pe-riodisk.

Claims (5)

1. Fremgangmåte for utførelse av kjernespaltingsreaksjoner i en termisk reaktor i hvilken kjernebrenslet har form av en oppløsning eller en suspensjon av et fisibelt materiale i en væske, hvilken oppløs-ning eller suspensjon sirkuleres gjennom

kjernereaktoren samt gjennom en varmeutveksler under opprettholdelse av en høy konversjonsf aktor, karakterisert ved at det opprinnelige forhold mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale velges slik at for en gitt reaktorradius er følsomheten for reaktiviteten av spaltingsreaksj onen overfor variasjoner i forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale minimal, mens under reaktorens drift denne holdes kritisk ved passende å variere forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale.

2. Fremgangsmåte som angitt i på-stand 1, karakterisert ved at den passende variasjon av forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale fåes ved utenfor reaktoren å separere det fisible materiale fra oppløsningen eller suspensjonen eller å tilsette slikt materiale til oppløsnin-gen eller suspensjonen.

3. Fremgangsmåte som angitt i på-stand 2, karakterisert ved at kjernebrenslet er en suspensjon av uranoksyd i tungtvann.

4. Fremgangsmåte som angitt i på-standene 1—3, i hvilken, reaktoren under driften holdes kritisk ved passende økning av forholdet mellom mengdene av moderator og fisibelt materiale, karakterisert ved at under reaktorens drift blir det fisible materiale fortynnet ettersom forholdene tilsier med et stoff som inneholder atomer som under innflytelse av termiske nøytro-ner, idet nevnte stoff inneholder mindre atomer som er lett spaltbare av termiske nøytroner enn det tilstedeværende fisible materiale.

5. Fremgangsmåte som angitt i på-standene 1—4, karakterisert ved at kjernebrenslet kontinuerlig befries for fisjonsprodukter.